Реакторная установка для производства изотопной продукции



Реакторная установка для производства изотопной продукции
Реакторная установка для производства изотопной продукции

Владельцы патента RU 2646864:

АКЦИОНЕРНОЕ ОБЩЕСТВО "ОРДЕНА ЛЕНИНА НАУЧНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ И КОНСТРУКТОРСКИЙ ИНСТИТУТ ЭНЕРГОТЕХНИКИ ИМ. Н.А. ДОЛЛЕЖАЛЯ" (RU)

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции.

Наиболее близкой по совокупности существенных признаков к заявленному изобретению является реакторная установка для производства изотопной продукции, содержащая ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, и технологическую петлю для выделения изотопов с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника (Вопросы атомной науки и техники. Сер. Обеспечение безопасности АЭС: науч.-тех. сб./ОАО «НИКИЭТ», ОАО ОКБ «Гидропресс». - М.: ОАО «НИКИЭТ», 2013. - ISSN 2224-0853. Вып. 33: Исследовательские реакторы. - 2013, с. 110-115, рис. 1, рис. 3).

При работе ядерного реактора рекомбинированная вода, предназначенная для промывки технологической петли, накапливается в конденсатосборнике. После остановки реактора и прокачки топливного раствора через сорбционную колонку открывается вентиль, оборудование технологической петли промывается водой из конденсатосборника по тракту: конденсатосборник - насос - сорбционная колонка - ядерный реактор, и промывочная вода с радиоактивными отходами сбрасывается в реактор. При работе системы каталитической рекомбинации конденсат вновь накапливается в конденсатосборнике. Однако объем конденсатосборника при такой схеме работы ограничен нейтронно-физическими характеристиками ядерного реактора, мощность которого составляет 75 кВт. Оценки показывают, что при недельном цикле работы реакторной установки для производства молибдена, в системе каталитической рекомбинации образуется более чем двойной объем воды, допустимый для накопления в конденсатосборнике. Этот излишек возвращается в реактор по возвратному трубопроводу.

Недостатком известной реакторной установки является опасность радиационного облучения обслуживающего персонала из-за большого количества жидких радиоактивных отходов, а также вследствие значительной остаточной загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки после их промывки, что объясняется недостаточным объемом воды, накопленной в конденсатосборнике, который ограничивается нейтронно-физическими характеристиками реактора.

Задачей настоящего изобретения является создание реакторной установки для производства изотопной продукции, позволяющей обеспечить радиационную безопасность для обслуживающего персонала и повысить эффективность промывки технологической петли.

Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки после их промывки путем увеличения объема промывочной воды за счет первоначальной заливки воды в конденсатосборник и сокращение объема жидких радиоактивных отходов при производстве изотопной продукции за счет создания замкнутого контура в системе промывки технологической петли.

Указанный технический результат достигается тем, что известная реакторная установка для производства изотопной продукции, содержащая ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, и технологическую петлю для выделения изотопов с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, согласно заявленному изобретению содержит бак-накопитель воды, снабженный нагревателем и выполненный с двумя выходами, при этом конденсатосборник выполнен с дополнительными двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора, причем вход бака-накопителя воды соединен с выходом сорбционной колонки, а его выходы соединены соответственно с входом холодильника и с трубопроводом дополнительного второго выхода по воде конденсатосборника.

Введение бака-накопителя воды в реакторную установку позволяет увеличить объем промывочной воды путем залива первоначального количества воды в конденсатосборник без последующего ухудшения нейтронно-физических характеристик реактора при его работе, а снабжение бака-накопителя нагревателем и выполнение конденсатосборника с дополнительными выходами по воде обеспечивает создание замкнутого цикла промывки за счет возврата дополнительной воды в конденсатосборник.

Сущность изобретения поясняется чертежом, на котором изображена реакторная установка для производства изотопной продукции (общий вид).

Реакторная установка содержит ядерный гомогенный реактор 1 растворного типа, систему каталитической рекомбинации, технологическую петлю выделения изотопов, например молибдена, и бак-накопитель 2 воды. Система каталитической рекомбинации содержит конденсатосборник 3, холодильник 4, рекомбинатор 5 и нагреватель 6. Технологическая петля выделения изотопов содержит сорбционную колонку 7 и насос 8. Вход сорбционной колонки 7 соединен посредством насоса 8 и трубопровода с вентилем 9 с топливным раствором ядерного реактора 1, а выход сорбционной колонки 7 соединен с помощью трубопровода с вентилем 10 с газовой полостью реактора 1. Конденсатосборник 3 выполнен с тремя выходами по воде: первый выход по воде соединен посредством трубопровода с вентилем 11 с входом насоса 8, второй выход по воде конденсатосборника 3 соединен трубопроводом 12 с газовой полостью реактора 1, а третий выход по воде соединен посредством трубопровода с вентилем 13 с трубопроводом с вентилем 11. Вход холодильника 4 соединен с выходом рекомбинатора 5, который через нагреватель 6 соединен с газовой полостью реактора 1. Выход холодильника 4 соединен с входом конденсатосборника 3. Бак-накопитель 2 воды содержит нагреватель 14 и выполнен с двумя выходами. Вход бака-накопителя 2 воды соединен посредством трубопровода с вентилем 15 с выходом сорбционной колонки 7, первый выход бака-накопителя 2 воды соединен посредством трубопровода с вентилем 16 с трубопроводом 12, второй выход бака-накопителя 2 воды соединен посредством трубопровода с вентилем 17 с входом холодильника 4.

Реакторная установка работает следующим образом.

Перед пуском реактора 1 в кондесатосборник 3 заливают определенный объем воды, который при работе реактора 1 увеличивается за счет накопления рекомбинированного конденсата. После остановки реактора 1 при промывке технологической петли и сорбционной колонки 7 часть воды из конденсатосборника 3 пускают по схеме при открытых вентилях 10 и 13: конденсатосборник 3 - насос 8 - сорбционная колонка 7 - реактор 1. Далее, когда большая часть осевших солей уже будет смыта в реактор 1, подключают петлю с баком-накопителем 2 воды при открытых вентилях 11, 15, закрыв вентили 10, 13: конденсатосборник 3 - насос 8 - сорбционная колонка 7 - бак-накопитель 2 воды. После завершения промывки основной объем воды из бака-накопителя 2 воды выпаривают с помощью нагревателя 14. Полученный пар по трубопроводу с вентилем 17 поступает в холодильник 4 и далее в конденсатосборник 3. Оставшийся в баке-накопителе 2 воды концентрат с продуктами деления сливают в реактор 1 по трубопроводу с вентилем 16. Таким образом, первоначально залитая в конденсатосборник 3 вода вновь накапливается в нем, не влияя на концентрацию топливного раствора при работе реактора 1.

Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержащая ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, и технологическую петлю для выделения изотопов с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, отличающаяся тем, что установка содержит бак-накопитель воды, снабженный нагревателем и выполненный с двумя выходами, а конденсатосборник выполнен с дополнительными двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора, при этом вход бака-накопителя воды соединен с выходом сорбционной колонки, а выходы бака-накопителя воды соединены соответственно с входом холодильника и с трубопроводом дополнительного второго выхода по воде конденсатосборника.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях.

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О.

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата.
Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс.

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией.

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.

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.

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 производству электроэнергии и технологического тепла с использованием модульного, транспортируемого, упрочненного ядерного генератора, быстро размещаемого и изымаемого, содержащего оборудование для преобразования энергии и производства электроэнергии, полностью встроенное внутри единого корпуса высокого давления, вмещающего активную зону ядерного генератора. Получаемый транспортируемый ядерный генератор также содержит каналы для теплоносителя, ограниченные внутренними рёбрами с низким гидродинамическим сопротивлением, и внешние рёбра. Технический результат – обеспечение возможности работы ядерного генератора с устойчивой к плавлению проводящей керамической активной зоной, которая делает возможным отвод остаточного тепла даже при полной потере теплоносителя. 3 н. и 36 з.п. ф-лы, 24 ил.

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, поддерживаемый в корпусе. В водном растворе находится стабилизатор реактивности для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки. Техническим результатом является возможность уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки за счет добавления стабилизатора реактивности. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к вентилям для циркуляции жидкого металла. Вентиль содержит картер, образующий камеру, внутри которой проходит текучая среда и которая имеет по меньшей мере один вход и по меньшей мере один выход текучей среды, затвор, выполненный с возможностью взаимодействия с седлом, выполненным заодно с картером, для закрывания, упомянутого по меньшей мере одного входа и упомянутого по меньшей мере одного выхода текучей среды и устройство управления положением затвора относительно седла. Устройство управления содержит по меньшей мере один индуктор и по меньшей мере один якорь, связанные друг с другом через магнитное поле и выполненные таким образом, чтобы индуктор приводил во вращение якорь, заставляя затвор селективно приближаться или удаляться относительно седла. При этом индуктор является неподвижным по отношению к картеру, а якорь находится внутри камеры и является неподвижным относительно винта, на котором установлен затвор. При этом винт выполнен с возможностью взаимодействия с гайкой, неподвижно соединенной с картером таким образом, чтобы преобразовывать вращение якоря в поступательное движение затвора. Технический результат – повышение надежности и герметичности для натриевых вентилей. 3 н. и 19 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Ядерный реактор содержит активную зону, термофотопреобразователь (ТФП), электрогенерирующие модули (ЭГМ), высокотемпературные тепловые трубы (ВТТ), тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), боковой отражатель, систему управления, теплоизоляцию, систему охлаждения, радиационную защиту и корпус ядерного реактора. ЭГМ размещен внутри корпуса ядерного реактора. ВТТ состоит из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры. ТВЭЛ расположен в зоне испарения ВТТ. Боковой отражатель окружает активную зону. Система управления состоит из привода и рабочего органа. ТВЭЛ, ВТТ, ТФП и радиационная защита расположены внутри ЭГМ. ТФП включает термофотоэлементы, контактирующие с теплопроводной подложкой. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерного реактора с прямым преобразованием энергии. 18 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2014-12-26 2018-03-21T07:08:29
Наверх