RU2076362C1 - Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method - Google Patents
Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2076362C1 RU2076362C1 RU94044509A RU94044509A RU2076362C1 RU 2076362 C1 RU2076362 C1 RU 2076362C1 RU 94044509 A RU94044509 A RU 94044509A RU 94044509 A RU94044509 A RU 94044509A RU 2076362 C1 RU2076362 C1 RU 2076362C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- reactor
- assemblies
- irradiation
- moderator
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Particle Accelerators (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах. The invention relates to the field of nuclear engineering and can be used in nuclear reactors with fast neutrons.
Известно, что в реакторах на быстрых нейтронах проводится наработка изотопов вторичного горючего (плутоний, уран-233), а также рассматривается возможность наработки нетопливных радиоактивных изотопов для использования в медицине и в промышленности. Например, в [1] приведен способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и описана конструкция облучательной сборки для облучения мишеней в реакторе БН-350. Эта сборка имеет конструкцию и геометрические размеры, аналогичные рабочей ТВС реактора, из которой удалены несколько центральных ТВЭЛ и на их место можно помещать ампулу или контейнер со стартовыми мишенями. Облучательную сборку описанной конструкции, по данному способу помещают в боковую зону воспроизводства или даже в активную зону реактора БН-350, где ее облучают нейтронами спектра, характерного для реактора на быстрых нейтронах. It is known that in fast-neutron reactors the production of secondary fuel isotopes (plutonium, uranium-233) is carried out, and the possibility of producing non-fuel radioactive isotopes for use in medicine and industry is also being considered. For example, in [1] a method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor is described and the design of the irradiation assembly for irradiating targets in the BN-350 reactor is described. This assembly has a design and geometric dimensions similar to the working fuel assemblies of the reactor, from which several central fuel rods are removed and an ampoule or container with starting targets can be placed in their place. The irradiation assembly of the described construction, according to this method, is placed in the lateral reproduction zone or even in the active zone of the BN-350 reactor, where it is irradiated with neutrons of the spectrum characteristic of a fast neutron reactor.
Недостатком такого способа наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах является следующее обстоятельство: в характерных для быстрого реактора спектрах нейтронов весьма малы сечения активации для большинства изотопов, используемых в качестве источников излучения в медицине и в промышленности. В связи с этим, в данном спектре нейтронов технически нецелесообразно нарабатывать всего лишь несколько радиоизотопов (например, европий-152, европий-154, тантал-182), для получения которых сечения взаимодействия нейтронов со стартовым материалом в спектре быстрого реактора достаточно велики. В то время как для наработки наибольшее широко используемых радиоактивных изотопов (углерод-14, кобальт-60, иридий-192 и др.) требуется или тепловой спектр нейтронов или же резонансный спектр нейтронов. The disadvantage of this method of producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor is the following circumstance: in the characteristic neutron spectra of a fast reactor, the activation cross sections are very small for most isotopes used as radiation sources in medicine and in industry. In this regard, in this neutron spectrum it is technically impractical to produce only a few radioisotopes (for example, europium-152, europium-154, tantalum-182), for which the cross sections for the interaction of neutrons with the starting material in the spectrum of a fast reactor are quite large. While for the production of the largest widely used radioactive isotopes (carbon-14, cobalt-60, iridium-192, etc.), either the thermal neutron spectrum or the resonant neutron spectrum are required.
Известен реактор на быстрых нейтронах БН-350 [2] и конструкция облучательной сборки для этого реактора [1] Недостатками прототипной конструкции реактора с облучательной сборкой для наработки радиоизотопов в реакторе на быстрых нейтронах, помимо спектральных ее характеристик, являются следующие обстоятельства: высокая стоимость топливной ТВС и необходимость изготовления нестандартных несерийных ТВС, что резко увеличивает стоимость облучательной сборки и приводит к высокой стоимости наработки целевых изотопов; малость облучательного объема для размещения ампул или контейнеров со стартовыми мишенями и, соответственно, невысокая производительность реактора с такими облучательными сборками по наработке радиоизотопов. Known fast neutron reactor BN-350 [2] and the design of the irradiation assembly for this reactor [1] The disadvantages of the prototype design of the reactor with an irradiation assembly for producing radioisotopes in a fast neutron reactor, in addition to its spectral characteristics, are the following circumstances: the high cost of fuel assemblies and the need to manufacture non-standard non-serial fuel assemblies, which sharply increases the cost of irradiation assembly and leads to a high cost of producing target isotopes; the smallness of the irradiation volume for the placement of ampoules or containers with launch targets and, accordingly, the low productivity of the reactor with such irradiation assemblies for producing radioisotopes.
Решаемая техническая задача в предлагаемом изобретении: расширение номенклатуры радиоизотопов, которые технически целесообразно нарабатывать в реакторе на быстрых нейтронах за счет радиоизотопов, для наработки которых требуются спектры нейтронов, существенно отличающиеся от характерных для быстрого реактора спектров нейтронов. The technical problem to be solved in the present invention is the expansion of the range of radioisotopes that are technically feasible to produce in a fast neutron reactor due to radioisotopes, which require neutron spectra that differ significantly from the neutron spectra characteristic of a fast reactor.
Сущность изобретения. Предлагается способ формирования спектра нейтронов для облучения мишеней в реакторе на быстрых нейтронах последовательным пропусканием нейтронов через стальные сборки, которыми отделяют облучательную сборку от штатных ТВС реактора; и через замедлитель нейтронов в облучательной сборке, при этом из спектра нейтронов, выходящих из облучательной сборки в штатные ТВС реактора, замедленные нейтроны низких энергий поглощают в указанных стальных сборках. Конструкция, реализующая этот способ, по которой в реакторе на быстрых нейтронах облучательные сборки отделены от штатных ТВС реактора стальными сборками с объемной долей стали не менее 50% облучательные сборки выполнены с замедлителем нейтронов на основе материала из группы: гидрид иттрия, гидрид кальция, гидрид титана, гидрид циркония с толщиной слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов в замедлителе и во внутренней области замедлителя размещен по крайней мере один контейнер с мишенями стартового материала. Замедлитель нейтронов может быть выполнен с каналами для протока теплоносителя, а также в виде набора элементов с замедлителем. Замедлитель нейтронов может быть выполнен в виде наружного и внутреннего элементов в зазоре между которыми размещен по крайней мере один контейнер с мишенями. Мишени в зазоре могут быть разделены друг от друга элементами с замедлителем нейтронов. SUMMARY OF THE INVENTION A method is proposed for forming a neutron spectrum for irradiating targets in a fast neutron reactor by sequentially passing neutrons through steel assemblies that separate the irradiation assembly from standard fuel assemblies of the reactor; and through a neutron moderator in the irradiation assembly, while from the spectrum of neutrons emerging from the irradiation assembly into the standard fuel assemblies of the reactor, low-energy delayed neutrons are absorbed in these steel assemblies. The design that implements this method, in which the irradiation assemblies in the fast neutron reactor are separated from the standard fuel assemblies of the reactor by steel assemblies with a steel volume fraction of at least 50%, the irradiation assemblies are made with a neutron moderator based on material from the group: yttrium hydride, calcium hydride, titanium hydride , zirconium hydride with a moderator layer thickness of at least 0.5 neutron mean free paths in the moderator and at least one container with targets of the starting material is placed in the moderator and in the inner region of the moderator. The neutron moderator can be made with channels for the coolant flow, as well as in the form of a set of elements with a moderator. The neutron moderator can be made in the form of external and internal elements in the gap between which at least one container with targets is placed. Targets in the gap can be separated from each other by elements with a neutron moderator.
Техническим результатом использования данного изобретения является:
возможность формирования в локальной области быстрого реактора спектра нейтронов с высокой долей нейтронов тепловой и резонансной области энергий, нехарактерного для реакторов на быстрых нейтронах;
возможность наработки радиоактивных изотопов, которые в стандартном спектре реактора на быстрых нейтронах технически невозможно нарабатывать;
наработка изотопов проводится в простых по конструкции и дешевых, относительно ТВС, сборках, не содержащих топливного материала;
в облучательной сборке существенно увеличен, по сравнению с прототипом, облучательный объем под контейнеры с мишенями из стартового материала.The technical result of the use of this invention is:
the possibility of forming in the local region of a fast reactor a neutron spectrum with a high neutron fraction of the thermal and resonance energy region, which is not characteristic of fast neutron reactors;
the possibility of producing radioactive isotopes that are technically impossible to produce in the standard spectrum of a fast neutron reactor;
isotope production is carried out in assemblies that are simple in design and cheap, relative to fuel assemblies, that do not contain fuel material;
in the irradiation assembly significantly increased, compared with the prototype, the irradiation volume for containers with targets from the starting material.
Заявителем не обнаружено технических решений, содержащих совокупность признаков, сходную с отличительной частью предлагаемого изобретения. Таким образом, предлагаемое техническое решение удовлетворяет критерию "новизна". Поскольку предлагаемое техническое решение предполагается использовать на АЭС с быстрыми реакторами БН-600 и БН-350, то предлагаемое изобретение удовлетворяет критерию "промышленная применимость". The applicant has not found technical solutions containing a combination of features similar to the distinctive part of the invention. Thus, the proposed technical solution meets the criterion of "novelty." Since the proposed technical solution is supposed to be used at nuclear power plants with fast reactors BN-600 and BN-350, the proposed invention meets the criterion of "industrial applicability".
На фиг.1 приведена схема реактора со штатными ТВС-1, среди которых размещена облучательная сборка-2, отделенная от штатных ТВС-1 реактора стальными сборками-3. На фиг.2 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2 с замедлителем нейтронов-4, во внутренней области которого размещен контейнер с мишенями-5. На фиг.3 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2 с замедлителем в виде внутреннего-6 и наружного-7 элементов и в зазоре между ними размещены контейнеры с мишенями-5. На фиг.4 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2, отличающаяся от схемы на фиг. 3 тем, что контейнеры с мишенями-5 разделены друг от друга элементами с замедлителем-8. Figure 1 shows a diagram of a reactor with standard fuel assemblies-1, among which is placed irradiation assembly-2, separated from standard fuel assemblies-1 of the reactor by steel assemblies-3. Figure 2 shows a cross-sectional diagram of an irradiation assembly-2 with a neutron moderator-4, in the inner region of which a container with targets-5 is placed. Figure 3 shows a cross-sectional diagram of an irradiation assembly-2 with a moderator in the form of internal-6 and external-7 elements and containers with targets-5 are placed in the gap between them. FIG. 4 is a cross-sectional diagram of an irradiation assembly-2, different from that of FIG. 3 in that the containers with targets-5 are separated from each other by elements with a moderator-8.
Предлагаемое техническое решение работает следующим образом. В реакторе на быстрых нейтронах среди штатных ТВС-1 размещают облучательные сборки-2, которые отделяют от штатных ТВС-1 реактора стальными сборками-3. При работе реакторе на быстрых нейтронах, поток быстрых нейтронов из штатных ТВС-1 проходит через стальные сборки-3, в которых спектр нейтронов смягчается, и затем смягченные нейтроны попадают в замедлитель нейтронов-4 облучательной сборки-2, выполненный из водородсодержащего материала, в котором спектр нейтронов окончательно смягчается вплоть до тепловой области энергий нейтронов, что приводит к увеличению вероятности поглощения замедленных нейтронов в стартовом материале мишени-5. При этом поток быстрых нейтронов в стальных сборках-3 практически не ослабляется, поскольку для быстрых нейтронов сечение поглощения в стали мало и оно много меньше сечения рассеяния; в то же время из спектра замедленных нейтронов, выходящих из облучательной сборки-2 в штатные ТВС-1 реактора, тепловые нейтроны и нейтроны низких энергий поглощаются в стальных сборках-3 и не достигают штатных ТВС реактора, так как для нейтронов тепловой энергии и низких энергий сечение поглощения их в стали велико. Благодаря этому, область смягченного спектра нейтронов локализована в облучательной сборке и практически не оказывает влияния на штатные ТВС реактора на быстрых нейтронах. При необходимости увеличения теплоотвода от замедлителя нейтронов, замедлитель может быть выполнен с каналами для протока теплоносителя или в виде набора элементов с замедлителем. При наработке радиоизотопов, для которых целесообразно использовать спектр нейтронов со значительной долей нейтронов и тепловой и резонансной области энергий, может быть применена конструкция облучательной сборки в которой замедлитель выполнен в виде внутреннего элемента-6 и наружного элемента-7 в зазоре между которыми размещены контейнера с мишенями-5 (фиг.3). В случае, когда стартовый материал мишени имеет значительную пространственную блокировку сечений взаимодействия с нейтронами, для разблокировки сечений контейнеры с мишенями-5 могут быть отделены друг от друга элементами с замедлителем-8 (фиг.4). The proposed technical solution works as follows. In the fast neutron reactor among the standard fuel assemblies-1, irradiation assemblies-2 are placed, which are separated from the standard fuel assemblies-1 of the reactor by steel assemblies-3. When operating a fast neutron reactor, the fast neutron flux from standard fuel assemblies-1 passes through steel assemblies-3, in which the neutron spectrum is softened, and then the softened neutrons fall into the neutron moderator-4 of the irradiation assembly-2, made of a hydrogen-containing material, in which the neutron spectrum is finally softened up to the thermal region of neutron energies, which leads to an increase in the probability of absorption of delayed neutrons in the starting material of
Как показывают расчетные исследования на примере реактора на быстрых нейтронах БН-600, применение предложенного изобретения позволяет в этом реакторе организовать наработку ряда изотопов, требующих для своего получения как чисто теплового спектра нейтронов (например, углерод-14, широко используемый в медикобиологических целях), так и спектра нейтронов со значительной долей нейтронов и резонансной и тепловой области энергий (например, кобальт-60, тулий-170, иридий-192 и др.). Очевидно, что в реакторе геометрическая форма и внешние размеры любых дополнительных сборок должны быть аналогичны штатным ТВ реактора, что приводит к ограничениям на площадь размещения материалов в сборке и на тип материалов, которые могут обеспечить достижение требуемого эффекта. В условиях ограниченных размеров сборок, для формирования теплового спектра нейтронов в контейнере с мишенями облучательной сборки, в ней, как показывают расчеты, необходимо использовать водородосодержащий замедлитель с высоким содержанием водорода с толщиной слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов в этом замедлителе и окружающие стальные сборки, в которых происходит предварительное смягчение спектра нейтронов, должны содержать сталь с объемной долей не менее 50% В противном случае сформировать спектр нейтронов приходящий в мишень со значительной долей тепловых нейтронов (40-50% ) не удается. В условиях быстрого реактора (температуры 400-500 градусов, высокие нейтронные потоки) обладают достаточной работоспособностью в течение длительного времени облучения и достаточно большим количеством водорода в материале замедлителя для обеспечения положительного эффекта, только гидриды иттрия, кальция, титана и циркония. Использование не водородосодержащих замедлителей, например, бериллия или графита, ввиду ограниченности площади поперечного сечения внутри сборки, на которой можно размещать замедлитель, как показывают расчетные исследования, не позволяет сформировать спектр нейтронов со значительной долей нейтронов тепловой области энергий и, соответственно, не удается получить целевые радиоизотопы с экономически приемлемой удельной активностью. Для локализации области смягченного спектра внутри облучательной сборки, чтобы не допустить пережога штатных ТВС реактора на быстрых нейтронах вследствие выхода в них замедленных нейтронов из облучательной сборки, как показывают расчетные исследования, стальные сборки, которыми отделяют штатные ТВС реактора от облучательной сборки, должны быть выполнены с объемной долей стали не менее 50% при использовании стандартных для быстрого реактора сталей. Конечно, данного эффекта проще добиться за счет использования в таких сборках поглотителя нейтронов, например бора; но в этом случае эти сборки не смогут выполнять функцию предварительного смягчения спектра нейтронов приходящих в облучательную сборку, и, кроме того, в сборке с поглотителем нейтронов будет существенно ослабляться поток быстрых нейтронов, приходящих в облучательную сборку, а, следовательно, уменьшится скорость наработки целевых радиоизотопов. При наработке изотопов, хорошо образующихся и в резонансном и в тепловом спектрах нейтронов, например, кобальт-60, как показывают расчеты, более оптимальным является использование конструкции облучательной сборки приведенной на фиг. 3, в которой контейнеры с мишенями размещены в зазоре между элементами с замедлителем-6,7, обеспечивающей высокие потоки и резонансных и тепловых нейтронов на мишень. В случае наработки изотопов, сырьевой материал которых имеет большую пространственную блокировку сечений, например тулий-70, иридий-192 и др. согласно расчетам, наиболее выгодно использовать вариант конструкции облучательной сборки приведенный на фиг.4, в котором контейнеры с мишенями-5 размещены в зазоре между элементами с замедлителем-6 и 7 и контейнеры разделены между собой элементами с замедлителем-8. Это позволяет уменьшить пространственную блокировку сечений и, соответственно, повысить скорость наработки целевого радиоизотопа. Такая конструкция может использоваться и для наработки кобальта-60 в целях получения продукта с повышенной удельной активностью при ограниченном времени облучения (в быстром реакторе время облучения неделящихся материалов ограничивается, в основном, их радиационной стойкостью и в областях реактора с высоким уровнем нейтронного потока активная зона, первые ряды ячеек боковой зоны воспроизводства - допустимое время облучения в энергетическом реакторе составляет от 1,5 до 3 лет). As computational studies show on the example of the BN-600 fast neutron reactor, the application of the proposed invention allows one to organize the production of a number of isotopes in this reactor that require a pure thermal spectrum of neutrons (for example, carbon-14, which is widely used for medicobiological purposes) to obtain and a neutron spectrum with a significant fraction of neutrons and a resonant and thermal energy region (for example, cobalt-60, thulium-170, iridium-192, etc.). Obviously, in the reactor the geometric shape and external dimensions of any additional assemblies should be similar to the standard TV reactor, which leads to restrictions on the area of materials in the assembly and on the type of materials that can achieve the desired effect. Under conditions of limited assembly sizes, in order to form the thermal spectrum of neutrons in a container with targets of the irradiation assembly, calculations show that it is necessary to use a hydrogen-containing moderator with a high hydrogen content with a moderator layer thickness of at least 0.5 neutron mean free path in this moderator and the surrounding steel assemblies, in which the neutron spectrum is preliminarily softened, must contain steel with a volume fraction of at least 50%; Otherwise, form a neutron spectrum it does not succeed in arriving at the target with a significant fraction of thermal neutrons (40-50%). In a fast reactor (temperatures of 400-500 degrees, high neutron fluxes) they have sufficient working capacity for a long time of irradiation and a sufficiently large amount of hydrogen in the moderator material to provide a positive effect, only hydrides of yttrium, calcium, titanium and zirconium. The use of non-hydrogen-containing moderators, for example, beryllium or graphite, due to the limited cross-sectional area inside the assembly on which the moderator can be placed, as the calculation studies show, does not allow the formation of a neutron spectrum with a significant fraction of neutrons in the thermal energy region and, accordingly, it is not possible to obtain radioisotopes with economically acceptable specific activity. To localize the region of the softened spectrum inside the irradiation assembly, in order to prevent burning of the standard fast neutron fuel assemblies due to the release of delayed neutrons from the irradiation assembly, as shown by computational studies, the steel assemblies that separate the regular reactor fuel assemblies from the irradiation assembly should be performed with the volume fraction of steel is not less than 50% when using standard steels for a fast reactor. Of course, this effect is easier to achieve due to the use of a neutron absorber, such as boron, in such assemblies; but in this case, these assemblies will not be able to perform the function of preliminary mitigation of the spectrum of neutrons arriving at the irradiation assembly, and, in addition, in the assembly with the neutron absorber, the flux of fast neutrons arriving at the irradiation assembly will be significantly weakened, and, therefore, the rate of production of the target radioisotopes will decrease . When producing isotopes that are well formed both in the resonance and thermal spectra of neutrons, for example, cobalt-60, calculations show that it is more optimal to use the design of the irradiation assembly shown in FIG. 3, in which containers with targets are placed in the gap between the elements with a moderator-6.7, providing high fluxes of resonant and thermal neutrons to the target. In the case of the production of isotopes, the raw material of which has a large spatial blocking of the cross sections, for example, thulium-70, iridium-192, etc., according to calculations, it is most advantageous to use the design of the irradiation assembly shown in Fig. 4, in which containers with targets-5 are placed in the gap between the elements with a moderator-6 and 7 and the containers are separated by elements with a moderator-8. This makes it possible to reduce the spatial blocking of the cross sections and, accordingly, increase the operating time of the target radioisotope. This design can be used to produce cobalt-60 in order to obtain a product with increased specific activity with a limited exposure time (in a fast reactor, the time of irradiation of non-fissile materials is limited mainly by their radiation resistance and in the areas of the reactor with a high neutron flux level, the first rows of cells of the lateral reproduction zone - the permissible irradiation time in the energy reactor is from 1.5 to 3 years).
Примеры конкретного исполнения. Если в реакторе БН-600 вместо 7 ТВС боковой зоны воспроизводства вплотную к активной зоне разместить облучательную сборку, отделенную от штатных ТВС реактора шестью стальными сборками с объемной долей стали 80% (марка стали как в штатных ТВС), со втулкой замедлителя из гидрида циркония с 12 каналами для протока теплоносителя с толщиной слоя замедлителя 26 мм и внутри замедлителя разместить контейнер с мишенью из нитрида алюминия, то, согласно расчетам, удается сформировать спектр нейтронов в мишени с долей нейтронов тепловой энергии 48% При этом, в окружающих штатных ТВС реактора всплеск тепловыделения в первых к замедлителю ТВЭЛАХ не превышает 10% что находится в допустимых пределах (в периферийных топливных сборках наибольшее тепловыделение наблюдается в ТВЭЛАХ, расположенных ближе к центру активной зоны, и небольшой подъем тепловыделения в удаленных от центра ТВЭЛАХ приводит к некоторому выравниванию тепловыделения по диаметру ТВС). Как показывают расчеты, в мишени за 2 года облучения в реакторе БН-600 нарабатывается 50 кюри углерода-14, что для единичной сборки является хорошим показателем. Таким образом, использование предложенного технического решения позволяет в локальной области реактора на быстрых нейтронах сформировать резко отличающийся (тепловой) спектр нейтронов и это позволяет нарабатывать радиоизотопы, не характерные для стандартных условий быстрого реактора. Другим примером применения предложенного технического решения является наработка радиоизотопа кобальт-60 с высокой удельной активностью в реакторе БН-600. Этот изотоп наиболее эффективно нарабатывается в спектре нейтронов с высокой долей и тепловых и резонансных нейтронов. Для формирования такого спектра нейтронов целесообразно использовать конструкцию облучательной сборки с размещением мишеней в зазоре между наружным и внутренним элементами с замедлителем из гидрида циркония (схема на фиг.3). При использовании стальных сборок и наружного элемента с замедлителем, таких же, как и в вышеописанном примере, и диаметре внутреннего элемента с замедлителем 10 мм, в зазоре между элементами с замедлителем можно разместить 10 контейнеров с кобальтовыми мишенями диаметром 7 мм. Согласно расчетам, за два года облучения в тех же ячейках реактора БН-600, что и в вышеописанном примере, в одной облучательной сборке нарабатывается 200 килокюри кобальта-60 с дельной активностью 100 кюри/г. При необходимости получения кобальта с более высокой удельной активностью за то же самое время облучения, можно использовать вариант конструкции облучательной сборки с чередованием в зазоре кобальтовых мишеней с элементами замедлителя из гидрида циркония (схема на фиг. 4). Как показывают расчеты, это позволяет повысить удельную активность кобальта-60 в 1,6 раза по сравнению с предыдущим примером при некотором уменьшении объема наработки изотопа. Предложенное техническое решение при сравнительно небольших вариациях конкретных размеров и материалов в облучательной сборке и в стальных сборках, в рамках изобретения, позволяет нарабатывать в реакторе на быстрых нейтронах довольно широкий круг радиоизотопов, наработка которых в стандартных спектрах быстрого реактора технически не реализуема. Для АЭС с быстрым реактором экономически целесообразно использовать предложенное техническое решение, поскольку стоимость облучательной и стальных сборок ниже стоимости заменяемых штатных ТВС реактора и, кроме того, АЭС приходится платить за радиохимическую переработку облученных ТВС реактора, а радиоизотопы для АЭС, наряду с электроэнергией, являются товарной продукцией. Examples of specific performance. If instead of 7 fuel assemblies of the lateral reproduction zone instead of 7 fuel assemblies in the BN-600 reactor, an irradiation assembly separated from the standard fuel assemblies of the reactor by six steel assemblies with a steel volume fraction of 80% (steel grade as in standard fuel assemblies) with a moderator sleeve made of zirconium hydride with With 12 channels for the coolant flow with a moderator layer thickness of 26 mm and inside the moderator to place a container with a target of aluminum nitride, then, according to calculations, it is possible to form a neutron spectrum in the target with a fraction of thermal energy neutrons of 48%. , in the surrounding standard fuel assemblies of the reactor, the heat release surge in the former to the fuel rod moderator does not exceed 10%, which is within acceptable limits (in peripheral fuel assemblies, the greatest heat generation is observed in fuel rods located closer to the center of the core, and a small increase in heat generation in the fuel rods remote from the center to some alignment of heat release along the diameter of the fuel assembly). According to calculations, 50 curies of carbon-14 are produced in a target for 2 years of irradiation in a BN-600 reactor, which is a good indicator for a single assembly. Thus, the use of the proposed technical solution allows the formation of a sharply different (thermal) neutron spectrum in the local region of a fast neutron reactor and this allows the production of radioisotopes that are not typical for standard conditions of a fast reactor. Another example of the application of the proposed technical solution is the production of a cobalt-60 radioisotope with high specific activity in the BN-600 reactor. This isotope is most efficiently generated in the neutron spectrum with a high proportion of both thermal and resonant neutrons. To form such a neutron spectrum, it is advisable to use the design of the irradiation assembly with the placement of targets in the gap between the outer and inner elements with a moderator of zirconium hydride (scheme in figure 3). When using steel assemblies and an external element with a moderator, the same as in the above example, and the diameter of the internal element with a moderator 10 mm, 10 containers with cobalt targets with a diameter of 7 mm can be placed in the gap between the elements with a moderator. According to calculations, in two years of irradiation in the same cells of the BN-600 reactor as in the example described above, 200 kilo curies of cobalt-60 with a specific activity of 100 curie / g are produced in one irradiation assembly. If it is necessary to obtain cobalt with a higher specific activity for the same irradiation time, one can use the design variant of the irradiation assembly with alternating cobalt targets with moderator elements from zirconium hydride in the gap (diagram in Fig. 4). As calculations show, this allows us to increase the specific activity of cobalt-60 by 1.6 times in comparison with the previous example with a slight decrease in the volume of isotope production. The proposed technical solution with relatively small variations in specific sizes and materials in the irradiation assembly and in steel assemblies, within the framework of the invention, allows producing a fairly wide range of radioisotopes in a fast neutron reactor, the production of which in the standard spectra of a fast reactor is not technically feasible. For NPPs with a fast reactor, it is economically feasible to use the proposed technical solution, since the cost of irradiation and steel assemblies is lower than the cost of replaced standard fuel assemblies of the reactor and, in addition, NPPs have to pay for radiochemical processing of the irradiated fuel assemblies of the reactor, and radioisotopes for nuclear power plants, along with electricity, are marketable products.
Claims (6)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94044509A RU2076362C1 (en) | 1994-12-23 | 1994-12-23 | Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU94044509A RU2076362C1 (en) | 1994-12-23 | 1994-12-23 | Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU94044509A RU94044509A (en) | 1997-03-10 |
| RU2076362C1 true RU2076362C1 (en) | 1997-03-27 |
Family
ID=20163264
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU94044509A RU2076362C1 (en) | 1994-12-23 | 1994-12-23 | Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2076362C1 (en) |
Cited By (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2473992C1 (en) * | 2011-10-12 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method to recover cobalt-60 in nuclear channel-type reactor |
| RU2561378C1 (en) * | 2014-09-19 | 2015-08-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing nickel-63 radionuclide |
| RU2569543C1 (en) * | 2014-07-08 | 2015-11-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method of producing nickel-63 radionuclide for beta-voltaic current sources |
| WO2017213538A1 (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor |
-
1994
- 1994-12-23 RU RU94044509A patent/RU2076362C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Киселев Л.В. Технология получения радиоактивных нуклидов в ядерных реакторах. - М.: Энергоатомиздат, 1990, с.116. 2. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. - М.: Энергоатомиздат, 1986, с.543. * |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2473992C1 (en) * | 2011-10-12 | 2013-01-27 | Открытое акционерное общество "Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" (ОАО "Концерн Росэнергоатом") | Method to recover cobalt-60 in nuclear channel-type reactor |
| RU2569543C1 (en) * | 2014-07-08 | 2015-11-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Горно-химический комбинат" | Method of producing nickel-63 radionuclide for beta-voltaic current sources |
| RU2561378C1 (en) * | 2014-09-19 | 2015-08-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method of producing nickel-63 radionuclide |
| WO2017213538A1 (en) * | 2016-06-10 | 2017-12-14 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor |
| RU2645718C2 (en) * | 2016-06-10 | 2018-02-28 | Акционерное Общество "Наука И Инновации" | Method of developing radioactive isotopes in nuclear reactor on quick neutrons |
| EP3471110A4 (en) * | 2016-06-10 | 2020-06-17 | Joint Stock Company "Science And Innovations" (Science and Innovation JSC") | Method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU94044509A (en) | 1997-03-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP2956944B1 (en) | Nuclear reactor target assemblies and methods for producing isotopes, modifying materials within target material, and/or characterizing material within a target material | |
| US11238999B2 (en) | Apparatus and method for generating medical isotopes | |
| KR101716842B1 (en) | Isotope production target | |
| US20090274258A1 (en) | Compound isotope target assembly for production of medical and commercial isotopes by means of spectrum shaping alloys | |
| EP3453428A1 (en) | Beam shaping body for neutron capture therapy | |
| JP2019513991A (en) | Energy conversion method and device | |
| JP7432800B2 (en) | proliferation blanket | |
| Wang et al. | Orientation effects of deformed nuclei on the production of superheavy elements | |
| RU2076362C1 (en) | Fast neutron reactor and radioactive isotopes producing method | |
| JP6802284B2 (en) | A method for producing radioactive isotopes in a fast neutron reactor and a fast neutron reactor using the method | |
| RU2003191C1 (en) | Method of transmutation of isotopes | |
| Kasesaz et al. | A novel design of beam shaping assembly to use DT neutron generator for BNCT | |
| Hang et al. | Monte Carlo study of the beam shaping assembly optimization for providing high epithermal neutron flux for BNCT based on D–T neutron generator | |
| RU2152096C1 (en) | Gamma-ray source manufacturing process | |
| Chekhovska et al. | Photoactivation study of 163Tb β-decay | |
| Olson | Target physics scaling for Z-pinch inertial fusion energy | |
| RU2804452C1 (en) | Blanket breeder | |
| Waunakee et al. | c12) United States Patent | |
| Demtröder | Applications of Nuclear-and High Energy Physics | |
| Bakır et al. | Medical Radioisotope Production in a Power‐Flattened ADS Fuelled with Uranium and Plutonium Dioxides | |
| Petrusenko et al. | Production of medical 123–125I in the CV-28 cyclotron using tellurium targets | |
| Jha | Nuclear energy | |
| Martin | Radioactive atoms: supplement I | |
| Lutz | Determination of iodine in biological materials by epithermal neutron activation analysis | |
| RU95112196A (en) | METHOD FOR IRRADING FISSIBLE SUBSTANCE BY MONO-ENERGY NEUTRONS |