RU2307072C2 - Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization - Google Patents
Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization Download PDFInfo
- Publication number
- RU2307072C2 RU2307072C2 RU2005136614/15A RU2005136614A RU2307072C2 RU 2307072 C2 RU2307072 C2 RU 2307072C2 RU 2005136614/15 A RU2005136614/15 A RU 2005136614/15A RU 2005136614 A RU2005136614 A RU 2005136614A RU 2307072 C2 RU2307072 C2 RU 2307072C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- strontium
- gaseous medium
- solvent
- carrier
- gaseous
- Prior art date
Links
Abstract
Description
Изобретение относится к производству радионуклидов и может быть использовано для производства стронция-90 без носителя.The invention relates to the production of radionuclides and can be used to produce strontium-90 without a carrier.
Аналогом изобретения является способ извлечения стронция-90 из радиоактивных отходов, содержащих продукты деления ядерного топлива [Левин В.И. "Получение радиоактивных изотопов", М., Атомиздат, 1972, стр.87, 88]. Для извлечения стронция-90 используют повторяющиеся осаждения его в виде нитрата из 15 н. HNO3.An analogue of the invention is a method for extracting strontium-90 from radioactive waste containing fission products of nuclear fuel [Levin V.I. "Obtaining radioactive isotopes", M., Atomizdat, 1972, p. 87, 88]. To extract strontium-90 using repeated deposition of it in the form of nitrate from 15 N. HNO 3 .
Недостатки способа заключаются в его значительной трудоемкости, присутствии в получаемом стронции-90 стабильного стронция и примесей.The disadvantages of the method are its significant complexity, the presence in the resulting strontium-90 stable strontium and impurities.
Наиболее близким по технической сущности является способ выделения криптона-90 из газообразной среды, находящейся в компенсационной камере работающего ядерного водно-растворного реактора [Абалин С.С., Верещагин Ю.И., Григорьев Г.Ю., Павшук В.А., Пономарев-Степной Н.Н., Хвостионов В.Е., Чувилин Д.Ю. "Способ производства стронция-89", Патент США №6456680 В1, 24.09.2002 г.]. Способ заключается в том, что газообразную среду, образующуюся в активной зоне работающего ядерного водно-растворного реактора и выходящую в его компенсационную камеру, компонентами которой являются газообразные продукты деления ядерного топлива и летучие соединения радионуклидов, прокачивают через аппарат для выдержки газообразной среды, представляющий собою трубопровод определенной конструкции и предназначенный для выдержки газообразной среды в течение времени распада содержащегося в ней криптона-90 в рубидий-90. В процессе прокачки газообразной среды стронций-90 без носителя, образующийся из рубидия-90, оседает внутри трубопровода для выдержки газообразной среды и в установленном за ним фильтре.The closest in technical essence is the method of separation of krypton-90 from a gaseous medium located in the compensation chamber of a working nuclear water-solution reactor [Abalin S.S., Vereshchagin Yu.I., Grigoryev G.Yu., Pavshuk V.A., Ponomarev-Stepnoy N.N., Khvostionov V.E., Chuvilin D.Yu. "Method for the production of strontium-89", US Patent No. 6456680 B1, 09.24.2002]. The method consists in the fact that a gaseous medium formed in the active zone of a working nuclear water-solution reactor and exiting into its compensation chamber, the components of which are gaseous fission products of nuclear fuel and volatile compounds of radionuclides, is pumped through a gaseous medium soaking device, which is a pipeline a certain design and designed to withstand the gaseous medium during the decay time of the krypton-90 contained in it into rubidium-90. During the pumping of the gaseous medium, strontium-90 without a carrier, formed from rubidium-90, settles inside the pipeline for holding the gaseous medium and in the filter installed behind it.
Целью способа является производство стронция-89 без носителя, не загрязненного примесями стронция-90.The aim of the method is the production of strontium-89 without a carrier not contaminated with impurities of strontium-90.
Недостаток способа заключается в том, что в нем не предусмотрено производство стронция-90 без носителя.The disadvantage of this method is that it does not provide for the production of strontium-90 without a carrier.
Технический результат, относящийся к способу, заключается в получении готового продукта в виде раствора стронция-90 без носителя.The technical result related to the method is to obtain the finished product in the form of a solution of strontium-90 without a carrier.
