Способ водоподготовки для ядерных энергетических установок

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ водоподготовки для ядерных энергетических установок включает обессоливание воды, деаэрацию, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе. Дополнительно производят очищение воды, предназначенной для заполнения контура, от растворенных в ней азота, кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=50°C и Р=0,1 МПа. При этом из незаполненного водой контура предварительно удаляют воздух созданием в нем вакуума. Контур заполняют аргоном и очищенной водой, повышают давление до 16 МПа увеличением температуры пара до 340°С. После чего осуществляют периодическую прерывную очистку воды II, III контуров от растворенного в воде кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=95°C и Р=0,1 МПа. Увеличивают температуру пара до 650°C и повышают давление в пределах 16-17 МПа. Преимущества изобретения заключаются в повышении степени очистки и повышении безопасности. 3 ил., 2 табл.

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности технологии водоподготовки для водосодержащих контуров ядерных энергетических установок (ЯЭУ).

Известны способы водоподготовки для ЯЭУ, основанные на разных принципах работы, в частности на очистке от дисперсных примесей, обессоливании, деаэрации, химическом либо электрохимическом обескислороживании, дожигании гремучего газа на палладиевом катализаторе и др.

Одним из известных способов электрохимической обработки воды является удаление растворенного кислорода окислением «заранее обреченного» алюминиевого анода и катодной деполяризацией, происходящими под действием наложенного постоянного тока, образуется гидрат окиси алюминия [Стерман Л.С., Лавышин В.М., Тишин С.Г. Тепловые и атомные электрические станции. М., 2000, с.128-138, 52] (1). При использовании для электролиза инертных электродов (графит, платина) происходит электролиз воды, а при использовании активного (химически) анода - его окисление. В теории электролиза солей рассматривается возможность выделения на катоде газообразного водорода и окисление алюминия за счет создания поля положительного заряда и движения в нем «вращающейся» молекулы кислорода к катоду [по теории, например Дж.Бренстеда, вода является «основанием» этих процессов, причем по Пирсону - жесткой, а по К.Б.Яцимирскому - с нулевой жесткостью].

Известен способ регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов [Патент РФ 2107956, 27.03.98] (2), заключающийся в том, что для защиты циркониевых сплавов в теплоноситель вводят раствор оксидов и гидроксидов меди в пропорции к концентрации продуктов коррозии железа. В этом способе предусматривается корректировка разных растворов, применяемых в качестве добавок. Однако этот способ трудоемкий и дорогостоящий.

Известен способ организации водно-химического режима АЭУ [Патент РФ №2120143, 10.10.98] (3), заключающийся во введении в теплоноситель реакционноспособного алюминия в концентрации, вдвое превышающей концентрацию двухвалентного железа в теплоносителе.

Из известных способов водоподготовки наиболее близким к заявляемому способу являются технологии, основанные на деаэрации.

Известен способ водоподготовки на основе деаэрации воды [«Правила технической эксплуатации электрических станций и тепловых сетей», М., 1977] (4), в соответствии с которыми для котельных установок с давлением до 10 МПа содержание кислорода в деаэрированной воде (до ввода обескислороживающих химических реагентов или при временном прекращении дозирования этих реагентов, если они вводятся до аэратора) должно быть не выше 20 мкг/кг, а при давлениях 10 МПа и выше и на двухконтурных АЭС с поверхностями нагрева ПГ, выполненными из стали ОХ18Н9Т (при всех давлениях, на которые они проектируются), не выше 10 мкг/кг.

Изменения стандарта качества питательной воды II контура ВВЭР приведены в таблице 1.

Таблица 1.
Нормируемый показатель197319771981 (ВТИ)1985 ОСТ
КонденсатоочисткаНетНетНетЕстьНетЕсть
Кислород, мкг/кг151010101010

Эти нормы обусловлены тем, что уже при температуре выше 200°С даже незначительное содержание в воде солей и растворенного воздуха приводит к интенсивной коррозии сталей [Крицкий В.Г. Проблемы коррозии и водно-химических режимов АЭС. СПб., 1996, с.24] (5).

Известно из уровня техники решение [Маргулова Т.Х. «Атомные электрические станции», М., «Высшая школа», 1974, гл. Х.5] (6), в котором описаны два способа удаления дисперсных примесей: с использованием фильтров и добавлением химических веществ, позволяющих поддерживать примеси в растворенном состоянии.

Известен способ предпусковой обработки при помощи вакуумирования незаполненного водой контура [Патент РФ №2039338 С1, кл. F 28 G 9/00, опубл. 09.07.1995] (7).

Наиболее близким к заявленному способу является технология [Заявка РФ №99116380 А, кл. G 21 С 15/00, опубликована 20.05.01] (8). Общими признаками известного и заявленного способа являются следующие: способ водоподготовки для ядерных энергетических установок, включающий обессоливание воды, деаэрацию, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе.

