BG60491B1 - Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на ядрени реактори с водно налягане - Google Patents
Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на ядрени реактори с водно налягане Download PDFInfo
- Publication number
- BG60491B1 BG60491B1 BG96719A BG9671992A BG60491B1 BG 60491 B1 BG60491 B1 BG 60491B1 BG 96719 A BG96719 A BG 96719A BG 9671992 A BG9671992 A BG 9671992A BG 60491 B1 BG60491 B1 BG 60491B1
- Authority
- BG
- Bulgaria
- Prior art keywords
- coolant
- amount
- refrigerant
- content
- concentration
- Prior art date
Links
Classifications
-
- 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
-
- 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
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Preventing Corrosion Or Incrustation Of Metals (AREA)
- Organic Low-Molecular-Weight Compounds And Preparation Thereof (AREA)
- Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
Abstract
Методът намира приложение в реактори, при които мощността се регулира чрез съдържанието на борна киселина в охлаждащото средство. С него се намалява крехкостта на неръждаемите стомани, от които се изработват конструктивните елементи. По метода в цикъла на охлаждането на реактори за производство на енергия се въвежда непрекъснато хидразинхидрат n2н4.н2о в такова количество, че неговото съдържание във взетата от реактора проба от охлаждащото средство да е от 5.10-6 до 5.10-2 г/кг. Към охлаждащотосредство се прибавя кон и/или liон, което да съответства на алкалните свойства на кон, в количествоот 80 до 5,6 мг/кг при концентрация на н3во3 от 20до 0 г/кг. Излишният водород се отстранява от системата по известен начин до количество, което съответства на максимално количество водород в охлаждащото средство 100 н.мл/кг.
Description
Област на техниката
Изобретението се отнася до метод за обработване на първичното охлаждащо средство на реактори с водно налягане, при които мощността на реактора се регулира посредством съдържанието на борна киселина в охлаждащото средство, и по-специално до метод за подобряване на водно-химическите условия в реакторите.
При експлоатация на ядрените реактори най-силно се активират съдържащите се в охлаждащото средство неразтворими съединения и метални оксиди /1/. Анализът на разтворимостта на металните окиси във водата на реактора в зависимост от температурата и концентрацията на LiOH и КОН показва, че при практически еднакви условия разтворимостта на никеловия оксид е значително по-ниска, отколкото тази на железния, хромовия, кобалтовия и други оксиди.
По време на работата на реактора никеловият оксид се превръща в източник на образуването на 58Со, един от най-важните очистващи радиоактивни изотопи при повечето от реакторите, произвеждани от стомана с високо съдържание на никел.
Повишаването на разтворимостта на никеловия оксид може да се постигне посредством повишаване на температурата на средата или чрез повишаване на алкалността на охлаждащото средство чрез увеличаване съдържанието на LiOH или на КОН. Повишаването на температурата на средата чрез повишено топлоотделяне в зоната на разпадане води, обаче, до намаляване сигурността на работата на горивните елементи /2/.
Изследвано е и повишаването на алкалността на охлаждащото средство при реакторите с водно налягане /3/. При това се наблюдава максимално допустима pH-стойност 8 (посредством гореща проба) и се установи, че вследствие образуването на определени количества оксидни радикали, т.е. на продукти на радиолизата на водата, повишаването на алкалността може да доведе до повишаване крехкостта на неръждаеми стомани, от които са изработени отделни конструктивни елементи на ядрения реактор.
Допустимите алкални граници в зависимост от количеството на Н3ВО3 са описани в /4/.
Техническа същност на изобретението
Задачата на изобретението е да се повиши разтворимостта на никеловите оксиди и по такъв начин да се намали замърсяването на реакторите с 58Со.
В цикъла на охлаждането на реактори за производство на енергия, се въвежда непрекъснато хидразинхидрат (N2H4H2O) в такова количество, че неговото съдържание във взетата от реактора проба от охлаждащото средство да възлиза на 5.106 до 5.10 2 g/kg охлаждащо средство, както и КОН и/или LiOH, което да съответства на алкалните свойства на КОН, в количество от 80 до 5,6 mg/kg охлаждащо средство, отнесено към количество Н3ВО3, което се движи от 20 до 0 g/kg. Излишният водород се отстранява от системата по известен начин до количество, което съответства на максималното количество водород в охлаждащото средство в размер на 100 n.ml/kg.
Постоянният приток на хидразинхидрат в охлаждащата среда прави на практика възможно напълно да бъде избегнато образуването на оксидни радикали и с това повишаването на алкалната концентрация, без да се създава опасност от повишаване крехкостта на неръждаемата стомана.
Предпочитаните количества на въведените в охлаждащото средство КОН и/или LiOH са от 35 до 5,6 mg/kg при концентрация на Н3ВО3 от 10 до 0 g/kg. Тези количества съответстват на един работен период на реактора, тъй като концентрацията на Н3ВО3 при съответното спадане на концентрацията на алкалните добавки спада в началото от 20 до 0 g/kg.
Описание на приложените фигури и примери за изпълнение на изобретението
На фигура 1 е показана зависимостта на количествата КОН и/или LiOH от количеството Н3ВО3. При това прекъснатите линии съответстват на известните методи, а непрекъснатите - на метода съгласно изобретението при различни температури на охлаждащата среда при работен режим на ядрения реактор. При сравнение на графиките може да се установи, че при едно и също количество Н3ВО3 (например 17 g/kg охлаждащо средство) при известните методи се въвеждат 22 mg алкали за kg охлаждащо средство, докато при метода съгласно изобретението това количество се повишава на около 50 до 70 mg/ kg охлаждащо средство.
Фигура 2 показва зависимостта на разтворимостта на оксида от pH-стойността на доведеното до температурата на реактора охлаждащо средство при пълно мощност. Известните ядрени реактори работят при pH от 7 до 8. Въведените в охлаждащото средство количества КОН и/или LiOH позволяват увеличаването на pH-стойността на охлаждащото средство до 10-13, което благоприятства за разтварянето на никеловия оксид, без да се предизвиква крехкост на неръждаемата стомана.
Методът съгласно изобретението е приложим както при въведени вече в експлоатация реактори чрез замяната на NH3 с хидразинхидрат, така също и при нововъвеждани в експлоатация реактори.
Съгласно изобретението, методът се провежда по следния начин.
- преди пускането на ректора в действие йоннообменните филтри за пречистване на водата се насищат с равновесни концентрации NH3 и КОН и/или LiOH.
- след преминаване към комерсиално енергопроизводство и стабилизиране на концентрацията на Н3ВО3 в реактора се въвежда постоянно хидразинхидрат в посочените количества и излишният водород се отстранява от охлаждащото средство до стойности, които съответстват на максимално количество водород в охлаждащото средство от 100 n.ml/kg. Освен това към охлаждащото средство се добавя КОН и/или LiOH в количества, които съгласно фиг. 1 зависят от концентрацията на Н3ВО3 и температурните условия на охлаждащото средство.
Claims (2)
- Патентни претенции1. Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на ядрени реактори с водно5 налягане, при които мощността се регулира чрез съдържанието на борна киселина в охлаждащото средство, съдържащо калиева и/ или литиева основа, характеризиращ се с това, че при циркулацията на охлаждащото средст10 во при режим на производство на енергия непрекъснато се въвежда хидразинхидрат NH4H2O в такова количество, че неговото съдържание във взетата от реактора проба на охлаждащото средство да възлиза на 5.106 до 5.10 2 g/kg 15 охлаждащо средство, а съдържанието на калиева и/или литиева основа да съответства на алкалните свойства на калиева основа в количество от 80 до 5,6 mg/kg, при концентрация на борна киселина в границите между 20 и 0 20 g/kg, а излишният водород се отстранява от системата по известен начин до максимално количество водород 100 n.ml/kg.
- 2. Метод съгласно претенция 1, характеризиращ се с това, че към охлаждащото сред-25 ство се добавя КОН и/или еквивалентно количество LiOH в концентрация от 35 до 5,6 mg, отнесена към 1 kg охлаждащо средство, при концентрация на борната киселина от 10 до 0 g/kg.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| DE4126467A DE4126467C2 (de) | 1991-08-09 | 1991-08-09 | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserkernreaktors |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| BG96719A BG96719A (bg) | 1994-03-24 |
| BG60491B1 true BG60491B1 (bg) | 1995-05-31 |
Family
ID=6438049
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| BG96719A BG60491B1 (bg) | 1991-08-09 | 1992-07-30 | Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на ядрени реактори с водно налягане |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US5315626A (bg) |
| EP (1) | EP0527356A1 (bg) |
| JP (1) | JPH0720280A (bg) |
| BG (1) | BG60491B1 (bg) |
| CZ (1) | CZ281880B6 (bg) |
| DE (1) | DE4126467C2 (bg) |
| FI (1) | FI923564A (bg) |
| SK (1) | SK279001B6 (bg) |
Family Cites Families (8)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| GB1047333A (bg) * | 1963-06-10 | |||
| SU277126A1 (ru) * | 1964-06-06 | 1977-04-05 | Всесоюзный Ордена Трудового Красного Знамени Теплотехнический Научно-Исследовательский Институт Им.Ф.Э.Дзержинского | Способ обработки воды дерного реактора |
| BE788187A (fr) * | 1971-09-01 | 1973-02-28 | Babcock & Wilcox Co | Systeme de proctection pour reacteurs nucleaires |
| DE2449589C2 (de) * | 1974-10-18 | 1984-09-20 | Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe | Verfahren zur Entfernung von Zersetzungsprodukten aus Extraktionsmitteln, die zur Wiederaufarbeitung abgebrannter Kernbrenn- und/oder Brutstoffe verwendet werden |
| CA1232827A (en) * | 1984-04-20 | 1988-02-16 | Yasumasa Furutani | Inhibition of deposition of radioactive substances on nuclear power plant components |
| GB8729980D0 (en) * | 1987-12-23 | 1988-02-03 | Atomic Energy Authority Uk | Inhibition of nuclear-reactor coolant circuit contamination |
| FR2642559B1 (fr) * | 1989-02-01 | 1991-04-05 | Commissariat Energie Atomique | Circuit auxiliaire de controle volumetrique et chimique pour le circuit primaire d'un reacteur nucleaire a eau sous pression |
| CA2020858C (en) * | 1989-07-14 | 2000-08-08 | Sakae Katayama | Water treatment agent and water treatment method for boiler |
-
1991
- 1991-08-09 DE DE4126467A patent/DE4126467C2/de not_active Expired - Fee Related
-
1992
- 1992-07-20 EP EP92112350A patent/EP0527356A1/de not_active Withdrawn
- 1992-07-30 BG BG96719A patent/BG60491B1/bg unknown
- 1992-08-06 US US07/926,579 patent/US5315626A/en not_active Expired - Fee Related
- 1992-08-07 SK SK2457-92A patent/SK279001B6/sk unknown
- 1992-08-07 CZ CS922457A patent/CZ281880B6/cs not_active IP Right Cessation
- 1992-08-07 JP JP4233135A patent/JPH0720280A/ja active Pending
- 1992-08-07 FI FI923564A patent/FI923564A/fi unknown
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| DE4126467A1 (de) | 1993-02-11 |
| JPH0720280A (ja) | 1995-01-24 |
| FI923564A0 (fi) | 1992-08-07 |
| EP0527356A1 (de) | 1993-02-17 |
| US5315626A (en) | 1994-05-24 |
| SK245792A3 (en) | 1995-09-13 |
| BG96719A (bg) | 1994-03-24 |
| DE4126467C2 (de) | 1995-08-03 |
| CZ245792A3 (en) | 1993-02-17 |
| CZ281880B6 (cs) | 1997-03-12 |
| SK279001B6 (sk) | 1998-05-06 |
| FI923564A (fi) | 1993-02-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| JPS60235099A (ja) | 原子炉の金属製構造部品の化学的汚染除去方法 | |
| KR830002521B1 (ko) | 방사성장치에 적합한 오염제거제 조성물 | |
| ES447626A1 (es) | Procedimiento para eliminar los productos de corrosion radi-activos procedentes de las superficies internas de un reac- tor nuclear. | |
| EP0790621B1 (en) | A method of preventing the deposition of radioactive corrosion products in nuclear plants | |
| BG60491B1 (bg) | Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на ядрени реактори с водно налягане | |
| JPS6351518B2 (bg) | ||
| US4197274A (en) | Process for reducing plutonium | |
| US3993541A (en) | Removal of tritium from gas-cooled nuclear reactors | |
| BG60490B1 (bg) | Метод за обработване на първичното охлаждащо средство на реактори с водно налягане | |
| GB1306240A (bg) | ||
| Pulham et al. | Chemical reactions between salts dissolved in liquid lithium: reaction of lithium nitride, Li3N, with dilithium acetylide, Li2C2, to form the dilithium salt of cyanamide, Li2NCN, in the metal. | |
| US4587098A (en) | Method of stabilized operation of acid digestion kettle of tantalum | |
| RU2120143C1 (ru) | Способ организации водно-химического режима | |
| GB1025282A (en) | Improvements in or relating to the treatment by electrolytic oxidation of cyanide wastes | |
| RU2547822C2 (ru) | Способ удаления ядерного топлива из контуров исследовательских и энергетических ядерных реакторов | |
| SU1210590A1 (ru) | Способ обработки борсодержащей воды ядерного реактора | |
| CN112340772A (zh) | 一种低氧含量氟铍酸锆制备方法 | |
| SU1404543A1 (ru) | Способ извлечени урана электролизом из щелочных растворов | |
| SU771026A1 (ru) | Способ обработки питательной воды | |
| ES8301261A1 (es) | Procedimiento para la preparacion de compuestos de ftalociahina de cinc o de aluminio. | |
| JPH041599A (ja) | 原子力発電プラントの放射性物質低減方法 | |
| Hsu | Ammonium generation during SRAT cycle | |
| SU506263A1 (ru) | Способ дезактивации внутренних поверхностей контура теплоносител реакторов аэс | |
| GB1286264A (en) | Improvements in and relating to nuclear reactors | |
| Fortune | Boiler Feed‐water Treatment for Corrosion Control—Part 2 |