RU48096U1 - NUCLEAR POWER PLANT - Google Patents
NUCLEAR POWER PLANT Download PDFInfo
- Publication number
- RU48096U1 RU48096U1 RU2005108004/22U RU2005108004U RU48096U1 RU 48096 U1 RU48096 U1 RU 48096U1 RU 2005108004/22 U RU2005108004/22 U RU 2005108004/22U RU 2005108004 U RU2005108004 U RU 2005108004U RU 48096 U1 RU48096 U1 RU 48096U1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- carbon dioxide
- lead
- reactor
- power plant
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
Abstract
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках со свинцовым теплоносителем или его сплавами. Представлена ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, системой защитного газа и теплообменниками с рабочим телом - диоксидом углерода, объем газовой полости над свободным уровнем теплоносителя заполнен смесью диоксида и оксида углерода. Предлагаемое решение имеет следующие преимущества: При неизбежных возможных неплотностях. Не требуется устройств очистки защитного газа реакторного контура от диоксида и оксида углерода, что уменьшает количество радиоактивных отходов.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with lead coolant or its alloys. A nuclear power plant is presented, which contains a reactor with a liquid metal lead or lead-bismuth coolant, with a core located under the free level, a protective gas system and heat exchangers with a working fluid - carbon dioxide, the volume of the gas cavity above the free level of the coolant is filled with a mixture of carbon dioxide and oxide. The proposed solution has the following advantages: In the event of unavoidable possible leaks. No devices for cleaning the protective gas of the reactor circuit from carbon dioxide and oxide, which reduces the amount of radioactive waste.
Description
Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением.The solution relates to nuclear engineering and can be used in reactor plants with liquid metal cooling.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым или свинец-висмутовым теплоносителем, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, системой защитного газа и теплообменниками с рабочим телом - диоксидом углерода, объем газовой системы над свободным уровнем теплоносителя заполнен аргоном (гелием) (Тяжелые жидкометаллические теплоносители в ядерных технологиях /Тезисы докладов конференции. - Обнинск, ГНЦ РФ ФЭИ, 2003. - с.18-19) - прототип.A nuclear power plant is known that contains a reactor with a liquid metal lead or lead-bismuth coolant, with a core located under a free level, a protective gas system and heat exchangers with a working fluid - carbon dioxide, the volume of the gas system above the free level of the coolant is filled with argon (helium) (Heavy liquid metal coolants in nuclear technology / Abstracts of conference reports - Obninsk, SSC RF IPPE, 2003. - p.18-19) - prototype.
Недостатком данного технического решения является применение в газовой системе над свободным уровнем теплоносителя аргона, который при неизбежных неплотностях будет смешиваться с рабочим телом второго контура - диоксидом углерода и нарушать технологичность эксплуатации газовой системы.The disadvantage of this technical solution is the use of argon in the gas system above the free level of the coolant, which in the event of unavoidable leaks will mix with the working fluid of the second circuit - carbon dioxide and disrupt the processability of the gas system.
Задачи, решаемые изобретением - повышение технологичности эксплуатации газовой системы, за счет обеспечения безопасности реакторного блока ядерной энергетической установки со свинцовым и свинец-висмутовым теплоносителем и надежности работы газовой системы.The problems solved by the invention is to increase the manufacturability of the gas system, by ensuring the safety of the reactor block of a nuclear power plant with lead and lead-bismuth coolant and the reliability of the gas system.
Технический результат - поддержание термодинамической активности О2 (примеси O2) в диапазоне 10-3÷10-5, обеспечивающем формирование и деформирование защитных оксидных покрытий на поверхностях конструкционных материалов, контактирующих с жидкометаллическим теплоносителем; при неизбежных возможных неплотностях теплообменников диоксид углерода является естественной примесью в контуре; в случае аварийной разгерметизации контура и поступления О2 воздуха примесь СО будет восстанавливать оксиды жидкого металла.The technical result is the maintenance of the thermodynamic activity of O 2 (impurities O 2 ) in the range of 10 -3 ÷ 10 -5 , providing the formation and deformation of protective oxide coatings on the surfaces of structural materials in contact with the liquid metal coolant; with the inevitable possible leaks of heat exchangers, carbon dioxide is a natural impurity in the circuit; in the event of an emergency depressurization of the circuit and the supply of O 2 air, an admixture of CO will reduce the oxides of liquid metal.
Технический результат достигается тем, что в ядерной энергетической установке, содержащей реактор со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем теплоносителя активной зоной, системой защитного газа и теплообменниками с рабочим телом - диоксидом углерода, в объем газовой полости над свободным уровнем теплоносителя введены патрубки подачи диоксида и оксида углерода.The technical result is achieved by the fact that in a nuclear power plant containing a reactor with a lead liquid metal coolant or its alloys, with an active zone, a protective gas system and heat exchangers with a working fluid carbon dioxide, placed in the volume of the gas cavity above the free coolant level, located under a free coolant level carbon dioxide and carbon monoxide supply pipes were introduced.
На фиг. представлена схема ядерной энергетической установки, реализующей предлагаемое техническое решение.In FIG. A diagram of a nuclear power plant implementing the proposed technical solution is presented.
Ядерный реактор 1 со свинцовым теплоносителем или его сплавами содержит размещенную под свободным уровнем теплоносителя 2 активную зону 3, теплообменники 4, газовую полость 5, заполненную смесью диоксида и оксида углерода и тракт 6 циркуляции теплоносителя. Смесь диоксида и оксида углерода вводится через патрубки 7 от газовых баллонов.A nuclear reactor 1 with lead coolant or its alloys contains an active zone 3 located under the free level of coolant 2, heat exchangers 4, a gas cavity 5 filled with a mixture of carbon dioxide and oxide, and a coolant circulation path 6. A mixture of dioxide and carbon monoxide is introduced through nozzles 7 from gas cylinders.
Установка работает следующим образом.Installation works as follows.
При неизбежных возможных неплотностях теплообменников, диоксид углерода является естественной примесью в контуре. Не требуется использование двух различных газов: аргона (гелия) - в первом контуре и углекислого газа (СО2) - во втором. СО2 - в первом и втором контурах.With the inevitable possible leaks of heat exchangers, carbon dioxide is a natural impurity in the circuit. The use of two different gases is not required: argon (helium) in the first circuit and carbon dioxide (CO 2 ) in the second. СО 2 - in the first and second circuits.
Примесь СО в СO2 - естественный продукт реакции:An admixture of CO in CO 2 is a natural reaction product:
СO2↔СО+O2.CO 2 ↔CO + O 2 .
В случае аварийной разгерметизации контура и поступления 02 воздуха, примесь СО будет восстанавливать оксиды жидкого металла.In the event of an emergency depressurization of the circuit and air intake 02, an admixture of CO will reduce the oxides of liquid metal.
Поддержание содержания примеси СО в СО2 газовой системы в диапазоне, соответствующем температурному режиму теплоносителя, обеспечит поддержание термодинамической активности O2 (примеси O2) в диапазоне 10-3÷10-5, обеспечивающем формирование и деформирование защитных оксидных покрытий на поверхностях конструкционных материалов, контактирующих с жидкометаллическим теплоносителем.Maintaining the content of CO impurity in the СО 2 of the gas system in the range corresponding to the temperature regime of the coolant will ensure the maintenance of the thermodynamic activity of O 2 (O 2 impurities) in the range of 10 -3 to 10 -5 , which ensures the formation and deformation of protective oxide coatings on the surfaces of structural materials, in contact with a liquid metal coolant.
Введение в газовую полость над свободным уровнем теплоносителя диоксида и оксида углерода упрощает реакторную установку. Не требуется устройств очистки защитного газа реакторного контура от диоксида и оксида углерода, что уменьшает количество радиоактивных отходов.The introduction of dioxide and carbon monoxide into the gas cavity above the free level of the coolant simplifies the reactor installation. No devices for cleaning the protective gas of the reactor circuit from carbon dioxide and oxide, which reduces the amount of radioactive waste.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005108004/22U RU48096U1 (en) | 2005-03-21 | 2005-03-21 | NUCLEAR POWER PLANT |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005108004/22U RU48096U1 (en) | 2005-03-21 | 2005-03-21 | NUCLEAR POWER PLANT |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU48096U1 true RU48096U1 (en) | 2005-09-10 |
Family
ID=35848536
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005108004/22U RU48096U1 (en) | 2005-03-21 | 2005-03-21 | NUCLEAR POWER PLANT |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU48096U1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2566087C1 (en) * | 2014-06-11 | 2015-10-20 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and device of regulation of oxygen concentration in reactor plant and nuclear reactor plant |
| WO2016072883A1 (en) * | 2014-11-07 | 2016-05-12 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and system for regulating the concentration of oxygen and hydrogen in a reactor facility, and nuclear reactor facility |
-
2005
- 2005-03-21 RU RU2005108004/22U patent/RU48096U1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2566087C1 (en) * | 2014-06-11 | 2015-10-20 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and device of regulation of oxygen concentration in reactor plant and nuclear reactor plant |
| WO2015190952A1 (en) * | 2014-06-11 | 2015-12-17 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and device for regulating the concentration of oxygen in a reactor facility, and nuclear reactor facility |
| CN106463187A (en) * | 2014-06-11 | 2017-02-22 | 阿克梅工程公司 | Method and device for regulating concentration of oxygen in reactor facility, and nuclear reactor facility |
| CN106463187B (en) * | 2014-06-11 | 2018-03-23 | 阿克梅工程公司 | Method and apparatus for controlling the oxygen concentration in reactor plant and nuclear reactor equipment |
| EA032628B1 (en) * | 2014-06-11 | 2019-06-28 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and device for control of oxygen concentration in the reactor plant and nuclear reactor plant |
| WO2016072883A1 (en) * | 2014-11-07 | 2016-05-12 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and system for regulating the concentration of oxygen and hydrogen in a reactor facility, and nuclear reactor facility |
| RU2590895C2 (en) * | 2014-11-07 | 2016-07-10 | Открытое Акционерное Общество "Акмэ-Инжиниринг" | Method and system for control of concentration of oxygen and hydrogen in reactor and nuclear reactor plant |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| CN104470848A (en) | Hydrogen recombiner | |
| Coen | Lithium-lead eutectic as breeding material in fusion reactors | |
| GB785528A (en) | Nuclear reactor plant | |
| RU48096U1 (en) | NUCLEAR POWER PLANT | |
| JP5687440B2 (en) | Reactor containment heat removal apparatus and heat removal method | |
| US3305450A (en) | Nuclear reactors with pressurizer operating with noncondensible gas | |
| US4299660A (en) | Heat-extraction system for gas-cooled nuclear reactor | |
| Wright | Kinetics of gas reactions and environmental degradation in NGNP helium | |
| GB1013102A (en) | Improvements in or relating to high temperature gas cooled reactors | |
| CN207624391U (en) | A kind of constrain system and the shared heat derivation device of residual heat removal system | |
| KR102309765B1 (en) | Method for inner-contour passivation of steel surfaces of nuclear reactor | |
| CN109504908A (en) | A kind of cupric titanium high intensity high corrosion resistance stainless steel and preparation method thereof | |
| US3740313A (en) | Burner-flame arrester for burning offgas from a boiling water reactorpower plant | |
| Cadwallader | In-Vessel Coil Material Failure Rate Estimates for ITER Design Use | |
| RU2743090C2 (en) | Method of cooling and protecting a housing of a nuclear reactor when it is heated in an emergency situation and a device for its implementation | |
| Sato et al. | Thermal load control methods for the HTTR-IS nuclear hydrogen production system | |
| CN116153535A (en) | Emergency waste heat discharge combined system of lead-based reactor | |
| Alloy | MA956 E | |
| CN114963785A (en) | A pyrometallurgical furnace system | |
| Orlov et al. | Issues of lead coolant technology | |
| CN207828364U (en) | A kind of vacuum quencher waste heat recycling system | |
| Yurmanov et al. | Development of steam-water cycle chemistry for steam generator of research reactor MBIR | |
| Cadwallader | Preliminary failure modes and effects analysis of the US DCLL test blanket module | |
| US3373083A (en) | Method of inhibiting the corrosion of graphite in a co2-cooled nuclear reactor | |
| Cherdron et al. | Large scale FAUNA experiments on the interaction of sodium, concrete, and steel |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM1K | Utility model has become invalid (non-payment of fees) |
Effective date: 20060322 |