Недостатком этого известного способа является недостаточная очистка воды от воздуха и, как следствие, то, что используемый в контуре пар имеет низкую температуру (до 340°С при 160 МПа). Ограничивающим моментом будет являться тепловое разложение воды, которое начинается только при 1000°С [4].

Заявленный способ свободен от перечисленных недостатков.

Технический результат в заявленном способе достигается тем, что в известном способе водоподготовки для ядерных энергетических установок, включающем обессоливание воды, деаэрацию, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе, дополнительно производят очищение воды, предназначенной для заполнения контура, от растворенных в ней азота, кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=50°С и Р=0,1 МПа, при этом из незаполненного водой контура предварительно удаляют воздух созданием в нем вакуума, контур заполняют аргоном и очищенной водой, повышают давление до 16 МПа увеличением температуры пара до 340°С, после чего осуществляют периодическую прерывную очистку воды II, III контуров от растворенного в воде кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=95°С и Р=0,1 МПа, увеличивают температуру пара до 650°С и повышают давление в пределах 16-17 МПа.

Сущность заявляемого изобретения состоит в следующем. Предварительно из незаполненного водой контура удаляется воздух путем создания вакуума. Предназначенный для заполнения водой контур заполняется аргоном и водой, очищенной от всех растворенных в ней газов (конкретно азота, кислорода и водорода) в сумме до 2% по объему для t=50°С и Р=0,1 МПа. В воде может быть растворен аргон. Такую подготовку должна проходить вся поступающая в контур вода. Производится периодическая прерывная очистка воды II, III контуров от растворенного в ней кислорода и водорода в сумме до 0-2% по объему для t=95°С и Р=0,1 МПа. Температура пара в ЯЭУ типа БН увеличивается до 650°С при давлении 16-17 МПа. Очистка воды от дисперсных примесей, обессоливание, деаэрация, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе также производятся. Аргон предназначен для поддержания парообразования и конденсации при любых режимах работы реактора.

Из уровня техники известен процесс удаления газов из жидкости путем ее продувания другим газом, называемый «стриппингом».

Примером конкретной реализации заявляемого способа может служить технология, которая реализуется на следующем устройстве.

Устройство представляет собой резервуар с поршнем, трубами и вентилями (фиг.1). Поршень снабжен электромеханическим приводом 1, подача и удаление воды осуществляются насосами 2, газов - компрессорами 3. Установка имеет цилиндрическую форму, высота больше диаметра основания. Вода поступает и отводится по нижним трубам и может доходить до уровня верхних труб. По верхним трубам поступает аргон и удаляется газовая смесь. Вначале поршень касается воды, затем подается аргон и поршень поднимается. При удалении газовой смеси поршень опускается. При удалении воды поршень также опускается. Далее вода через трубу при помощи насоса поступает в накопитель очищенной воды - цилиндрический резервуар с поршнем и трубами для подачи и отвода воды (фиг.2). Возможно использование установки для сохранения отработанного аргона. Также предусматриваются устройства для очистки воды от дисперсных примесей, обессоливания, дожигания гремучего газа на палладиевом катализаторе, деаэратор.

Используемые обозначения: ЯЭУ - ядерная энергетическая установка; БН - тип реактора на быстрых нейтронах; С - температура в градусах Цельсия; МПа - давление в мегапаскалях.

Устройство очистки воды от воздуха позволяет очистить воду от кислорода и водорода, возникающих в результате радиолиза и способных вызвать повреждение конструкционных элементов ЯЭУ.

В соответствии с принципиальной технологической схемой АЭС с реактором БН-350 [Улыбин С.А. Теплоносители энергетических ядерных установок. М-Л., 1966, с.177] (9) устройство должно быть расположено после деаэратора по току воды (фиг.3), на котором 4 - деаэратор, 5 - питательный насос, 6 - подогреватель.

Нагрев водяного пара до 650°С при давлении 16-17 МПа происходит в парогенераторе за счет увеличения скорости теплопередачи жидкий металл - труба парогенератора - вода.

Чем больше температура пара, тем больше относительная скорость его частиц по отношению к рабочей лопатке вращающегося колеса осевой турбины.

Используемые в теплотехнике теплообменники делятся на предназначенные для жидкости и для газов. Теплообменник для жидкости предназначен для ее охлаждения. В нем по расположенным соосно трубам текут навстречу друг другу два потока жидкости - холодный и горячий. При достаточно длинных трубах происходит практически полный «обмен температурами». Если же потоки двигались бы в одном направлении, температуры в лучшем случае только бы выравнились. В теплообменниках для газов путем увеличения площади поверхности увеличивается теплообмен между газом и твердым телом.

Парогенератор представляет собой емкость для воды, в которой расположены трубы, по которым течет теплоноситель, имеющий более высокую температуру, и предназначенные для нагрева и испарения воды; имеет горячий и холодный коллектор.