Известно устройство для извлечения стронция из радиоактивных отходов, содержащих продукты деления ядерного топлива [Левин В.И. "Получение радиоактивных изотопов", М., Атомиздат, 1972, стр. 87, 88], посредством повторяющегося осаждения его в виде нитрата из 15 н. HNO3, состоящее из сосудов и оборудования для работы с концентрированной HNO3.A device for extracting strontium from radioactive waste containing fission products of nuclear fuel [Levin V.I. "Obtaining radioactive isotopes", M., Atomizdat, 1972, p. 87, 88], by repeated deposition of it in the form of nitrate from 15 N. HNO 3 , consisting of vessels and equipment for working with concentrated HNO 3 .
Недостаток устройства заключается в том, что оно состоит из дорогостоящих сосудов и оборудования для работ с концентрированной азотной кислотой.The disadvantage of this device is that it consists of expensive vessels and equipment for working with concentrated nitric acid.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство для выделения криптона-90 из газообразной среды, находящейся в компенсационной камере работающего ядерного водно-растворного реактора [Абалин С.С., Верещагин Ю.И., Григорьев Г.Ю., Павшук В.А., Пономарев-Степной Н.Н., Хвостионов В.Е., Чувилин Д.Ю. "Способ производства стронция-89", Патент США №6456680 В1. 24.09.2002 г.]. В состав устройства входят ядерный водно-растворный реактор с расположенной над его активной зоной компенсационной камерой, аппарат для выдержки газообразной среды, представляющий собой трубопровод определенной конструкции, фильтр для улавливания газообразных частиц рубидия и стронция и компрессор, установленные в линию циркуляции газообразной среды. По мере накопления газообразных частиц стронция в фильтре его надо будет или менять на новый фильтр, или промывать растворителем стронция.The closest in technical essence to the claimed device is a device for the separation of krypton-90 from a gaseous medium located in the compensation chamber of a working nuclear water-solution reactor [Abalin S.S., Vereshchagin Yu.I., Grigoryev G.Yu., Pavshuk V .A., Ponomarev-Stepnoy N.N., Khvostionov V.E., Chuvilin D.Yu. "Method for the production of strontium-89", US Patent No. 6456680 B1. September 24, 2002]. The structure of the device includes a nuclear water-solution reactor with a compensation chamber located above its active zone, an apparatus for holding a gaseous medium, which is a pipeline of a certain design, a filter for trapping gaseous particles of rubidium and strontium, and a compressor installed in a gaseous medium circulation line. As gaseous particles of strontium accumulate in the filter, it will either have to be replaced with a new filter or washed with a strontium solvent.
Недостаток устройства заключается в наличии в составе устройства фильтра для улавливания газообразных частиц рубидия и стронция.The disadvantage of this device is the presence of a filter in the device for trapping gaseous particles of rubidium and strontium.
Технический результат, относящийся к устройству, состоит в отсутствии фильтра для улавливания газообразных частиц рубидия и стронция.The technical result related to the device consists in the absence of a filter for trapping gaseous particles of rubidium and strontium.
Для достижения технического результата в способе производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора, заключающемся в том, что газообразную среду, образующуюся в активной зоне работающего ядерного водно-растворного реактора и выходящую в его компенсационную камеру, компонентами которой являются газообразные продукты деления ядерного топлива и летучие соединения радионуклидов, прокачивают через аппарат для выдержки газообразной среды, предлагается:In order to achieve a technical result in a method for producing strontium-90 without a carrier using a nuclear water-solution reactor, the gaseous medium formed in the active zone of a working nuclear water-solution reactor and exiting into its compensation chamber, the components of which are gaseous products fission of nuclear fuel and volatile compounds of radionuclides, pumped through a device for soaking a gaseous medium, it is proposed:
- в аппарате для выдержки газообразной среды газообразную среду прокачивать вместе с находящимся в нем растворителем стронция;- in the apparatus for holding the gaseous medium, pump the gaseous medium together with the strontium solvent located therein;
- в процессе прокачки газообразной среды через аппарат для выдержки газообразной среды накапливать стронций-90 без носителя в растворителе стронция;- during the pumping of the gaseous medium through the apparatus for holding the gaseous medium to accumulate strontium-90 without a carrier in a strontium solvent;
- сливать растворитель стронция с накопленным количеством стронция-90 без носителя в систему кондиционирования готового продукта. В частных случаях реализации способа предлагается:- drain the strontium solvent with the accumulated amount of strontium-90 without carrier into the conditioning system of the finished product. In particular cases of the implementation of the method it is proposed:
- в качестве растворителя стронция использовать водный, по меньшей мере, 0,1 М раствор азотной кислоты;- as a solvent of strontium use an aqueous, at least 0.1 M solution of nitric acid;
- газообразную среду выдерживать в аппарате для выдержки газообразной среды в течение, по меньшей мере, одного периода полураспада криптона-90;- to withstand the gaseous medium in the apparatus for holding the gaseous medium for at least one half-life of krypton-90;
- стронций-90 без носителя накапливать в растворителе стронция в течение, по меньшей мере, семи суток;- strontium-90 without a carrier to accumulate strontium in a solvent for at least seven days;
- регулировать расход растворителя стронция при его совместной прокачке с газообразной средой.- to regulate the flow of the solvent of strontium during its joint pumping with a gaseous medium.
Для достижения технического результата в устройстве для производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора, в состав которого входят ядерный водно-растворный реактор с расположенной над его активной зоной компенсационной камерой, подводящий трубопровод, компрессор, аппарат для выдержки газообразной среды и отводящий трубопровод, установленные в линию циркуляции газообразной среды, предлагается:To achieve a technical result in a device for the production of strontium-90 without a carrier using a nuclear water-solution reactor, which includes a nuclear water-solution reactor with a compensation chamber located above its active zone, a supply pipe, a compressor, an apparatus for holding a gaseous medium and a discharge pipe installed in the gaseous medium circulation line, it is proposed:
- в состав аппарата для выдержки газообразной среды ввести гидравлический насос для прокачки растворителя стронция, напорный сосуд, трубопровод для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция и расширительный сосуд с компенсационной камерой в его верхней части;- to introduce a hydraulic pump for pumping strontium solvent, a pressure vessel, a pipeline for joint pumping of a gaseous medium and strontium solvent and an expansion vessel with a compensation chamber in its upper part into the apparatus for holding the gaseous medium;
- при этом компенсационную камеру ядерного водно-растворного реактора соединить с напорным сосудом подводящим трубопроводом, напорный сосуд соединить с компенсационной камерой расширительного сосуда трубопроводом для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция, компенсационную камеру расширительного сосуда соединить с компенсационной камерой ядерного водно-растворного реактора отводящим трубопроводом.- in this case, the compensation chamber of the nuclear water-solution reactor is connected to the pressure vessel by the inlet pipe, the pressure vessel is connected to the compensation chamber of the expansion vessel by a pipe for joint pumping of gaseous medium and strontium solvent, the compensation chamber of the expansion vessel is connected to the compensation chamber of the nuclear water-solution reactor by the discharge pipe .
В частных случаях осуществления устройства предлагается:In special cases, the implementation of the device is proposed:
- трубопровод для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция оснастить регулирующим вентилем и расходомером;- to equip the pipeline for the joint pumping of a gaseous medium and a strontium solvent with a control valve and a flow meter;
- подводящий трубопровод оснастить мановакуумметром, обратным клапаном и диспергатором газообразной среды.- To equip the inlet pipe with a manovacuum meter, a non-return valve and a dispersant of a gaseous medium.
Сущность изобретения поясняется представленной на чертеже одной из возможных технологических схем устройства для производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора.The invention is illustrated in the drawing, one of the possible technological schemes of a device for the production of strontium-90 without a carrier using a nuclear water-solution reactor.
На чертеже и по тексту приняты следующие обозначения:The following notation is used in the drawing and in the text:
1 - активная зона ядерного водно-растворного реактора; 2 - аппарат для выдержки газообразной среды; 3 - вакуумный насос; 4 - вытяжная вентиляция; 5 -гидравлический насос; 6 - диспергатор газообразной среды; 7 - запорный вентиль; 8 - компенсационная камера расширительного сосуда; 9 - компенсационная камера ядерного водно-растворного реактора; 10 - компрессор; 11 - мановакуумметр; 12 - напорный сосуд; 13 - обратный клапан; 14 - отводящий трубопровод; 15 - подводящий трубопровод; 16 - расходомер; 17 - расширительный сосуд; 18 - регулирующий вентиль; 19 - сливной трубопровод для растворителя стронция со стронцием-90 без носителя; 20 - сосуд для растворителя стронция; 21 - трубопровод для заполнения растворителем стронция аппарата для выдержки газообразной среды; 22 - трубопровод для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция; 23 - ядерный водно-растворный реактор.1 - active zone of a nuclear water-solution reactor; 2 - apparatus for holding a gaseous medium; 3 - vacuum pump; 4 - exhaust ventilation; 5-hydraulic pump; 6 - dispersant of a gaseous medium; 7 - shutoff valve; 8 - compensation chamber of the expansion vessel; 9 - compensation chamber of a nuclear water-solution reactor; 10 - compressor; 11 - manovacuum meter; 12 - pressure vessel; 13 - check valve; 14 - discharge pipe; 15 - supply pipe; 16 - flow meter; 17 - an expansion vessel; 18 - control valve; 19 - drain pipe for a solvent of strontium with strontium-90 without a carrier; 20 - a vessel for the solvent of strontium; 21 - a pipeline for filling with solvent strontium apparatus for holding a gaseous medium; 22 - a pipeline for the joint pumping of a gaseous medium and a strontium solvent; 23 - nuclear water-solution reactor.
