RU194326U1

RU194326U1 - Защитный кожух ядерного гомогенного реактора

Info

Publication number: RU194326U1
Application number: RU2019129534U
Authority: RU
Inventors: Татьяна Владимировна Бойкова; Александр Борисович Сенявин; Владимир Александрович Павшук
Priority date: 2019-09-19
Filing date: 2019-09-19
Publication date: 2019-12-06

Abstract

Полезная модель относится к защитному кожуху ядерного гомогенного реактора. Корпус активной зоны заключен в защитный кожух, расположенный по всей длине корпуса активной зоны, имеющий снизу и по высоте выштамповки сферической формы, узлы крепления к верхней крышке реактора, а в нижней части защитного кожуха расположен патрубок выведенный за верхнюю крышку корпуса активной зоны. Защитный кожух выполнен из стали марки 08Х18Н10Т толщиной стенки не более 1 мм. Технологические зазоры между защитным кожухом и графитовым отражателем составляют 0,8-1,0 мм. Патрубок выполнен из стали диаметром не более 10 мм. Техническим результатом является защита помещения реакторного комплекса при разгерметизации корпуса активной зоны гомогенного растворного реактора. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Description

Область техники

Полезная модель относится к ядерной технике и может быть использована в гомогенных реакторах растворного типа.

Уровень техники

Оборудование растворного реактора для получения медицинских радиоизотопов определяет целесообразность использования защитного кожуха.

Из уровня техники известны различные технические решения, касающиеся защиты активной зоны ядерного реактора, имеющие отличия, как в строении, так и по обеспечению радиационной безопасности.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемой полезной модели является защитный кожух, представляющий собой многокорпусный сосуд с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, погруженный в массив биологической защиты. Для исключения прострела гамма-нейтронного излучения через патрубки, каждый из патрубков частично заполняется стальным шнеком (с диаметром под внутренний диаметр патрубка), а остальной объем заполняется водой (патент на изобретение РФ 2624823).

Недостатками являются:

1. Сложная многокорпусная конструкция. Проверка герметичности независимо двух корпусов в процессе эксплуатации затруднена.

2. Для удаления натечек топлива в воду промежуточного корпуса предусматривается использование испарителя, помещенного внутрь многокорпусного сосуда. При возникновении аварии возможно отключение вспомогательного оборудования, находящегося в корпусе реактора. При этом, увеличивается количество радиоактивных отходов высокой активности, за счет воды в промежуточном корпусе.

3. При данной конструкции в условиях возникновения аварии с разливом топливного раствора в центральный корпус реактора невозможно удаление облученного топлива без нарушений радиационной безопасности.

4. Критичность реактора с данной компоновкой ставится под сомнение из-за неизвестной толщины центрального корпуса, а также зазора между кожухом и отражателем.

5. Не указан материал центрального корпуса (кожуха) реактора, соответственно невозможно судить о радиационной и коррозионной стойкости материала при длительном контакте с водой.

Технической проблемой, на решение которой направлена заявляемая полезная модель является повышение ядерной и радиационной безопасности гомогенного растворного реактора.

Раскрытие сущности полезной модели

Техническим результатом предлагаемой полезной модели является защита помещения реакторного комплекса при разгерметизации корпуса активной зоны гомогенного растворного реактора.

Для достижения этого технического результата предложен защитный кожух ядерного гомогенного реактора содержащий корпус активной зоны помещенный в центральный корпус многокорпусного сосуда, нижняя часть которого окружена графитовым отражателем, при этом, корпус активной зоны заключен в защитный кожух, расположенный по всей длине корпуса активной зоны, имеющий снизу и по высоте выштамповки сферической формы, узлы крепления к верхней крышке реактора, а в нижней части защитного кожуха расположен патрубок выведенный за верхнюю крышку корпуса активной зоны.

Кроме того, Защитный кожух выполнен из стали марки 08Х18Н10Т толщиной стенки не более 1 мм.

Кроме того, технологические зазоры между защитным кожухом и графитовым отражателем составляют 0,8-1,0 мм.

Кроме того, патрубок выполнен из стали диаметром не более 10 мм.

Краткое описание чертежей

На фигуре показана конструктивная схема защитного кожуха гомогенного реактора, где:

1 - корпус активной зоны;

2 - защитный кожух;

3 - графитовый отражатель

4 - патрубок;

5 - выштамповки сферической формы;

6 - узлы крепления.

Осуществление полезной модели

Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает стальной корпус активной зоны 1 с загрузочным объемом топливного раствора (на фигуре не показан), заключенный в защитный кожух 2 выполненный из стали марки 08Х18Н10Т толщиной не более 1 мм. Защитный кожух 2 имеет пояса выштамповок сферической формы 5 для фиксации его относительно корпуса активной зоны 1 и окружен графитовым отражателем 3. Защитный кожух 2 имеет в нижней части патрубок 4, изготовленный из стали, диаметром не более 10 мм для слива проливов из корпуса активной зоны 1 топливного раствора (на фигуре не показан). Патрубок 4 выводится вверх за верхнюю крышку корпуса активной зоны 1 и соединяется с системой слива топливного раствора (на фигуре не показана). Верхняя крышка реактора узлами крепления 6 соединяется с корпусом активной зоны 1 реактора.

Защитный кожух 2 позволяет не допустить разлив отработанного ядерного топлива в помещение реакторного комплекса при разгерметизации корпуса активной зоны 1 гомогенного реактора.

Согласно требованиям ядерной безопасности, зазор между защитным кожухом 2 и корпусом активной зоны 1 реактора составляет 0,8-1,0 мм.

При разгерметизации корпуса активной зоны 1 топливный раствор (на фигуре не показан) заполняет пространство между корпусом активной зоны 1 и защитным кожухом 2 и далее удаляется через патрубок 4, соединенный с системой слива топливного раствора (на фигуре не показана).

Достоинствами предлагаемого защитного кожуха являются:

1. Простая сварная тонкостенная конструкция кожуха.

2. Материал кожуха аналогичен материалу корпуса реактора, что является мерой компенсации и обеспечения коррозионной стойкости при заполнении кожуха топливом в виде раствора.

3. При разгерметизации корпуса активной зоны топливный раствор заполняет охранный кожух, который не допускает разлив топлива в помещения реакторного комплекса.

4. Контроль разгерметизации производится по выходу радиоактивных аэрозолей системой дозконтроля.

5. Пролитое топливо из кожуха возможно слить через систему слива топливного раствора с помощью патрубка защитного кожуха.

Claims

1. Защитный кожух ядерного гомогенного реактора, содержащий корпус активной зоны, помещенный в центральный корпус многокорпусного сосуда, нижняя часть которого окружена графитовым отражателем, отличающийся тем, что корпус активной зоны заключен в защитный кожух, расположенный по всей длине корпуса активной зоны, имеющий снизу и по высоте выштамповки сферической формы, узлы крепления к верхней крышке реактора, а в нижней части защитного кожуха расположен патрубок, выведенный за верхнюю крышку корпуса активной зоны.

2. Защитный кожух по п. 1, отличающийся тем, что он выполнен из стали марки 08Х18Н10Т толщиной стенки не более 1 мм.

3. Защитный кожух по п. 1, отличающийся тем, что технологические зазоры между защитным кожухом и графитовым отражателем составляют 0,8-1,0 мм.

4. Защитный кожух по п. 1, отличающийся тем, что патрубок выполнен из стали диаметром не более 10 мм.