Пароперегреватель позволяет получить из влажного пара сначала сухой и насыщенный, а затем перегретый пар.

Тепловая экономичность цикла парообразования - конденсации может быть существенно повышена, если перегреть пар в реакторе или отдельном перегревателе, но это уже связано с заметным усложнением схемы, конструкции оборудования и условий эксплуатации.

Экспериментальная лабораторная установка сжигания гремучей смеси содержит контактный аппарат. Дожигание производится для удаления избытка кислорода и для избежания энерговыделения в контуре при превращении кислорода и водорода в воду. Тепловой эффект реакции образования воды из кислорода и водорода при Т=298,16 К и Р=98066 Па, отнесенный к 1 моль вещества, составляет 286 кДж/моль.

Сравним характеристики реакторов типа ВВЭР и БН. Для I контура ВВЭР технологические возможности изготовления оборудования и, в первую очередь корпуса реактора, ограничены предельным давлением 16 МПа. Парам воды при температуре 310-340°С при давлении 13-17 МПа, максимально допустимая температура оболочек отвалов 710°С.

Наивысшая температура, которая может быть достигнута без появления разрушения в условиях длительной эксплуатации (при контакте с водой) для сталей аустенитного класса составляет 600-650°С.

Можно выделить следующие особенности работы ЯЭУ. Мощность реактора изменяется в зависимости от скорости изменения плотности потока нейтронов. Например, если за время t=1 с плотность нейтронов увеличивается в 7,5 раза (а за 2 с соответственно в 60 раз), то никакие автоматические системы управления не успевают срабатывать.

При изменении температуры активной зоны меняются физические свойства размножающей среды, в частности плотности замедлителя, теплоносителя и других материалов активной зоны, а также эффективные сечения взаимодействия нейтронов с ядрами атомов среды. Соответственно меняются эффективный коэффициент размножения и реактивность реактора. Это влияет на безопасность управления.

Энергия β-частиц и γ-квантов при β-распаде ядер осколков деления, т.е. около 7% общего количества энергии, идущей на нагрев среды, выделяется в течение продолжительного времени. 85% запаздывающей энергии выделяется за 10 суток. Из-за остаточного энерговыделения требуется обеспечение постоянного охлаждения ядерного топлива в реакторе в течение длительного времени после его останова.

Таким образом, реактор нагревается быстро, а охлаждается медленно. В связи с этим необходимо выбрать скорость нагрева реактора, которая обеспечивала бы длительную безаварийную работу ЯЭУ. Для этого необходимо решение уравнения теплопроводности представить в виде зависимости величины объемного расширения от координат. В частности, интерес может представлять распределение температур по толщине трубы парогенератора.

Физические вопросы кипения исходя из предположения о парообразовании внутрь жидкости разработаны Лабунцовым Д.А. (1).

Рассмотрим процессы, происходящие с водой при высоких температурах. При 4000°С водяные пары разлагаются на водород и кислород, при этом теплота поглощается [5]. При температуре (порядка тысяч градусов) вода разлагается так интенсивно, что происходит взрыв [Нигматулин И.Н., Нигматулин Б.И. Ядерные энергетические установки. М., 1986, с.146] (10).

Зависимость log10Кр от температуры Т[К] для реакции

νАА+νВВ↔νЕЕ+νFF,

где ν - количество молей газа,

рA=-lg[A], [А] - концентрация, моль/л [Фадеев Г.Н. Химические реакции. М., 1980, с.70] (11),

представлена в таблице 2.

Таблица 2.
Т[К]Н2O↔Н2+1/2O2H2O↔ОН+1/2H2
298-40.048-46.054
500-22.886-26.130
1000-10.062-11.280
1200-7.899-8.789
1400-6.347-7.003
1600-5.180-5.662
1700-4.699-5.109
1800-4.270-4.617
1900-3.886-4.177
2000-3.540-3.780
2100-3.227-3.422
2200-2.942-3.095
2300-2.682-2.798
2400-2.443-2.525
2500-2.224-2.274
2600-2.021-2.042
2700-1.833-1.828
2800-1.658-1.628
2900-1.495-1.442
3000-1.343-1.269

Изобары теплоемкости Ср для водяного пара при давлении ниже критического представлены на фиг.4. Критическое давление РK=221.15 бар. Перегретый пар можно считать идеальным газом. Температура перегретого пара может изменяться при постоянном давлении.

В устройстве дожига гремучего газа используется свойство палладия поглощать водород. Один его объем способен при обычной температуре поглотить более 700 объемов водорода. При этом палладий заметно вспучивается, становится хрупким и покрывается трещинами. Один объем палладия поглощает 0,07 объемов кислорода.

