Натриевым охлаждением

Превалирующим компонентом в отложениях золы мазута из ванадий-натриевых соединений является (3-ванадил-ванадат натрия Na2O-V2O4-5V2O5 [10, 92—94]. Кроме того, отложения могут содержать еще и 7~БанаДил~ванаДат натрия 5Na2O-V204X X11V2O5, Na2O-3V2O5, а также сульфат натрия. Из-за селективной конденсации окислов ванадия и сульфата натрия ванадий-натриевые соединения в отложениях золы мазута образуются преимущественно в реакциях между этими компонентами непосредственно на поверхности нагрева. С увеличением температуры возможна следующая схема возникновения ванадил-ванадатов

По данным многих исследователей отложения натриевых соединений в турбине наблюдаются только при превышении их концентрации в питательной воде сверх 10 мкг/кг в пересчете на Na.

выходя из барабана, увлекает за собой капли котловой воды, попадающей в него из неполностью отсепарированной пароводяной смеси, а также при разрушении паровых пузырей в процессе набухания и вспенивания котловой воды, возникающем с ростом содержания в ней натриевых соединений и органических веществ.

В котловой воде обычно содержатся примеси легкорастворимых веществ, попадающих в котел с добавочной питательной водой из системы водоподготовки, а также с производственным конденсатом. Это различные сульфаты, хлориды, фосфаты и др. При глубоком упаривании котловой воды и достижении концентраций, превышающих растворимость натриевых соединений, они кристаллизуются и образуют твердые отложения на поверхности металла. Такие условия могут возникнуть при нарушении нормальной циркуляции

по содержанию натриевых соединений в воде и паре. Это позволяет применять высокочувствительный метод определения содержания Na+ с помощью пламенного фотометра.

В питательной воде блоков с .прямоточными котлами соединения натрия могут присутствовать в виде N'aOH, NaCl, Na2SO4 « Na2Si03. Растворимость натриевых соединений в паре высоких параметров хорошо изучена. Наибольшей растворимостью в паре обладает хлористый натрий (рис. 1-14). Однако величина предела растворимости соединения и ее зависимость от теплофизических факторов не во всех случаях полностью характеризуют его распределение между теплоносителем и внутренней поверхностью нагрева трубы. Так, например, при одной и той же концентрации NaOH в питательной воде «он-

Кремниевая кислота в пересчете на SiOg", мкг/кг Натриевых соединений в пересчете на сульфат натрия,

Na22, а отложение Na22 в порах окислов железа. По крайней мере можно отметить, что в этих опытах концентрирование не превышало величин, при которых достигалось насыщение и выпадение в виде твердой фазы труднорастворимых натриевых соединений.

и селен собираются в шлаках в виде натриевых соединений.

натриевых соединений сернокислых эфиров вторичных спиртов),

жений из нерастворимых продуктов, в результате чего понижается надежность и требуются большие эксплуатационные затраты. Поэтому наиболее распространено применение растворов натриевых соединений.

Как известно, развиваемое в настоящее время направление по созданию реакторов-размножителей на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и окисным уран-плутониевым^ топливом в стержневых твэлах с покрытием из нержавеющей стали не может обеспечить необходимое время удвоения делящегося материала ~5—6 лет. Причина этого — поглощение нейтронов натриевым теплоносителем и стальным покрытием, смягчение спектра нейтронов кислородом в окисном топливе. При применении гелиевого теплоносителя отпадает необходимость использования стали в качестве защитных покрытий и появляется возможность применения керамического монокарбидного ядер-

21. Донне М. Сравнение быстрых реакторов с газовым и натриевым охлаждением.—«Атомная техника за рубежом», 1972, № 1, с. 16.

Наиболее полное выражение последний способ получил в конструкции выхлопных клапанов с натриевым охлаждением; Применение Жидкого4 теплоносителя здесь особенно выгодно потому, что в силу поегувательно-' возвратного перемещения клапана теплоноситель постоянно находится в,движении и интенсивно передает тепло из горячей головки клапана, в относительно холодный шток.

18. Лейпунский А. И., Казачковский О. Д., Африкантов И. И. и др. Быстрые реакторы с натриевым охлаждением.— «Атомная энергия», 1964, т. 17, вып. 5.

Реактор Халмен, Халмен, штат Новая Англия Реактор с графитовым замедли-тилем п натриевым охлаждением 75 1962 1964

АЭС Энрико Ферми, Лагуна Бич, штат Миссисипи Реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением 60,9 - 1963 1973

На начало 1977 г. в мире действовали три АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (в СССР, Великобритании и Франции). Данные о демонстрационных и промышленного назначения реакторах на быстрых нейтронах приведены в табл. 4-8.

В ФРГ в 1973 г. началось сооружение АЭС с реактором мощностью 300 МВт, ввод которого намечен в 1979 г. На начало 1977 г. в мире действовали три АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (СССР, Англия, Франция).

Сопоставление этих данных с характеристиками БН-350 позволяет сделать вывод, что БН-600 является новой ступенью в развитии реакторов с натриевым охлаждением. Он имеет большую мощность (600 МВт), и, что особенно важно, температуры натрия после реактора и промежуточного натриевого теплообменника выше. Это позволило существенно увеличить температуру перегретого пара. На рис. 8.4 представлена схема реактора БН-600, компоновка которого принята интегральной (бакового типа). Активная зона, насосы, промежуточные теплообменники и биологическая защита размещены совместно в корпусе реактора. Теплоноситель первого контура движется внутри корпуса реактора по трем-параллельным петлям, каждая из которых включает в себя два теплообменника 7 и циркуляционный центробежный насос погружного типа с двусторонним всасыванием. Насосы 3 снабжены обратными клапанами. Циркуляция натрия в каждой петле промежуточного контура осуществляется центробежным насосом погружного типа с односторонним всасыва-

Ввиду ограниченного запаса естественных топливных ресурсов ядерная энергетика с каждым годом увеличивает свой удельный вес в мировом энергетическом балансе. Значительные достижения советских и зарубежных ученых и конструкторов в разработке теории и конструкции ядерных реакторов расширили число возможных типов энергетических реакторов, позволили осуществить широкую программу развития ядерной энергетики. Через 20 лет после пуска Первой в мире АЭС в 16 странах мира действуют более 100 атомных электростанций с различными теплоносителями (вода, жидкие металлы, газы и др.) общей мощностью около 71 млн. кета Большое внимание развитию ядерной энергетики Советского Союз, уделено в директивах XXIV съезда КПСС по пятилетнему плану развития народного хозяйства СССР на 1971 —1975 гг. В соответствии с заданиями девятого пятилетнего плана начинает осуществляться широкая программа строительства АЭС. Наряду с работающими АЭС корпусного и канального типов с водяным теплоносителем создаются ядерные реакторы с натриевым охлаждением*.

Характеристика • GBR-I GBR-2 GBR-3 Бридер с натриевым охлаждением SNR-2 Бридер с паровым охлаждением

Рекомендуем ознакомиться:

Направление неровностей

Направление относительного

Направление поляризации

Направление распространения

Направление скоростей

Наблюдается коррозионное

Направлении действует

Направлении изменения

Направлении координат

Направлении наибольшей

Направлении обеспечивается

Направлении определяют

Направлении параллельном

Меню:

Главная страница Термины