RU2296712C2 - Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method - Google Patents
Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method Download PDFInfo
- Publication number
- RU2296712C2 RU2296712C2 RU2005115533/15A RU2005115533A RU2296712C2 RU 2296712 C2 RU2296712 C2 RU 2296712C2 RU 2005115533/15 A RU2005115533/15 A RU 2005115533/15A RU 2005115533 A RU2005115533 A RU 2005115533A RU 2296712 C2 RU2296712 C2 RU 2296712C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel solution
- solution
- reactor
- molybdenum
- water
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к производству радионуклидов и может быть использовано для производства молибдена-99.The invention relates to the production of radionuclides and can be used for the production of molybdenum-99.
Известен способ производства молибдена-99 [Патент США №5910971, 08.07.1999. Способ и оборудование для производства и выделения молибдена-99, Пономарев-Степной Н.Н., Павшук В.А., Бебих Г.Ф., Хвостионов В.Е., Трухляев П.С., Швецов И.К.].A known method of producing molybdenum-99 [US Patent No. 5910971, 08/08/1999. Method and equipment for the production and separation of molybdenum-99, Ponomarev-Stepnoy N.N., Pavshuk V.A., Bebikh G.F., Khvostionov V.E., Trukhlyaev P.S., Shvetsov I.K.].
Способ заключается в том, что ядерный водно-растворный реактор выводят в стационарный режим работы и в течение пяти дней в топливном растворе нарабатывают молибден-99. Затем выводят ядерный реактор в подкритическое состояние и охлаждают в течение суток. Из охлажденного ядерного реактора откачивают топливный раствор. Прокачивают топливный раствор через сорбционную колонку, выделяют из него сорбцией молибден-99 и возвращают в ядерный реактор. Ядерный реактор, заполненный топливным раствором без молибдена-99, выводят снова в стационарный режим работы на пять дней.The method consists in the fact that the nuclear water-solution reactor is brought into a stationary mode of operation and molybdenum-99 is produced in the fuel solution within five days. Then the nuclear reactor is brought to a subcritical state and cooled for a day. Fuel solution is pumped out of the cooled nuclear reactor. The fuel solution is pumped through a sorption column, molybdenum-99 is isolated from it and returned to the nuclear reactor. A nuclear reactor filled with fuel solution without molybdenum-99 is brought back to stationary operation for five days.
Недостаток способа заключается в том, что ядерный реактор часто выводят из подкритического состояния в стационарное состояние и наоборот.The disadvantage of this method is that a nuclear reactor is often removed from a subcritical state to a stationary state and vice versa.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ производства молибдена-99 [Патент США №5596611. 21.01.1997. Реактор для производства медицинских изотопов. Ball, Russell M. (Lynchburg, VA)], заключающийся в том, что через активную зону работающего в стационарном режиме ядерного водно-растворного реактора с заполненной газообразной средой компенсационной камерой и сорбционную колонку прокачивают топливный раствор и одновременно сорбируют из него молибден-99, после чего смывают с сорбента радионуклидные и химические примеси, десорбируют молибден-99 и очищают его от радионуклидных и химических примесей.Closest to the technical nature of the claimed method is a method for the production of molybdenum-99 [US Patent No. 5596611. 01/21/1997. Reactor for the production of medical isotopes. Ball, Russell M. (Lynchburg, VA)], which consists in the fact that through the active zone of a stationary water-solution nuclear reactor with a gaseous medium filled with a compensation chamber and a sorption column, the fuel solution is pumped and molybdenum-99 is sorbed from it, then radionuclide and chemical impurities are washed off the sorbent, molybdenum-99 is desorbed and it is cleaned of radionuclide and chemical impurities.
Способ имеет следующие недостатки:The method has the following disadvantages:
- топливный раствор при прокачке не выдерживают. По этой причине топливный раствор с не распавшимися короткоживущими радионуклидами поступает в защитную камеру и в сорбционную колонку, размещенную в защитной камере. Излучение короткоживущих радионуклидов создает дополнительную дозовую нагрузку на сорбент и дополнительный радиационный фон в защитной камере. Присутствующие в топливном растворе короткоживущие радионуклиды ухудшают радионуклидную и химическую чистоту выделяемого молибдена-99;- the fuel solution is not maintained during pumping. For this reason, the fuel solution with non-disintegrated short-lived radionuclides enters the protective chamber and into the sorption column placed in the protective chamber. Radiation of short-lived radionuclides creates an additional dose load on the sorbent and an additional radiation background in the protective chamber. Short-lived radionuclides present in the fuel solution degrade the radionuclide and chemical purity of the molybdenum-99 released;
- не осуществляют каталитическую регенерацию воды из кислорода и водорода, образующихся в активной зоне по причине радиолиза воды и содержащихся в газообразной среде компенсационной камеры. Поэтому в компенсационной камере может образоваться взрывоопасная смесь кислорода и водорода;- do not carry out catalytic regeneration of water from oxygen and hydrogen generated in the core due to radiolysis of water and contained in the gaseous medium of the compensation chamber. Therefore, an explosive mixture of oxygen and hydrogen may form in the compensation chamber;
- не конденсируют содержащийся в газообразной среде водяной пар;- do not condense the water vapor contained in the gaseous medium;
- не откачивают газообразную среду из компенсационной камеры. По этой причине газообразные радионуклиды остаются в компенсационной камере. Продукты распада газообразных радионуклидов выпадают из компенсационной камеры в топливный раствор, ухудшая его радионуклидную и химическую чистоту;- do not pump out the gaseous medium from the compensation chamber. For this reason, gaseous radionuclides remain in the compensation chamber. The decay products of gaseous radionuclides fall out of the compensation chamber into the fuel solution, impairing its radionuclide and chemical purity;
- выходящий из ядерного реактора топливный раствор, имеющий температуру примерно 80°С, не охлаждают до оптимальной температуры процесса сорбции, равной 20-25°С. По этой причине режим сорбции молибдена-99 является не оптимальным.- the fuel solution exiting the nuclear reactor having a temperature of about 80 ° C is not cooled to the optimum sorption process temperature of 20-25 ° C. For this reason, the sorption mode of molybdenum-99 is not optimal.
Технический результат, относящийся к способу, состоит в:The technical result related to the method consists in:
- улучшении условий труда персонала за счет уменьшения радиационного фона в защитной камере с технологическим оборудованием по производству молибдена-99;- improving the working conditions of personnel by reducing the background radiation in a protective chamber with technological equipment for the production of molybdenum-99;
- облегчении и удешевлении радиационной защиты защитной камеры;- facilitating and reducing the cost of radiation protection of the protective chamber;
- повышении радионуклидной и химической чистоты топливного раствора и выделяемого из него молибдена-99, уменьшении стоимости очистки молибдена-99 от примесей до медицинских требований к его чистоте;- increasing the radionuclide and chemical purity of the fuel solution and molybdenum-99 released from it, reducing the cost of purification of molybdenum-99 from impurities to medical requirements for its purity;
- поддержании оптимального режима сорбции.- maintaining an optimal sorption mode.
Известно устройство для производства молибдена-99 [Патент США №5910971, 08.07.1999, Способ и оборудование для производства и выделения молибдена-99, Пономарев-Степной Н.Н., Павшук В.А., Бебих Г.Ф., Хвостионов В.Е., Трухляев П.С., Швецов И.К.]. В состав устройства входят ядерный водно-растворный реактор и сорбционная колонка.A device for the production of molybdenum-99 [US Patent No. 5910971, 07/08/1999, Method and equipment for the production and separation of molybdenum-99, Ponomarev-Stepnoy N.N., Pavshuk V.A., Bebikh G.F., Khvostionov V .E., Trukhlyaev P.S., Shvetsov I.K.]. The composition of the device includes a nuclear water-solution reactor and a sorption column.
Недостаток устройства заключается в том, что его нельзя использовать в режиме непрерывной работы ядерного реактора.The disadvantage of this device is that it cannot be used in the continuous operation of a nuclear reactor.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для производства молибдена-99 [Патент США №5596611, 21.01.1997. Реактор для производства медицинских изотопов. Ball, Russell M. (Lynchburg, VA)], в состав которого входят ядерный водно-растворный реактор, содержащий над активной зоной компенсационную камеру, и сорбционная колонка, последовательно соединенная с активной зоной ядерного водно-растворного реактора в контуре циркуляции топливного раствора.The closest in technical essence to the claimed device is a device for the production of molybdenum-99 [US Patent No. 5596611, 01/21/1997. Reactor for the production of medical isotopes. Ball, Russell M. (Lynchburg, VA)], which includes a nuclear water-solution reactor containing a compensation chamber above the active zone and a sorption column connected in series with the active zone of the nuclear water-solution reactor in the fuel solution circuit.
Устройство имеет следующие недостатки:The device has the following disadvantages:
- отсутствует оборудование для выдержки топливного раствора в течение времени распада содержащихся в топливном растворе короткоживущих радионуклидов;- there is no equipment for holding the fuel solution during the decay time of the short-lived radionuclides contained in the fuel solution;
- компенсационная камера ядерного водно-растворного реактора не оснащена каталитическим регенератором воды;- the compensation chamber of a nuclear water-solution reactor is not equipped with a catalytic water regenerator;
- отсутствует оборудование для конденсации водяного пара, содержащегося в газообразной среде компенсационной камеры;- there is no equipment for condensation of water vapor contained in the gaseous medium of the compensation chamber;
- отсутствует оборудование для откачки газообразной среды из компенсационной камеры в оборудование для ее выдержки и дальнейшей отправки в вытяжную вентиляцию;- there is no equipment for pumping a gaseous medium from the compensation chamber into equipment for holding it and then sending it to exhaust ventilation;
- отсутствует оборудование для охлаждения топливного раствора до оптимальной температуры процесса сорбции, равной 20-25°С.- there is no equipment for cooling the fuel solution to the optimum temperature of the sorption process, equal to 20-25 ° C.
Технический результат, относящийся к устройству, состоит в:The technical result related to the device consists in:
- улучшении условий труда персонала за счет уменьшения радиационного фона в защитной камере с технологическим оборудованием по производству молибдена-99;- improving the working conditions of personnel by reducing the background radiation in a protective chamber with technological equipment for the production of molybdenum-99;
- облегчении и удешевлении радиационной защиты защитной камеры;- facilitating and reducing the cost of radiation protection of the protective chamber;
- повышении радионуклидной и химической чистоты топливного раствора и выделяемого из него молибдена-99, уменьшении стоимости очистки молибдена-99 от примесей до медицинских требований к его чистоте;- increasing the radionuclide and chemical purity of the fuel solution and molybdenum-99 released from it, reducing the cost of purification of molybdenum-99 from impurities to medical requirements for its purity;
- поддержании оптимального режима сорбции.- maintaining an optimal sorption mode.
Для достижения технического результата в способе производства молибдена-99, заключающемся в том, что через активную зону работающего в стационарном режиме ядерного водно-растворного реактора с заполненной газообразной средой компенсационной камерой и сорбционную колонку прокачивают топливный раствор и одновременно сорбируют из него молибден-99, после чего смывают с сорбента радионуклидные и химические примеси, десорбируют молибден-99 и очищают его от радионуклидных и химических примесей, предлагается топливный раствор при прокачке выдерживать в аппарате для выдержки топливного раствора, состоящем из двух сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами, находящимися выше переливного патрубка первого сообщающегося сосуда, соединенными между собой и компенсационной камерой ядерного водно-растворного реактора, и прокачивать через теплообменный аппарат для охлаждения до оптимальной температуры процесса сорбции.To achieve a technical result in the method of producing molybdenum-99, which consists in the fact that through the active zone of a stationary nuclear-water reactor with a gaseous medium filled with a compensation chamber and a sorption column, the fuel solution is pumped and molybdenum-99 is simultaneously sorbed from it, after why radionuclide and chemical impurities are washed off the sorbent, molybdenum-99 is desorbed and cleaned from radionuclide and chemical impurities, a fuel solution is proposed when pumping hold in the apparatus for holding the fuel solution, consisting of two vessels communicating at the bottom, equipped with compensation chambers located above the overflow pipe of the first communicating vessel, connected to each other and the compensation chamber of the nuclear water-solution reactor, and pump through the heat exchanger to cool to the optimum process temperature sorption.
В частных случаях реализации способа, предлагается:In particular cases of implementing the method, it is proposed:
- топливный раствор выдерживать 6-24 ч в аппарате для выдержки топливного раствора;- maintain the fuel solution for 6-24 hours in the apparatus for holding the fuel solution;
- осуществлять каталитическую регенерацию воды из кислорода и водорода, образующихся в активной зоне реактора по причине радиолиза воды и содержащихся в газообразной среде компенсационной камеры;- carry out catalytic regeneration of water from oxygen and hydrogen generated in the reactor core due to radiolysis of water and contained in the gaseous medium of the compensation chamber;
- конденсировать содержащийся в газообразной среде компенсационной камеры водяной пар, образующийся водный конденсат возвращать в активную зону реактора;- condensate the water vapor contained in the gaseous medium of the compensation chamber, return the resulting water condensate to the reactor core;
- топливный раствор прокачивать через байпасный трубопровод;- pump the fuel solution through the bypass line;
- газообразную среду из компенсационной камеры откачивать и выдерживать при разрежении в сосуде для выдержки с выделением из нее продуктов распада радионуклидов;- pump out the gaseous medium from the compensation chamber and maintain it during rarefaction in the holding vessel with the release of radionuclide decay products from it;
- газообразную среду из сосуда для выдержки газообразной среды откачивать вакуумным насосом в вытяжную вентиляцию.- gaseous medium from the vessel for holding the gaseous medium is evacuated by vacuum pump into exhaust ventilation.
Для достижения технического результата в устройстве для производства молибдена-99, в состав которого входят ядерный водно-растворный реактор, содержащий компенсационную камеру над активной зоной, последовательно соединенной с сорбционной колонкой в контуре циркуляции топливного раствора, предлагается:To achieve a technical result in a device for the production of molybdenum-99, which includes a nuclear water-solution reactor containing a compensation chamber above the active zone, connected in series with a sorption column in the circulation circuit of the fuel solution, it is proposed:
- между ядерным водно-растворным реактором и сорбционной колонкой в контур циркуляции топливного раствора установить расположенный выше ядерного водно-растворного реактора и сорбционной колонки аппарат для выдержки топливного раствора, состоящий из двух сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами;- between the nuclear water-solution reactor and the sorption column, install an apparatus for holding the fuel solution located above the nuclear water-solution reactor and the sorption column, consisting of two vessels connected at the bottom, equipped with compensation chambers;
- первый сообщающийся сосуд снабдить также напорным и переливным патрубками, с которыми соединить, соответственно, напорный и переливной трубопроводы, соединяющие аппарат для выдержки топливного раствора с ядерным водно-растворным реактором;- to provide the first communicating vessel also with pressure and overflow nozzles, with which pressure and overflow pipelines connecting the apparatus for soaking the fuel solution with the nuclear water-solution reactor, respectively, are connected;
- второй сообщающийся сосуд снабдить сливным патрубком, расположенным ниже переливного патрубка первого сообщающегося сосуда, с которым соединить сливной трубопровод, соединяющий аппарат для выдержки топливного раствора с сорбционной колонкой;- to provide the second communicating vessel with a drain pipe located below the overflow pipe of the first communicating vessel with which to connect a drain pipe connecting the apparatus for soaking the fuel solution with a sorption column;
- при этом компенсационные камеры первого и второго сообщающихся сосудов, находящиеся выше переливного патрубка первого сообщающегося сосуда, соединить между собой и с компенсационной камерой ядерного водно-растворного реактора.- in this case, the compensation chambers of the first and second communicating vessels, located above the overflow pipe of the first communicating vessel, are interconnected and with the compensation chamber of a nuclear water-solution reactor.
В частных случаях реализации устройства предлагается:In special cases, the implementation of the device is proposed:
- компенсационную камеру ядерного водно-растворного реактора оснастить каталитическим регенератором воды;- equip the compensation chamber of a nuclear water-solution reactor with a catalytic water regenerator;
- компенсационную камеру ядерного водно-растворного реактора соединить через конденсатор водяного пара с находящимся под разрежением сосудом для выдержки газообразной среды посредством трубопровода с запорным вентилем;- connect the compensation chamber of a nuclear water-solution reactor through a steam condenser to a vessel under vacuum to hold the gaseous medium through a pipeline with a shut-off valve;
- участок сливного трубопровода на входе топливного раствора в сорбционную колонку и участок трубопровода контура циркуляции топливного раствора на выходе топливного раствора из сорбционной колонки соединить байпасным трубопроводом, оснащенным регулятором расхода;- connect the section of the drain pipe at the inlet of the fuel solution to the sorption column and the pipe section of the fuel solution circulation circuit at the exit of the fuel solution from the sorption column bypass pipe equipped with a flow regulator;
- между аппаратом для выдержки топливного раствора и сорбционной колонкой в контур циркуляции топливного раствора установить теплообменный аппарат;- install a heat exchanger between the apparatus for holding the fuel solution and the sorption column in the circulation circuit of the fuel solution;
- сосуд для выдержки газообразной среды соединить с вакуумным насосом, выхлоп которого соединить с вытяжной вентиляцией;- connect the vessel for holding the gaseous medium to a vacuum pump, the exhaust of which is connected to exhaust ventilation;
- параллельно сорбционной колонке в контур циркуляции топливного раствора включить, по меньшей мере, еще одну сорбционную колонку;- parallel to the sorption column, to include at least one more sorption column in the circulation circuit of the fuel solution;
- параллельно сосуду для выдержки газообразной среды установить, по меньшей мере, еще один сосуд для выдержки газообразной среды.- install at least one more vessel for holding the gaseous medium parallel to the vessel for holding the gaseous medium.
Сущность изобретения поясняется представленной на чертеже одной из возможных технологических схем устройства для производства молибдена-99.The invention is illustrated in the drawing, one of the possible technological schemes of the device for the production of molybdenum-99.
На чертеже и по тексту приняты следующие обозначения:The following notation is used in the drawing and in the text:
1 - ядерный водно-растворный реактор; 2 - компенсационная камера ядерного водно-растворного реактора; 3 - активная зона ядерного водно-растворного реактора; 4 - сорбционная колонка; 5 - аппарат для выдержки топливного раствора; 6 - первый сообщающийся сосуд; 7 - второй сообщающийся сосуд; 8 - напорный патрубок; 9 - переливной патрубок; 10 - напорный трубопровод; 11 - переливной трубопровод; 12 - сливной патрубок; 13 - сливной трубопровод; 14 - компенсационная камера первого сообщающегося сосуда; 15 - компенсационная камера второго сообщающегося сосуда; 16 - каталитический регенератор воды; 17 - конденсатор водяного пара; 18 - сосуд для выдержки газообразной среды; 19 - трубопровод контура циркуляции топливного раствора; 20 - байпасный трубопровод; 21 - запорно-регулирующий вентиль; 22 - теплообменный аппарат; 23 - вакуумный насос; 24 - вытяжная вентиляция; 25 - сорбционная колонка; 26 - сосуд для выдержки газообразной среды; 27 - трубопровод; 28 - циркуляционный насос; 29 - защитная камера; 30 и 31 - запорно-регулирующие вентили; 32 - датчик температуры топливного раствора; 33 - датчик расхода топливного раствора; 34 и 35 - патрубки; 36 и 37 - мановакуумметры; 38 - сосуд с топливным раствором; 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50 - запорные вентили.1 - nuclear water-solution reactor; 2 - compensation chamber of a nuclear water-solution reactor; 3 - active zone of a nuclear water-solution reactor; 4 - sorption column; 5 - apparatus for maintaining the fuel solution; 6 - the first communicating vessel; 7 - the second communicating vessel; 8 - pressure pipe; 9 - overflow pipe; 10 - pressure pipeline; 11 - overflow pipeline; 12 - drain pipe; 13 - drain pipe; 14 - compensation chamber of the first communicating vessel; 15 - compensation chamber of the second communicating vessel; 16 - catalytic water regenerator; 17 - a condenser of water vapor; 18 - a vessel for holding a gaseous medium; 19 - pipeline circuit fuel solution; 20 - bypass pipeline; 21 - shut-off and control valve; 22 - heat exchanger; 23 - a vacuum pump; 24 - exhaust ventilation; 25 - sorption column; 26 - a vessel for holding a gaseous medium; 27 - pipeline; 28 - circulation pump; 29 - a protective chamber; 30 and 31 - shut-off and control valves; 32 - fuel temperature sensor; 33 - fuel flow sensor; 34 and 35 - nozzles; 36 and 37 - pressure gauges; 38 - a vessel with a fuel solution; 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50 - shut-off valves.
На чертеже представлено устройство для производства молибдена-99, в состав которого входят ядерный водно-растворный реактор 1, содержащий компенсационную камеру 2 над активной зоной 3, последовательно соединенной с сорбционной колонкой 4 в контуре циркуляции топливного раствора. Компенсационная камера 2, предназначенная для компенсации температурных расширений топливного раствора, во время работы ядерного водно-растворного реактора заполнена газообразной средой, состоящей из воздуха, водяного пара, газообразных продуктов деления ядерного топлива и водорода и кислорода, образующихся в результате радиолиза молекул воды.The drawing shows a device for the production of molybdenum-99, which includes a nuclear water-solution reactor 1 containing a compensation chamber 2 above the active zone 3, connected in series with a sorption column 4 in the circuit of the fuel solution. The compensation chamber 2, designed to compensate for the temperature expansion of the fuel solution, is filled with a gaseous medium consisting of air, water vapor, gaseous fission products of nuclear fuel and hydrogen and oxygen resulting from the radiolysis of water molecules during the operation of a nuclear water-solution reactor.
Сорбционная колонка 4 предназначена для сорбции молибдена-99 из топливного раствора.Sorption column 4 is intended for sorption of molybdenum-99 from a fuel solution.
Между ядерным водно-растворным реактором 1 и сорбционной колонкой 4 в контур циркуляции топливного раствора установлен расположенный выше ядерного водно-растворного реактора 1 и сорбционной колонки 4 аппарат 5 для выдержки топливного раствора, состоящий из двух 6 и 7 сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами.Between the nuclear water-solution reactor 1 and the sorption column 4, an apparatus 5 for holding the fuel solution, located above the nuclear water-solution reactor 1 and the sorption column 4, is installed above the nuclear water-solution reactor 1 and the sorption column 4, consisting of two vessels 6 and 7 communicating below, equipped with compensation chambers.
Первый сообщающийся сосуд 6 снабжен также напорным 8 и переливным 9 патрубками, с которыми соединены, соответственно, напорный 10 и переливной 11 трубопроводы, соединяющие аппарат 5 для выдержки топливного раствора с ядерным водно-растворным реактором 1.The first communicating vessel 6 is also equipped with a pressure 8 and overflow 9 pipes, which are connected, respectively, pressure 10 and overflow 11 pipelines connecting the apparatus 5 for soaking the fuel solution with a nuclear water-solution reactor 1.
Второй сообщающийся сосуд 7 снабжен сливным патрубком 12, расположенным ниже переливного патрубка 9 первого сообщающегося сосуда 6, с которым соединен сливной трубопровод 13, соединяющий аппарат 5 для выдержки топливного раствора с сорбционной колонкой 4.The second communicating vessel 7 is provided with a drain pipe 12 located below the overflow pipe 9 of the first communicating vessel 6, to which a drain pipe 13 is connected, connecting the apparatus 5 for holding the fuel solution with the sorption column 4.
При этом компенсационные камеры 14 и 15 первого 6 и второго 7 сообщающихся сосудов, находящиеся выше переливного патрубка 9 первого сообщающегося сосуда 6, соединены между собой и с компенсационной камерой 2 ядерного водно-растворного реактора 1.In this case, the compensation chambers 14 and 15 of the first 6 and second 7 communicating vessels, located above the overflow pipe 9 of the first communicating vessel 6, are interconnected and with the compensation chamber 2 of the nuclear water-solution reactor 1.
Аппарат 5 предназначен для выдержки топливного раствора в течение 6-24 ч при его прокачке по контуру циркуляции. Нижняя граница времени выдержки выбрана потому, что выдерживать топливный раствор менее шести часов можно, но не целесообразно. За шесть часов выдержки в топливном растворе распадутся только самые короткоживущие радионуклиды. Верхняя граница времени выдержки выбрана потому, что выдерживать топливный раствор более 24 часов можно, но экономически не выгодно. Период полураспада молибдена-99 равен 66,2 часов и за 24 часа активность его в топливном растворе уменьшится на 22,2%.The apparatus 5 is designed to hold the fuel solution for 6-24 hours when it is pumped along the circulation circuit. The lower limit of the exposure time is chosen because it is possible, but not advisable, to maintain the fuel solution for less than six hours. Within six hours of exposure to the fuel solution, only the shortest-lived radionuclides will decay. The upper limit of the exposure time is chosen because it is possible to maintain the fuel solution for more than 24 hours, but it is not economically viable. The half-life of molybdenum-99 is 66.2 hours and in 24 hours its activity in the fuel solution will decrease by 22.2%.
В частных случаях исполнения устройства для производства молибдена-99:In special cases, the execution of the device for the production of molybdenum-99:
1. Компенсационная камера 2 ядерного водно-растворного реактора 1 оснащена каталитическим регенератором воды 16.1. The compensation chamber 2 of the nuclear water-solution reactor 1 is equipped with a catalytic water regenerator 16.
2. Компенсационная камера 2 ядерного водно-растворного реактора 1 соединена через конденсатор 17 водяного пара с находящимся под разрежением сосудом 18 для выдержки газообразной среды посредством трубопровода с запорным вентилем.2. The compensation chamber 2 of the nuclear water-solution reactor 1 is connected through a condenser 17 of water vapor to the under-pressure vessel 18 for holding the gaseous medium through a pipeline with a shut-off valve.
3. Участок сливного трубопровода 13 на входе топливного раствора в сорбционную колонку 4 и участок трубопровода 19 контура циркуляции топливного раствора на выходе топливного раствора из сорбционной колонки 4 соединены байпасным трубопроводом 20, оснащенным регулятором расхода 21.3. The section of the drain pipe 13 at the inlet of the fuel solution into the sorption column 4 and the section of the pipe 19 of the circuit of the fuel solution at the outlet of the fuel solution from the sorption column 4 are connected by bypass pipe 20, equipped with a flow regulator 21.
В качестве регулятора расхода 21 может быть использован запорно-регулирующий вентиль. Байпасный трубопровод 20 может быть использован для замены в аппарате 5 топливного раствора с недостаточной концентрацией молибдена-99 на топливный раствор из активной зоны 3 ядерного водно-растворного реактора 1 с равновесной концентрацией молибдена-99. Байпасный трубопровод 20 может быть также использован для изменения времени выдержки топливного раствора в аппарате 5. Топливный раствор можно пропускать параллельно и через байпасный трубопровод 20 и через сорбционную колонку 4. Изменения расхода топливного раствора через байпасный трубопровод 20 запорно-регулирующим вентилем 21 приводят к изменениям расхода топливного раствора и времени его выдержки в аппарате 5.As a flow regulator 21 can be used shut-off valve. Bypass line 20 can be used to replace in the apparatus 5 a fuel solution with an insufficient concentration of molybdenum-99 by a fuel solution from the core 3 of a nuclear water-solution reactor 1 with an equilibrium concentration of molybdenum-99. Bypass line 20 can also be used to change the exposure time of the fuel solution in the apparatus 5. The fuel solution can be passed in parallel and through the bypass line 20 and through the sorption column 4. Changes in the flow rate of the fuel solution through the bypass line 20 by a shut-off and control valve 21 lead to changes in flow rate fuel solution and its exposure time in the apparatus 5.
4. Между аппаратом 5 для выдержки топливного раствора и сорбционной колонкой 4 в контур циркуляции топливного раствора установлен теплообменный аппарат 22.4. Between the apparatus 5 for holding the fuel solution and the sorption column 4, a heat exchanger 22 is installed in the circulation circuit of the fuel solution.
5. Сосуд 18 для выдержки газообразной среды соединен с вакуумным насосом 23, выхлоп которого соединен с вытяжной вентиляцией 24.5. A vessel 18 for holding a gaseous medium is connected to a vacuum pump 23, the exhaust of which is connected to exhaust ventilation 24.
6. Параллельно сорбционной колонке 4 в контур циркуляции топливного раствора включена, по меньшей мере, еще одна сорбционная колонка 25.6. In parallel with the sorption column 4, at least one more sorption column 25 is included in the circulation of the fuel solution.
7. Параллельно сосуду 18 для выдержки газообразной среды установлен, по меньшей мере, еще один сосуд 26 для выдержки газообразной среды.7. In parallel with the vessel 18 for holding the gaseous medium is installed, at least one more vessel 26 for holding the gaseous medium.
Первый 6 и второй 7 сообщающиеся сосуды аппарата 5 для выдержки топливного раствора сообщаются внизу по трубопроводу 27.The first 6 and second 7 communicating vessels of the apparatus 5 for holding the fuel solution are communicated at the bottom through the pipeline 27.
В контур циркуляции топливного раствора, перед аппаратом 5 для выдержки топливного раствора установлен циркуляционный насос 28. Циркуляционный насос 28 предназначен для поддержания уровня топливного раствора в первом сообщающемся сосуде 6 на уровне переливного патрубка 9 подачей топливного раствора из активной зоны 3 через напорный трубопровод 10 и напорный патрубок 8.In the circuit of the circulation of the fuel solution, in front of the apparatus 5 for soaking the fuel solution, a circulation pump 28 is installed. The circulation pump 28 is designed to maintain the level of the fuel solution in the first communicating vessel 6 at the level of the overflow pipe 9 by supplying the fuel solution from the core 3 through the pressure pipe 10 and pressure branch pipe 8.
Безопасность аппарата 5 для выдержки топливного раствора может быть достигнута его ядерно-безопасной конструкцией и выбором ядерно-безопасных внутренних диаметров сообщающихся первого 6 и второго 7 сосудов.The safety of the apparatus 5 for holding the fuel solution can be achieved by its nuclear-safe design and the choice of nuclear-safe internal diameters of the communicating first 6 and second 7 vessels.
Безопасность ядерного реактора 1 обеспечивается штатными органами управления его реактивностью, конструкцией аппарата 5 для выдержки топливного раствора и конструкцией контура циркуляции топливного раствора. На конструкции аппарата 5 и контура циркуляции накладываются дополнительные ограничения, связанные с обеспечением циркуляции топливного раствора по контуру и безопасности ядерного реактора. Первое ограничение заключается в том, что разность высот между переливным 9 и сливным 12 патрубками должна быть достаточной для прокачки топливного раствора из аппарата 5 через теплообменный аппарат 22, сорбционную колонку 4 или 25 в ядерный реактор 1 с оптимальным для сорбции расходом.The safety of the nuclear reactor 1 is ensured by regular reactivity controls, the design of the apparatus 5 for holding the fuel solution, and the design of the circuit for circulating the fuel solution. The design of the apparatus 5 and the circulation loop impose additional restrictions associated with ensuring the circulation of the fuel solution along the loop and the safety of a nuclear reactor. The first limitation is that the height difference between the overflow 9 and the drain 12 nozzles should be sufficient to pump the fuel solution from the apparatus 5 through the heat exchanger 22, the sorption column 4 or 25 into the nuclear reactor 1 with an optimum flow rate for sorption.
Второе ограничение заключается в том, что сумма объема аппарата 5 между сливным 12 и переливным 9 патрубками и объема опорожняемой длины сливного трубопровода 13, находящегося между уровнем сливного патрубка 12 и уровнем трубопровода 19, должна быть равна объему топливного раствора, отбор которого из активной зоны 3 ядерного реактора или поступление которого в активную зону 3 изменяет реактивность ядерного реактора не более чем на 0,3 βэфф со скоростью не более 0,07 βэфф/с. Чтобы уменьшить объем опорожняемой длины сливного трубопровода 13 теплообменный аппарат 22 на рисунке установлен ниже уровня участка трубопровода 19 на выходе топливного раствора из сорбционной колонки 4.The second limitation is that the sum of the volume of the apparatus 5 between the drain 12 and the overflow 9 nozzles and the volume of the emptied length of the drain pipe 13, located between the level of the drain pipe 12 and the level of the pipe 19, must be equal to the volume of the fuel solution, the selection of which from the core 3 a nuclear reactor or whose entry into the active zone 3 changes the reactivity of a nuclear reactor by no more than 0.3 β eff with a speed of not more than 0.07 β eff / s. To reduce the volume of the drained length of the drain pipe 13, the heat exchanger 22 in the figure is installed below the level of the section of the pipe 19 at the exit of the fuel solution from the sorption column 4.
Сорбционные колонки 4 и 25 установлены в защитной камере 29. На входе в сорбционную колонку 4 установлен запорно-регулирующий вентиль 30, на входе в сорбционную колонку 25 установлен запорно-регулирующий вентиль 31. На чертеже показаны сорбционные колонки 4 и 25 и не показано остальное технологическое оборудование для производства молибдена-99, размещенное в защитной камере 29. Это оборудование для промывки сорбента после сорбции от смываемых радионуклидных и химических примесей, десорбции молибдена-99 и его очистки от радионуклидных и химических примесей.Sorption columns 4 and 25 are installed in a protective chamber 29. At the inlet to the sorption column 4, a shut-off and control valve 30 is installed; at the entrance to the sorption column 25, a shut-off and control valve 31 is installed. The drawing shows sorption columns 4 and 25 and the rest is not shown equipment for the production of molybdenum-99, placed in a protective chamber 29. This equipment for washing the sorbent after sorption from washable radionuclide and chemical impurities, desorption of molybdenum-99 and its purification from radionuclide and chemical impurities.
На сливном трубопроводе 13 установлены датчик 32 температуры и датчик 33 расхода топливного раствора.On the drain pipe 13, a temperature sensor 32 and a fuel solution flow sensor 33 are installed.
На ядерном водно-растворном реакторе 1 установлен оснащенный запорным вентилем патрубок 34, предназначенный для напуска атмосферного воздуха в компенсационную камеру 2. Посредством подачи атмосферного воздуха в компенсационную камеру 2 могут быть удалены из нее газообразные радионуклиды в сосуды 18 или 26 для выдержки газообразной среды.A pipe 34 equipped with a shut-off valve is installed on the nuclear water-solution reactor 1, which is designed to inlet atmospheric air into the compensation chamber 2. By supplying atmospheric air to the compensation chamber 2, gaseous radionuclides can be removed from it into the vessels 18 or 26 for holding the gaseous medium.
На трубопроводе 19 после сорбционных колонок 4 и 25 установлен оснащенный запорным вентилем патрубок 35, предназначенный для отбора топливного раствора в количестве и способом, безопасными для ядерного водно-растворного реактора 1. Из топливного раствора, очищенного от молибдена-99 могут быть выделены другие необходимые радионуклиды в других технологических процессах, например экстракцией.On the pipe 19, after the sorption columns 4 and 25, a nozzle 35 equipped with a shutoff valve is installed, which is used to select the fuel solution in an amount and in a manner safe for the nuclear water-solution reactor 1. Other necessary radionuclides can be extracted from the fuel solution purified from molybdenum-99 in other technological processes, for example by extraction.
Сосуды 18 и 26 для выдержки газообразной среды оснащены мановакуумметрами 36 и 37.Vessels 18 and 26 for holding a gaseous medium are equipped with manovacuum meters 36 and 37.
Сосуд 38 с топливным раствором в системе его подготовки соединен трубопроводами с ядерным водно-растворным реактором 1 и аппаратом 5 для выдержки топливного раствора.The vessel 38 with the fuel solution in the system for its preparation is connected by pipelines to the nuclear water-solution reactor 1 and the apparatus 5 for holding the fuel solution.
На трубопроводах устройства для производства молибдена-99 установлены запорные вентили 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50.On the pipelines of the device for the production of molybdenum-99, shut-off valves 39, 40, 41, 42, 43, 44, 45, 46, 47, 48, 49, 50 are installed.
Данное устройство применяют для производства молибдена-99, заключающегося в том, что через активную зону 3 работающего в стационарном режиме ядерного водно-растворенного реактора 1 с заполненной газообразной средой компенсационной камерой 2 и сорбционную колонку 4 прокачивают топливный раствор и одновременно сорбируют из него молибден-99, после чего смывают с сорбента радионуклидные и химические примеси, десорбируют молибден-99 и очищают его от радионуклидных и химических примесей.This device is used for the production of molybdenum-99, which consists in the fact that through the active zone 3 of a stationary water-dissolved nuclear reactor 1 operating with a gaseous medium filled with a compensation chamber 2 and a sorption column 4, the fuel solution is pumped and molybdenum-99 is sorbed from it then radionuclide and chemical impurities are washed off from the sorbent, molybdenum-99 is desorbed and it is cleaned of radionuclide and chemical impurities.
Прокачивают топливный раствор через активную зону 3 и сорбционную колонку 4 за счет подачи топливного раствора циркуляционным насосом 28 из активной зоны 3 в первый сообщающийся сосуд 6 аппарата 5 для выдержки топливного раствора и поддержания уровня топливного раствора в первом сообщающемся сосуде 6 на уровне переливного патрубка 9.The fuel solution is pumped through the active zone 3 and the sorption column 4 by supplying the fuel solution with a circulation pump 28 from the active zone 3 to the first communicating vessel 6 of the apparatus 5 for holding the fuel solution and maintaining the level of the fuel solution in the first communicating vessel 6 at the level of the overflow pipe 9.
Сорбцию молибдена-99 осуществляют в сорбционной колонке 4.Sorption of molybdenum-99 is carried out in a sorption column 4.
Смывают с сорбента радионуклидные и химические примеси, десорбируют молибден-99 и очищают его от радионуклидных и химических примесей посредством известных традиционных методов.Radionuclide and chemical impurities are washed off the sorbent, molybdenum-99 is desorbed and it is purified from radionuclide and chemical impurities by known conventional methods.
Топливный раствор при прокачке выдерживают в аппарате 5 для выдержки топливного раствора, состоящем из двух 6 и 7 сообщающихся внизу сосудов, снабженных компенсационными камерами 14 и 15, находящимися выше переливного патрубка 9 первого сообщающегося сосуда 6, соединенными между собой и компенсационной камерой 2 ядерного водно-растворного реактора 1, и прокачивают через теплообменный аппарат 22 для охлаждения до оптимальной температуры процесса сорбции.During pumping, the fuel solution is kept in the apparatus 5 for holding the fuel solution, consisting of two vessels 6 and 7 communicating at the bottom, equipped with compensation chambers 14 and 15, located above the overflow pipe 9 of the first communicating vessel 6, interconnected and the compensation chamber 2 of the nuclear water solution reactor 1, and pumped through a heat exchanger 22 to cool to the optimum temperature of the sorption process.
В частных случаях применения способа производства молибдена-99:In special cases, the application of the method of production of molybdenum-99:
1. Топливный раствор выдерживают 6-24 ч в аппарате 5 для выдержки топливного раствора.1. The fuel solution is kept for 6-24 hours in the apparatus 5 for holding the fuel solution.
2. Осуществляют каталитическую регенерацию воды из кислорода и водорода, образующихся в активной зоне 3 реактора по причине радиолиза воды и содержащихся в газообразной среде компенсационной камеры 2.2. Carry out the catalytic regeneration of water from oxygen and hydrogen generated in the reactor core 3 due to radiolysis of water and contained in the gaseous medium of the compensation chamber 2.
3. Конденсируют содержащийся в газообразной среде компенсационной камеры 2 водяной пар, образующийся водный конденсат возвращают в активную зону 3 реактора. Тем самым сохраняют постоянным количество воды, как замедлителя нейтронов, в активной зоне 3 находящегося в критическом состоянии ядерного водно-растворного реактора 1. Конденсацию водяного пара осуществляют в конденсаторе 17. Влажность газообразной среды в компенсационной камере 2 определяется содержанием в ней насыщенного водяного пара при температуре топливного раствора в активной зоне 3 и водяного пара, образующегося в каталитической реакции соединения кислорода с водородом.3. The steam contained in the gaseous medium of the compensation chamber 2 is condensed, the resulting water condensate is returned to the reactor core 3. Thereby, the amount of water, as a neutron moderator, is kept constant in the active zone 3 of a critical nuclear water-solution reactor 1. Water vapor is condensed in a condenser 17. The humidity of the gaseous medium in the compensation chamber 2 is determined by the content of saturated water vapor in it at a temperature fuel solution in the core 3 and water vapor formed in the catalytic reaction of a compound of oxygen with hydrogen.
4. Топливный раствор прокачивают через байпасный трубопровод 20.4. The fuel solution is pumped through the bypass pipe 20.
5. Газообразную среду из компенсационной камеры 2 откачивают и выдерживают при разрежении в сосуде 18 для выдержки с выделением из нее продуктов распада радионуклидов.5. The gaseous medium from the compensation chamber 2 is pumped out and kept under vacuum in the vessel 18 for aging with the release of radionuclide decay products from it.
6. Газообразную среду из сосуда 18 для выдержки газообразной среды откачивают вакуумным насосом 23 в вытяжную вентиляцию 24.6. The gaseous medium from the vessel 18 for holding the gaseous medium is pumped out by a vacuum pump 23 into the exhaust ventilation 24.
Пример конкретного исполнения устройства для производства молибдена-99.An example of a specific implementation of the device for the production of molybdenum-99.
1. Мощность ядерного водно-растворного реактора 50 кВт.1. The capacity of a nuclear water-solution reactor is 50 kW.
2. Топливный раствор - водный раствор уранилсульфата.2. Fuel solution - an aqueous solution of uranyl sulfate.
3. Обогащение топлива ураном-235 - 90%3. Enrichment of fuel with uranium-235 - 90%
4. Объем активной зоны ядерного реактора 22 литра.4. The volume of the active zone of a nuclear reactor is 22 liters.
5. Температура топливного раствора 80°С.5. The temperature of the fuel solution is 80 ° C.
6. Производительность устройства по молибдену-99 составляет 150 Ки/сутки.6. The performance of the device for molybdenum-99 is 150 Ci / day.
7. Параметры сорбционной колонки и аппарата для выдержки топливного раствора, производительность циркуляционного насоса и другие характеристики контура циркуляции топливного раствора определяют расчетом и экспериментально.7. The parameters of the sorption column and apparatus for holding the fuel solution, the performance of the circulation pump and other characteristics of the circuit of the fuel solution are determined by calculation and experimentally.
Пример конкретного применения способа производства молибдена-99.An example of a specific application of the method of production of molybdenum-99.
В топливном растворе, заполняющем активную зону 3 работающего в стационарном режиме ядерного водно-растворного реактора 1, одновременно с процессом деления ядерного топлива и образования различных радионуклидов, как продуктов деления, протекает процесс радиолиза молекул воды. Образующиеся водород и кислород выходят вместе с газообразными радионуклидами в компенсационную камеру 2. В каталитическом регенераторе воды 16 в присутствии катализатора химическая реакция взаимодействия водорода и кислорода протекает спокойно. В результате этой реакции образуется водяной пар. В конденсаторе 17 водяной пар конденсируется, а водный конденсат сливается обратно в ядерный реактор. Таким образом, сохраняется постоянным количество воды, как замедлителя нейтронов, в активной зоне ядерного реактора.In the fuel solution that fills the active zone 3 of a stationary aqueous water-solution reactor 1 operating in a stationary mode, the process of radiolysis of water molecules proceeds simultaneously with the process of fission of nuclear fuel and the formation of various radionuclides as fission products. The resulting hydrogen and oxygen exit together with gaseous radionuclides into the compensation chamber 2. In the catalytic water regenerator 16 in the presence of a catalyst, the chemical reaction of the interaction of hydrogen and oxygen proceeds quietly. As a result of this reaction, water vapor is formed. In the condenser 17, water vapor condenses, and the water condensate is discharged back into the nuclear reactor. Thus, the amount of water, as a neutron moderator, in the core of a nuclear reactor is kept constant.
Открывают вентиль 45 и откачивают газообразную среду из компенсационных камер 2, 14 и 15 в сосуд 18 имеющимся в нем разрежением. Прекращают откачку газообразной среды при недостаточном для откачки разрежении в сосуде 18 для выдержки газообразной среды. Выдерживают газообразную среду в сосуде 18 для выдержки газообразной среды. В результате, газообразные радионуклиды, не успев распасться в компенсационных камерах, откачиваются из них в сосуд 18, распадаются в нем во время выдержки, продукты их распада остаются в сосуде 18. За счет постоянной откачки из компенсационных камер уменьшается загрязненность топливного раствора продуктами распада газообразных радионуклидов. За счет меньшего содержания примесей в топливном растворе повышается чистота выделяемого молибдена-99 и уменьшается стоимость его дополнительной очистки.Open the valve 45 and pump out the gaseous medium from the compensation chambers 2, 14 and 15 into the vessel 18 with the available vacuum. Stop the evacuation of the gaseous medium with insufficient vacuum for evacuation in the vessel 18 for holding the gaseous medium. The gaseous medium is held in the vessel 18 for holding the gaseous medium. As a result, gaseous radionuclides, not having time to decay in the compensation chambers, are pumped out of them into the vessel 18, disintegrate in it during exposure, their decomposition products remain in the vessel 18. Due to the constant pumping from the compensation chambers, the contamination of the fuel solution by the decomposition products of gaseous radionuclides is reduced . Due to the lower content of impurities in the fuel solution, the purity of the released molybdenum-99 increases and the cost of its additional purification decreases.
В компенсационные камеры может быть напущен атмосферный воздух для лучшей сдувки из них в сосуд 18 газообразных радионуклидов. Для напуска атмосферного воздуха ядерный реактор оснащен патрубком 34 с запорным вентилем 41.Atmospheric air may be introduced into the compensation chambers for better blowing of gaseous radionuclides from them into the vessel 18. For air inlet, the nuclear reactor is equipped with a nozzle 34 with a shut-off valve 41.
К производству молибдена-99 целесообразно приступать после того, как его концентрация в топливном растворе достигнет равновесного значения. Для осуществления циркуляции топливного раствора по контуру открывают вентили 30 и 44, включают циркуляционный насос 28 и закачивают топливный раствор с молибденом-99 и короткоживущими радионуклидами из активной зоны 3 по напорному трубопроводу 10 и напорному патрубку 8 в первый сообщающийся сосуд 6 аппарата 5 для выдержки топливного раствора. Уровень топливного раствора в обоих сообщающихся по трубопроводу 27 сосудах 6 и 7 повысится и по контуру циркуляции начнется движение топливного раствора. При достаточной производительности насоса 28 уровень топливного раствора может достичь уровня переливного патрубка 9. Излишки поднятого раствора будут сливаться через переливной патрубок 9 и переливной трубопровод 11 обратно в ядерный реактор. Отбор топливного раствора из активной зоны 3 для поднятия уровня в аппарате 5 будет переводить ядерный реактор в подкритическое состояние и система регулирования реактивности должна будет удерживать его в критическом (стационарном) состоянии.It is advisable to start the production of molybdenum-99 after its concentration in the fuel solution reaches an equilibrium value. To carry out the circulation of the fuel solution, the valves 30 and 44 are opened, the circulation pump 28 is turned on, and the fuel solution with molybdenum-99 and short-lived radionuclides is pumped from the active zone 3 through the pressure pipe 10 and pressure pipe 8 into the first communicating vessel 6 of the fuel soaking device 5 solution. The level of the fuel solution in both vessels 6 and 7 connected through the pipeline 27 will increase and the movement of the fuel solution will begin along the circulation circuit. With sufficient performance of pump 28, the level of the fuel solution can reach the level of the overflow pipe 9. The excess of the raised solution will merge through the overflow pipe 9 and the overflow pipe 11 back to the nuclear reactor. The selection of the fuel solution from the core 3 to raise the level in the apparatus 5 will put the nuclear reactor in a subcritical state and the reactivity control system will have to keep it in a critical (stationary) state.
Запорно-регулирующим вентилем 30 устанавливают по показаниям датчика 33 расход топливного раствора через сорбционную колонку 4, необходимый для сорбции молибдена-99. Из практического опыта известно, что оптимальный для сорбции молибдена-99 объемный расход топливного раствора через сорбционную колонку будет равен примерно 0,5 л·час-1. При таком расходе движение топливного раствора в сообщающихся сосудах 6 и 7 будет происходить без перемешивания слоев. Каждая порция топливного раствора, поднятая в первый сообщающийся сосуд 6, будет без перемешивания последовательно двигаться по ней вниз, затем по трубопроводу 27, второму сообщающемуся сосуду 7 до выхода из аппарата 5 через сливной патрубок 12 в течение выбранного времени выдержки топливного раствора. При этом будет непрерывно идти процесс распада содержащихся в топливном растворе короткоживущих радионуклидов. Движение топливного раствора через сливной патрубок 12, сливной трубопровод 13, теплообменный аппарат 22, сорбционную колонку 4 и трубопровод 19 до низа активной зоны 3 будет осуществляться самотеком.The shut-off and control valve 30 sets, according to the sensor 33, the flow rate of the fuel solution through the sorption column 4, which is necessary for the sorption of molybdenum-99. From practical experience it is known that the optimal volumetric flow rate of the fuel solution through the sorption column for molybdenum-99 sorption will be approximately 0.5 l · h -1 . With this flow rate, the movement of the fuel solution in interconnected vessels 6 and 7 will occur without mixing the layers. Each portion of the fuel solution raised into the first communicating vessel 6 will sequentially move downward through it without stirring, then through the pipe 27, the second communicating vessel 7 until it leaves the apparatus 5 through the drain pipe 12 during the selected exposure time of the fuel solution. In this case, the process of decay of short-lived radionuclides contained in the fuel solution will continuously go on. The movement of the fuel solution through the drain pipe 12, drain pipe 13, heat exchanger 22, sorption column 4 and pipe 19 to the bottom of the core 3 will be carried out by gravity.
В радиационном фоне в защитной камере 29 не будет излучения короткоживущих радионуклидов, поэтому защиту камеры можно будет сделать менее тяжелой и менее дорогой. Сорбент в сорбционной колонке 4 также не будет испытывать воздействие излучения короткоживущих радионуклидов.In the background of radiation in the protective chamber 29 there will be no radiation of short-lived radionuclides, therefore, the protection of the camera can be made less heavy and less expensive. The sorbent in the sorption column 4 will also not be affected by the radiation of short-lived radionuclides.
Пройдя сорбционную колонку 4 и оставив в ней на сорбенте молибден-99, топливный раствор сливается далее в ядерный реактор 1. Окончание процесса сорбции в сорбционной колонке 4 определяют по накопленной в ней активности молибдена-99. После окончания сорбции закрывают вентили 30 и 44. Используя не показанное на чертеже оборудование, смывают с сорбента радионуклидные и химические примеси, десорбируют молибден-99 с сорбента и дополнительно очищают его от радионуклидных и химических примесей.After passing the sorption column 4 and leaving molybdenum-99 on the sorbent, the fuel solution is further discharged into nuclear reactor 1. The end of the sorption process in the sorption column 4 is determined by the molybdenum-99 activity accumulated in it. After sorption is completed, valves 30 and 44 are closed. Using equipment not shown in the drawing, radionuclide and chemical impurities are washed off the sorbent, molybdenum-99 is desorbed from the sorbent, and it is further purified from radionuclide and chemical impurities.
За время движения в сообщающихся сосудах 6 и 7, которое будет измеряться несколькими часами, температура топливного раствора может понизиться до рабочей температуры сорбента. Если температура его по датчику 32 будет превышать рабочую температуру сорбента, то в работу включают теплообменный аппарат 22 и понижают температуру топливного раствора до рабочей температуры сорбента.During the movement in communicating vessels 6 and 7, which will be measured for several hours, the temperature of the fuel solution may drop to the operating temperature of the sorbent. If the temperature of the sensor 32 will exceed the operating temperature of the sorbent, then the heat exchanger 22 is turned on and the temperature of the fuel solution is lowered to the operating temperature of the sorbent.
На время работ по сбору молибдена-99, накопленного в сорбционной колонке 4, можно будет включить в контур циркуляции топливного раствора сорбционную колонку 25. Для этого открывают вентили 31 и 43.During the collection of molybdenum-99 accumulated in the sorption column 4, it will be possible to include a sorption column 25 in the circulation circuit of the fuel solution. For this, valves 31 and 43 are opened.
В случае аварийного отключения циркуляционного насоса 28 ядерный реактор будет переходить в надкритическое состояние за счет отсутствия отбора топливного раствора из активной зоны и поступления его в активную зону самотеком из аппарата 5 и опорожняемого участка сливного трубопровода. Увеличение реактивности реактора будет происходить со скоростью не более 0,07 βэфф/с и система регулирования реактивности должна будет удержать ядерный реактор в критическом состоянии.In the event of an emergency shutdown of the circulation pump 28, the nuclear reactor will go into a supercritical state due to the lack of fuel solution withdrawal from the core and its entry into the core by gravity from apparatus 5 and the emptied section of the drain pipe. The increase in the reactivity of the reactor will occur at a rate of not more than 0.07 β eff / s and the reactivity control system will have to keep the nuclear reactor in critical condition.
В начале работы ядерного реактора или после длительного перерыва в производстве молибдена-99 объемная активность его в топливном растворе, находящемся в сообщающихся сосудах 6 и 7 аппарата 5, может быть недостаточной. Поэтому будет целесообразным перед производством молибдена-99 заменить в аппарате 5 топливный раствор с недостаточной активностью молибдена-99 на топливный раствор из ядерного реактора с равновесной активностью молибдена-99. Такая замена может быть произведена через байпасный трубопровод 20 с запорно-регулирующим вентилем 21. Для замены раствора включают в работу циркуляционный насос 28, проверяют закрытие запорно-регулирующего вентиля 30 на входе в сорбционную колонку 4 и открывают запорно-регулирующий вентиль 21 на байпасном трубопроводе 20. Закачивают топливный раствор с молибденом-99 и короткоживущими радионуклидами из-под уровня в ядерном реакторе через напорный трубопровод 10 и напорный патрубок 8 в первый сообщающийся сосуд 6. Уровень топливного раствора в обоих сообщающихся сосудах 6 и 7 повысится и топливный раствор с недостаточной концентрацией молибдена-99 из сосуда 7 начнет сливаться через сливной патрубок 12, сливной трубопровод 13 и байпасный трубопровод 20 на дно в ядерный реактор 1. Вентилем 21 устанавливают расход через байпасный трубопровод 20, равный расходу через сорбционную колонку 4. Поступающий топливный раствор с молибденом-99 и короткоживущими радионуклидами, вытесняя из аппарата 5 топливный раствор без молибдена-99, будет последовательно перемещаться через сообщающийся сосуд 6, трубопровод 27, сообщающийся сосуд 7 до выхода из аппарата 5 через сливной патрубок 12 в течение выбранного времени выдержки топливного раствора. При этом будет непрерывно идти процесс распада содержащихся в топливном растворе короткоживущих радионуклидов. После замены топливного раствора закрывают вентиль 21 и выключают насос 28. В результате, в топливном растворе на выходе из аппарата 5 не будет короткоживущих радионуклидов, а концентрация молибдена-99 будет близкой к его равновесной концентрации в активной зоне 3.At the beginning of the operation of a nuclear reactor or after a long interruption in the production of molybdenum-99, its volumetric activity in a fuel solution located in interconnected vessels 6 and 7 of apparatus 5 may be insufficient. Therefore, it will be advisable before the production of molybdenum-99 to replace in the apparatus 5 a fuel solution with insufficient molybdenum-99 activity by a fuel solution from a nuclear reactor with an equilibrium molybdenum-99 activity. Such a replacement can be made through the bypass pipe 20 with a shut-off valve 21. To replace the solution, turn on the circulation pump 28, check the closure of the shut-off valve 30 at the inlet to the sorption column 4 and open the shut-off valve 21 on the bypass pipe 20 The fuel solution with molybdenum-99 and short-lived radionuclides is pumped from below the level in the nuclear reactor through the pressure pipe 10 and pressure pipe 8 into the first communicating vessel 6. The level of the fuel solution in in communicating vessels 6 and 7, the fuel solution with an insufficient concentration of molybdenum-99 from the vessel 7 will begin to merge through the drain pipe 12, the drain pipe 13 and the bypass pipe 20 to the bottom into the nuclear reactor 1. The valve 21 sets the flow rate through the bypass pipe 20 equal to flow through the sorption column 4. The incoming fuel solution with molybdenum-99 and short-lived radionuclides, displacing the fuel solution without molybdenum-99 from apparatus 5, will sequentially move through the communicating vessel 6, a piping 27, a communicating vessel 7, before exiting the apparatus 5 through a drain pipe 12 during a selected time of exposure of the fuel solution. In this case, the process of decay of short-lived radionuclides contained in the fuel solution will continuously go on. After replacing the fuel solution, close valve 21 and turn off pump 28. As a result, there will be no short-lived radionuclides in the fuel solution at the outlet of apparatus 5, and the concentration of molybdenum-99 will be close to its equilibrium concentration in the core 3.
Байпасный трубопровод 20 можно также использовать для изменения времени выдержки топливного раствора в аппарате 5. Топливный раствор можно пропускать параллельно и через байпасный трубопровод и через сорбционную колонку. Изменения расхода топливного раствора через байпасный трубопровод 20 вентилем 21 приводят к изменениям времени выдержки топливного раствора в аппарате 5.The bypass line 20 can also be used to change the holding time of the fuel solution in the apparatus 5. The fuel solution can be passed in parallel and through the bypass line and through the sorption column. Changes in the flow rate of the fuel solution through the bypass pipe 20 by the valve 21 lead to changes in the exposure time of the fuel solution in the apparatus 5.
В процессе производства молибдена-99 поддерживается постоянным количество топлива в активной зоне ядерного водно-растворного реактора, то есть сколько топлива отбирается из активной зоны с топливным раствором в контур циркуляции, столько же одновременно и возвращается в активную зону по сливному и переливному трубопроводам.During the production of molybdenum-99, the amount of fuel in the core of the nuclear water-solution reactor is kept constant, that is, how much fuel is taken from the core with the fuel solution into the circulation loop, the same amount is returned to the core through the drain and overflow pipelines.
Заполнение ядерного реактора 1 и аппарата 5 топливным раствором и их опорожнение, а также коррекцию топливного раствора в них производят из системы подготовки топливного раствора. Для заполнения или опорожнения ядерного реактора в сосуде 38 с топливным раствором создают соответственно избыточное давление или разрежение и открывают вентиль 40. Для заполнения или опорожнения аппарата 5 также создают в емкости 38 соответственно избыточное давление или разрежение и открывают вентиль 39.The filling of the nuclear reactor 1 and apparatus 5 with the fuel solution and their emptying, as well as the correction of the fuel solution in them, are carried out from the fuel solution preparation system. To fill or empty the nuclear reactor in the vessel 38 with the fuel solution, create excess pressure or vacuum, respectively, and open the valve 40. To fill or empty the apparatus 5, also create excess pressure or vacuum in the tank 38, respectively, and open the valve 39.
По заявляемому способу могут быть произведены другие содержащиеся в топливном растворе радионуклиды.According to the claimed method, other radionuclides contained in the fuel solution can be produced.
Кроме того, в устройстве предусмотрен патрубок 35 с вентилем 42, через который можно будет отобрать часть очищенного от молибдена-99 топливного раствора в количестве и способом, безопасными для ядерного реактора 1, с целью выделения из отобранного топливного раствора необходимых радионуклидов в других технологических процессах, например, экстракцией.In addition, a device 35 is provided with a valve 42 through which it will be possible to take out part of the fuel solution purified from molybdenum-99 in an amount and in a manner that is safe for nuclear reactor 1, in order to extract the necessary radionuclides from the selected fuel solution in other technological processes, for example, by extraction.
Достигнут технический результат изобретения:The technical result of the invention is achieved:
- улучшены условия труда персонала за счет уменьшения радиационного фона в защитной камере с технологическим оборудованием по производству молибдена-99;- improved working conditions for personnel by reducing the background radiation in a protective chamber with technological equipment for the production of molybdenum-99;
- облегчена и удешевлена радиационная защита защитной камеры;- lightened and cheapened radiation protection of the protective chamber;
- повышена радионуклидная и химическая чистота топливного раствора и выделяемого из него молибдена-99, уменьшена стоимость очистки молибдена-99 от примесей;- increased radionuclide and chemical purity of the fuel solution and molybdenum-99 released from it, reduced the cost of purification of molybdenum-99 from impurities;
- поддержание оптимального режима сорбции.- maintaining the optimal sorption mode.
Claims (15)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005115533/15A RU2296712C2 (en) | 2005-05-24 | 2005-05-24 | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005115533/15A RU2296712C2 (en) | 2005-05-24 | 2005-05-24 | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2005115533A RU2005115533A (en) | 2006-11-20 |
| RU2296712C2 true RU2296712C2 (en) | 2007-04-10 |
Family
ID=37501957
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005115533/15A RU2296712C2 (en) | 2005-05-24 | 2005-05-24 | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2296712C2 (en) |
Cited By (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011081576A2 (en) * | 2009-12-03 | 2011-07-07 | Ermolov Nikolay Antonovich | Process and device for producing molybdenum-99 |
| WO2013095108A1 (en) | 2011-12-12 | 2013-06-27 | Technische Universiteit Delft | A column material and a method for adsorbing mo-99 in a 99mo/99mtc generator |
| RU2516111C2 (en) * | 2011-12-30 | 2014-05-20 | Николай Антонович Ермолов | Mo-99 PRODUCTION PLANT |
| RU2527935C1 (en) * | 2013-03-21 | 2014-09-10 | Игорь Александрович Истомин | Method of sublimation purification of molibdenum-99 salt by method of laser scanning and device for its realisation |
| RU2548033C2 (en) * | 2010-02-19 | 2015-04-10 | БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. | Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99 |
-
2005
- 2005-05-24 RU RU2005115533/15A patent/RU2296712C2/en active
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| WO2011081576A2 (en) * | 2009-12-03 | 2011-07-07 | Ermolov Nikolay Antonovich | Process and device for producing molybdenum-99 |
| WO2011081576A3 (en) * | 2009-12-03 | 2011-08-25 | Ermolov Nikolay Antonovich | Process and device for producing molybdenum-99 |
| RU2548033C2 (en) * | 2010-02-19 | 2015-04-10 | БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. | Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99 |
| WO2013095108A1 (en) | 2011-12-12 | 2013-06-27 | Technische Universiteit Delft | A column material and a method for adsorbing mo-99 in a 99mo/99mtc generator |
| RU2516111C2 (en) * | 2011-12-30 | 2014-05-20 | Николай Антонович Ермолов | Mo-99 PRODUCTION PLANT |
| RU2527935C1 (en) * | 2013-03-21 | 2014-09-10 | Игорь Александрович Истомин | Method of sublimation purification of molibdenum-99 salt by method of laser scanning and device for its realisation |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2005115533A (en) | 2006-11-20 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2296712C2 (en) | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method | |
| JPS6319839B2 (en) | ||
| EP0150981A2 (en) | Method of vacuum degassing and refilling a reactor coolant system | |
| CN106582198B (en) | A kind of purified treatment flaorination process exhaust system | |
| JP2018151355A (en) | Reactor containment vent system | |
| RU2413020C1 (en) | Procedure and device for production of molybdenum-99 | |
| Davidson et al. | Commissioning and first operating experience at Darlington Tritium Removal Facility | |
| TW201937505A (en) | Method of removing radioactive gases and hydrogen gas from a nuclear reactor coolant | |
| JPH0476079B2 (en) | ||
| US10170211B2 (en) | System and method for collecting 3He gas from heavy water nuclear reactors | |
| JP6811667B2 (en) | Containment vessel maintenance equipment and containment vessel maintenance method | |
| Cook et al. | Chemistry in CANDU process systems | |
| RU2516111C2 (en) | Mo-99 PRODUCTION PLANT | |
| JP4356012B2 (en) | Nuclear power plant | |
| JP2001349983A (en) | Method for operating boiling water nuclear power plant | |
| Gastaldi et al. | Helium purification | |
| RU2307072C2 (en) | Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization | |
| JP7348814B2 (en) | nuclear power plant | |
| US5102618A (en) | Vapour phase catalytic exchange apparatus | |
| Heung et al. | Performance improvements of a tritiated water recovery system | |
| CN115240884A (en) | Method for verifying self-irradiation decomposition of high-tritium heavy water based on rectification | |
| JPH1062594A (en) | Device for removing iodine | |
| JPS59220687A (en) | Method of controlling corrosion environment in reactor primary coolant circuit | |
| CN115171942A (en) | System and method for producing helium-3 from tritium-containing heavy water of heavy water reactor | |
| CN116959766A (en) | Open cell fuel element alkali metal cooled fast reactor 85 Kr and 133 xe processing system and method |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |