WO2015190953A1 - Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку - Google Patents

Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку Download PDF

Info

Publication number
WO2015190953A1
WO2015190953A1 PCT/RU2015/000365 RU2015000365W WO2015190953A1 WO 2015190953 A1 WO2015190953 A1 WO 2015190953A1 RU 2015000365 W RU2015000365 W RU 2015000365W WO 2015190953 A1 WO2015190953 A1 WO 2015190953A1
Authority
WO
WIPO (PCT)
Prior art keywords
liquid metal
coolant
cavity
protective gas
gas
Prior art date
Application number
PCT/RU2015/000365
Other languages
English (en)
French (fr)
Inventor
Петр Никифорович МАРТЫНОВ
Радомир Шамильевич АСХАДУЛЛИН
Виталий Алексеевич ГУЛЕВСКИЙ
Владимир Владимирович УЛЬЯНОВ
Юрий Александрович ТЕПЛЯКОВ
Артем Сергеевич ФОМИН
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority to KR1020167034629A priority Critical patent/KR102402423B1/ko
Priority to UAA201613250A priority patent/UA120183C2/ru
Priority to JP2016572620A priority patent/JP6545721B2/ja
Priority to EA201650112A priority patent/EA032886B1/ru
Priority to CA2957521A priority patent/CA2957521A1/en
Priority to BR112016028927-7A priority patent/BR112016028927B1/pt
Application filed by Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг"
Priority to EP15806127.5A priority patent/EP3157015A4/en
Priority to US15/317,543 priority patent/US20170125130A1/en
Priority to CN201580035836.8A priority patent/CN106663483B/zh
Priority to MYPI2016002205A priority patent/MY184123A/en
Publication of WO2015190953A1 publication Critical patent/WO2015190953A1/ru
Priority to ZA2016/08513A priority patent/ZA201608513B/en

Links

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/24—Promoting flow of the coolant
    • G21C15/243—Promoting flow of the coolant for liquids
    • G21C15/247—Promoting flow of the coolant for liquids for liquid metals
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C15/00—Cooling arrangements within the pressure vessel containing the core; Selection of specific coolants
    • G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G21C19/30—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps
    • G21C19/307—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core with continuous purification of circulating fluent material, e.g. by extraction of fission products deterioration or corrosion products, impurities, e.g. by cold traps specially adapted for liquids
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21D—NUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00—Details of nuclear power plant
    • C—CHEMISTRY; METALLURGY
    • C22—METALLURGY; FERROUS OR NON-FERROUS ALLOYS; TREATMENT OF ALLOYS OR NON-FERROUS METALS
    • C22B—PRODUCTION AND REFINING OF METALS; PRETREATMENT OF RAW MATERIALS
    • C22B9/00—General processes of refining or remelting of metals; Apparatus for electroslag or arc remelting of metals
    • C22B9/05—Refining by treating with gases, e.g. gas flushing also refining by means of a material generating gas in situ
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/03—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders cooled by a coolant not essentially pressurised, e.g. pool-type reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C11/00—Shielding structurally associated with the reactor
    • G21C11/02—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding
    • G21C11/022—Biological shielding ; Neutron or gamma shielding inside the reactor vessel
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Definitions

