Ядерный растворный реактор



Ядерный растворный реактор
Ядерный растворный реактор

 


Владельцы патента RU 2580930:

Открытое акционерное общество "Красная Звезда" (RU)

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.
Наверх