[go: up one dir, main page]
More Web Proxy on the site http://driver.im/

RU181304U1 - Ядерная энергетическая установка - Google Patents

Ядерная энергетическая установка Download PDF

Info

Publication number
RU181304U1
RU181304U1 RU2017125798U RU2017125798U RU181304U1 RU 181304 U1 RU181304 U1 RU 181304U1 RU 2017125798 U RU2017125798 U RU 2017125798U RU 2017125798 U RU2017125798 U RU 2017125798U RU 181304 U1 RU181304 U1 RU 181304U1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
coolant
free surface
reactor
power plant
nuclear power
Prior art date
Application number
RU2017125798U
Other languages
English (en)
Inventor
Александр Викторович Безносов
Татьяна Александровна Бокова
Павел Андреевич Боков
Александр Алексеевич Карбышев
Никита Сергеевич Волков
Original Assignee
федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ)
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
Application filed by федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ) filed Critical федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего образования "Нижегородский государственный технический университет им. Р.Е. Алексеева" (НГТУ)
Priority to RU2017125798U priority Critical patent/RU181304U1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU181304U1 publication Critical patent/RU181304U1/ru

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21DNUCLEAR POWER PLANT
    • G21D1/00Details of nuclear power plant
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Cleaning By Liquid Or Steam (AREA)

Abstract

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в установках с тяжёлыми жидкометаллическими теплоносителями.
Задачи, решаемые предлагаемым техническим решением – совершенствование конструкции ядерной энергетической установки, упрощение конструкции и эксплуатации.
Технический результат – упрощение конструкции реакторного контура ядерной энергетической установки, повышение эффективности очистки от отложений примесей – оксидов внутренних поверхностей реакторного контура с погружными осевыми насосами, обеспечение возможности формировать и доформировать оксидные защитные покрытия на поверхностях конструкционных материалов, контактирующих с теплоносителем.
Технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещёнными под свободной поверхностью активной зоной, горизонтальными парогенераторами, осевыми погружными насосами и системой защитного газа, устройством ввода газовой смеси в тракт теплоносителя, но на входе теплоносителя в насос для формирования падающих на свободную поверхность капель и струй теплоносителя установлены наклонно, под углом к свободной поверхности теплоносителя, не менее одной пластины, нижний край которых заглублён под уровень, а верхний край которых выступает над свободным уровнем потока теплоносителя, поступающего в насос в районе верхнего края установленной трубки подачи окислительной или восстановительной газовой смеси.
Принятие предлагаемого технического решения позволяет следующее:
- повысить эффективность очистки теплообменных (активная зона, парогенератор) и изотермических поверхностей реакторного контура со свинцовым теплоносителем от отложений примесей-оксидов теплоносителя;
- исключить образование отложений примесей значительной толщины «срыва» этих отложений и предотвратить имевшее место забивание ими проходных каналов активной зоны реактора;
- повысить эффективность регулирования содержания кислорода в теплоносителе реакторного контура;
- обеспечивать требуемый «запас» кислорода в теплоносителе, тем самым обеспечить необходимое формирование и доформирование защитных оксидных покрытий на внутренних поверхностях реакторного контура, обеспечить требуемый ресурс работы контура;
- ускорить и упростить проведение технологических режимов очистки контура от оксидов и формирования и доформирования защитных оксидных покрытий.