  • the invention relates to nuclear energy, and can be used in power plants with liquid metal lead-containing coolants, in particular, fast neutron reactors, in the 1st circuit of which use heavy liquid metal coolants - eutectic alloy 44.5% Pb-55.5% Bi and lead, respectively.
  • Nuclear installations with lead coolant or its alloys generally contain an active zone located below the free coolant level, steam generators, coolant circulation means, and a protective gas system including a protective gas inlet device, gas purification filter, and a gas compressor (see Morgulova T.Kh. Nuclear Power Plants. - M.: Higher School, 1984, p. 251).
  • a feature of the use of liquid metal coolants is their high corrosivity in relation to the structural materials of a nuclear installation.
  • the content of the main impurities in the protective gas of the primary circuit should not exceed:
  • composition of the shielding gas of the primary circuit is monitored by sensors of oxygen and hydrogen in the shielding gas, as well as by chromatographic method by periodic sampling of gas.
  • the main composition of the protective gas during the hot break-in period of the first circuit is argon of the highest grade.
  • the protective gas inlet device is designed to create a two-phase gas-liquid mixture from the coolant and the gas ejected into it with the required dispersion of gas bubbles and their subsequent transportation along the coolant circulation circuit and is used in nuclear installations in a lead-bismuth coolant system to ensure technological conditions associated with using gas mixtures supplied under the coolant level: - mode of hydrogen purification of the coolant and the primary circuit;
  • Nuclear power plants are known in which devices for introducing shielding gas are made in various ways.
  • a nuclear power plant contains a reactor with a liquid metal lead coolant or its alloys with an active zone, steam generators, main circulation pumps with constant pressure pipes and a protective gas system placed under its free level, while the gas mixture inlet device supplies the protective gas to gas volume above the free coolant level.
  • Known nuclear power plant which contains a reactor with a heavy liquid metal coolant, under the free level of which there is an active zone, steam generators, main circulation pumps, a protective gas system and a gas mixture input device made in the form of a gas pressure chamber rotating from an electric or turbo drive.
  • the pressure chamber of the device is installed in the circulation path of the liquid metal coolant, and is communicated by gas channels with a protective gas system and the volume of the circulating liquid metal coolant.
  • the gas channels are made in the shafts of the main circulation pumps (Pat. RF 2339097, 2007)
  • the main disadvantage of the known solution is the necessity of introducing into the composition of the radiation-hazardous high-temperature liquid metal circuit a special element containing a pressure chamber, and a low degree of purification of the inner surfaces of the reactor circuit from deposits of oxide impurities.
  • Known nuclear power plant containing a reactor with liquid metal lead coolant or its alloys, placed under the free level of the coolant reactor core, steam generators, circulation means and a gas mixture input device in the form of one or more pipes with nozzle nozzles. (Pat. RF 2192052, 2001)
  • a disadvantage of the known solution is the difficulty in delivering the gas mixture to all surfaces of the reactor circuit due to the low rate of its leakage from nozzle nozzles.
  • the diameter of the holes in the nozzle nozzles cannot be made less than 1.0-3.0 mm due to their possible clogging with impurities contained in the coolant. From here, the discharge velocity will not exceed 0.5 m / s, which is insufficient, especially at the lower sections of the circuit, which leads to low cleaning efficiency from metal oxide deposits entering the coolant.
  • the technical task of the present invention is to increase the safety of a nuclear power plant by ensuring normalization of the circulation of the liquid metal coolant flow, increasing the efficiency of its cleaning from slag and metal surfaces from corrosion by increasing the volume of the fine gas phase and simplifying the design of the protective gas injection device.
  • the technical result of the invention is to create conditions for the formation of a stable two-phase gas-liquid mixture from the coolant and gas with the required dispersion of gas bubbles and to ensure subsequent transportation of the mixture along the circulation path of the coolant.
  • the specified technical result is achieved by creating a nuclear power plant, which includes:
  • At least one device for introducing a protective gas located in the peripheral part above the upper cut of the steam generator in the suction area of the circulation pump containing the intake and working parts, the intake part being located in the said cavity with the protective gas, and the working part under the free level of the liquid metal coolant .
  • this technical result is achieved by creating an installation in which the device for introducing the protective gas is a dispersant, the working part of which is made in the form of a lower, movable, mounted on a hollow shaft, and upper fixed, located on the intake part, disks installed with the gap, while the movable disk is made hollow and provided with axial holes communicating with the gap between the disks and the cavity of the lower disk.
  • the device for introducing the protective gas is a dispersant, the working part of which is made in the form of a lower, movable, mounted on a hollow shaft, and upper fixed, located on the intake part, disks installed with the gap, while the movable disk is made hollow and provided with axial holes communicating with the gap between the disks and the cavity of the lower disk.
  • the shielding gas input device is connected to an engine mounted outside the cavity of the installation housing, by means of a magnetic coupling.
  • the problem is also solved by creating a device for introducing protective gas into a nuclear power plant, while it is a dispersant, the working part of which is made in the form of a lower, movable, mounted on a hollow shaft, and upper motionless, located on the intake part, disks installed with the gap, while the movable disk is made hollow and provided with axial holes communicating with the gap between the disks and the cavity of the lower disk.
  • FIG. 1 shows a longitudinal axial section of one embodiment of a nuclear power plant.
  • FIG. 2 is a top view of a part of the reactor installation at the location of the gas dispersant.
  • FIG. 3 - a device for introducing a protective gas
  • a nuclear power plant consists of a nuclear reactor with a liquid metal coolant 4, a reactor shaft 10 with an active zone 1 and a protective plug 5, at least one steam generator 7 and at least one circulation pump 9, cavity 8 with a protective gas, at least one device for introducing a gas mixture into the path of the liquid metal coolant 4.
  • the reactor shaft 10 with the core 1 is located in the Central part of the reactor vessel 6 under the free level of the liquid metal coolant 4.
  • the steam generator 7 and the circulation pump 9 are located in the peripheral part 2 of the housing 6 of the reactor installation.
  • the cavity 8 of the protective gas is located above the level of the liquid metal coolant 4.
  • the device for introducing a gas mixture into the path of the liquid metal coolant 4 is made in the form of a gas dispersant 3 located in the peripheral zone of the housing 6 above the upper cut of the steam generator 7 in the suction zone of the circulation pump 9.
  • the dispersant 3 has an intake part 1 1 with holes 16, a working part 12 with a lower rotating disk 13 mounted on a hollow shaft 15 and an upper fixed disk 14 mounted on a intake part 11 or performed along with it.
  • the intake part 11 of the gas dispersant 3 with holes 16 is located in the cavity of the protective gas 8.
  • Dispersant 3 is attached to the liquid metal circuit using a flange 17.
  • the upper part of the gas dispersant 3 is connected to a sealed engine 20 mounted outside the cavity of the reactor vessel 6 using a magnetic coupling, where 18 is the leading magnetic coupling and 19 is the driven magnetic coupling.
  • the lower rotating disk 13 has axial holes 21 on the periphery and is made hollow, (cavity 22)
  • Disks are installed with a gap of 23.
  • the operation of a nuclear power plant in the technological mode of purification from oxides of the liquid metal coolant and the surfaces of the reactor loop is carried out with dried steam generators 7 in isothermal mode with a minimally controlled power level (-0.001%).
  • the heating of the liquid metal coolant 4 occurs due to the circulation pumps 9 (by friction of the pump blades on the liquid metal coolant 4).
  • the lower disk 13 of the working part 12 of the dispersant 3 rotates with a given angular speed (p up to 3000 rpm).
  • a given angular speed p up to 3000 rpm.
  • the gap 23 due to the velocity gradient of the liquid metal coolant, the bubbles are split, and the finely dispersed gas phase together with the coolant enters from the gap 23 into the main stream of lead-bismuth coolant 4.
  • the total volumetric flow rate of the liquid metal coolant 4 at the inlet of the circulation pump 9 is 0.64 m 3 / s
  • the volumetric flow rate of the protective gas (mixture “N 2 -N 2 0-Ag”) is 0.00008 m 3 / s
  • the temperature of the liquid metal coolant 4 - from 400 to 450 ° C.
  • the feed time of the protective gas into the liquid metal coolant stream 4 is 168 hours.

