Система получения радионуклидов

Изобретение относится к системе получения радионуклидов. Предусмотрено наличие трубной системы, выполненной для обеспечения введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования ядерного реактора и удаления их оттуда, и системы привода облучаемых мишеней, выполненной для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования. Система получения радионуклидов также содержит контрольно-измерительный и управляющий блок, связанный с работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны и выполненный для вычисления оптимального времени облучения для облучаемых мишеней на основании реального состояния реактора по данным работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны. Техническим результатом является повышение эффективности производства радионуклидов за счет более точного управления процессом. 16 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Область изобретения

Изобретение относится к системе получения радионуклидов.

Уровень техники

Радионуклиды используют в различных областях техники и науки, а также в медицинских целях. Обычно, радионуклиды производят в исследовательских реакторах или циклотронах. Однако, поскольку количество установок для коммерческого производства радионуклидов уже является ограниченным и, как ожидают, будет сокращаться, желательным является обеспечение альтернативных мест производства.

Плотность нейтронного потока в активной зоне коммерческого ядерного реактора измеряют, среди прочего, путем введения прочных сферических датчиков, так называемых «пневмоприводных шаров», в проходящие через активную зону реактора трубы для контрольно-измерительной аппаратуры («пальцы») с помощью сжатого воздуха для привода пневмоприводных шаров в трубной системе. Имеются предложения по использованию таких шаровых измерительных систем для производства радионуклидов.

ЕР 2093773 А2 показывает систему получения радионуклидов, в которой короткоживущие радиоизотопы медицинского назначения генерируют посредством ядерного деления в коммерческом легководном ядерном реакторе. Существующие, обычно используемые для размещения нейтронных датчиков трубы для контрольно-измерительной аппаратуры используют для получения радионуклидов во время нормальной работы реактора. Сферические облучаемые мишени линейно вводят в трубы для контрольно-измерительной аппаратуры и удаляют из них. Поскольку осевой профиль нейтронного потока активной зоны реактора должен быть известным или вычисляемым, оптимальное положение и протяженность выдержки мишеней в активной зоне реактора выявляют на основе, по меньшей мере, этого параметра. Приводная система, привод или пневматический привод могут быть использованы для перемещения и удержания облучаемых мишеней. Автоматическая система управления потоками поддерживает синхронность между всеми подсистемами этой шаровой измерительной системы.

Аналогичные системы также известны из US 8842798 В2 и US 2013/0170927 А1, который особым образом описывает несколько вариантов осуществления приводной системы (проходы и транспортный механизм для мишеней), например на основе существующей системы перемещающейся внутризонной ионизационной камеры (TIP). Такой элемент как запорный клапан или шиберный клапан может быть использован в связи с распределением облучаемых мишеней в конкретные моменты времени и особым способом. US 2013/0315361 А1 предлагает клапан для уплотнения основания трубы для контрольно-измерительной аппаратуры, для сохранения доступа к существующим трубным индексаторам TIP или для обеспечения дополнительного маршрута к требуемым местам назначения предусмотрены дополнительные тракты. В US 2013/0177126 А1 показан удерживающий узел, включающий в себя ограничительную структуру, такую как разветвитель, для избирательного блокирования перемещения облучаемых мишеней через проход и/или в трубу для контрольно-измерительной аппаратуры и из нее.

Сущность изобретения

Целью изобретения является улучшение производства радионуклидов.

Вышеупомянутая цель достигнута посредством системы получения радионуклидов по п. 1. Выгодные и целесообразные варианты осуществления изобретения приведены в зависимых пунктах формулы изобретения, которые могут быть объединены друг с другом независимым образом.

Изобретение предоставляет систему получения радионуклидов, содержащую трубную систему, выполненную для обеспечения введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования ядерного реактора и удаления их оттуда, и систему привода облучаемых мишеней, выполненную для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования. Согласно изобретению система получения радионуклидов, кроме того, содержит контрольно-измерительное оборудование и блок управления, который связан с работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны, и выполнен для вычисления оптимального времени облучения для облучаемых мишеней на основании реального состояния реактора по данным работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны.

Изобретение основано на том понимании, что для получения радионуклидов могут быть использованы существующие или будущие ядерные реакторы, главное назначение которых состоит в производстве электроэнергии. Прежде всего, существующие или запланированные шаровые измерительные системы или другие системы облучения таких коммерческих реакторов могут быть изменены и/или добавлены для обеспечения возможности эффективного и характеризуемого высоким коэффициентом полезного действия производства радионуклидов.

Как уже упомянуто, шаровая измерительная система является системой для измерения плотности нейтронного потока в различных местоположениях в активной зоне реактора. По меньшей мере, некоторые пальцы контрольно-измерительного оборудования и соединенные с такой шаровой измерительной системой трубы могут быть использованы для направления содержащих подходящий исходный материал пневмоприводных шаров в активную зону реактора, и для удаления пневмоприводных шаров из активной зоны реактора после надлежащего облучения исходного материала. Прежде всего, следует отметить, что процесс облучения оптимизирован путем рассмотрения реального положения реактора, прежде всего действующего нейтронного потока, выгорания топлива, мощности и/или загрузки реактора. Таким образом, оптимальное время облучения и другие параметры процесса облучения могут быть вычислены для достижения оптимальных результатов. Относительно лежащей в основе изобретения главной идеи не является существенным, выполняется ли фактическое вычисление в контрольно-измерительном и управляющем блоке или посредством приспособленной, работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны шаровой измерительной системы. Соответственно, должны быть рассмотрены обе альтернативы.

Предпочтительно, предоставляемая работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны в контрольно-измерительный и управляющий блок информация включает в себя по меньшей мере одно из следующего: нейтронный поток (от датчиков в активной зоне или за ее пределами), значения активации от существующей шаровой измерительной системы, глубина выгорания, мощность реактора, загрузка, положение (положения) стержней, расход, входная температура, давление и временная синхронизация. Чем больше информации по реактору учтено в качестве входных данных, тем более точными являются результаты вычисления оптимального времени облучения. Указанные выше параметры могут включать в себя значения в реальном времени и любые производные, такие как развитие событий за предопределенный промежуток времени.

Согласно усовершенствованному варианту осуществления изобретения другие параметры, прежде всего предпочтительные местоположения облучения облучаемых мишеней в пальце контрольно-измерительного оборудования, контрольно-измерительный и управляющий блок вычисляет на основе обеспеченной работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны информации.

Пальцы контрольно-измерительного оборудования системы получения радионуклидов окружены первичным теплоносителем ядерного реактора. С целью незамедлительного обнаружения каких-либо утечек в системе система получения радионуклидов, кроме того, содержит по меньшей мере один датчик для обнаружения поступления первичного теплоносителя.

Предпочтительно, датчик для обнаружения поступления первичного теплоносителя расположен на пальце контрольно-измерительного оборудования или на элементе трубной системы.

Согласно особому аспекту изобретения датчик является датчиком влажности на основе свечи зажигания, которая модифицирована для измерения электрического сопротивления.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения приводная система содержит клапанную батарею в качестве пневматической системы для раздельного управления транспортировкой облучаемых мишеней в трубной системе. За счет такого разделения управляющих элементов обычная шаровая измерительная система (для выявления нейтронного потока в активной зоне) и система получения радионуклидов согласно изобретению могут быть использованы по отдельности.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения трубная система содержит разделительный элемент, который разделяет трубы на кабельном мосту над крышкой корпуса высокого давления ядерного реактора и/или на соединительной панели ядерного реактора.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения приводная система содержит устройство закладки мишеней для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования после облучения для дальнейшей транспортировки в трубной системе.

Для обеспечения безопасной и надежной работы устройства закладки мишеней контрольно-измерительный и управляющий блок выполнен таким образом, что работа клапанов устройства закладки мишеней является, по меньшей мере, частично автоматизированной.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения приводная система содержит затворное устройство для выгрузки облучаемых мишеней в приемный контейнер после их облучения.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения приводная система содержит датчики для контроля присутствия и времени прохождения облучаемых мишеней и/или любых индикаторных шаров, проходящих через трубную систему, прежде всего в палец контрольно-измерительного оборудования и из него.

Относительно принципа измерения этих датчиков могут быть использованы изменения магнитного потока по мере прохождения облучаемых мишеней и/или индикаторных шаров мимо датчиков. Дополнительно или в качестве альтернативы, могут быть применены датчики излучения, измеряющие излучение облучаемых мишеней и/или индикаторных шаров.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения контрольно-измерительный и управляющий блок связан по меньшей мере с одной системой контроля неисправностей ядерного реактора, прежде всего с системой контроля неисправностей шаровой измерительной системы.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения обеспечена рабочая станция оператора, включающая в себя технологический модуль для управления конкретными рабочими параметрами механических элементов приводной системы, прежде всего клапанной батареи.

Контрольно-измерительный и управляющий блок, предпочтительно, может быть выполнен для автоматического управления давлением в трубной системе, прежде всего после каждой загрузки облучаемых мишеней.

Согласно предпочтительному варианту осуществления изобретения администрирование поставкой электроэнергии для элементов системы получения радионуклидов осуществляет силовой шкаф шаровой измерительной системы и/или шкаф управления.

Краткое описание чертежей

Кроме того, признаки и преимущества изобретения предстают более очевидными из последующего описания и из сопровождающих чертежей, на которые сделаны отсылки. На чертежах:

Фиг. 1 показывает схематический эскиз построения системы получения радионуклидов (MAS) согласно изобретению,

Фиг. 2 показывает пример интеграции контрольно-измерительных приборов и автоматики MAS в шаровую измерительную систему,

Фиг. 3 показывает пример модификаций контрольно-измерительных приборов и автоматики MAS в шаровой измерительной системе,

Фиг. 4 показывает схематическую диаграмму, предоставляющую информацию о числе пальцев контрольно-измерительного оборудования, их оборудования датчиками измерения шаров и их распределении в активной зоне ядерного реактора, и

Фиг. 5 показывает палец контрольно-измерительного оборудования, заполненный частично пневмоприводными шарами MAS, а частично -индикаторными шарами.

Подробное описание предпочтительных вариантов осуществления

Фиг. 1 показывает основное построение системы получения радионуклидов на коммерческой атомной электростанции, прежде всего электростанции с ядерным реактором типа EPR™ (еврореактор с водой под давлением) или с DWR (реактор с водой под давлением) компании Siemens. Основой системы получения радионуклидов является существующая или, в противном случае, запланированная шаровая измерительная система, основное назначение которой состоит в измерении плотности нейтронного потока в активной зоне ядерного реактора. Шаровая измерительная система включает в себя приводную систему, выполненную для введения пневмоприводных шаров в простирающиеся в активную зону пальцы контрольно-измерительного оборудования и для удаления пневмоприводных шаров из пальцев контрольно-измерительного оборудования после их облучения.

Шаровая измерительная система также приспособлена для работы со специальными облучаемыми мишенями, которые также выполнены в виде пневмоприводных шаров, которые имеют диаметр 1,9 мм, а также включают в себя подходящий исходный материал для выработки радионуклидов, подлежащих использованию в медицинских и/или других целях. Для более легкой отсылки, в дальнейшем изложении система получения радионуклидов на основе существующей или запланированной шаровой измерительной системы упоминается как MAS (система пневмоприводных шаров медицинского назначения).

Как показано на фиг. 1, контрольно-измерительное оборудование и управление (контрольно-измерительные приборы и автоматика) MAS связаны с устройством закладки мишеней (механизмом загрузки и выгрузки), с механическими контрольно-измерительными приборами, включающими в себя клапанную батарею, с приспособленной, работающей в режиме онлайн системой управления облучением шаровой измерительной системы и с системой контроля неисправностей.

В последующем изложении основные элементы MAS, которые являются необходимыми в качестве дополнения к элементам существующей или запланированной шаровой измерительной системы или которые должны быть изменены, описаны согласно фиг. 2 и 3. Добавленные или измененные элементы обозначены жирными линиями и надписаны курсивом на фиг. 2 и 3.

Клапанную батарею используют в качестве дополнительной пневматической системы для раздельного управления мишенями MAS в трубной системе. Клапанная батарея может быть выполнена в виде дополнительной подсистемы в дополнение к клапанным батареям шаровой измерительной системы или она может быть смонтирована в виде совершенно новой системы.

Разделительный элемент разделяет трубы на кабельном мосту над крышкой корпуса высокого давления ядерного реактора, через которую выведены трубы из бассейна ядерного реактора, и/или на соединительной панели.

Устройство закладки мишеней (механизм загрузки и выгрузки) вводит пневмоприводные шары MAS в пальцы контрольно-измерительного оборудования и удаляет их из пальцев контрольно-измерительного оборудования после облучения для дальнейшей транспортировки в трубной системе.

Для закладки облучаемых мишеней в трубу для их транспортировки в активную зону реактора, а также для выгрузки пневмоприводных шаров MAS после их облучения в приемный контейнер используют включающую в себя несколько электромеханических устройств затворную систему.

Для измерения какого-либо поступления первичного теплоносителя (или любой другой жидкости) в систему MAS предусмотрены несколько датчиков влажности. Необходимо подчеркнуть то обстоятельство, что используемые для MAS трубы для контрольно-измерительной аппаратуры находятся в прямом контакте с первичной водой охлаждения, которая окружает активную зону ядерного реактора. Датчики влажности могут быть основаны на модифицированных для измерения электрического сопротивления свечах зажигания.

Кроме того, предусмотрены датчики для контроля присутствия и времени прохождения проходящих через трубы пневмоприводных шаров MAS. Предпочтительно, эти датчики размещены в проникающих в активную зону трубах для контрольно-измерительной аппаратуры. Принцип измерения может быть основан на измерении изменения магнитного потока во время прохождения пневмоприводных шаров MAS (или любых иных индикаторных шаров для измерения времени транспортировки и завершенности индикации).

Посредством интерфейса управляющий модуль контрольно-измерительных приборов и автоматики MAS соединен с программным обеспечением приспособленной, работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны. Кроме того, управляющий модуль соединен с механическими элементами MAS, включая сюда датчики. Для эффективного образования радионуклидов должны быть выявлены оптимальные условия и время облучения для пневмоприводных шаров MAS. Практически все соответствующие входные данные для этого вычисления являются доступными от работающей в режиме онлайн системы управления облучением шаровой измерительной системы, например от программной системы контроля активной зоны POWERTRAX/S компании Areva. Поэтому, связанный с этой (приспособленной) системой управляющий модуль способен к вычислению оптимального времени облучения и других параметров, таких как количество пневмоприводных шаров MAS в пальце контрольно-измерительного оборудования (что задает фактическую длину соответствующей колонны мишеней и положения отдельных пневмоприводных шаров в пределах колонны мишеней). На основании результатов этих вычислений управляющий модуль и/или оператор соответственно воздействуют на механические элементы MAS. Управляющий модуль также соединен с приспособленной системой контроля неисправностей шаровой измерительной системы для сообщения о любых ошибках в MAS.

Производимое в режиме онлайн вычисление оптимального времени облучения и других параметров не основано попросту на предположении о предварительно рассчитанном постоянном нейтронном потоке, но скорее принимает в расчет реальное состояние реактора, прежде всего по меньшей мере по одному из следующих параметров: нейтронный поток, значения активации от существующей шаровой измерительной системы, выгорание топлива, мощность реактора, загрузка, положение (положения) стержней, расход, входная температура, давление, временная синхронизация. Значения этих параметров могут быть рассмотрены не только в реальном времени, но также и в их развитии на протяжении длительного промежутка времени.

Фиг. 4 схематично изображает диаграмму, предоставляющую информацию о количестве пальцев контрольно-измерительного оборудования, их оборудовании датчиками для измерения шаров и их распределении в активной зоне ядерного реактора. Согласно показанному на фиг. 4 примеру для использования в MAS шаровая измерительная система принимает четыре положения измерения шаров.

Фиг. 5 показывает упрощенную иллюстрацию используемого для MAS пальца 10 контрольно-измерительного оборудования. При помощи работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны является возможным выявление областей 12 пальца контрольно-измерительного оборудования, в которых нейтронный поток является слишком малым для получения радионуклидов, а также областей 14, где нейтронный поток превышает необходимые для облучаемой мишени требования, и таким образом является подходящим для получения требуемых радионуклидов. Верхняя область 16 пальца 10 контрольно-измерительного оборудования может быть пустой. Наличие индикаторных шаров ниже мишеней в пальце контрольно-измерительного оборудования позволяет датчикам отслеживать факт покидания пальца всеми шарами во время процесса выдувания, когда индикаторные шары проходят мимо датчика.

Фиг. 5 также символически показывает датчик 18 влажности, который теоретически может быть размещен в пальце 10 контрольно-измерительного оборудования. Однако датчики влажности обычно размещают в элементах трубной системы вне корпуса высокого давления ядерного реактора.

Ручное управление MAS выполняют на рабочей станции оператора посредством технологического модуля. Технологический модуль смонтирован в отдельном шкафу управления в помещении шкафа управления (см. фиг. 2 и 3).

Технологический модуль оборудован дисплеем и позволяет, среди прочего, осуществлять управление конкретными параметрами клапанной батареи MAS.

На рабочей станции оператора может быть отслежено состояние облучаемых мишеней MAS во время процесса облучения и обнаружено остающееся время облучения. Когда расчетное время облучения ряда мишеней в пальце контрольно-измерительного оборудования превышено, сообщение побуждает оператора к началу процесса выгрузки из данного пальца контрольно-измерительного оборудования. Эксплуатация различных клапанов механизма загрузки и выгрузки частично автоматизирована таким образом, что обеспечено выполнение повторяющихся действий более безопасным и более надежным образом.

После каждой загрузки новых облучаемых мишеней давление в трубной системе проверяют и регулируют полностью автоматизированным способом. Кроме того, управляющий модуль собирает другие цифровые сигналы, представляющие конкретные состояния системы. Прежде всего, сигналы датчиков влажности обеспечивают осуществление контроля утечек, то есть обнаружение попадания какого-либо первичного теплоносителя в трубную систему MAS.

Электроэнергия для элементов MAS, включая сюда клапанную батарею и технологический модуль шкафа MAS, поступает посредством силового шкафа шаровой измерительной системы. С этой целью в силовом шкафу смонтирован дополнительный инвертирующий усилитель мощности, имеющий соответствующие плавкие предохранители. Также является возможным использование дополнительного 24-вольтового источника питания, смонтированного в помещении шкафа управления.

MAS также может быть смонтирована на атомной электростанции без шаровой измерительной системы. Шаровая измерительная система, как описано выше, является только основой, которая облегчает монтаж требуемой системы получения радионуклидов, поскольку, в этом случае, не требуется монтажа исключительно для MAS каких-либо труб, пальцев и т.д. Возможным типом реакторов для такого применения могут быть CANDU (канадские тяжеловодные урановые) реакторы.

1. Система получения радионуклидов, причем система содержит:

- трубную систему, выполненную для обеспечения введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования ядерного реактора и удаления их оттуда,

- систему привода облучаемых мишеней, выполненную для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования, и

- контрольно-измерительный и управляющий блок,

причем контрольно-измерительный и управляющий блок связан с работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны и выполнен для вычисления предпочтительных местоположений облучения облучаемых мишеней в пальце контрольно-измерительного оборудования на основании реального состояния реактора по данным работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны.

2. Система получения радионуклидов по п. 1, отличающаяся тем, что предоставляемая работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны в контрольно-измерительный и управляющий блок информация включает в себя по меньшей мере одно из следующего: нейтронный поток, значения активации от существующей шаровой измерительной системы, глубина выгорания, мощность реактора, загрузка, положение (положения) стержней, расход, входная температура, давление и временная синхронизация.

3. Система получения радионуклидов по п. 1 или 2, отличающаяся тем, что другие параметры, прежде всего оптимальное время облучения для облучаемых мишеней, контрольно-измерительный и управляющий блок вычисляет на основе информации, обеспечиваемой работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны.

4. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что система получения радионуклидов, кроме того, содержит по меньшей мере один датчик для обнаружения поступления первичного теплоносителя.

5. Система получения радионуклидов по п. 4, отличающаяся тем, что датчик расположен на элементе трубной системы, предпочтительно вне корпуса высокого давления ядерного реактора.

6. Система получения радионуклидов по п. 4 или 5, отличающаяся тем, что датчик является датчиком влажности на основе свечи зажигания, которая модифицирована для измерения электрического сопротивления.

7. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что приводная система содержит клапанную батарею в качестве пневматической системы для раздельного управления транспортировкой облучаемых мишеней в трубной системе.

8. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что трубная система содержит разделительный элемент, который разделяет трубы на кабельном мосту над крышкой корпуса высокого давления ядерного реактора и/или на соединительной панели ядерного реактора.

9. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что приводная система содержит устройство закладки мишеней для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования после облучения для дальнейшей транспортировки в трубной системе.

10. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что контрольно-измерительный и управляющий блок выполнен таким образом, что работа клапанов устройства закладки мишеней является по меньшей мере частично автоматизированной.

11. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что приводная система содержит затворное устройство для выгрузки облучаемых мишеней в приемный контейнер после их облучения.

12. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что приводная система содержит датчики для контроля присутствия и времени прохождения облучаемых мишеней и/или индикаторных шаров, проходящих через трубную систему.

13. Система получения радионуклидов по п. 12, отличающаяся тем, что датчики для контроля присутствия и времени прохождения облучаемых мишеней и/или индикаторных шаров измеряют излучение и/или изменение магнитного потока во время прохождения облучаемых мишеней и/или индикаторных шаров мимо датчиков.

14. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что контрольно-измерительный и управляющий блок связан по меньшей мере с одной системой контроля неисправностей ядерного реактора, прежде всего с системой контроля неисправностей шаровой измерительной системы.

15. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся рабочей станцией оператора, включающей в себя технологический модуль для управления конкретными рабочими параметрами механических элементов приводной системы, прежде всего клапанной батареи.

16. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что контрольно-измерительный и управляющий блок выполнен для автоматического управления давлением в трубной системе.

17. Система получения радионуклидов по одному из предшествующих пунктов, отличающаяся тем, что администрирование поставкой электроэнергии для элементов системы получения радионуклидов осуществляет силовой шкаф шаровой измерительной системы и/или шкаф управления.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и лазерной измерительной технике и предназначено для использования в ядерных энергетических реакторах типа РБМК и ВВЭР для оперативного измерения физических характеристик теплоносителя, в частности измерения паросодержания в теплоносителе в активной зоне ядерных реакторов с водным теплоносителем.

Изобретение относится к способу изготовления мишеней для наработки изотопа 99Мо. Способ изготовления мишени для наработки изотопа 99Мо включает изготовление сердечника на основе фольги, который формируют путем послойной укладки биметаллической фольги или ее навивки на основу из циркония или его сплавов.

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 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 системе получения радионуклидов. Предусмотрено наличие трубной системы, выполненной для обеспечения введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования ядерного реактора и удаления их оттуда, и системы привода облучаемых мишеней, выполненной для введения облучаемых мишеней в палец контрольно-измерительного оборудования и для удаления облучаемых мишеней из пальца контрольно-измерительного оборудования. Система получения радионуклидов также содержит контрольно-измерительный и управляющий блок, связанный с работающей в режиме онлайн системой контроля активной зоны и выполненный для вычисления оптимального времени облучения для облучаемых мишеней на основании реального состояния реактора по данным работающей в режиме онлайн системы контроля активной зоны. Техническим результатом является повышение эффективности производства радионуклидов за счет более точного управления процессом. 16 з.п. ф-лы, 5 ил.

Наверх