Ядерный растворный реактор

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов: например молибдена-99, ксенона-133 и др.

Растворные ядерные реакторы отличаются ядерной безопасностью ввиду присущего им выраженного отрицательного коэффициента реактивности. Столь же высокий уровень радиационной безопасности не может обеспечиваться традиционным для исследовательских реакторов набором технических решений, основанных на концепции петлевой компоновки.

Известен реактор «Аргус» [Афанасьев Н. М, Беневоленский A.M., Венцель О.В. и др. Реактор «Аргус» для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. - Атомная энергия. - т. 61, вып. 1.- 1986.- с. 7-9], содержащий герметичный корпус, в котором размещается активная зона с ядерным топливом в виде водного раствора уранилсульфата и пассивный холодильник змеевикового типа, погруженный в топливный раствор. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации в виде контура естественной циркуляции парогазовой смеси, выполненного в петлевой компоновке.

Известна концепция контура внутри цилиндрического вертикального бака-корпуса, в котором с помощью двустенного «горячего короба» образован «горячий» подъемный участок тракта теплоносителя, в кольцевом пространстве вокруг которого помещается «холодный» опускной участок. Данной концепцией «корпус в корпусе» обеспечивается постоянство минимальной температуры контура на его внешней поверхности, а максимальная реализуется изнутри «горячего короба». Приведенное техническое решение, используемое в судовых и энергетических реакторах блочной и интегральной компоновки, принципиально повышает надежность корпусных конструкций и, тем самым, радиационную безопасность. Термический барьер на двустенной, заполненной газом оболочке «горячего короба» минимизирует утечки тепла с «горячего» участка тракта - к «холодному».

Целью изобретения является повышение радиационной безопасности гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. Первичной мерой потребной компенсации потерь радиационной безопасности, обусловленных петлевой компоновкой системы каталитической рекомбинации, предусматривается ее исполнение по техническому решению «корпус в корпусе». Внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора над уровнем топливного раствора. В свою очередь, корпус активной зоны помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Подъемный участок системы содержит пусковой нагреватель и каталитический рекомбинатор, а опускной участок в своей верхней части содержит охладитель-конденсатор.

Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображен продольный разрез реактора. Реактор включает в себя герметичный корпус активной зоны 1, содержащий газовый объем 2 над загрузочным объемом топливного раствора и вовлеченный в центральный корпус 3 многокорпусного сосуда. Нижняя часть центрального корпуса, содержащая активную зону, помещена внутри кессона в графитовой кладке 4 в форме параллелепипеда, служащей отражателем. Патрубком 5 корпус активной зоны 1 соединяется с периферийным корпусом 6 многокорпусного сосуда, содержащим внутренние элементы системы каталитической рекомбинации. К их числу относится двустенная оболочка 7 «горячего короба», соединенная через разъем «шар по конусу» 8 на малом входном патрубке внутри патрубка 5 с полостью в корпусе активной зоны 1 много выше уровня топливного раствора и содержащая пусковой нагреватель 9 и каталитический рекомбинатор 10 в составе подъемного участка. В верхней части кольцевого пространства вокруг оболочки 7 «горячего короба» помещается охладитель-конденсатор 11, холодильник 12 которого соединен трубопроводами «а» с системой охлаждения реактора. Разъемом 8, например, типа «шар по конусу» выделяется выемной блок, который содержит внутренние элементы СКР, подвешенные к крышке корпуса 6. Это позволяет производить ремонт СКР путем замены выемного блока, установленного по известной схеме: крышка 6 несет на себе защитную пробку, под диаметр которой предусмотрено отверстие в защитном настиле над многокорпусного сосудом. На поверхность настила выносится разъем «корпус-крышка», чем обеспечивается возможность безопасно оперировать с его элементами.

1. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов, включающий корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и систему регенерации радиолитических газов, отличающийся тем, что система регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе» с размещением «горячей ветви» системы во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной, заполненной газом оболочкой, содержащего пусковой нагреватель и каталитический регенератор, и «холодной ветви» системы в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части содержащем охладитель-конденсатор.

2. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что содержащиеся во внешнем корпусе внутренние элементы системы подвешены к его крышке, а нижняя оконечность «горячего короба» снабжена внутренним элементом разъема, например элементом «шар» разъема «шар по конусу», ответным внешним и стационарным элементом которого является «конус», замыкающий входной патрубок системы.

3. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда, служащего защитным кожухом вокруг систем топливного раствора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.

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. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40). Оно содержит промежуточную емкость (46) распределения жидкости, размещенную между подающим трубопроводом (42) и распыляющим агрегатом (40); причем промежуточная емкость (46) подсоединена перед подающим трубопроводом (42) и содержит боковую стенку (52) отвода жидкости, определяющую границы сквозных отверстий (60), соединенных с распыляющим агрегатом (40). Оно содержит, по меньшей мере, один трубопровод (44А-44D) отвода жидкости к оболочке (19), выступающий в промежуточную емкость (46) против боковой стенки (52). Технический результат - повышение надежности устройства регулирования давления за счет его конструктивного упрощения. 3 н. и 12 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов. При снижении мощности реактора формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения осуществляют путем уменьшения энерговыделения в центральной части активной зоны с увеличением нейтронного потока на периферии активной зоны. Активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория. 6 з.п. ф-лы, 2 табл., 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.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора. По требуемым параметрам импульса мощности задают зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов. Рассчитывают по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени. Включают орган регулирования реактивности в виде кнопки и запускают орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов. Движение модулятора реактивности обеспечивают согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени. Технический результат - формирование требуемых импульсов мощности импульсного ядерного реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива. Технический результат - эффективное создание и распространение дефлаграционной волны деления ядер. 10 з.п. ф-лы, 39 ил.

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них. Расщепляющийся материал включает природный, обогащенный, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный оружейный плутоний, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или их комбинацию. Технический результат – возможность эффективного управления спектральными характеристиками и критичностью реактора. 3 н. и 14 з.п. ф-лы, 11 ил., 3 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла. Охлаждение осуществляется посредством дополнительного контура теплоносителя, который находится в непосредственном тепловом контакте с каналом для жидкого топлива. Это позволяет полностью исчерпать преимущества жидкого топлива и одновременно оптимизировать контур теплоносителя. Технический результат - улучшенная нейтронная экономика реактора, позволяющая дезактивировать собственные долгоживущие продукты распада, чтобы нужно было хранить только радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада. Более того, используя избыток нейтронов, можно дезактивировать радиоактивные составляющие в отработанных тепловыделяющих элементах или производить медицинские радиоизотопы. 3 н. и 15 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения. В активной зоне ядерного реактора, образованной тепловыделяющими сборками 1, размещены горячие ловушки 2. Корпус горячей ловушки выполнен идентично корпусу тепловыделяющей сборки, а внутри корпуса расположен патрон 9 с материалом, предназначенным для поглощения примесей, находящихся в жидкометаллическом теплоносителе. Технический результат - упрощение конструкции реактора и его эксплуатации, повышение надежности корпуса реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Наверх