Description

Решение относится к ядерной технике и может быть использовано в установках с тяжёлыми жидкометаллическими теплоносителями.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем или его сплавами, с размещенными под его свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, средствами циркуляции и системой защитного газа, включающей фильтр очистки газа, газовый компрессор, снабжённый устройством ввода в тракт теплоносителя, на выходе устройства установлена одна или несколько труб с сопловыми насадками, подключенных к линии напора газового компрессора, линия всаса которых соединена с газовой полостью реактора и с газовыми баллонами с восстановительной смесью (патент на изобретение РФ № 2192052G21C9/016, 19/31 от 27.10.2002).
Недостатком данного технического решения является то, что при истечении из сопловых насадок пузыри газовой фазы имеют размер равный или больший размера истечения из сопловых насадок. Отверстия истечения в сопловых насадках размерами менее 1.0-3.0 мм. выполнять недопустимо, в следствии их возможного забивания частицами примесей, содержащихся в теплоносителе. Скорость витания пузырей указанных размеров превышает 0.5 м/с. Доставка пузырей с восстановительной газовой (газопаровой) смесью всем поверхностям контура с возможными отложениями примесей на опускных участках разветвлённого реакторного контура со скоростями менее 0.5 м/с не обеспечивается. Для таких участков очистка контура известными решениями не эффективна.
Известна ядерная энергетическая установка, содержащая реактор со свинцовым жидкометаллическим теплоносителем или его сплавами, с размещенными под свободным уровнем активной зоной, парогенераторами, насосами и системой защитного газа, устройствами ввода газовой смеси в тракт теплоносителя в районе входа в активную зону и в парогенераторы отличающееся тем, что устройство ввода газовой смеси снабжено напорной камерой, подсоединённой к напорной линии насосов, в одной из стенок напорной камеры выполнены отверстия, соединяющие полость напорной камеры со сливной камерой, сообщенной с линией подвода газовой смеси и имеющий свободный уровень теплоносителя и с объемом газовой системы под свободным уровнем теплоносителя (патент на изобретение РФ № 24748 от 20.08.2002).
Недостатком данного технического решения для реакторных контуров: сложность конструкции устройства ввода восстановительных и окислительных газовых смесей, наличие в нём отверстий малого диаметра, которые могут забиваться примесями , содержащимися в теплоносителе и увеличение высоты газового объёма в районе установки устройства.
Задачи решаемые предлагаемым техническим решением – совершенствование конструкции ядерной энергетической установки, упрощение конструкции и эксплуатации.
Технический результат – упрощение конструкции реакторного контура ядерной энергетической установки, повышение эффективности очистки от отложений примесей – оксидов внутренних поверхностей реакторного контура с погружными осевыми насосами, обеспечение возможности формировать и доформировать оксидные защитные покрытия на поверхностях конструкционных материалов, контактирующих с теплоносителем.
Технический результат достигается тем, что ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещёнными под свободной поверхностью активной зоной, горизонтальными парогенераторами, осевыми погружными насосами и системой защитного газа, устройством ввода газовой смеси в тракт теплоносителя, но на входе теплоносителя в насос для формирования падающих на свободную поверхность капель и струй теплоносителя установлены наклонно, под углом к свободной поверхности теплоносителя, не менее одной пластины, нижний край которых заглублён под уровень, а верхний край которых выступает над свободным уровнем потока теплоносителя, поступающего в насос в районе верхнего края установленной трубки подачи окислительной или восстановительной газовой смеси.
На фиг.1 представлена схема ядерной энергетической установки, реализующая предлагаемое техническое решение, на фиг.2 – конструктивная схема элементов устройства ввода мелко дисперсионной газовой смеси с захватом в потоке теплоносителя, поступающего на вход в насос, струями и каплями теплоносителя, падающими на его свободную поверхность.
В ядерном реакторе со свинцовым теплоносителем 1, с размещёнными под свободной поверхностью теплоносителя 2, активной зоной 3, парогенераторами 4, главными циркуляционными насосами 5. На входе в насосы 5, для формирования падающих на свободную поверхность капель и струй 6 теплоносителя установлены, наклонно, под углом к свободной поверхности теплоносителя 2, не менее одной пластины 7. Нижний край пластин 7 заглубляется под свободную поверхность, а верхний край пластин 7 выступает над свободной поверхностью 2 теплоносителя, поступающего в насос. В районе верхнего края пластин 7 и падающих на свободную поверхность капель и струй 6 теплоносителя установлена трубка 8 подачи окислительной или восстановительной газовой смеси
Газовый объём 9 реакторного контура сообщён трубкой 8 с линией подачи 10 восстановительной газовой смеси и с линией подачи 11 окислительной газовой смеси из газовых баллонов с водородом 12 и кислородом 13, соответственно. Баллон 14 предназначен для формирования заданной смеси водорода из баллона 12 с защитным газом контура (аргоном), а также для формирования заданной смеси кислорода из баллона 13 с аргоном из баллона 15.
Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме удаления оксидов теплоносителя из теплоносителя и из их отложений на поверхностях реакторного контура осуществляется следующим образом: Основанием для проведения очистки теплоносителя и контура от его оксидов является либо недопустимо высокое содержание контролируемой примеси кислорода в теплоносителе и в контуре, либо регламентная очистка (по установленным срокам проведения режима очистки), либо очистка после разуплотнения контура вследствие аварии или ремонтных работ. В баллоне 14 приготавливается восстановительная газовая смесь подачей из баллонов с водородом 12 и аргоном 15. При работе установки в номинальном или частичном режимах по линии 10 в газовый объем 9 в близи устройства через трубку 8 подаётся восстановительная газовая смесь. Поток свинцового теплоносителя поступает после парогенератора 4 в главный циркуляционный насос 5. Омывая пластину 7 теплоноситель поступает на верхнюю часть пластины, находящуюся выше свободной поверхности теплоносителя, откуда в виде струй, капель, брызг попадает на эту поверхность. Падая, теплоноситель захватывает газовую смесь в виде мелкодисперсионных пузырей под свободный уровень теплоносителя и поступает в составе двухкомпонентного потока в насос 5. С напора главного циркуляционного насоса пузырьки поступают в каналы реактора, парогенератора и другие каналы, восстанавливая оксиды до чистого свинца и очищая теплоноситель и поверхности контура от этих примесей. Образующийся водяной пар сепарируется на свободных поверхностях теплоносителя и далее конденсируется в аварийных конденсаторах, откуда выводится в цистерну «горячих» вод.
Работа ядерной энергетической установки в технологическом режиме формирования и доформирования защитных оксидных покрытий на поверхностях конструкционных материалов реакторного контура осуществляется следующим образом: основанием для проведения режима технологической обработки реакторного контура кислородосодержащей газовой смесью являются показания оперативного датчика о содержании кислорода в свинце, свидетельствующие о недопустимом раскислении теплоносителя в контуре. Возможными причинами этого является аварийное наступление фрикционного износа (истирания), эрозионного, коррозионного износа сталей в теплоносителе, проведение ремонтных работ. В баллоне 14 приготавливается окислительная газовая смесь подачей аргона из баллона 15 и кислорода из баллона 13. Работа насоса реакторного контура осуществляется в номинальном или частичном режимах. Теплоноситель, падая в виде струй, капель, брызг с верхнего участка пластины 7 на свободную поверхность теплоносителя, захватывает мелкодисперсные пузырьки окислительной газовой смеси. Кислород, взаимодействуя со свинцом, частично растворяется в нем до насыщения, частично образует мелкие частицы оксидов свинца, последние двигаются с потоком теплоносителя, частично растворяясь в нём до насыщения, частично поступая к поверхностям в контуре формируют на нем необходимый «запас» кислорода в виде мелкодисперсных частиц оксидов свинца, который растворяясь расходуется, при необходимости, на формирование и доформирование оксидных защитных покрытий на его поверхностях, подпитывая контур кислородом.
Таким образом, регулирование окислительного потенциала и очистка теплоносителя и контура от оксидов теплоносителя осуществляется за счет взаимодействия с мелкодисперсной газовой (газопаровой) фазой, поступающей на вход в главный циркуляционный насос и формируемой в потоке за счет захвата газовой фазы падающими струями, брызгами, каплями с верхнего участка пластины установленной под углом в потоке теплоносителя.
Принятие предлагаемого технического решения позволяет следующее:
- повысить эффективность очистки теплообменных (активная зона, парогенератор) и изотермических поверхностей реакторного контура со свинцовым теплоносителем от отложений примесей-оксидов теплоносителя;
- исключить образование отложений примесей значительной толщины «срыва» этих отложений и предотвратить имевшее место забивание ими проходных каналов активной зоны реактора;
- повысить эффективность регулирования содержания кислорода в теплоносителе реакторного контура;
- обеспечивать требуемый «запас» кислорода в теплоносителе, тем самым обеспечить необходимое формирование и доформирование защитных оксидных покрытий на внутренних поверхностях реакторного контура, обеспечить требуемый ресурс работы контура;
- ускорить и упростить проведение технологических режимов очистки контура от оксидов и формирования и доформирования защитных оксидных покрытий.