На чертеже представлено устройство для производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора, в состав которого входят ядерный водно-растворный реактор 23 с расположенной над его активной зоной 1 компенсационной камерой 9, подводящий трубопровод 15, компрессор 10, аппарат 2 для выдержки газообразной среды, отводящий трубопровод 14, установленные в линию циркуляции газообразной среды.The drawing shows a device for the production of strontium-90 without media using a nuclear water-solution reactor, which includes a nuclear water-solution reactor 23 with a compensation chamber 9 located above its active zone 1, a supply pipe 15, a compressor 10, an apparatus 2 for exposure of the gaseous medium, the discharge pipe 14, installed in the circulation line of the gaseous medium.
Компенсационная камера 9, предназначенная для компенсации температурных расширений топливного раствора, во время работы ядерного водно-растворного реактора 23 заполнена газообразной средой, в состав которой входят газообразные продукты деления ядерного топлива и летучие соединения радионуклидов. Компрессор 10 предназначен для прокачки газообразной среды через оборудование, установленное в линию ее циркуляции.Compensation chamber 9, designed to compensate for the temperature expansion of the fuel solution, during operation of the nuclear water-solution reactor 23 is filled with a gaseous medium, which includes gaseous fission products of nuclear fuel and volatile compounds of radionuclides. The compressor 10 is intended for pumping a gaseous medium through equipment installed in its circulation line.
В аппарате 2 для выдержки газообразной среды газообразную среду прокачивают вместе с находящимся в нем растворителем стронция. В процессе прокачки газообразной среды через аппарат 2 для выдержки газообразной среды накапливают стронций-90 без носителя в растворителе стронция.In the apparatus 2 for holding the gaseous medium, the gaseous medium is pumped together with the strontium solvent located therein. In the process of pumping the gaseous medium through the apparatus 2 for holding the gaseous medium, strontium-90 is accumulated without a carrier in the strontium solvent.
В состав аппарата 2 для выдержки газообразной среды входят гидравлический насос 5 для прокачки растворителя стронция, напорный сосуд 12, трубопровод 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция и расширительный сосуд 17 с компенсационной камерой 8 в его верхней части. При этом компенсационная камера 9 ядерного водно-растворного реактора 23 соединена с напорным сосудом 12 подводящим трубопроводом 15, напорный сосуд 12 соединен с газовой камерой 8 расширительного сосуда 17 трубопроводом 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция, компенсационная камера 8 расширительного сосуда 17, соединена с компенсационной камерой 9 ядерного водно-растворного реактора 23 отводящим трубопроводом 14.The apparatus 2 for holding the gaseous medium includes a hydraulic pump 5 for pumping the strontium solvent, a pressure vessel 12, a pipe 22 for jointly pumping the gaseous medium and the strontium solvent, and an expansion vessel 17 with a compensation chamber 8 in its upper part. In this case, the compensation chamber 9 of the nuclear water-solution reactor 23 is connected to the pressure vessel 12 by the inlet pipe 15, the pressure vessel 12 is connected to the gas chamber 8 of the expansion vessel 17 by a pipe 22 for jointly pumping the gaseous medium and the strontium solvent, the compensation chamber 8 of the expansion vessel 17 is connected with a compensation chamber 9 of the nuclear water-solution reactor 23 by a discharge pipe 14.
В качестве растворителя стронция может быть использован водный, по меньшей мере, 0,1 М раствор азотной кислоты.As a solvent for strontium, at least 0.1 M nitric acid aqueous solution can be used.
Газообразная среда может быть выдержана в аппарате 2 для выдержки газообразной среды в течение, по меньшей мере, одного периода полураспада криптона-90. Нижняя граница времени выдержки выбрана потому, что при выдержке менее одного периода полураспада криптона-90 большая его часть будет распадаться за аппаратом 2 для выдержки газообразной среды. Верхняя граница времени выдержки может быть выбрана равной трем периодам полураспада криптона-90. За три периода полураспада криптона-90 распадется 87,5% его количества в газообразной среде, прошедшей через аппарат 2 для выдержки газообразной среды. Выдерживать газообразную среду более трех периодов полураспада криптона-90 может быть нецелесообразно.The gaseous medium can be maintained in the apparatus 2 for holding the gaseous medium for at least one half-life of krypton-90. The lower limit of the exposure time was chosen because when the exposure time is less than one half-life of krypton-90, most of it will decay behind the apparatus 2 for holding the gaseous medium. The upper limit of the exposure time can be selected equal to three half-lives of krypton-90. Over the three half-lives of krypton-90, 87.5% of its amount will decay in the gaseous medium passing through the apparatus 2 for holding the gaseous medium. To withstand a gaseous medium for more than three half-lives of krypton-90 may be impractical.
