RU2107957C1 - Поглотитель нейтронов ядерного реактора - Google Patents

Поглотитель нейтронов ядерного реактора Download PDF

Info

Publication number
RU2107957C1
RU2107957C1 RU96111579A RU96111579A RU2107957C1 RU 2107957 C1 RU2107957 C1 RU 2107957C1 RU 96111579 A RU96111579 A RU 96111579A RU 96111579 A RU96111579 A RU 96111579A RU 2107957 C1 RU2107957 C1 RU 2107957C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutron absorber
links
absorber
cobalt
boxes
Prior art date
Application number
RU96111579A
Other languages
English (en)
Other versions
RU96111579A (ru
Inventor
А.П. Еперин
В.Г. Шевченко
В.И. Лебедев
Ю.В. Гарусов
Л.В. Шмаков
А.Н. Фурсов
Ю.Б. Курдяев
Original Assignee
Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина filed Critical Ленинградская атомная электростанция им.В.И.Ленина
Priority to RU96111579A priority Critical patent/RU2107957C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2107957C1 publication Critical patent/RU2107957C1/ru
Publication of RU96111579A publication Critical patent/RU96111579A/ru

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Medical Preparation Storing Or Oral Administration Devices (AREA)

Abstract

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства γ-источников. В поглотителе нейтронов ядерного реактора, содержащем подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом. Пеналы установлены между концевыми звеньями блока поглотителей. Концевые звенья изготовлены в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима. Пеналы выполняются из циркониевого сплава. Ампулы заполняются таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана. Изобретение обеспечивает наработку радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов. 2 з.п.ф-лы, 5 ил.

Description

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства γ -источников.
В настоящее время широко используются радиоактивные источники, которые получают в процессе облучения исходных образцов, например, в ускорителях [1] . Имеются публикации, в которых сообщается о фактах получения радиоактивных материалов в ядреных реакторах [2]. Известна также конструкция регулирующего стержня реактора на быстрых нейтронах [3]. В данной конструкции решена задача по расширению функциональной возможности поглотителя нейтронов с получением более высокого конечного результата по накоплению радиоактивного Co60.
Недостатком данной конструкции является то, что в условиях реактора на быстрых нейтронах с использованием регулирующего стержня, совершающего вертикальные перемещения, решить поставленную задачу очень сложно, трудно совместить выполнение основной функции регулирования с функцией накопления радиоактивности по Co59. Также не решена задача по обеспечению технологии наработки радиоактивных изотопов кобальта в значительных объемах, высокого качества, технологическим и безопасным способом, в более короткое время. Конструкция устройств, с помощью которых облучаемый материал вводится в активную зону реактора, в публикациях не приводится.
Наиболее близким аналогом заявленного технического решения является стержень-поглотитель нейтронов [4]. Поглотитель нейтронов содержит несущий элемент (штангу), на котором закреплены звенья поглотителя нейтронов из бористой стали.
Недостатком наиболее близкого аналога является то, что поглотитель нейтронов данной конструкции реализует только одну функцию.
Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении наработки радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов, при сохранении поглощающей функции поглотителя нейтронов в требуемых пределах.
Сущность изобретения состоит в том, что в поглотителе нейтронов ядерного реактора, содержащем подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом, установленных между концевыми звеньями блока поглотителей, изготовленных в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима. Кроме того, предложено пеналы выполнить из циркониевого сплава, ампулы заполнить таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана.
В данном изобретении решена задача безопасного обращения с радиоактивным изотопом кобальта (Co60) на всех этапах технологической цепочки его получения при сохранении основной функции поглотителя нейтронов. Радиоактивный кобальт защищен тройной защитой от ионизирующего излучения. Таблетка кобальта покрыта нитридом титана, который исключает пыление материала при работе. Таблетку помещают в герметично запаянные ампулы, что является вторым уровнем радиационной защиты не только на этапе получения радиоактивного изотопа, но и на этапе применения радиоактивного изотопа потребителем. И, наконец, решена технологическая задача по организации массового промышленного производства изотопов в капсулах различного размера (исходя из запросов потребителей), помещенных в пеналы. Одновременно пенал обеспечивает третий уровень радиационной защиты. Конструкция пенала позволяет технологически просто установить эти пеналы и обеспечить их закрепление и раскрепление посредством пружинных прижимов.
На фиг. 1 изображен продольный разрез поглотителя нейтронов; на фиг. 2 - сечение А-А на фиг. 1; на фиг. 3 - сечение Б-Б на фиг. 1; на фиг. 4 - продольный разрез звена с кобальтом; на фиг. 5 - сечение В-В на фиг. 1.
Поглотитель нейтронов состоит из подвески 1, блока поглотителей 2 (фиг. 1). Подвеска 1 содержит корпус 3, несущий элемент 4, соединенный с корпусом 3 посредством кольца 5 и втулки 6, направляющий конус 7, соединенный с несущим элементом 4 посредством байонетного соединения, палец 8, расположенный на несущем элементе 4, предназначенный для фиксации несущего элемента 4 в байонетном соединении направляющего конуса 7. Блок поглотителей 2 содержит шестнадцать поглотителей нейтронов - двенадцать радиационно-технологических звеньев 9 и четыре концевых (технологических) звена 10. Звенья блока поглотителей 2 последовательно нанизаны на несущий элемент 4. Концевые (технологические) звенья 10 расположены на несущем элементе 4 с обеих сторон (по два) звеньев 9. Над звеньями 9, 10 расположен пружинный прижим 11, помещенный в стакан 12, который фиксирует их на несущем элементе 4, поджимает к торцу конуса 7. Звенья 9 состоят из полого корпуса 13 с фланцами 14 на торцах. Во фланцах 14 закреплены шесть пеналов 15 из циркониевого сплава (фиг. 1-4). Пеналы 15 содержат герметичные ампулы 16 с радиационно-активируемым материалом. Материал сформирован в виде таблеток 17 (фиг. 3, 4) из кобальта, покрытых нитридом титана. Звенья 10 отличаются от звеньев 9 тем, что в них вместо пеналов 15 из циркониевого сплава установлены стальные стержни 18 (фиг. 1, 5). Между звеньями 9, 10 расположены ограничители 19, обеспечивающие соосность звеньев 9 и 10 и предохраняющие от вращения их относительно друг друга.
Разборку поглотителя нейтронов осуществляют дистанционно в бассейне выдержки или "горячей" камере. Поглотитель нейтронов выгружают из реактора и загружают в пенал бассейна выдержки разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ) (на фигурах не показана). Разборку производят в следующей последовательности. Срезают места отгиба 20 (фиг. 1) кольца 5 и прихватки 21 кольца 5 к втулке 6, поднимают кольцо 5 и втулку 6, тем самым освобождая соединение корпуса 3 с несущим элементом 4, удаляют корпус 3. Удаляют палец 8, затем, воздействуя на несущий элемент 4, сжимают пружинный прижим 11. Поворачивают несущий элемент 4 на 90o, выводят нижний его конец из байонетного соединения конуса 7 и извлекают несущий элемент 4. Пружинный прижим 11, стакан 12, звенья 9, 10, направляющий конус 7 остаются в пенале (на фигурах не показано). Затем последовательно извлекают из пенала пружинный прижим 11, стакан 12, звенья 10, 9, направляющий конус 7. Звенья 9 транспортируют в "горячую" камеру (на фигурах не показана) для извлечения ампул 16 с таблетками 17. Извлеченные ампулы 16 с таблетками 17 помещают в специальные устройства для хранения и транспортировки.
Предлагаемое техническое решение позволит обеспечить наработку радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов, при сохранении поглощающей функции поглотителя нейтронов в требуемых пределах.
Список используемой литературы.
1. Вестник Radtech - Euroasia, N 1 (7), М., 1993.
2. В.А.Цыканов, Б.В.Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973.
3. Авт. св. N 1556403, кл. G 21 C 7/10, 1995.
4. Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с. 11, 19-30, 42-46.

Claims (3)

1. Поглотитель нейтронов ядерного реактора, содержащий подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, отличающийся тем, что часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом, установленных между концевыми звеньями блока поглотителей, изготовленных в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима.
2. Поглотитель нейтронов по п.1, отличающийся тем, что пеналы выполнены из циркониевого сплава.
3. Поглотитель нейтронов по п.1, отличающийся тем, что ампулы заполнены таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана.
RU96111579A 1996-06-06 1996-06-06 Поглотитель нейтронов ядерного реактора RU2107957C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96111579A RU2107957C1 (ru) 1996-06-06 1996-06-06 Поглотитель нейтронов ядерного реактора

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU96111579A RU2107957C1 (ru) 1996-06-06 1996-06-06 Поглотитель нейтронов ядерного реактора

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2107957C1 true RU2107957C1 (ru) 1998-03-27
RU96111579A RU96111579A (ru) 1998-10-10

Family

ID=20181709

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU96111579A RU2107957C1 (ru) 1996-06-06 1996-06-06 Поглотитель нейтронов ядерного реактора

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2107957C1 (ru)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009022944A1 (ru) * 2007-08-03 2009-02-19 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Ампула облучательного устройства ядерного реактора
RU2453004C1 (ru) * 2010-12-09 2012-06-10 ОАО "Московский завод полиметаллов" Поглощающий элемент корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора
RU2517359C2 (ru) * 2009-04-06 2014-05-27 Де Инвеншн Сайенс Фанд Уан, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
US8942338B2 (en) 2009-04-06 2015-01-27 TerraPower, LLC. Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
2. Доллежаль Н.А., Емельянов И.Я. Канальный ядерный энергетический реактор. - М.: Атомиздат, 1980, с. 11, 12. *

Cited By (7)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009022944A1 (ru) * 2007-08-03 2009-02-19 Mikhail Yurievich Kudryavtsev Ампула облучательного устройства ядерного реактора
RU2517359C2 (ru) * 2009-04-06 2014-05-27 Де Инвеншн Сайенс Фанд Уан, ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
RU2527425C2 (ru) * 2009-04-06 2014-08-27 Сирит ЭлЭлСи Ядерный реактор деления на бегущей волне, тепловыделяющая сборка и способ управления в ней глубиной выгорания
US8942338B2 (en) 2009-04-06 2015-01-27 TerraPower, LLC. Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US9281083B2 (en) 2009-04-06 2016-03-08 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of controlling burnup therein
US10186333B2 (en) 2009-04-06 2019-01-22 Terrapower, Llc Traveling wave nuclear fission reactor, fuel assembly, and method of utilizing control rods to control burnfront
RU2453004C1 (ru) * 2010-12-09 2012-06-10 ОАО "Московский завод полиметаллов" Поглощающий элемент корпусного водоохлаждаемого ядерного реактора

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US4782231A (en) Standard component 99m Tc elution generator and method
ES2473266T3 (es) Método de producción de isótopos
US4664869A (en) Method for the simultaneous preparation of Radon-211, Xenon-125, Xenon-123, Astatine-211, Iodine-125 and Iodine-123
AU2013380981A1 (en) Nuclear reactor target assemblies, nuclear reactor configurations, and methods for producing isotopes, modifying materials within target material, and/or characterizing material within a target material
AU2011247362A1 (en) Isotope production method
KR20210041275A (ko) Co-60 방사성 동위원소 제조 방법 및, 그에 사용되는 타겟봉
ES2015834A6 (es) Un conjunto de cesto y barril para transportar combustible nuclear agotado.
KR20130111931A (ko) 동위원소 제조 방법
RU2107957C1 (ru) Поглотитель нейтронов ядерного реактора
US6327321B1 (en) Borated aluminum rodlets for use in spent nuclear fuel assemblies
US20240105354A1 (en) Modular radioisotope production capsules and related method
RU2430440C1 (ru) Способ получения радионуклида висмут-212
CA1091039A (en) Multiple ph alumina columns for molybdenum- 99/technetium-99m generators
RU2498434C1 (ru) Способ получения радионуклида висмут-212
RU2152096C1 (ru) Способ изготовления источника гамма-излучения
RU2321906C1 (ru) Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта
RU2155398C1 (ru) Способ получения радиоизотопа стронций-89
RU105064U1 (ru) Облучательная сборка ядерного канального реактора
Onishi et al. Adsorption Behavior of Cesium on Hybrid Microcapsules in Spent Fuel Solution
Klochkov et al. Utilization of europium-containing control rods by development of gamma-europium sources
RU2034347C1 (ru) Способ получения сердечника гамма-источника на основе радионуклидов европия
ES8701412A1 (es) Procedimiento y dispositivo para cargar un recipiente con varillas de combustible nuclear
Fox Radioactive Materials and Class 7
Itoh et al. Immersion tests for cask transporting vitrified high-level radioactive waste
RU58770U1 (ru) Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта

Legal Events

Date Code Title Description
PD4A Correction of name of patent owner