Claims (1)

  1. Ядерная энергетическая установка, содержащая реактор с жидкометаллическим свинцовым теплоносителем или его сплавами с размещенными под свободной поверхностью активной зоной, горизонтальными парогенераторами, осевыми погруженными насосами и системой защитного газа, устройством ввода газовой смеси в тракт теплоносителя, отличающаяся тем, что на входе теплоносителя в насос для формирования падающих на свободную поверхность капель и струй теплоносителя установлены наклонно, под углом к свободной поверхности теплоносителя, не менее одной пластины, нижний край которых заглублен под свободную поверхность, а верхний край которых выступает над свободной поверхностью потока теплоносителя, поступающего в насос, в район верхнего края установлена трубка подачи окислительной или восстановительной газовой смеси.
RU2017125798U 2017-07-19 2017-07-19 Ядерная энергетическая установка RU181304U1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017125798U RU181304U1 (ru) 2017-07-19 2017-07-19 Ядерная энергетическая установка

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017125798U RU181304U1 (ru) 2017-07-19 2017-07-19 Ядерная энергетическая установка

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU181304U1 true RU181304U1 (ru) 2018-07-10

Family

ID=62813775

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017125798U RU181304U1 (ru) 2017-07-19 2017-07-19 Ядерная энергетическая установка

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU181304U1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111271292A (zh) * 2020-02-17 2020-06-12 上海交通大学 两相减阻屏蔽电机主泵
CN112216414A (zh) * 2020-09-07 2021-01-12 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1998028754A1 (en) * 1996-12-24 1998-07-02 Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo Nuclear reactor with improved natural coolant circulation
RU24748U1 (ru) * 2002-02-11 2002-08-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет Ядерная энергетическая установка
RU2192052C1 (ru) * 2001-02-12 2002-10-27 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования "Нижегородский государственный технический университет" 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 (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO1998028754A1 (en) * 1996-12-24 1998-07-02 Finmeccanica S.P.A. Azienda Ansaldo Nuclear reactor with improved natural coolant circulation
RU2192052C1 (ru) * 2001-02-12 2002-10-27 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования "Нижегородский государственный технический университет" Ядерная энергетическая установка
RU24748U1 (ru) * 2002-02-11 2002-08-20 Государственное образовательное учреждение высшего и послевузовского образования Нижегородский технический университет 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

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
CN111271292A (zh) * 2020-02-17 2020-06-12 上海交通大学 两相减阻屏蔽电机主泵
CN111271292B (zh) * 2020-02-17 2021-10-08 上海交通大学 两相减阻屏蔽电机主泵
CN112216414A (zh) * 2020-09-07 2021-01-12 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法
CN112216414B (zh) * 2020-09-07 2024-02-06 国家电投集团科学技术研究院有限公司 核反应堆和核反应堆中氧气浓度的控制方法

Similar Documents

Publication Publication Date Title
JP5958563B2 (ja) スクラバの海水量制御装置、スクラバの海水量制御方法、アルカリ量制御装置及びアルカリ量制御方法
KR100340302B1 (ko) 발전플랜트용급수가열시스템
JPH0786547B2 (ja) 格納容器を持った原子力設備
RU181304U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CA2701527C (en) Wet scrubbing for removing particulate solids from oxygen supply line
CN109959017A (zh) 一种锅炉废液掺烧装置
RU120275U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN107855003B (zh) 一种基于scr的船舶脱硝系统的氨水回收再利用装置
CN104998890B (zh) 工业炉渣处理系统
CN104445483A (zh) 一种真空除氧器结构
CN107469544A (zh) 气动乳化处理装置及系统
RU78002U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN203530347U (zh) 一种无粒化泵型高温炉渣水淬系统
RU105514U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
RU137152U1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN106007050A (zh) 一种干熄焦车间循环水源系统
RU2226010C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
JP2022177574A (ja) スクラバ装置
RU2192052C1 (ru) Ядерная энергетическая установка
CN208012208U (zh) 渣浆罐浮渣处理系统
JP5018847B2 (ja) 金属部材の表面処理方法および表面処理装置
CN106051704A (zh) 一种利用熔盐回收高温煤气余热的系统
CN220779676U (zh) 一种金红石酸解尾气处理罐
KR20220056157A (ko) 자가세정 가능한 액체 세정시스템
CN103525958A (zh) 一种无粒化泵型高温炉渣水淬工艺及系统

Legal Events

Date Code Title Description
MM9K Utility model has become invalid (non-payment of fees)

Effective date: 20180720