Комплекс ядерных растворных реакторов


 


Владельцы патента RU 2630259:

Открытое акционерное общество "Красная Звезда" (RU)

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, предусматриваемыми в составе комплекса. Также возможно применение циркониевого сплава в качестве материала холодильника в активной зоне реактора. Техническим результатом является ускорение выгрузки нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, сокращение простоев реакторов, возможность непрерывной работы технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки. 2 н. и 4 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, стронция-89 и т.п. Растворные ядерные реакторы, которые отличаются повышенной ядерной безопасностью, ввиду присущего им выраженного отрицательного коэффициента реактивности, из-за жидкостной формы ядерного топлива в максимальной степени адаптированы к производству нуклидных продуктов путем применения простейших физико-химических технологий выделения. Объектами данных технологий могут служить облученный топливный раствор и накапливающаяся над его уровнем газовая смесь из инертных газов - продуктов деления, а формами реализации технологий - циркуляционные технологические петли. Работа петель производится при остановленном реакторе после его введения в глубокую подкритичность. Каждый из этих режимов работы регламентируется соответственно нормативными разделами: для исследовательских ядерных установок и для ядерного топливного цикла. Производительность подобных реакторных установок по нуклидным продуктам, в первую очередь, зависит от тепловой мощности реактора.

Известен высоконадежный 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. Теплопередача от раствора к холодильнику осуществляется за счет естественной циркуляции раствора. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации в виде контура естественной циркуляции парогазовой смеси. Корпус и холодильник выполнены из хромоникелевой стали.

Высокая безопасность растворного реактора обеспечена двумя решениями: в корпусе реактора поддерживается разрежение, что ограничивает температуру раствора (не более 80°C); концентрация водорода в паровой подушке не достигает взрывоопасных значений.

Концентрация водорода зависит от мощности реактора и работы системы каталитической рекомбинации. Эти условия ограничивают мощность реактора «Аргус» величиной 50 кВт вместе с его потребительскими качествами как наработчика нуклидных продуктов.

Известен также реактор по патенту RU 2125743, в котором мощность повышается путем интенсификации теплообмена между раствором и внутренним холодильником.

Для увеличения мощности, снимаемой с топливного объема реактора «Аргус» за счет увеличения поверхности теплосъема, в качестве материала холодильника, например прямотрубного, погруженного в топливный раствор, может быть использован циркониевый сплав, благодаря чему не ухудшатся нейтронно-физические свойства активной зоны, вопреки увеличению массы холодильника с поверхностью теплосъема.

Процесс выделения нуклидного продукта из сред-носителей: облученного топливного раствора и газовой смеси организуется в форме циркуляции последних в отдельных технологических петлях системы выделения нуклидных продуктов с формированием циркуляционных контуров указанных сред. Ключевой структурой технологической петли является терминальное устройство с входящим в него накопителем нуклидного продукта, например фильтром, с входной и выходной арматурой для поочередного соединения накопителя с емкостью среды-носителя нуклидного продукта и с внешним контуром для удаления выделенного изотопного продукта из накопителя.

При выделении молибдена-99 из облученного топливного раствора подобной емкостью служит корпус активной зоны с загруженным топливом. Ядерная безопасность циркуляционного контура с топливным раствором достигается путем ограничения расхода последнего, обеспечивающего безопасную скорость ввода положительной реактивности.

В составе петли с газовой смесью избранной технологией предусматривается промежуточный бак, в который сбрасывается из системы каталитической рекомбинации газовая смесь, очищенная от продуктов радиолиза воды и водяных паров.

Дополнительное увеличение производительности по нуклидному продукту может обеспечиваться интенсификацией технологий в целях уменьшения его потерь из-за радиоактивного распада наработанного продукта, особенно молибдена-99. Это достигается ускорением послереакторной переработки, а также повышенной частотой переходов к технологиям выделения - от наработки в реакторе, например, суммарная наработка молибдена-99 за два периода по 3 суток на 50% выше, чем за 6 суток непрерывной работы реактора.

Существенное увеличение производства достигается применением комплекса, содержащим оборудование до трех растворных реакторов. Объединением реакторов приобретается не только в данное число раз увеличенная суммарная мощность, но и умножаются ресурсы, относящиеся к технологиям выделения нуклидных продуктов и их последующей доработки, чем обеспечивается реализация приведенных выше возможностей.

Указанные возможности повышения производства пригодны для достижения цели более высокого уровня, которой является максимизация надежности регулярных поставок медицинских нуклидных продуктов в установленных объемах. В случае паузы в выработке нуклидных продуктов в технологической цепочке одного из трех растворных реакторов потери молибдена-99 компенсируются полуторным повышением производительности двух других реакторов без повышения их мощности.

Поочередной активизацией двух режимов работы обеспечивается практическая независимость процессов: наработки смеси нуклидов как продуктов деления топлива и затем, извлечения нуклидных продуктов из топливного раствора и газовой смеси. Данной независимостью, кроме повышения безопасности по разряду ядерной топливной технологии, как и собственно каждого из ядерных реакторов, создаются предпосылки для роста производительности за счет частоты выгрузок продукта с интенсификацией технологий его выделения и его упаковки. Подобными мерами уменьшаются потери нуклидного продукта, в максимальной степени молибдена-99, связанные с его распадом как при работе реактора, так и при внереакторной переработке.

Наличие трех реакторов в составе реакторного комплекса для производства радионуклидов медицинского назначения утраивает количество основного оборудования, применение которого для формирования трехреакторного объединения позволит обеспечить более, чем тройную производительность за счет указанного улучшения параметров, непосредственно влияющих на данную характеристику. Повышенная производительность достигается, например, одновременным применением трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Данный порядок выгрузки нуклидного продукта из каждого из трех корпусов активной зоны, соединенных трубопроводами с тремя технологическими петлями, не только ускоряет выгрузку нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, но и сокращает простои реакторов, обеспечивая почти непрерывную работу технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки.

Аналогичный порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, с данной целью предусматриваемыми в составе комплекса. Хотя существенный эффект от повышения частоты циклов: работа реактора - выгрузка продукта с ускорением последней характерен только для молибдена-99, повышенная выработка остальных нуклидов из применяемых в медицине возможна из-за ограниченной потребности в сравнении с наработкой.

Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображена блок-схема реакторной установки. Установка включает в себя корпус активной зоны 1, частично заполненный топливным раствором, например, уранилсульфата, в который погружен трубчатый холодильник 2 с циркуляцией охлаждающей воды от внешнего источника 3, графитовый отражатель, систему каталитической рекомбинации радиолитических газов 4, систему откачки и локализации этих газов 5.

Отличительной особенностью изобретения является то, что реактор содержит систему загрузки свежего топливного раствора 6 и технологическую петлю с циркуляцией облученного топливного раствора, которая включает терминальное устройство 7 с входящим в него накопителем нуклидного продукта 8, например фильтром, с входной и выходной арматурой для поочередного соединения накопителя с корпусом активной зоны и с внешним контуром для удаления выделенного изотопного продукта из накопителя.

Ядернобезопасный бак 9 для слива и хранения топливного раствора соединен с корпусом активной зоны параллельно топливной технологической петле. Трубопроводами "а" терминальное устройство 7 соединяется с петлей смыва нуклидного продукта, а с другим реактором - трубопроводами "в".

Аналогичный состав имеет газовый контур, который содержит терминальное устройство 10 с накопителем 11 и арматурой, а также промежуточный бак 12, для циркуляции газовой смеси, сбрасываемой из системы каталитической рекомбинации. С петлей смыва нуклидного продукта накопитель 11 соединяется трубопроводами "б".

1. Ядерный гомогенный реактор преимущественно для производства медицинских радиоизотопов, содержащий корпус активной зоны с загрузочным объемом топливного раствора, гильзами с исполнительными органами системы СУЗ и трубчатым холодильником, графитовый отражатель, систему каталитической рекомбинации радиолитических газов, систему откачки и локализации этих газов и систему выделения нуклидного продукта, отличающийся тем, что он содержит системы загрузки свежего и локализации облученного топливного раствора и технологическую петлю с циркуляцией топливного раствора, которая включает терминальное устройство с входящим в него накопителем нуклидного продукта и входной и выходной арматурой для поочередного соединения накопителя с корпусом активной зоны и с внешним контуром для удаления выделенного изотопного продукта из накопителя.

2. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве терминального устройства с входящим в него накопителем нуклидного продукта используется фильтр с сорбентом, например гранулами из окиси титана.

3. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала холодильника, например прямотрубного, в водном растворе уранилсульфата используется циркониевый сплав.

4. Реактор по п. 1, отличающийся тем, что в технологической петле с циркуляцией газовой смеси накопитель с входной арматурой соединены с промежуточным баком для газовой смеси, сбрасываемой в данный бак из системы каталитической рекомбинации.

5. Комплекс из нескольких, например трех, реакторов по п. 3, отличающийся тем, что он содержит утроенный комплект основных элементов, включающий три корпуса активной зоны, наполненные загрузочными объемами топливного раствора, с графитовыми отражателями, три технологические петли с циркуляцией топливного раствора и трубопроводы с арматурой для поочередного соединения каждого корпуса активной зоны с не менее чем тремя технологическими петлями для циркуляции топливного раствора.

6. Комплекс из трех реакторов по п. 4, отличающийся тем, что он содержит три технологические петли с циркуляцией газовой смеси по п. 3.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения радиоактивных изотопов, применяемых в медицине. Мишень (7) для получения радиоизотопа состоит из оболочки (9), оснащенной входным (2) и выходным (3) патрубками для подвода и отвода промывной жидкости, и помещенного в полость оболочки облучаемого нейтронами материала (8) с открытой пористостью, нерастворимого в промывной жидкости.

Изобретение относится к атомной энергетике и касается конструкции канала технологического совмещенного (КТС), содержащего тепловыделяющие и поглощающие элементы.

Изобретение относится к области атомной техники, а именно к конструкции мишеней для наработки изотопа Мо-99 и его выделения. Заявленная мишень для наработки изотопа Мо-99 содержит сердечник из уран-алюминиевого сплава и алюминиевую оболочку, выполнена в виде стержня, имеющего в сечении форму симметричного многогранника с гранями одинаковой ширины или круга, герметизирована с обоих торцов заглушками с поперечными размерами и формой, аналогичными размерам и форме внутренней полости оболочки в каждом сечении по длине заглушек.

Заявленное изобретение относится к устройствам и способам для создания радиоизотопов в инструментальных трубках действующих коммерческих ядерных реакторов. Мишени облучения можно вставлять и удалять из инструментальных трубок в ходе работы и преобразовывать в радиоизотопы, которые иным образом невозможно получить в ядерных реакторах.

Заявленное изобретение относится к гибридному ядерному реактору, выполненному с возможностью производить медицинский изотоп. Заявленное изобретение предусматривает наличие ионного источника, выполненного с возможностью вырабатывать ионный пучок из газа, целевой камеры, включающей цель, взаимодействующую с ионным пуком с целью получения нейтронов, и активирующего элемента, расположенного в непосредственной близости от целевой камеры, и включающего исходный материал, взаимодействующий с нейтронами с целью получения медицинского изотопа посредством реакции деления.

Изобретение относится к области неорганического материаловедения, к способам получения материалов - бета-излучателей на основе ориентированного пиролитического графита.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к образованию радиоактивных изотопов для изготовления радиофармпрепаратов посредством облучения мишеней в ядерном реакторе.

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов. .

Изобретение относится к способу и устройству производства радионуклидов и может быть использовано для производства Мо-99. .

Изобретение относится к ядерной технологии и предназначено для получения радиоактивных изотопов для медицинских целей. .

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов.

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Проволочная проставка включает в себя участок или сегмент, установленный между внешней трубой реактора и одним или несколькими компонентами реактора, расположенными внутри трубы.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом.

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6).

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом.

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.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания. Виброизолятор выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй. Зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой. Зазоры в первой части винтовой пружины выполнены с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала. Зазоры заполнены крошкой из фрикционного материала. Изобретение позволяет создать высокоэффективную виброизоляцию ядерного реактора. 2 ил.
Наверх