В качестве дополнения целесообразно применить двухквантовую теорию радиолиза. Основное положение ее заключается в том, что разрыв связи между двумя атомами в молекуле осуществляется двумя несовпадающими по направлению γ-волнами, или, точнее, двумя γ-квантами. По крайней мере, одна из волн является отраженной от проводника или диэлектрика. Длина волны примерно равна расстоянию между ядрами атомов в молекуле. Сопоставление энергии связи и энергии квантов согласуется с этой теорией, в том числе по вопросам отражения γ-волн [Красильников В.Н. Параметрические волновые явления в классической электродинамике. СПбГУ., 1996; Вукалович М.П. Таблицы теплофизических свойств воды и водяного пара. М., 1969, с.97-193] (12). Эксперимент может заключаться в нахождении достоверного различия между действием двух волн и одной волны в удвоенное время с учетом всех изменений в системе.

Как показывают данные лабораторных испытаний и теоретические обоснования, заявленным способом достигается более высокая степень очистки воды от воздуха и, как следствие, повышаются безопасность и снижение экологических рисков.

Способ водоподготовки для ядерных энергетических установок, включающий обессоливание воды, деаэрацию, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе, отличающийся тем, что дополнительно производят очищение воды, предназначенной для заполнения контура, от растворенных в ней азота, кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=50°C и Р=0,1 МПа, при этом из незаполненного водой контура предварительно удаляют воздух созданием в нем вакуума, контур заполняют аргоном и очищенной водой, повышают давление до 16 МПа увеличением температуры пара до 340°С, после чего осуществляют периодическую прерывную очистку воды II, III контуров от растворенного в воде кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=95°C и Р=0,1 МПа, увеличивают температуру пара до 650°С и повышают давление в пределах 16-17 МПа.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК.

Изобретение относится к технологии атомных энергетических установок (АЭУ), прежде всего судовых ядерных энергетических установок ЯЭУ и установок малой энергетики, не использующих борную кислоту для регулирования мощности реактора за счет организации ВХР, обеспечивающего создание условий поддержания постоянного высокотемпературного значения рН выше величины 6,9 за счет поддержания постоянного соотношении низких концентраций борной кислоты и щелочного металла.

Изобретение относится к области теплоэнергетики, а именно к технологии энергетических установок (АЭС и ТЭЦ) с водным теплоносителем, и может быть использовано в технологии поддержания их водно-химического режима.

Изобретение относится к химической технологии регулирования качества теплоносителей АЭС, а именно к способам регулирования качества теплоносителя кипящих реакторов типа РБМК.

Изобретение относится к ядерным энергетическим высокотемпературным реакторам, охлаждаемым мелкодисперсным твердым теплоносителем
Изобретение относится к области атомной энергетики

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем
Изобретение относится к технологии получения таблеток из шихты оксида цинка, к его промежуточной стадии прессования

Изобретение относится к текучему теплоносителю и его применению. Текучий теплоноситель по изобретению состоит из коллоидного водного золя, содержащего воду и до 58,8 мас.% по отношению к общей массе текучего теплоносителя частиц α-Al2O3 в форме бляшек. Толщина указанных частиц α-Al2O3 является наименьшим размером и составляет от 15 до 25 нм. От 90 до 95% частиц α-Al2O3 имеют размер меньше или равный 210 нм, из которых 50% имеют размер меньше или равный 160 нм. Предложенный теплоноситель предназначен для охлаждения, в частности аварийного охлаждения ядерных реакторов. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации. Реактор имеет засыпку из шаровых тепловыделяющих элементов. Ядерное топливо вместе с теплоносителем помещено внутрь твердых шарообразных элементов, твердый теплоноситель служит оболочкой для продуктов радиационного распада и выполняет функцию охлаждения ядерного топлива. С помощью механической системы передачи сферические элементы перемещаются из нижней части парогенератора в верхнюю часть реакционного сосуда. Осуществляется циркуляция сферических элементов между реактором и парогенератором. Технический результат - реактор имеет неотъемлемую безопасность, высокие температурные параметры на выходе. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов. Замедлитель нейтронов состоит из 2 слоев, причем прилегающий к каналу слой имеет атомный вес , а внешний слой имеет легкий атомный вес. В ядерном реакторе топливо содержит смесь воспроизводящих нуклидов, например 238U и 232Th, в качестве теплоносителя выбран сплав лития, обогащенного изотопом 7Li, с нуклидами с тяжелым атомным весом, например Bi, а в межканальном пространстве свинец с доминирующим содержанием изотопа 208Pb. Технический результат - повышение безопасности реактора при перегреве теплоносителя благодаря уменьшению «ступеньки» замедления - потери энергии нейтронами при замедлении во всем диапазоне реакторных энергий нейтронов и в увеличении их резонансного поглощения в топливе благодаря замедлению на ядрах межканального замедлителя с тяжелым атомным весом . 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх