DE1546052B2 - Verfahren zur verminderung der korrosion in wasserge kuehlten kernreaktoren - Google Patents
Verfahren zur verminderung der korrosion in wasserge kuehlten kernreaktorenInfo
- Publication number
- DE1546052B2 DE1546052B2 DE19641546052 DE1546052A DE1546052B2 DE 1546052 B2 DE1546052 B2 DE 1546052B2 DE 19641546052 DE19641546052 DE 19641546052 DE 1546052 A DE1546052 A DE 1546052A DE 1546052 B2 DE1546052 B2 DE 1546052B2
- Authority
- DE
- Germany
- Prior art keywords
- water
- ammonia
- parts
- corrosion
- weight
- Prior art date
- Legal status (The legal status 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 status listed.)
- Pending
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
- G21C15/28—Selection of specific coolants ; Additions to the reactor coolants, e.g. against moderator corrosion
-
- 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)
Description
Die Erfindung bezieht sich auf ein Verfahren zur Verminderung der Korrosion in wassergekühlten
Reaktoren.
Es ist bei jedem Reaktortyp erwünscht, Korrosionen durch das Kühlmittel an den Brennelementhüllen,
an Konstruktionsteilen, an Kühlmittel-Umlaufvorrichtungen, an Wärmeaustauschern usw. auf ein Mindestmaß
herabzusetzen. In vielen wassergekühlten Reaktoren besteht das Material der Brennelementhüllen
aus einer Zirkonlegierung, die gegenüber Kühlwasser korrosionsbeständig ist. Aber der Werkstoff für die
übrigen Konstruktionsteile ist entweder Edelstahl oder Flußstahl, und beide Materialien sind Korrosionen
durch Kühlwasser ausgesetzt. Dieses Problem ist besonders ernst, wenn das Kühlmittel unter Druck steht
und deshalb sehr heiß ist, z. B. in Druckwasser- und Siedewasserreaktoren oder in dampfgekühlten Reaktoren.
Eine Hauptsache für die Korrosion unter gewissen Umständen ist die Anwesenheit von radiolytischen
Produkten, insbesondere Sauerstoff, die bei der Bestrahlung des Kühlwassers gebildet werden, und es
sollte in Betracht gezogen werden, daß die Kontrolle sowohl des pH-Wertes als auch vorhandener reduzierender
Bedingungen notwendig ist, um eine korrekte Kontrolle für die Korrosionsbedingungen zu erhalten, da
beide Faktoren ihre Wirkung haben.
Bekanntlich können drei Betriebsbedingungen in wassergekühlten Reaktoren bestehen, nämlich
(a) Druckwasser (d. h. nicht siedend),
(b) siedendes Wasser,
(c) Dampf (einschließlich Überhitzung).
Die Kriterien in Reaktoren, die unter diesen Betriebsbedingungen arbeiten, sind natürlich sehr unterschiedlich,
und die Korrosionsprobleme — obgleich ähnlich — differieren in wichtigen Einzelheiten. Bisher
waren in jedem Falle unterschiedliche Behelfsmittel notwendig für die Korrosionskontrolle. Durch
die vorliegende Erfindung wird ein Verfahren vorgeschlagen, das sich auf alle Betriebsbedingungen anwenden
läßt.
Zum besseren Verständnis der Erfindung sollen nun die Probleme und einige frühere Notbehelfe für alle
Betriebsbedingungen oder -Zustände behandelt werden.
Wenn man unter Druckwasserbedingungen arbeitet, war es bisher üblich, dem Kühlmittel Kaliumhydroxid
zuzusetzen, um dessen pH-Wert heraufzusetzen. Auch Wasserstoff wurde dem Kühlmittel zugesetzt, um reduzierende
Bedingungn zu schaffen und die Bildung von radiolytischen Sauerstoffprodukten zu unterdrücken,
welche Korrosionen zur Folge haben. Indessen ergibt die Bestrahlung von Kaliumhydroxid einen Anstieg
von radioaktiven Produkten, die für Radioaktivitätsprobleme im Reaktor verantwortlich sind.
Es ist möglich, das Kaliumhydroxid durch Lithiumhydroxid zu ersetzen. Aber bei Bestrahlung kann dies
Tritium ergeben, das seinerseits zu anderen radioaktiven Problemen führen kann, wenn nicht das reine
Lithium-7-Isotop verwendet wird.
Wenn man unter Siedewasserbedingungen arbeitet, dann ist der Druck überatmosphärisch und wird so
eingeregelt, daß bei der Arbeitstemperatur in den Aussparungen der Brennstoffelemente ein Sieden stattfindet
und das Produkt nasser Dampf ist, der in herkömmlicher Weise für den Antrieb von Turbinen benutzt
oder durch Wärmeaustauscher geschickt wird, um eine Arbeitsfiüssigkeit zu erhitzen. Unter solchen
Arbeitsbedingungen ist es unangebracht, Alkalihydroxid für die Regelung des pH-Wertes zu verwenden,
weil es die Eigenschaft hat, sich auf Oberflächen abzulagern und bei Anhäufung Spannungsrisse zu verursachen.
Beim Arbeiten unter Kühldampfbedingungen ist der Druck wiederum überatmosphärisch, und es wird
nasser oder trockener Dampf als Kühlmittel benutzt, ίο In einigen Fällen wird ein solches System nur angewandt
für einige Kanäle oder Aussparungen, den sogenannten Überhitzungskanälen eines Reaktors, der
im allgemeinen unter Siedewasserbedingungen arbeitet. Unvermeidlich enthält der in den Reaktor oder den
Überhitzer eingespeiste nasse Dampf einige chloridische Verunreinigungen, und diese Chloride neigen
dazu, sich in den Teilen des Reaktors anzuhäufen, wo Trocknung eintritt, und erzeugen so Spannungsrisse in
den hochbeanspruchten Teilen.
Es muß auch erwähnt werden, daß unter allen Betriebsbedingungen die Verwendung von freiem Wasserstoff
(wie nach der französischen Patentschrift 1176 450) für die Einregelung reduzierender Bedingungen
eine außerordentlich teuere bzw. kostspielige Angelegenheit ist, wenn das Kühlmittel direkt einer
Turbine zugeleitet wird, d. h. nicht in einem geschlossenen Kühlkreislauf enthalten ist, oder wenn es notwendig
ist, einen Geschlossen-Kühlkreislauf von Zeit zu Zeit abzublasen. Zudem scheint es gerade in geschlossenen
Kühlkreisläufen unvermeidlich zu sein, daß eine Undichtigkeit gegenüber Wasserstoff eintritt, und dies
schließt die Zugabe von Auffüllungswasserstoff von Zeit zu Zeit ein, die sehr unerwünscht sein kann.
Korrosionsprobleme treten auch in herkömmlichen, d. h. nichtnuklearen Siedekesseln auf, und unter solchen
Umständen ist es bekannt, Ammoniak in sehr niedrigen Konzentrationen, d. h. 1 · 10~6 Gewichtsteilen für die Einregelung des pH-Wertes und Hydrazin
für die Einregelung der reduzierenden Bedingungen durch Entfernung des freien Sauerstoffes anzuwenden.
Indessen ist Hydrazin für die Anwendung in Kernreaktoren nicht geeignet, weil es außerordentlich
strahlungsempfindlich ist. Zudem produzieren nur Kernreaktorboiler freien Sauerstoff durch Radiolyse
des Wassers, wohingegen der in herkömmlichen Kesseln anwesende Sauerstoff nur aus dem im Kesselspeisewasser
gelösten stammen kann.
Der Erfindung liegt die Aufgabe zugrunde, ein verbessertes Verfahren für die Verminderung der Korrosion
in wassergekühlten Kernreaktoren zu schaffen, und diese Aufgabe wird dadurch gelöst, daß dem Kühlmittel
Ammoniak zugegeben wird und das Kühlmittel einen Ammoniakgehalt von 4 · 10~e bis 60 · 10~6 Gewichtsteilen
aufweist.
Erfindungsgemäß wird das Kühlmittel Druckwasser mit einem Ammoniäkgehalt von 20 · 10~e bis 25 · 10~e
Gewichtsteilen verwendet. Ferner kann als Kühlmittel Dampf mit einem Ammoniakgehalt von 5 · 10~e bis
16 · 10~e Gewichtsteilen verwendet werden.
Es versteht sich, daß hier der Ausdruck »Wasser« sehr breit auszulegen ist und Dampf mit einschließt.
Ammoniak regelt in den oben spezifizierten Konzentrationen nicht nur den pH-Wert des Wassers, sondern
auch die reduzierenden Bedingungen. Somit beseitigt die Anwendung von Ammoniak für die Regelung des
pH-Wertes die Notwendigkeit, dem Kühlmittel Wasserstoff zuzusetzen für die Einregulierung der reduzierenden
Bedingungen, wie dies bisher der Fall war.
Versuche haben gezeigt, daß die Zugabe der erfindungsgemäßen Ammoniakquantitäten auch dazu dient, den
freien Sauerstoff in dem Kreislauf bis unter die Nachweisgrenze von 0,01 · ΙΟ-6 Gewichtsteilen herabzusetzen.
Während der Versuche mit den erfindungsgemäßen Ammoniakkonzentrationen wurden keine gegenteiligen
Wirkungen beobachtet. Tatsächlich wurden unter Druckwasserbetriebsbedingungen die Roh-Rückstandsbeschaffenheit
verbessert, während unter Kühldampfbetriebsbedingungen die Neigung für Spannungsrisse
vermindert wurde. Eine sehr niedrige Nitrationenkonzentration ist in dem Kühlmittel nachweisbar und rührt
vermutlich aus der Radiolyse des Ammoniaks her, aber die Konzentrationen sind nicht höher als im Bereich
von 0,05 · 10^6 bis 0,1 · 10~β Gewichtsteilen. Die
Anwesenheit von Nitrationen in der festgestellten Höhe scheint keine korrosiven Wirkungen zu haben.
Es ist oben spezifiziert worden, daß die Ammoniakkonzentrationen in der Größenordnung 4 · 10~6 bis
60 · 10~6 Gewichtsteilen liegen sollten, aber der optimale
Wert hängt von den Bedingungen im Reaktor und von den Betriebsbedingungen ab, unter denen gearbeiet
wird. Wenn Korrosionen in einem Druckwasserreaktor aus herkömmlichem Edelstahl verhütet werden
sollen, geben 4 · 10~6 Gewichtsteile Ammoniak einen
ausreichenden Schutz und 7 · 10~e eine maximalen
Effekt. Indessen sind etwas größere Konzentrationen für eine leichtere Kontrolle des Ammoniakgehaltes
vorzuziehen. Wenn andererseits die Korrosion von Flußstahl verhütet werden soll, dann sind diese Konzentrationen
an Ammoniak zu niedrig, und eine Mindestkonzentration von 15 · 10~6 Gewichtsteilen ist erforderlich,
wobei der optimale Effekt erst in dem Bereich von 20 · 10~6 bis 25 · ΙΟ"6 erreicht wird.
Wenn unter Siedewasserbedingungen oder unter Kühldampf-(Naßdampf)-Bedingungen gearbeitet wird,
dann sind 4 · 10~6 Gewichtsteile Ammoniak als genügend befunden worden und gestatten die Verwendung
von Flußstahl an Stelle von Edelstahl. Wenn Überhitzungskanäle vorgesehen sind, wird der in anderen Teilen
des Reaktors erzeugte Dampf sauerstofffrei und deshalb sehr geeignet sein für die Beschickung der Überhitzungskanäle.
Am anderen Ende des Bereiches von geeigneten Konzentrationen können bis zu 60 · 10~6 Gewichtsteilen in
einem Druckwasserreaktor ohne Nachteil toleriert werden und geben im wesentlichen jeden verlangten
Schutz, aber oberhalb dieser Konzentration ist die Menge des Ammoniaks, die in dem Kühlmittel anwesend
ist, so groß, daß die Ausbreitung bzw. das Ausmaß der Radiolyse natürlich erhöht wird. Von diesem Gesichtspunkt
der Erfindung sollten 60 · 10~6 Gewichtsteile als höchste Ammoniakkonzentration angesehen werden.
In einem Siedewasserreaktor, bei dem das Reaktor-Kühlmittel direkt einer Turbine zugeführt wird, tritt
eine Ammoniakkonzentration am Turbinenkondensatoraustritt auf. Es wird daher vorgezogen, die Konzentration
an Ammoniak in dem Kühlmittel unter 20 · 10-e Gewichtsteilen zu halten.
In der ganzen vorliegenden Erfindungsbeschreibung ist kein Unterschied gemacht worden zwischen schwerem
und leichtem Wasser. In einem mit schwerem Wasser betriebenen Reaktorkreislauf sollte die Deuteriumform
des Ammoniaks angewendet werden, es sei denn, daß der Reaktor ein Aufschaukeln bzw. Anhäufen in
der Konzentration an natürlichem Wasserstoff vertragen kann oder zuläßt.
Um die vorliegende Erfindung verständlicher zu
machen, werden nunmehr drei Versuche, bei denen die gleichen Stoffe verwendet werden, an Hand eines
Beispiels und unter Bezugnahme auf die Zeichnungen beschrieben, und zwar zeigt
F i g. 1 eine graphische Darstellung, die die Ammoniakkonzentration
relativ zur Sauerstoffkonzentration zeigt,
F i g. 2 eine graphische Darstellung, welche die Ammoniakkonzentration
gegen die Nitrationenkonzentration wiedergibt, während
F i g. 3 eine graphische Darstellung ist, die die Ammoniakkonzentration
gegen die Roh-Rückstandsrate zeigt.
In dem ersten Versuch wurde die Hochdruckwasserschleife
eines Reaktors benutzt, und es wurde bei einer Temperatur von 2900C, einem Druck von 140 kg/cm2
und in einem Bestrahlungsfeld von 1,5 · 1014 n/cm2/sec
(thermisch) gefahren. Da der Umlauf mit einem Wasserreinigungsabschnitt ausgestattet war, wurde ein
ammoniakhaltiges Ionenaustauscherharz für die Einführung des Ammoniaks benutzt.
Geeignete Korrosionsteststreifen wurden an geeigneten Stellen in dem Wasserumlauf angebracht.
Das Umlaufwasser wurde auf radioaktive Abarten durch Entnahme von Wasserproben aus der Reinigung
und Probeabschnitten des Umlaufs untersucht. Die erhaltenen Resultate sind summarisch in der hierunter
gegebenen Tabelle aufgeführt.
pH | Leit fähigkeit (μπώοβ) |
Gewichtsteile • ΙΟ'6 (NH3) |
Gesamt β (dpm/ml) |
|
35 | 10,45 | 66 | 53 | 1,05 · 103 nach I1I2 Stunden |
10,45 | 47 | 36 | 2,34 · 103 nach 1 Stunde |
|
40 | 10,5 | 50 | 43. | 5,22 · 103 nach 1 Stunde |
10,5 | 56 | 57 | 4,86 · 103 nach Va Stunde |
|
45 | 10,5 | 28 | 20 | 5,58 · 103 nach IV2 Stunden |
10,3 | 31 | 17 | 5,78 · 103 nach 1 Stunde |
|
50 | 10,0 | 30 | 17 | 7,65 · 103 nach 1 Stunde |
Die in der obigen Tabelle gegebenen Aktivitätswerte können verglichen werden mit Werten von etwa
9 · 10~4 dpm/ml, die nach einer Pause von I1I2 Stunden
aus Mustern erhalten wurden, die aus dem Umlauf entnommen waren, wenn Kaliumhydroxid und
Wasserstoff benutzt wurden für die Einregulierung der
Korrosionsbedingungen. Es wurden auch die Aktivitäten von bestimmten anwesenden Elementen, z. B.
von Cs138, F18 und K42 bestimmt und mit entsprechenden
Ergebnissen, die bei Verwendung von Kaliumhydroxid und Wasserstoff erhalten worden waren, verglichen.
Es wurde gefunden, daß die Aktivität, die dem Cs138 zukommt, und auch diejenige, die dem F18 zugehört,
etwa dieselbe Höhe hatten, gleich ob Ammoniak oder Kaliumhydroxid und Wasserstoff angewendet
wurde, aber auch daß die Aktivität, die dem K42 zukommt, sehr reduziert war, wenn Ammoniak gebraucht
wurde, wobei die Verminderung von 1 · 105 dpm/ml
bei Verwendung von Kaliumhydroxid und Wasserstoff, auf. 1,6 · 103 dpm/ml eintrat, wenn Ammoniak
verwendet wurde.
Um die auftretende Korrosion zu erfassen, wurde ein milliporiges Filter in die Reinigungs- und in die
Probeabschnitte des Umlaufs eingebaut, und die Verunreinigungen (rohe), die in dem Wasserkreislauf anwuchsen,
wurden auf diesem Filter abgelagert. Bei Verwendung von Kaliumhydroxid und Wasserstoff
war der Rückstand auf dem Filter von rötlichgelber Farbe, wodurch angezeigt wurde, daß die Korrosionsprodukte unter diesen Bedingungen Rost einschlossen.
Wenn Ammoniak für die Einregulierung verwendet wurde, war der auf dem Filter abgelagerte Rückstand
schwarz im Aussehen, was darauf schließen ließ, daß das Hauptprodukt der Korrosion in diesem Fall Magnetit
war. Es wurde auch gefunden, daß bei Verwendung von Ammoniak in dem Kühlmittel der Rückstand
nur in kleinen Mengen zu Beginn des Versuchs anfiel, aber nach kurzer Zeit keine weitere Vermehrung
von abgelagertem Rückstand auf dem Filter beobachtet, werden konnte. Von den Produkten irgendeiner
Korrosion, die eintreten könnte, ist Magnetit gegenber Rost noch das kleinere Übel, weil Magnetit sich
viel ,weniger leicht von der Oberfläche, auf der er sich gebildet hat, ablöst und daher eine Schicht von Magnetit
gebidet wird, die das Metall vor weiterer Korrosion schützt.
Bei den Versuchen, bei denen Ammoniak im Kühlmittel verwendet wurde, stellte sich heraus, daß die
Korrosionskontrolle von Edelstahl erreicht wurde, wenn Ammdniakkonzentrationen von nur 4 · 10~6 bis
7 · lO~e Gewichtsteilen verwendet wurden, aber daß
die Korrosionskontrolle von Flußstahl nur zu erreichen war, wenn wenigstens 15 · 10~6 Gewichtsteile angewendet
wurden.
In einem zweiten Versuch wurde das erfindungsgemäße Verfahren an einem Versuchsreaktorumlauf
aus ferritischem Stahl angewendet, der mit einem Kühlmittel aus kochendem Wasser arbeitete, d. h., es wurde
Wasser etwas unter seinem Siedepunkt in den Prüfabschnitt eingeführt, und eine Teilmenge davon
kochte beim Strömen über die Brennstoffelemente. Nach dem Testabschnitt wurden der Dampf strom und
der Wasserfluß getrennt, und der Dampf wurde kondensiert, Auffüllwasser wurde destilliert, entgast, vom
Sauerstoff befreit und entmineralisiert. Der Umlauf wurde in regelmäßigen Zwischenräumen entgast, um
ihn einem direkten Kreislaufbetrieb anzugleichen.
Der Umlauf arbeitete bei 70 kg/cm2 mit 100% Wasser bei seinem Einlaß und mit einem Nenngemisch
am Auslaß von 10% Dampf und 90% Wasser, bezogen auf das Gewicht. Der gesamte Durchfluß durch den
.Testabschnitt betrug etwa 1500 kg/Stunde, und die Dampferzeugung lag bei etwa 120 kg/Stunde. Die
!Krafterzeugung des Brennelementstranges betrug 60 kW im Umlaufkanal, und die Krafterzeugung des
Reaktors lag in der Größenordnung von 30 bis 40 MW.
Während dieses zweiten Versuches wurde Ammoniak kontinuierlich mittels einer Injektionspumpe zugefügt,
wobei eine gleichbleibende Konzentration aufrechterhalten wurde, und zwar durch Anpassung der Injektionsrate
an die durch Radiolyse und Leckage entstehenden Verluste. Gleichbleibende Ammoniakkonzentrationen
wurden am Eintritt in den Testabschnitt mit einer großen Anzahl von Werten zwischen 2 · 10~e und
6 · 10~6 Gewichtsteilen erhalten. Die Sauerstoff- und Nitratkonzentrationen im Dampf und in dem den Testabschnitt
verlassenden Wasser wurden bei diesen Einstandwerten bestimmt. Die Ergebnisse werden graphisch
ίο in den F i g. 1 und 2 gezeigt, und es ist zu beachten, daß
die Linien unterhalb einer Sauerstoff- und Nitratkonzentration von 0,01 · 10-6 der Grenze einer akkuraten
Bestimmbarkeit gestrichelt sind.
Die F i g. 1 und 2 der Zeichnungen zeigen die Änderungen des log (Sauerstoffkonzentration in der Dampfphase) und die Änderung des log (Nitratkonzentration in der Wasserphase) mit der Ammoniakkonzentration. Es ist aus diesen graphischen Darstellungen offensichtlich, daß auch in einem Umlauf aus ferritischem Stahl Ammoniak die radiolytische Produktion von Sauerstoff unter Siedewasser-Versuchsbedingungen unterdrückt und daß es au;h die Nitratproduktionsrate erhöht.
. Die gesamte Reduktion der Roh-Rückstandsrate — ein Maß für die Ausweitung der Korrosion in dem Kühlkreislauf—mit der Vermehrunginder Ammoniakkonzentration wurde nicht direkt gemessen. Jedoch wurde ein Teilstrom des Umlaufwassers durch ein milliporiges Filter geschickt, und die auf dem Filter abgelagerten Feststoffe wurden untersucht. Es wurde beobachtet, daß der Roh-Rückstandsspiegel sich in dem Maße verminderte, wie die Ammoniakkonzentration erhöht wurde, wie in F i g. 3 gezeigt wird, in der die Roh-Rückstandsrate in willkürlichen Einheiten wiedergegeben ist. .
Die F i g. 1 und 2 der Zeichnungen zeigen die Änderungen des log (Sauerstoffkonzentration in der Dampfphase) und die Änderung des log (Nitratkonzentration in der Wasserphase) mit der Ammoniakkonzentration. Es ist aus diesen graphischen Darstellungen offensichtlich, daß auch in einem Umlauf aus ferritischem Stahl Ammoniak die radiolytische Produktion von Sauerstoff unter Siedewasser-Versuchsbedingungen unterdrückt und daß es au;h die Nitratproduktionsrate erhöht.
. Die gesamte Reduktion der Roh-Rückstandsrate — ein Maß für die Ausweitung der Korrosion in dem Kühlkreislauf—mit der Vermehrunginder Ammoniakkonzentration wurde nicht direkt gemessen. Jedoch wurde ein Teilstrom des Umlaufwassers durch ein milliporiges Filter geschickt, und die auf dem Filter abgelagerten Feststoffe wurden untersucht. Es wurde beobachtet, daß der Roh-Rückstandsspiegel sich in dem Maße verminderte, wie die Ammoniakkonzentration erhöht wurde, wie in F i g. 3 gezeigt wird, in der die Roh-Rückstandsrate in willkürlichen Einheiten wiedergegeben ist. .
Die obigen Versuche beweisen, daß es möglich ist, für einen wasserführenden Reaktor-Kühlkreislauf ferritischen
Stahl an Stelle von konventionellem Edelstahl zu verwenden, wenn die erfindungsgemäße Ammoniakkonzentration
in dem Kühlmittel bei wenigstens 4 · 10~e Gewichtsteilen aufrechterhalten wird.
. In einem weiteren Versuch, in dem nur Dampf in den Testabschnitt eingeführt wurde, wurde kein Sauerstoff
im Auslaß des Testabschnittes bei einer Ammoniakkonzentration in dem Einspeisestutzen im Bereich
von 5 · 10~e bis 16 · 10~6 Gewichtsteilen gefunden.
Claims (3)
1. Verfahren zur Verminderung der Korrosion in wassergekühlten Kernreaktoren, dadurch gekennzeichnet,
daß dem Kühlmittel Ammoniak zugegeben wird und das Kühlmittel einen Ammoniakgehalt von 4 · 10-6 bis 60 · 10~β Gewichtsteilen
aufweist.
2. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlmittel Druckwasser mit einem
Ammoniakgehalt von 20 · 10~e bis 25 · 10-6 Gewichtsteilen
verwendet wird.
3. Verfahren nach Anspruch 1, dadurch gekennzeichnet, daß als Kühlmittel Dampf mit einem
Ammoniakgehalt von 5 · 10~6 bis 16 · 10-" Gewichtsteilen
verwendet wird.
Hierzu 1 Blatt Zeichnungen
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
GB2301963 | 1963-06-10 |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
DE1546052A1 DE1546052A1 (de) | 1970-03-26 |
DE1546052B2 true DE1546052B2 (de) | 1971-02-25 |
Family
ID=10188785
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
DE19641546052 Pending DE1546052B2 (de) | 1963-06-10 | 1964-06-09 | Verfahren zur verminderung der korrosion in wasserge kuehlten kernreaktoren |
Country Status (3)
Country | Link |
---|---|
US (1) | US3294644A (de) |
DE (1) | DE1546052B2 (de) |
GB (1) | GB1047333A (de) |
Families Citing this family (14)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
FR1446411A (fr) * | 1965-06-09 | 1966-07-22 | Commissariat Energie Atomique | Procédé d'inhibition de la corrosion du graphite dans un réacteur nucléaire |
GB1359540A (en) * | 1971-10-29 | 1974-07-10 | British Titan Ltd | Heating a gas |
CA1064626A (en) * | 1977-06-09 | 1979-10-16 | Majesty (Her) In Right Of Canada As Represented By Atomic Energy Of Cana Da Limited | Deposit suppression in the core of water-cooled nuclear reactors |
JPS54108197A (en) * | 1978-02-13 | 1979-08-24 | Hitachi Ltd | Spray water composition for emergency cooling |
FR2562710B1 (fr) * | 1984-04-05 | 1989-02-17 | Electricite De France | Procede pour eliminer les depots formes dans un generateur de vapeur de reacteur nucleaire a eau pressurisee |
JPH0658437B2 (ja) * | 1984-11-06 | 1994-08-03 | 株式会社日立製作所 | 原子力プラントの放射能低減方法 |
US4759900A (en) * | 1986-08-27 | 1988-07-26 | General Electric Company | Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors |
US4950449A (en) * | 1986-08-27 | 1990-08-21 | General Electric Company | Inhibition of radioactive cobalt deposition in water-cooled nuclear reactors |
US4992232A (en) * | 1987-08-31 | 1991-02-12 | General Electric Company | Method to control N-16 radiation levels in steam phase BWRs |
DE4126468C2 (de) * | 1991-08-09 | 1996-04-04 | Vladimir Ivanovic Pasevic | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserreaktors |
DE4126467C2 (de) * | 1991-08-09 | 1995-08-03 | Promotech Corp | Verfahren zur Behandlung des Primärkühlmittels eines Druckwasserkernreaktors |
JP4105052B2 (ja) * | 2003-07-22 | 2008-06-18 | 日立Geニュークリア・エナジー株式会社 | 原子力プラント構造材料の応力腐食割れを緩和する方法 |
US8701426B2 (en) * | 2011-04-28 | 2014-04-22 | Lockheed Martin Corporation | Enhanced boiler |
CN112853339A (zh) * | 2020-12-10 | 2021-05-28 | 中国辐射防护研究院 | 一种ap1000水化学工况下产生的腐蚀氧化物的制备方法 |
Family Cites Families (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2937981A (en) * | 1951-06-22 | 1960-05-24 | Augustine O Allen | Suppression of water decomposition |
US3032386A (en) * | 1959-12-24 | 1962-05-01 | Gen Electric | Treatment of steam for the protection of certain metal parts |
-
0
- GB GB1047333D patent/GB1047333A/en active Active
-
1964
- 1964-06-05 US US372835A patent/US3294644A/en not_active Expired - Lifetime
- 1964-06-09 DE DE19641546052 patent/DE1546052B2/de active Pending
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
GB1047333A (de) | |
DE1546052A1 (de) | 1970-03-26 |
US3294644A (en) | 1966-12-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
DE69407459T2 (de) | Plutonium zerstörender Kernreaktor mit Verwertung flüssigen Kernbrennstoffes | |
DE1546052B2 (de) | Verfahren zur verminderung der korrosion in wasserge kuehlten kernreaktoren | |
DE69103917T2 (de) | Kernreaktorspaltzone mit Anordnung des Kernbrennstoffs und zusammengesetzten abbrennbaren Gifts zur Kontrolle der Leistungsspitze und des Moderatortemperaturkoeffizients. | |
EP2700075B1 (de) | Verfahren zur konditionierung eines der energieerzeugung dienenden kreislaufsystems eines kraftwerks | |
DE2535654C2 (de) | ||
DE1061453B (de) | Siedereaktor | |
DE1592427A1 (de) | Aufarbeitung von bestrahltem Kernbrennstoff | |
DE1929512C3 (de) | Verfahren zur Aufbereitung von bestrahltem Kernbrennstoff | |
EP3384500B1 (de) | Kernkraftwerk und verfahren zum betreiben eines kernkraftwerks | |
DE2452151A1 (de) | Verfahren zur verlaengerung der betriebsperiode einer kernenergie-dampfturbinenanlage ueber das ende des normalen kernbrennstoff-brennzyklus hinaus | |
DE1233506B (de) | Verfahren zum Reinigen einer Primaerfluessigkeit in einem Kompakt-Kernreaktor | |
DE2824290A1 (de) | Verfahren zur unterdrueckung von ablagerungen auf oberflaechen in dem kern eines kernreaktors | |
DE2252077B2 (de) | Dampfturbinenkraftwerk mit einem Dampferzeuger sowie einer Dampfturbine mit Hoch- und Niederdruckteil | |
DE69012711T2 (de) | Verfahren für die Verbesserung der Personalsicherheit während des Betriebs einer Kernkraftwerkanlage, und Mittel dazu. | |
DE1439223B2 (de) | ||
DE1039146B (de) | Verfahren und Vorrichtung zur Erzeugung und UEberhitzung von Dampf mittels Kernenergie | |
DE2544799B2 (de) | Gasbeheizter Dampferzeuger | |
DE3888945T2 (de) | Kontaminierungshemmung des Kühlkreises eines Kernreaktors. | |
DE3120314C2 (de) | ||
DE3520756A1 (de) | Verfahren zur wiedergewinnung von reaktionswaerme | |
DE2337354B2 (de) | Vorrichtung zur Regelung eines Druckwasserreaktors mit verstellbaren Steuerstäben | |
DE1225199B (de) | Waermeuebertragersystem einer Atomreaktoranlage mit im Zwangdurchlauf arbeitendem Waermeuebertrager | |
DE1517506A1 (de) | Rezirkulation-Schnell-Destillationsapparat | |
DE1003363B (de) | Siedereaktor | |
DE1916570A1 (de) | Verfahren zur Isotopenanreicherung |