Время накопления стронция-90 без носителя в растворителе стронция может быть выбрано равным, по меньшей мере, семи суткам. Активность стронция-90, накопленного в растворителе стронция за семь суток, может быть достаточной для поставок готового продукта потребителям.The accumulation time of strontium-90 without a carrier in a strontium solvent can be selected to be at least seven days. The activity of strontium-90 accumulated in a strontium solvent in seven days may be sufficient to supply the finished product to consumers.
Сосуд 20 для растворителя стронция и трубопровод 21 с запорным вентилем 7 предназначены для заполнения аппарата 2 для выдержки газообразной среды растворителем стронция. Сливной трубопровод 19 с запорным вентилем 7 предназначены для слива растворителя стронция с накопленным в нем стронцием-90 без носителя в систему кондиционирования готового продукта. Для измерения давления на напоре гидравлического насоса 5 установлен мановакуумметр 11. Отводящий трубопровод 14 соединен посредством запорного вентиля 7 с входом в вакуумный насос 3. Выход вакуумного насоса 3 соединен с вытяжной вентиляцией 4. Вакуумный насос 3 предназначен для создания разрежения в компенсационной камере 9 ядерного водно-растворного реактора 23.The vessel 20 for the solvent of strontium and the pipe 21 with a shut-off valve 7 are designed to fill the apparatus 2 for soaking a gaseous medium with a solvent of strontium. The drain pipe 19 with a shut-off valve 7 is designed to drain the strontium solvent with strontium-90 accumulated in it without a carrier into the conditioning system of the finished product. To measure the pressure at the pressure of the hydraulic pump 5, a pressure gauge 11 is installed. The outlet pipe 14 is connected by means of a shut-off valve 7 to the inlet of the vacuum pump 3. The output of the vacuum pump 3 is connected to the exhaust ventilation 4. The vacuum pump 3 is designed to create a vacuum in the compensation chamber 9 of the nuclear water solution reactor 23.
В частных случаях осуществления устройства для производства стронция-90 без носителя с использование ядерного водно-растворного реактора:In special cases, the implementation of the device for the production of strontium-90 without a carrier using a nuclear water-solution reactor:
1. Трубопровод 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция оснащен регулирующим вентилем 18 и расходомером 16. Регулирующий вентиль 18 и расходомер 16 предназначены для регулировки и измерения расхода растворителя стронция через трубопровод 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция.1. The pipeline 22 for the joint pumping of a gaseous medium and a strontium solvent is equipped with a control valve 18 and a flow meter 16. The control valve 18 and a flow meter 16 are used to regulate and measure the flow of strontium solvent through the pipe 22 for joint pumping of a gaseous medium and a strontium solvent.
2. Подводящий трубопровод 15 оснащен мановакуумметром 11, обратным клапаном 13 и диспергатором 6 газообразной среды. Мановакуумметр 11, установленный на напоре компрессора 10, предназначен для измерения давления газообразной среды на входе ее в растворитель стронция, находящийся в напорном сосуде 12. Обратный клапан 13 предназначен для исключения возможности попадания растворителя стронция из напорного сосуда 12 в компрессор 10. Диспергатор 6 газообразной среды предназначен для того, чтобы газообразная среда поступала в растворитель стронция в виде мелких пузырьков. Чем мельче пузырьки газообразной среды, тем больше площадь контакта газообразной среды с растворителем стронция и растворимость ее компонентов.2. The inlet pipe 15 is equipped with a manovacuum meter 11, a check valve 13 and a dispersant 6 of the gaseous medium. A manovacuum meter 11 mounted on the pressure head of the compressor 10 is designed to measure the pressure of the gaseous medium at its inlet to the strontium solvent located in the pressure vessel 12. The check valve 13 is designed to exclude the possibility of strontium solvent entering from the pressure vessel 12 into the compressor 10. The gaseous dispersant 6 it is intended for the gaseous medium to enter the strontium solvent in the form of small bubbles. The smaller the bubbles of the gaseous medium, the larger the contact area of the gaseous medium with the strontium solvent and the solubility of its components.
Данное устройство применяют для производства стронция-90 без носителя, заключающегося в том, что газообразную среду, образующуюся в активной зоне 1 работающего ядерного водно-растворного реактора 23 и выходящую в его компенсационную камеру 9, компонентами которой являются газообразные продукты деления ядерного топлива и летучие соединения радионуклидов, прокачивают через аппарат 2 для выдержки газообразной среды.This device is used for the production of strontium-90 without a carrier, which consists in the fact that a gaseous medium is formed in the active zone 1 of a working nuclear water-solution reactor 23 and exits into its compensation chamber 9, the components of which are gaseous fission products of nuclear fuel and volatile compounds radionuclides, pumped through the apparatus 2 to withstand the gaseous medium.
В аппарате 2 для выдержки газообразной среды газообразную среду прокачивают вместе с находящимся в нем растворителем стронция. В процессе прокачки газообразной среды через аппарат 2 для выдержки газообразной среды накапливают стронций-90 без носителя в растворителе стронция. Растворитель стронция с накопленным в нем стронцием-90 без носителя представляет собой готовый продукт стронция-90 без носителя.In the apparatus 2 for holding the gaseous medium, the gaseous medium is pumped together with the strontium solvent located therein. In the process of pumping the gaseous medium through the apparatus 2 for holding the gaseous medium, strontium-90 is accumulated without a carrier in the strontium solvent. The strontium solvent with strontium-90 accumulated in it without a carrier is a finished product of strontium-90 without a carrier.
Сливают готовый продукт стронция-90 без носителя в систему кондиционирования готового продукта.The finished product strontium-90 without carrier is poured into the conditioning system of the finished product.
В частных случаях реализации способа производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора:In particular cases, the implementation of the method of production of strontium-90 without a carrier using a nuclear water-solution reactor:
1. В качестве растворителя стронция используют водный, по меньшей мере, 0,1 М раствор азотной кислоты.1. An aqueous at least 0.1 M nitric acid solution is used as a strontium solvent.
2. Газообразную среду выдерживают в аппарате 2 для выдержки газообразной среды в течение, по меньшей мере, одного периода полураспада криптона-90.2. The gaseous medium is kept in the apparatus 2 for holding the gaseous medium for at least one half-life of krypton-90.
3. Стронций-90 без носителя накапливают в растворителе стронция в течение, по меньшей мере, семи суток.3. Strontium-90 without a carrier is accumulated in a strontium solvent for at least seven days.
4. Регулируют расход растворителя стронция при его совместной прокачке с газообразной средой.4. Regulate the consumption of the solvent of strontium during its joint pumping with a gaseous medium.
Пример конкретного выполнения устройства для производства стронция-90 без носителя.An example of a specific implementation of the device for the production of strontium-90 without a carrier.
1. Мощность ядерного водно-растворного реактора 23 равна 50 КВт.1. The power of the nuclear water-solution reactor 23 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 1 ядерного водно-растворного реактора 23 равен 22 литрам.4. The volume of the active zone 1 of the nuclear water-solution reactor 23 is equal to 22 liters.
5. Температура топливного раствора 80°С.5. The temperature of the fuel solution is 80 ° C.
6. Активность стронция-90 без носителя, накопленного в растворителе стронция за семь суток равна примерно 3,7×108 Бк (0,01 Ки).6. The activity of strontium-90 without a carrier accumulated in a strontium solvent for seven days is approximately 3.7 × 10 8 Bq (0.01 Ci).
7. Объем растворителя стронция в аппарате 2 для выдержки газообразной среды и другие характеристики линий циркуляции газообразной среды и растворителя стронция определяют расчетом и экспериментально.7. The volume of the strontium solvent in the apparatus 2 for holding the gaseous medium and other characteristics of the circulation lines of the gaseous medium and the strontium solvent are determined by calculation and experimentally.
Пример конкретного применения способа производства стронция-90 без носителя с использованием ядерного водно-растворного реактора.An example of a specific application of the method of production of strontium-90 without a carrier using a nuclear aqueous solution reactor.
Заполняют активную зону 1 ядерного водно-растворного реактора 23 топливным раствором. Включают в работу вакуумный насос 3, открывают на его входном трубопроводе запорный вентиль 7 и откачивают в вытяжную вентиляцию 4 компенсационную камеру 9 ядерного водно-растворного реактора 23 и оборудование линии циркуляции газообразной среды до разрежения 30 мм вод. ст. по мановакуумметрам 11. Заполняют, по меньшей мере, 0,1 М раствором азотной кислоты аппарат 2 для выдержки газообразной среды из сосуда 20 для растворителя стронция через трубопровод 21 с запорным вентилем 7.Fill the active zone 1 of a nuclear water-solution reactor 23 with a fuel solution. The vacuum pump 3 is turned on, the shut-off valve 7 is opened at its inlet pipe, and the compensation chamber 9 of the nuclear water-solution reactor 23 and the equipment of the gaseous medium circulation line are pumped into exhaust ventilation 4 to a pressure of 30 mm of water. Art. by manovacuum gauges 11. At least 0.1 M nitric acid solution is filled into the apparatus 2 for holding the gaseous medium from the strontium solvent vessel 20 through a pipe 21 with a shut-off valve 7.
Выводят ядерный водно-растворный реактор 23 на определенный уровень мощности. Газообразные продукты деления ядерного топлива и летучие соединения радионуклидов, образующиеся в активной зоне 1 во время работы ядерного водно-растворного реактора 23, выходят из топливного раствора и заполняют компенсационную камеру 9. Включают в работу компрессор 10 и по подводящему трубопроводу 15 откачивают газообразную среду из компенсационной камеры 9.The nuclear water-solution reactor 23 is brought to a certain power level. Gaseous fission products of nuclear fuel and volatile compounds of radionuclides formed in the active zone 1 during operation of the nuclear water-solution reactor 23 exit the fuel solution and fill the compensation chamber 9. The compressor 10 is turned on and the gaseous medium is pumped out of the compensation pipeline through the supply pipe 15 cameras 9.
Включают в работу гидравлический насос 5 аппарата 2 для выдержки газообразной среды и прокачивают растворитель стронция по линии его циркуляции через напорный сосуд 12, трубопровод 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция и расширительный сосуд 17. Регулируют обратный клапан 13 на давление срабатывания, больше давления на напоре компрессора 10 по показаниям мановакуумметров 11. При равенстве давления газообразной среды в подводящем трубопроводе 15 на напоре компрессора 10 давлению растворителя стронция в напорном сосуде 12 по мановакуумметрам 11 газообразная среда поступает через диспергатор 6 в напорный сосуд 12 и смешивается с находящимся в нем растворителем стронция. Далее растворитель стронция, содержащий диспергированную газообразную среду, поступает по трубопроводу 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция в компенсационную камеру 8 расширительного сосуда 17. В компенсационной камере 8 не распавшиеся и не растворившиеся компоненты газообразной среды выходят из растворителя стронция и поступают далее по отводящему трубопроводу 14 обратно в компенсационную камеру 9. Скорость движения газообразной среды в трубопроводе 22 при ее прокачке вместе с растворителем стронция замедляется до скорости движения растворителя. Расход растворителя стронция при его совместной прокачке с газообразной средой может быть отрегулирован регулирующим вентилем 18 по показаниям расходомера 16.The hydraulic pump 5 of the apparatus 2 for holding the gaseous medium is turned on and the strontium solvent is pumped through its circulation line through the pressure vessel 12, the pipe 22 for the joint pumping of the gaseous medium and the strontium solvent and the expansion vessel 17. The non-return valve 13 is adjusted to operate pressure, more pressure at the pressure of the compressor 10 according to the readings of the vacuum gauges 11. If the pressure of the gaseous medium in the supply pipe 15 is equal to the pressure of the compressor 10, the pressure of the strontium solvent in the pressure the vessel 12 through manovacuum gauges 11, the gaseous medium enters through the dispersant 6 into the pressure vessel 12 and mixes with the strontium solvent in it. Next, the strontium solvent containing the dispersed gaseous medium enters through a pipe 22 for jointly pumping the gaseous medium and the strontium solvent into the compensation chamber 8 of the expansion vessel 17. In the compensation chamber 8, the non-disintegrated and insoluble components of the gaseous medium leave the strontium solvent and then pass through the outlet pipeline 14 back to the compensation chamber 9. The velocity of the gaseous medium in the pipe 22 when it is pumped together with the strontium solvent edlyaetsya solvent to a speed of movement. The consumption of strontium solvent during its joint pumping with a gaseous medium can be regulated by a control valve 18 according to the readings of the flow meter 16.
Газообразную среду выдерживают в аппарате 2 для выдержки газообразной среды в течение, по меньшей мере, одного периода полураспада криптона-90.The gaseous medium is kept in the apparatus 2 for holding the gaseous medium for at least one half-life of krypton-90.
Длина трубопровода 22 для совместной прокачки газообразной среды и растворителя стронция может быть рассчитана на любое время выдержки газообразной среды. При совместной прокачке газообразной среды и растворителя стронция накапливают стронций-90 без носителя в растворителе стронция и получают готовый продукт - раствор стронция-90 без носителя. Время накопления стронция-90 без носителя может быть выбрано равным семи суткам. После накопления стронция-90 без носителя открывают запорный вентиль 7 на сливном трубопроводе 19 и сливают готовый продукт стронция-90 без носителя в систему его кондиционирования. Снова заполняют аппарат 2 для выдержки газообразной среды растворителем стронция и снова накапливают в нем стронций-90 без носителя.The length of the pipe 22 for the joint pumping of a gaseous medium and a solvent of strontium can be calculated for any exposure time of the gaseous medium. When pumping a gaseous medium and a strontium solvent together, strontium-90 is accumulated without a carrier in a strontium solvent and a finished product is obtained — a solution of strontium-90 without a carrier. The accumulation time of strontium-90 without a carrier can be chosen equal to seven days. After the accumulation of strontium-90 without a carrier, open the shut-off valve 7 on the drain pipe 19 and pour the finished product of strontium-90 without a carrier into its conditioning system. Again, the apparatus 2 for holding the gaseous medium is filled with a strontium solvent and the strontium-90 is again accumulated in it without a carrier.
Технический результат изобретения состоит в получении готового продукта в виде раствора стронция-90 без носителя.The technical result of the invention is to obtain the finished product in the form of a solution of strontium-90 without a carrier.
Claims (8)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005136614/15A RU2307072C2 (en) | 2005-11-25 | 2005-11-25 | Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2005136614/15A RU2307072C2 (en) | 2005-11-25 | 2005-11-25 | Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2005136614A RU2005136614A (en) | 2007-06-10 |
| RU2307072C2 true RU2307072C2 (en) | 2007-09-27 |
Family
ID=38312027
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2005136614/15A RU2307072C2 (en) | 2005-11-25 | 2005-11-25 | Method of production of the carrier-free strotium-90 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2307072C2 (en) |
-
2005
- 2005-11-25 RU RU2005136614/15A patent/RU2307072C2/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| ЛЕВИН В.И. Получение радиоактивных изотопов. - М.: Атомиздат, 1972. СИНИЦЫН Н.М., КОРПУСОВ Г.В. и др. Химия долгоживуших осколочных элементов. - М.: Атомиздат, 1970. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2005136614A (en) | 2007-06-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| EP3296999B1 (en) | Adhesion method of noble metal to carbon steel material of atomic energy plant and adhesion restraint method of radionuclide to carbon steel material of atomic energy plant | |
| CN107004450A (en) | Method and apparatus for reclaiming radionuclide from the resin material after | |
| US3944466A (en) | Reducing concentration of gases in nuclear reactor | |
| JP6619717B2 (en) | Method for adhering noble metals to carbon steel members of nuclear power plant and method for suppressing radionuclide adhesion to carbon steel members of nuclear power plant | |
| 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 | |
| RU2296712C2 (en) | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method | |
| WO2011081576A2 (en) | Process and device for producing molybdenum-99 | |
| CN209922985U (en) | Circulating water corrosion control system of indirect air cooling unit of thermal power factory | |
| JP6931622B2 (en) | Method of attaching precious metals to carbon steel members of nuclear power plants and methods of suppressing adhesion of radionuclides to carbon steel members of nuclear power plants | |
| RU2307071C2 (en) | Method of production of the carrier-free strotium-90 and the carrier-free strontium-89 with usage of the nuclear water-solution reactor and the device for the method realization | |
| JP2011089942A (en) | Method for controlling water quality in boiling water reactor plant | |
| KR20220108818A (en) | How to concentrate liquid radioactive waste | |
| JP2003185634A (en) | Method for measuring rate of biodegradation of non- natural organic compound | |
| JPH055077B2 (en) | ||
| JP6868545B2 (en) | Corrosion control method for carbon steel parts of plants | |
| JP7446180B2 (en) | Chemical decontamination methods for nuclear plants | |
| RU2516111C2 (en) | Mo-99 PRODUCTION PLANT | |
| KR102179276B1 (en) | Treatment method and apparatus of solution comprising hydrazine | |
| Artyukhov et al. | Transfer by metallic service lines and sorption extraction of MoF 6 from the gas flow. | |
| Liang et al. | A cleanup machine using reverse osmosis method to remove silica from boric acid tank at maanshan nuclear power station | |
| Tison et al. | COGEMA experience in uranous nitrate preparation | |
| WO2019102768A1 (en) | Method for adhering noble metal to carbon steel member of nuclear power plant and method for suppressing radionuclide adhesion to carbon steel member of nuclear power plant | |
| JP2021181953A (en) | Chemical decontamination method for carbon steel member in atomic power plant | |
| JP2016031296A (en) | Waste liquid treating system and waste liquid treating method | |
| JP6001926B2 (en) | Zinc injection method and zinc injection device |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |