Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе



Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе
Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе
Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе

 


Владельцы патента RU 2473992:

Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") (RU)

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе. Задача, решаемая предлагаемым техническим решением, заключается в достижении во всех дополнительных поглотителях расчетных параметров активности кобальта-60 свыше 60 Ки/г. Наработка кобальта-60 в ядерном канальном реакторе осуществляют путем облучения дополнительных поглотителей с кобальтом-59 и включает операции загрузки и выгрузки дополнительных поглотителей из технологических каналов. Предложено дополнительные поглотители с кобальтом-59 первоначально загружать в технологические каналы периферийной зоны реактора, выдерживать в течение 300-600 эффективных суток, затем перегружать в технологические каналы центральной зоны реактора и выдерживать в течение 1550-1600 эффективных суток. 3 ил.

 

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном реакторе.

В настоящее время во всем мире ядерные реакторы канального типа широко используются для производства различной радиоизотопной продукции. Широко известно, например, производство радиоактивных изотопов в реакторах Candy. Одним из основных направлений производства радиоизотопной продукции на реакторах РБМК-1000 является наработка радионуклида кобальта-60 в многоцелевых дополнительных поглотителях с кобальтом. Дополнительные поглотители с кобальтом установлены в часть технологических каналов активной зоны реактора РБМК-1000. Основная их задача - снижение парового коэффициента реактивности. Места установки дополнительных поглотителей выбраны, исходя из оптимизации процессов управления реактором и минимизации влияния устанавливаемых устройств друг на друга, и корректировке не подлежат. Кроме того, расположение внедряемых в активную зону дополнительных поглотителей должно быть наиболее симметричным в плане реактора с целью наименьшего искажения радиального распределения поля энерговыделения. С точки же зрения оптимизации накопления кобальта-60 все дополнительные поглотители с кобальтом-59 желательно размещать в местах с наибольшей плотностью потока тепловых нейтронов в центральной зоне реактора. Однако не менее пяти изделий из сорока на каждом реакторе, в силу специфики размещения дополнительных поглотителей, эксплуатируются не в центральной зоне, а в периферийной зоне, что уменьшает скорость накопления кобальта-60 в этих изделиях в среднем от 12 до 15%. На такую же величину ухудшается количество конечной продукции. В настоящее время существуют несколько способов увеличения скорости накопления кобальта-60 в различных реакторах: это и «затепление» спектра нейтронов специальными конструкциями облучательных устройств (Опыт наработки радионуклида Со-60 в быстром натриевом реакторе БН-600 большой мощности. Конверсия в машиностроении №3, 2000 г.), (Вестник Radntcy-Euroasia №1 (8) М., 1994 г.), и изменение расположения кобальтовых мишеней в облучательных устройствах. (Облучательное устройство ядерного реактора канального, патент РФ №2218621)

Ближайшим аналогом заявки на изобретение является патент РФ №105064. Согласно патенту дополнительные поглотители с помещенным кобальтом-60 извлекаются из реактора и заменяются на «свежие» дополнительные поглотители с кобальтом-59. Облученные дополнительные поглотители поступают на разборку, для извлечения кобальтового материала и утилизацию. Таким образом, для дополнительного поглотителя с кобальтом-59 осуществляется цикл: склад - реактор - выгрузка - переработка - отправка наработанного кобальта-60 заказчику - утилизация ТРО. Приемлемым уровнем удельной активности для большинства покупателей кобальта-60 является уровень в 60 Ки/г и выше.

Недостатком данного технического решения является то, что кобальт-60, нарабатываемый в дополнительных поглотителях, находящихся в периферийной зоне реактора (за пределами 0,75 радиуса активной зоны), имеет сниженное на 12-15% накопление радиоактивности по отношению к кобальту-60, наработанному в центральной зоне. На фиг.1 изображен график средней скорости накопления кобальта-60 в центральной зоне реактора, а на фиг.2 - график средней скорости накопления кобальта-60 в периферийной зоне.

Задача, решаемая предлагаемым техническим решением, заключается в достижении во всех дополнительных поглотителях расчетных параметров активности кобальта-60 свыше 60 Ки/г.

Сущность изобретения состоит в том, что в способе наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе путем облучения дополнительных поглотителей с кобальтом-59, включающем выполнение операций на реакторе по загрузке и выгрузке дополнительных поглотителей из технологических каналов, предложено, дополнительные поглотители с кобальтом-59 первоначально загружать в технологические каналы периферийной зоны реактора, выдерживать в течение 300-600 эффективных суток, затем перегружать в технологические каналы центральной зоны реактора и выдерживать в течение 1550-1600 эффективных суток.

Перегрузка дополнительного поглотителя из периферийной зоны в центральную зону и установка на его место нового дополнительного поглотителя осуществляется при достижении времени работы в периферийной зоне в пределах до 600 эффективных суток с последующим дооблучением в центральной зоне реактора до 1550-1600 эффективных суток. Так как количество дополнительных поглотителей в периферийной части активной зоны не превышает 20% от общего количества дополнительных поглотителей, установленных в реактор, то возможность указанных перестановок при достижении стационарного режима облучения существует всегда. Таким образом, для дополнительного поглотителя с кобальтом-59, установленного изначально в периферийную зону, осуществляется цикл: склад - периферийная зона реактора - центральная зона реактора - переработка - отправка кобальта-60 заказчику - утилизация ТРО, который позволяет увеличить общий объем товарного кобальта-60 и получать во всех дополнительных поглотителях кобальт-60 гарантированного качества (свыше 60 Ки/г). На фиг.3 изображен график средней скорости накопления кобальта-60 в дополнительном поглотителе, переставленным после облучения в течение 600 эффективных суток в периферийной зоне, в центральную зону.

Способ наработки кобальта-60 в ядерном канальном реакторе путем облучения дополнительных поглотителей с кобальтом-59, включающий выполнение операций на реакторе по загрузке и выгрузке дополнительных поглотителей из технологических каналов, отличающийся тем, что дополнительные поглотители с кобальтом-59 первоначально загружают в технологические каналы периферийной зоны реактора, выдерживают в течение 300÷600 эффективных суток, затем перегружают в технологические каналы центральной зоны реактора и выдерживают в течение 1550÷1600 эффективных суток.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. .

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами. .
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара. .

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами и может быть использовано в системах управления и защиты ядерных реакторов. .

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к поглощающим элементам системы управления и защиты корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора, и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных поглощающих элементов с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор поглощающих элементов (ПЭЛ) или набор топливных элементов и ПЭЛ.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов.
Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе.

Изобретение относится к области управления ядерными реакторами
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности
Изобретение относится к конструктивным элементам ядерного реактора на бегущей волне деления. Узел управления потоком теплоносителя соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управляет потоком теплоносителя в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. 18 з.п. ф-лы, 54 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управление местоположением, скоростью и профилем фронта горения также управляет флюенсом нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки, с целью снижения риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. Изобретение направлено на оптимизацию управления глубиной выгорания топлива. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 71 ил.
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр.

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать природный иридий и обогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в составе таких элементов, как верхняя и нижняя стыковые накладки, трубка для воды, разделитель и технологический канал. Выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем реакторе. Технический результат - улучшение нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в традиционно неиспользуемых местах активной зоны. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 7 ил.
Изобретение относится к поглощающему нейтроны материалу на основе гафната диспрозия, содержащему оксиды диспрозия и гафния. Материал дополнительно содержит триоксид молибдена, имеет следующие соотношение компонентов, мас.%: оксид диспрозия 60…70 оксид гафния 25…35 триоксид молибдена 3…5 и его получают путем твердофазного синтеза при температуре 1500-1700°C в атмосфере воздуха. При этом использованные при получении гафната диспрозия исходные компоненты находятся в наноструктурном состоянии с величиной области когерентного рассеяния менее 100 нм. Предлагаемый материал обладает высокой физической эффективностью, коррозионной стойкостью, радиационной стойкостью и обеспечивает срок службы регулирующих стержней 15 и более лет. 1 пр.

Изобретение относится к области управления энергетическими стационарными и транспортными установками электростанций и станций теплоснабжения с любым видом горючего, в том числе ядерного горючего, и может быть использовано в системах разогрева энергетических установок с принудительной и естественной циркуляцией теплоносителя. Формируют разность сигналов измеренной и заданной скорости изменения температуры теплоносителя, затем интегрируют эту разность сигналов и осуществляют управление регулятором разогрева по сумме сигнала управления по мощности и сигнала результата интегрирования. Дополнительно формируют характеристику отбираемой мощности, затем по этой характеристике задают сигнал, характеризующий отбираемую мощность. При формировании характеристики отбираемой мощности дополнительно учитывают величину и скорость изменения расхода используемой среды второго контура. 2 ил.

Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.
Наверх