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
  • Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерной энергетике, и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности, в реакторах на быстрых нейтронах. Изобретение позволяет повысить безопасность работы ядерной энергетической установки. Для этого предложена ядерная энергетическая установка, характеризующаяся тем, что включает: корпус реактора с центральной и периферийной частями; шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель, по меньшей мере, один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции упомянутого жидкометаллического теплоносителя, и, по меньшей мере, один парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса; полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем; по меньшей мере, одно устройство для ввода защитного газа, размещенное в периферийной части корпуса над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочую части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия в верхней части, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя.

Description

Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода
защитного газа в установку
Изобретение относится к ядерной энергетике, и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности, в реакторах на быстрых нейтронах, в 1-м контуре которых используют тяжелые жидкометаллические теплоносители — эвтектический сплав 44,5%Pb-55,5%Bi и свинец, соответственно.
Ядерные установки со свинцовым теплоносителем или его сплавами содержат в общем случае размещенную под свободным уровнем теплоносителя активную зону, парогенераторы, средства циркуляции теплоносителя и систему защитного газа, включающую устройство ввода защитного газа, фильтр очистки газа и газовый компрессор (см. Моргулова Т.Х. Атомные электрические станции. - М.: Высшая школа, 1984, с.251).
Особенностью использования жидкометаллических теплоносителей является их высокая коррозионная активность по отношению к конструкционным материалам ядерной установки.
В связи с этим, главными задачами, возникающими при использовании свинецсо держащих жидкометаллических теплоносителей, являются:
- обеспечения условий, предотвращающих коррозию конструкционных материалов первого контура, находящихся в контакте со свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем;
- обеспечения необходимой чистоты поверхностей первого контура (отсутствие отложений на конструкционных материалах оборудования циркуляционного контура), влияющих на теплогидравлические характеристики первого контура и безопасность реакторной установки;
- обеспечения необходимой чистоты газовой системы первого контура (отсутствие отложений в газовой системе) и чистоты защитного газа. На границе раздела теплоносителя с защитным газом имеет место постоянный массообмен между свинецсодержащим жидкометаллическим теплоносителем и примесями, находящимися в защитном газе (водород, водяной пар, кислород и т. д.), что может приводить как к изменению качества теплоносителя, так и примесного состава защитного газа.
Одновременно на границе раздела теплоносителя с защитным газом и в непосредственной близости от неё со стороны защитного газа протекают процессы испарения компонентов теплоносителя, образования частиц аэрозолей и механический унос с поверхности расплава дисперсных включений. Эти процессы могут приводить к загрязнению защитного газа и образованию отложений в газовой системе первого контура.
При этом, содержание основных примесей в защитном газе первого контура не должно превышать:
Q
- содержание влаги: Η ° < 0,5 мг/л (точка росы минус 26 °С);
С I
- содержание кислорода: °г < 5 - 10 % об. (показания газового датчика кислорода на уровне Е от минус 400 до минус 450 мВ);
- содержание азота: ^ < 5 · 10 % об.
Состав защитного газа первого контура контролируется датчиками кислорода и водорода в защитном газе, а также хроматографическим способом путем периодического отбора проб газа.
Основной состав защитного газа в период горячей обкатки первого контура - аргон высшего сорта.
Устройство для ввода защитного газа предназначено для создания двухфазной газо-жидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и последующей их транспортировкой по контуру циркуляции теплоносителя и применяется в ядерных установках в системе свинцово-висмутового теплоносителя для обеспечения технологических режимов, связанных с использованием газовых смесей, подаваемых под уровень теплоносителя: - режим водородной очистки теплоносителя и первого контура;
- режим периодической очистки первого контура от продуктов взаимодействия теплоносителя с конструкционными сталями;
- режим очистки защитного газа и газовой системы от аэрозолей и мелкодисперсных частиц оксидов элементов конструкционных сталей;
Известны ядерные энергетические установки, в которых устройства для ввода защитного газа выполнены различным образом.
Так, известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, главными циркуляционными насосами с трубами постоянного напора и системой защитного газа, при этом устройство ввода газовой смеси обеспечивает подачу защитного газа в газовый объем над свободным уровнем теплоносителя. (Пат ПМ РФ120275, 2012г)
Известна ядерная энергетическая установка, которая содержит реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, под свободным уровнем которого размещена активная зона, парогенераторы, главные циркуляционные насосы, систему защитного газа и устройство ввода газовой смеси, выполненное в виде вращающейся от электро- или турбопривода газовой напорной камеры. Напорная камера устройства установлена в тракте циркуляции жидкометаллического теплоносителя, и сообщена газовыми каналами с системой защитного газа и объемом циркулирующего жидкометаллического теплоносителя. При этом, газовые каналы выполнены в валах главных циркуляционных насосов (Пат. РФ 2339097, 2007)
Основным недостатком известного решения является необходимость введения в состав радиационно-опасного высокотемпературного жидкометаллического контура специального элемента, содержащего напорную камеру, и невысокая степень очистки внутренних поверхностей реакторного контура от отложений примесей оксидов. Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной реактора, парогенераторами, средствами циркуляции и устройством ввода газовой смеси в виде одной или нескольких труб с сопловыми насадками. (Пат. РФ 2192052, 2001 г)
Недостатком известного решения является сложность доставки газовой смеси ко всем поверхностям реакторного контура из-за небольшой скорости ее вытекания из сопловых насадок. Диаметр отверстий в сопловых насадках не может быть выполнен менее 1,0-3,0 мм вследствие их возможного забивания примесями, содержащимися в теплоносителе. Отсюда скорость истечения не будет превышать 0,5 м/с, что недостаточно, особенно на опускных участках контура, что ведет к низкой эффективности очистки от отложений оксидов металлов, входящих в теплоноситель.
Конструкции всех известных устройств для ввода газа сложны и имеют большую протяженность газовых магистралей.
Общими недостатками для всех описанных выше ядерных установок и входящих в их состав устройств для ввода защитного газа, является отсутствие возможности формирования стабильной двухфазной газо- жидкостной смеси из теплоносителя и эжектируемого в него газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей их транспортировки по контуру циркуляции теплоносителя.
Технической задачей настоящего изобретения является повышение безопасности работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии путем увеличения объема мелкодисперсной газовой фазы и упрощение конструкции устройства для ввода защитного газа. Технический результат изобретения состоит в создании условий для формирования стабильной двухфазной газо-жидкостной смеси из теплоносителя и газа с требуемой дисперсностью газовых пузырей и обеспечения последующей транспортировки смеси по контуру циркуляции теплоносителя.
Указанный технический результат достигается созданием ядерной энергетической установки, которая включает:
корпус реактора с центральной и периферийной частями;
шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель,
по меньшей мере, один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции упомянутого жидкометаллического теплоносителя, и, по меньшей мере, один парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса;
полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем;
по меньшей мере, одно устройство для ввода защитного газа, размещенное в периферийной части над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочие части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя.
В частных воплощениях изобретения указанный технический результат достигается созданием установки, в которой устройство для ввода защитного газа представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.
Предпочтительно, что устройство для ввода защитного газа соединено с двигателем, установленным за пределами полости корпуса установки, посредством магнитной муфты.
Поставленная задача решается также созданием устройства для ввода защитного газа в ядерную энергетическую установку, при этом оно представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.
Раскрытие изобретения.
Сущность изобретения поясняется на фигурах 1 , 2 и 3.
На фиг. 1 представлено продольное осевое сечение одного из вариантов исполнения ядерной энергетической установки.
На фиг. 2 - вид сверху на часть реакторной установки в месте расположения диспергатора газа.
На фиг. 3 - устройство для ввода защитного газа;
На фигурах приняты следующие обозначения:
1 - активная зона;
2 - периферийная часть корпуса;
3 - диспергатор для ввода защитного газа;
4 - жидкометаллический теплоноситель;
5— защитная пробка;
6— корпус реакторной установки;
7 - парогенератор;
8— полость защитного газа;
9 - циркуляционный насос;
10 - шахта реактора;
1 1 - заборная часть диспергатора;
12 - рабочая часть диспергатора;
13 - нижний вращающийся диск; 14 - верхний неподвижный диск;
15 - полый вал;
16— отверстия в заборной части диспергатора;
17 - фланец для крепления диспергатора;
18 - ведомая магнитная полумуфта;
19 - ведущая магнитная полумуфта;
20 - герметичный двигатель;
21 - осевые отверстия в нижнем вращающемся диске;
22 - полость в нижнем вращающемся диске;
23 - зазор между дисками
Ядерная энергетическая установка состоит из ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем 4, шахты реактора 10 с активной зоной 1 и защитной пробкой 5, по меньшей мере, из одного парогенератора 7 и, по меньшей мере, из одного циркуляционного насоса 9, полости 8 с защитным газом, по меньшей мере, из одного устройства ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4.
Шахта реактора 10 с активной зоной 1 размещена в центральной части корпуса 6 реакторной установки под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.
Парогенератор 7 и циркуляционный насос 9 размещены в периферийной части 2 корпуса 6 реакторной установки.
Полость 8 защитного газа расположена над уровнем жидкометаллического теплоносителя 4.
Устройство ввода газовой смеси в тракт жидкометаллического теплоносителя 4 выполнено в виде диспергатора газа 3, размещенного в периферийной зоне корпуса 6 над верхним срезом парогенератора 7 в зоне всаса циркуляционного насоса 9.
Диспергатор 3 имеет заборную часть 1 1 с отверстиями 16, рабочую часть 12 с нижним вращающимся диском 13, укрепленным на полом валу 15 и верхним неподвижным диском 14, укрепленным на заборной части 11 или выполненным с ней заодно.
Заборная часть 11 диспергатора газа 3 с отверстиями 16 расположена в полости защитного газа 8.
К жидкометаллическому контуру диспергатор 3 крепится с помощью фланца 17.
Верхняя часть диспергатора газа 3 соединена с герметичным двигателем 20, установленным за пределами полости корпуса 6 реакторной установки с помощью магнитной муфты, где 18— ведущая магнитная полумуфта, а 19 - ведомая магнитная полумуфта.
Нижний вращающийся диск 13 имеет по периферии осевые отверстия 21 и выполнен полым, (полость - 22)
Диски установлены с зазором 23.
Рабочая часть 12 диспергатора газа 3, выполненная в виде вращающегося 13 и неподвижного 14 дисков, размещена под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя 4. Такое расположение позволяет избежать сепарации защитного газа и направляет поток жидкометаллического теплоносителя на всас циркуляционного насоса 9.
Работу установки осуществляют следующим образом.
Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме очистки от оксидов жидкометаллического теплоносителя и поверхностей реакторного контура осуществляется при осушенных парогенераторах 7 в изотермическом режиме при минимально контролируемом уровне мощности (-0,001%). Прогрев жидкометаллического теплоносителя 4 происходит за счет циркуляционных насосов 9 (посредством трения лопастей насоса о жидкометаллический теплоноситель 4).
При включении герметичного электродвигателя 20 нижний диск 13 рабочей части 12 диспергатора 3 вращается с заданной угловой скоростью (п до 3000 об/мин). При этом в результате движения жидкометаллического теплоносителя относительно нижнего диска 13 в зазоре 23 образуется зона пониженного давления, что вызывает впрыск газа из полости 22 нижнего диска 13 через отверстия 21 в верхней части нижнего диска 13 в зазор 23. В зазоре 23 благодаря градиенту скоростей жидкометаллического теплоносителя пузырьки дробятся, и мелкодисперсная газовая фаза вместе с теплоносителем поступает из зазора 23 в основной поток свинцово- висмутового теплоносителя 4.
Подача защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 приводит к разрушению шлаков на основе РЬО и, как следствие, к улучшению физико-химических свойств жидкометаллического теплоносителя 4.
Авторами выполнены расчетные исследования применительно к ядерной энергетической установке со свинцово-висмутовым теплоносителем с двумя циркуляционными насосами 9 и парогенераторами 7.
При этом общий объемный расход жидкометаллического теплоносителя 4 на всасе циркуляционного насоса 9 составляет 0,64 м3/с, объемный расход защитного газа (смесь «Н2-Н20-Аг») - 0,00008 м3/с, температура жидкометаллического теплоносителя 4 - от 400 до 450 °С.
Время подачи защитного газа в поток жидкометаллического теплоносителя 4 составляет 168 часов.
Показано, что при подаче защитного газа происходит его эффективная доставка к шлакам на основе РЬО и их полное (100%) разрушение, как следствие, происходит очистка жидкометаллического теплоносителя от шлаков и нормализация его циркуляции.
Это повышает безопасность работы ядерной энергетической установки за счет обеспечения нормализации циркуляции потока жидкометаллического теплоносителя, повышении эффективности его очистки от шлаков и металлических поверхностей от коррозии.

Claims

Формула изобретения
1. Ядерная энергетическая установка, характеризующаяся тем, что включает: корпус реактора с центральной и периферийной частями;
шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель,
по меньшей мере, один циркуляционный насос для обеспечения циркуляции упомянутого жидкометаллического теплоносителя, и, по меньшей мере, один парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса;
полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем;
по меньшей мере, одно устройство для ввода защитного газа, размещенное в периферийной части корпуса над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочую части, причем заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия в верхней части, а рабочая— под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя.
2. Установка по п. 1, характеризующаяся тем, что устройство для ввода защитного газа представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.
3. Установка, по п. 1, характеризующаяся тем, что устройство для ввода защитного газа соединено с двигателем, установленным за пределами полости корпуса установки, посредством магнитной муфты.
4. Устройство для ввода защитного газа в ядерную энергетическую установку, характеризующегося тем, что оно представляет собой диспергатор, рабочая часть которого выполнена в виде нижнего, подвижного, укрепленного на полом валу, и верхнего неподвижного, расположенного на заборной части, дисков, установленных с зазором, при этом, подвижный диск выполнен полым и снабжен осевыми отверстиями, сообщающимися с зазором между дисками и полостью нижнего диска.
PCT/RU2015/000365 2014-06-11 2015-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку WO2015190953A1 (ru)

Priority Applications (11)

Application Number Priority Date Filing Date Title
UAA201613250A UA120183C2 (ru) 2014-06-11 2015-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
JP2016572620A JP6545721B2 (ja) 2014-06-11 2015-06-11 原子力発電プラント及びシールドガスディスペンサー
EA201650112A EA032886B1 (ru) 2014-06-11 2015-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
CA2957521A CA2957521A1 (en) 2014-06-11 2015-06-11 Nuclear power plant and shielding gas device
BR112016028927-7A BR112016028927B1 (pt) 2014-06-11 2015-06-11 Usina de energia nuclear e dispositivo de gás de proteção para usina de energia nuclear
KR1020167034629A KR102402423B1 (ko) 2014-06-11 2015-06-11 원자력 발전소 및 이 원자력 발전소 내로 차폐 가스를 공급하는 장치
EP15806127.5A EP3157015A4 (en) 2014-06-11 2015-06-11 Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
US15/317,543 US20170125130A1 (en) 2014-06-11 2015-06-11 Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
CN201580035836.8A CN106663483B (zh) 2014-06-11 2015-06-11 核动力设备和保护气体装置
MYPI2016002205A MY184123A (en) 2014-06-11 2015-06-11 Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant
ZA2016/08513A ZA201608513B (en) 2014-06-11 2016-12-09 Nuclear power plant and device for feeding a cover gas into the plant

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2014123854/07A RU2566661C1 (ru) 2014-06-11 2014-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
RU2014123854 2014-06-11

Publications (1)

Publication Number Publication Date
WO2015190953A1 true WO2015190953A1 (ru) 2015-12-17

Family

ID=54362362

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
PCT/RU2015/000365 WO2015190953A1 (ru) 2014-06-11 2015-06-11 Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку

Country Status (13)

Country Link
US (1) US20170125130A1 (ru)
EP (1) EP3157015A4 (ru)
JP (1) JP6545721B2 (ru)
KR (1) KR102402423B1 (ru)
CN (1) CN106663483B (ru)
BR (1) BR112016028927B1 (ru)
CA (1) CA2957521A1 (ru)
EA (1) EA032886B1 (ru)
MY (1) MY184123A (ru)
RU (1) RU2566661C1 (ru)
UA (1) UA120183C2 (ru)
WO (1) WO2015190953A1 (ru)
ZA (1) ZA201608513B (ru)

Families Citing this family (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2639721C1 (ru) * 2016-12-29 2017-12-22 Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт имени А.И.Лейпунского" Устройство ввода газа в тяжелый жидкий металл
CN107622803A (zh) * 2017-10-12 2018-01-23 中国科学技术大学 一种可有效提升池式铅冷快堆安全性的冷池流道

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5676520A (en) * 1995-06-07 1997-10-14 Thut; Bruno H. Method and apparatus for inhibiting oxidation in pumps for pumping molten metal
RU2226010C1 (ru) * 2002-08-06 2004-03-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2247435C1 (ru) * 2003-07-14 2005-02-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Family Cites Families (11)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB1137865A (en) 1965-03-31 1968-12-27 English Electric Co Ltd Liquid-metal cooled nuclear reactors and rotary pump assemblies therefor
US3984001A (en) * 1974-03-25 1976-10-05 Mitsui Mining & Smelting Co., Ltd. Bubble-dispersing apparatus
FR2291580A1 (fr) * 1974-11-14 1976-06-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection thermique de la cuve d'un reacteur
JPH0287098A (ja) * 1988-09-26 1990-03-27 Hitachi Ltd 高速増殖炉の原子炉カバーガス系
JPH03102288A (ja) * 1989-09-18 1991-04-26 Toshiba Corp タンク型高速増殖炉
US5397377A (en) 1994-01-03 1995-03-14 Eckert; C. Edward Molten metal fluxing system
BR9603089A (pt) * 1995-07-20 1998-05-05 Air Prod & Chem Agitador e processo para aperfeiçoar a dispersão de gás e a transferência da massa gasosa em um reator de tanque agitado
ITTO980400A1 (it) * 1998-05-12 1999-11-12 Finmeccanica Spa Sistema di refrigerazione perfezionato per un reattore nucleare.
JP2003066187A (ja) * 2001-08-23 2003-03-05 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 鉛ビスマス合金融液の純度管理方法および純度管理装置
RU2339097C1 (ru) * 2007-04-02 2008-11-20 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (ГОУВПО НГТУ) Ядерная энергетическая установка
RU120275U1 (ru) * 2012-03-28 2012-09-10 Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5676520A (en) * 1995-06-07 1997-10-14 Thut; Bruno H. Method and apparatus for inhibiting oxidation in pumps for pumping molten metal
RU2226010C1 (ru) * 2002-08-06 2004-03-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский государственный технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2247435C1 (ru) * 2003-07-14 2005-02-27 Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования Нижегородский государственный технический университет (НГТУ) Ядерная энергетическая установка

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
See also references of EP3157015A4 *

Also Published As

Publication number Publication date
JP2017521650A (ja) 2017-08-03
US20170125130A1 (en) 2017-05-04
CN106663483B (zh) 2019-02-22
BR112016028927B1 (pt) 2022-11-01
KR102402423B1 (ko) 2022-05-25
MY184123A (en) 2021-03-19
BR112016028927A2 (pt) 2017-08-22
RU2566661C1 (ru) 2015-10-27
JP6545721B2 (ja) 2019-07-17
EA032886B1 (ru) 2019-07-31
KR20170020345A (ko) 2017-02-22
EP3157015A1 (en) 2017-04-19
CA2957521A1 (en) 2015-12-17
ZA201608513B (en) 2020-12-23
EA201650112A1 (ru) 2017-04-28
EP3157015A4 (en) 2018-01-17
CN106663483A (zh) 2017-05-10
UA120183C2 (ru) 2019-10-25

Similar Documents

Publication Publication Date Title
CN102405307B (zh) 工厂操作方法和工厂操作系统
CN106601314B (zh) 一种铅基反应堆冷却剂氧控系统和氧控方法
CN109851128B (zh) 超临界水氧化系统和废液处理方法
WO2015190953A1 (ru) Ядерная энергетическая установка и устройство для ввода защитного газа в установку
EP3919448A1 (en) Supercritical water all-in-one machine and organic wastewater treatment method
CN102749949A (zh) 一种适用于实现氧控反应的实验装置
KR101953660B1 (ko) 지열 발전을 위한 칼리나 사이클 시스템
CA2951635A1 (en) Method and device for control of oxygen concentration in the reactor plant and nuclear reactor plant
CN101267880A (zh) 在流体反应介质中对物质进行缺氧处理的反应器和方法
RU120275U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN109848182A (zh) 超临界水氧化系统和处理固体可燃物的方法
RU2247435C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU2339097C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU181304U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
US20160288071A1 (en) Systems and methods for reducing corrosion in a reactor system using rotational force
RU170429U1 (ru) Насос погружного типа для перекачки тяжелых жидкометаллических теплоносителей
RU2226010C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN104882184A (zh) 向ads反应堆铅铋共晶合金中加锌的装置及方法
RU2481140C1 (ru) Массообменный аппарат с непрерывной подачей газовой среды
RU2777381C1 (ru) Ядерная энергетическая установка с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с конфузором и перфорированным кронштейном на входе в главный циркуляционный насос
EP3147911B1 (en) Rotary device for nuclear power facility
RU44414U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
US20170236606A1 (en) Apparatus and method to clean contaminated water from radioactive materials
RU2311562C1 (ru) Лабиринтно-винтовой насос для перекачки расплавленного металла
CN104314870A (zh) 基于径向力多工况核电用泵环形泵壳水力设计方法

Legal Events

Date Code Title Description
121 Ep: the epo has been informed by wipo that ep was designated in this application

Ref document number: 15806127

Country of ref document: EP

Kind code of ref document: A1

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2016572620

Country of ref document: JP

Kind code of ref document: A

Ref document number: 20167034629

Country of ref document: KR

Kind code of ref document: A

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 15317543

Country of ref document: US

NENP Non-entry into the national phase

Ref country code: DE

REG Reference to national code

Ref country code: BR

Ref legal event code: B01A

Ref document number: 112016028927

Country of ref document: BR

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 201650112

Country of ref document: EA

REEP Request for entry into the european phase

Ref document number: 2015806127

Country of ref document: EP

WWE Wipo information: entry into national phase

Ref document number: 2015806127

Country of ref document: EP

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 2957521

Country of ref document: CA

ENP Entry into the national phase

Ref document number: 112016028927

Country of ref document: BR

Kind code of ref document: A2

Effective date: 20161209