RU2482560C2 - Система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования - Google Patents

Система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования Download PDF

Info

Publication number
RU2482560C2
RU2482560C2 RU2009116682/07A RU2009116682A RU2482560C2 RU 2482560 C2 RU2482560 C2 RU 2482560C2 RU 2009116682/07 A RU2009116682/07 A RU 2009116682/07A RU 2009116682 A RU2009116682 A RU 2009116682A RU 2482560 C2 RU2482560 C2 RU 2482560C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
irradiation target
retention device
irradiation
central axis
target
Prior art date
Application number
RU2009116682/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2009116682A (ru
Inventor
II Уилльям Эрл РАССЕЛЛ
Дэвид ГРЕЙ-СМИТ
Майкл С. ДЕФИЛИППИС
Original Assignee
ДжиИ-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by ДжиИ-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи filed Critical ДжиИ-ХИТАЧИ НЬЮКЛИАР ЭНЕРДЖИ АМЕРИКАС ЭлЭлСи
Publication of RU2009116682A publication Critical patent/RU2009116682A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2482560C2 publication Critical patent/RU2482560C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/02—Fuel elements
    • G21C3/04—Constructional details
    • G21C3/16—Details of the construction within the casing
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/02—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes in nuclear reactors
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)
  • Radiation-Therapy Devices (AREA)

Abstract

Изобретение относится к получению радиоактивных изотопов в ядерных реакторах. Устройство удержания мишени облучения содержит множество каналов с дном в направлении центральной оси. Устройство вставляют в обычные ядерные стержневые тепловыделяющие элементы и сборки. Устройства могут удерживать несколько мишеней облучения для облучения во время работы активной зоны ядерного реактора, содержащей сборки и стержневые тепловыделяющие элементы, имеющие устройства удержания мишени облучения. Мишени облучения могут превращаться в полезные радиоизотопы после воздействия нейтронного потока в активной зоне работающего ядерного реактора и удаляться и собираться из стержневых тепловыделяющих элементов после работы. Технический результат - получение энергии тепловыделяющего элемента или тепловыделяющей сборки с одновременной наработкой изотопов в этих же устройствах. 2 н. и 15 з.п. ф-лы, 9 ил.

Description

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Примеры вариантов осуществления изобретения главным образом относятся к тепловыделяющим структурам и радиоизотопам, производимым в них в ядерных энергетических установках.
УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
В общем, ядерные энергетические установки включают в себя активную зону ядерного реактора с установленным в ней ядерным топливом для выработки энергии с помощью деления атомного ядра. Обычные конструкции ядерных энергетических установок в США содержат ядерное топливо во множестве стержневых тепловыделяющих элементов, связанных в пучки в тепловыделяющую сборку, размещенную внутри активной зоны ядерного реактора. Эти стержневые тепловыделяющие элементы обычно включают в себя несколько элементов, объединяющих тепловыделяющие элементы и компоненты сборки в различных осевых положениях на всем протяжении сборки.
Как показано на фиг.1, обычная тепловыделяющая сборка 10 ядерного реактора, такого как Кипящий Ядерный Реактор, может включать в себя внешний канал 12, окружающий верхнюю упорную плиту 14 и нижнюю упорную плиту 16. Множество полноразмерных стержневых тепловыделяющих элементов 18 и/или не полноразмерных стержневых тепловыделяющих элементов 19 могут устанавливаться в матрице в тепловыделяющей сборке 10 и проходить через множество дистанционирующих устройств 20. Стержневые тепловыделяющие элементы 18 и 19, в общем, начинаются и заканчиваются на верхней и нижней упорных плитах 14 и 16, непрерывно проходя по отрезку длины тепловыделяющей сборки 10, исключая не полноразмерные стержневые тепловыделяющие элементы 19, которые заканчиваются ниже по вертикали от полноразмерных стержневых тепловыделяющих элементов 18.
Как показано на фиг.2, тепловыделяющим элементам 25 можно придать форму таблеток и поместить внутри стержневых тепловыделяющих элементов 18 или 19. Эти тепловыделяющие элементы 25 могут быть «уложены стопкой» внутри тепловыделяющего элемента непрерывно для обеспечения ядерным топливом всей длины отрезка стержневых тепловыделяющих элементов 18 или 19. Укладка тепловыделяющих элементов 25 в стопку может допускать расширение или другую деформацию тепловыделяющих элементов 25 во время рабочего цикла активной зоны ядерного реактора. Дополнительно, промежуток 21 между элементами 25 и внутренней стенкой 23 стержневого тепловыделяющего элемента 18 или 19 может вмещать газообразные продукты деления, производимые тепловыделяющими элементами 25 во время работы реактора. Пружина 24 на концах, обычно, по меньшей мере, на верхнем конце стопки тепловыделяющих элементов в стержневом тепловыделяющем элементе, может присутствовать для дополнительного обеспечения накопления продуктов деления и деформации тепловыделяющего элемента 25.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Примеры вариантов осуществления и способов изобретения относятся к устройствам и системам удержания мишени облучения, которые можно вставлять в обычный ядерный стержневой тепловыделяющий элемент и сборки. Устройства примеров варианта осуществления изобретения могут удерживать несколько мишеней облучения для облучения во время работы активной зоны ядерного реактора, содержащей сборки и стержневые тепловыделяющие элементы, имеющие устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения. Мишени облучения могут по существу превращаться в полезные радиоизотопы после воздействия нейтронного потока в активной зоне работающего ядерного реактора и удаляться и собираться из стержневых тепловыделяющих элементов 18/19 после работы.
Устройство удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может включать в себя одну или несколько мишеней облучения, которые могут вставляться и удерживаться в удерживающих каналах в устройстве во время работы. Каналы могут герметично закрываться колпаком или другими удерживающими устройствами, для обеспечения нескольких уровней защиты мишеней облучения и радиоизотопов, производимых в них. В других примерах вариантов осуществления изобретения мишени облучения можно удалять из устройств удержания мишени облучения примеров вариантов осуществления изобретения с выставлением по оси в нужное положение выходных зон в устройствах и удалением из них мишеней облучения.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Примеры вариантов осуществления изобретения должны стать более ясными из детального описания прилагаемых чертежей, на которых одинаковые элементы представлены одинаковыми позициями ссылки, которое дано только в качестве иллюстрации и поэтому не ограничивает примеры вариантов осуществления в данном документе.
На фиг.1 показана тепловыделяющая сборка предшествующего уровня техники.
На фиг.2 показан стержневой тепловыделяющий элемент с уложенными в нем в стопку топливными таблетками.
На фиг.3A и 3В показан вид и деталь устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.4 показан пример варианта осуществления стержневого тепловыделяющего элемента изобретения, включающий в себя устройство удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.5 показано другое устройство удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.6 показана укладка в стопку топливных таблеток устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.7 показано другое устройство удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.8 показана укладка в стопку топливных таблеток устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
На фиг.9 показана укладка в стопку топливных таблеток устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения, установленного для удаления мишени.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ВАРИАНТОВ ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В данном документе подробно раскрыты варианты осуществления, иллюстрирующие изобретение. Однако конкретные конструктивные и функциональные детали, раскрытые в данном документе, представлены только с целью описания примеров вариантов осуществления изобретения. Примеры вариантов изобретения, вместе с тем, могут осуществляться во многих альтернативных формах и не должны быть истолкованы как ограничивающие изобретение только примерами вариантов осуществления, изложенными в данном документе.
Должно быть понятно, что, хотя термины первый, второй и т.д. можно использовать в данном документе для описания различных элементов, данные элементы не следует ограничивать этими терминами. Эти термины используют, только чтобы отличать один элемент от другого. Например, первый элемент может быть назван вторым элементом, и наоборот, второй элемент первым, без выхода за рамки примеров вариантов осуществления изобретения. Используемый в данном документе термин «и/или» включает в себя любые и все комбинации одного или нескольких связанных перечисленных пунктов.
Должно быть понятно, что когда элемент упоминается, как «соединенный», «сцепленный», «сопряженный», «прикрепленный», «скрепленный» с другим элементом, он может быть прямо соединен или сцеплен с другим элементом или могут существовать промежуточные элементы. В отличие от этого, когда элемент именуется «соединенным напрямую» или «напрямую сцепленным» с другим элементом, не присутствует ни одного промежуточного элемента. Другие слова, используемые для описания взаимосвязи между элементами, следует интерпретировать аналогично (например, «между» в сравнении с «непосредственно между», «примыкающий» в сравнении с «непосредственно примыкающий» и т.п.).
Терминология, используемая в данном документе, имеет целью описание конкретных вариантов осуществления изобретения и не предназначена для ограничения примерами вариантов осуществления. При использовании в данном документе формы единственного числа предназначены для включения в себя также форм множественного числа, если иное специально не указано. Дополнительно должно быть понятно, что термины «содержит», «содержат», «включает в себя» и/или «включающий в себя», при использовании в данном документе, задают присутствие установленных признаков, целых чисел, этапов, операций, элементов и/или компонентов, но не исключают присутствия или добавления одного или нескольких признаков, целых чисел, этапов, операций, элементов, компонентов и/или их групп.
Также следует заметить, что в некоторых альтернативных примерах реализации отмеченные функции/действия могут появляться в порядке, отличном от указанного на фигурах. Например, две фигуры, показанные в последовательности, могут фактически быть исполнены, по существу, одновременно или могут иногда быть исполнены в обратном порядке, в зависимости от функционального назначения/действий, включенных в состав.
На фиг.3А показано устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления, которым можно комплектовать систему удержания мишени облучения. Устройство 125 удержания мишени облучения имеет размеры, позволяющие вставлять его в обычные стержневые тепловыделяющие элементы (ограждающие трубы), используемые в обычных тепловыделяющих сборках. Например, устройство 125 удержания мишени облучения может иметь максимальную ширину в дюйм или меньше и максимальную длину в несколько футов. Хотя устройство 125 удержания мишени облучения показано как цилиндрическое, различные формы с надлежащими размерами, включающие в себя шестигранники, конусы и/или призматические формы, можно использовать для устройства 125 удержания мишени облучения.
Устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления включает в себя один или несколько осевых каналов 130, частично проходящих вниз в устройство 125 в осевом направлении от верхнего конца/верхней грани 128. Осевые каналы 130 могут иметь расположение любой схемы с любым их числом при условии сохранения целостности конструкции устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления. Осевые каналы 130 могут иметь различные размеры и формы. Например, осевые каналы 130 могут сходить на конус с удалением от верхней поверхности 128 и/или могут иметь закругленные днища и кромки.
Мишени 140 облучения могут вставляться в один или несколько осевых каналов 130 в любом необходимом количестве и/или по любой необходимой схеме. Мишени 140 облучения могут быть различной формы и внешнего вида. Например, мишени 140 облучения могут представлять собой мелкие металлические опилки, закругленные таблетки, проволоку, жидкости и/или газы. Мишени 140 облучения выполнены с размерами, подходящими для установки в осевые каналы 130, и/или осевые каналы 130 выполнены с размерами для вмещения мишеней 140 облучения.
Мишени 140 облучения можно изготавливать из различных материалов, которые по существу превращаются в радиоизотопы, под воздействием нейтронного потока, с которым сталкиваются в устройстве 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения. Например, мишени 140 облучения могут включать в себя Иридий-191, который может превращаться в Иридий-192, под воздействием столкновения с нейтронным потоком в работающем ядерном реакторе, и/или Кобальт-59, который может превращаться в Кобальт-60, под воздействием столкновения с нейтронным потоком в работающем ядерном реакторе, и т.п. Мишени 140 облучения могут дополнительно представлять собой герметичные контейнеры вещества, разработанные, по существу, для поддержания физических и нейтронных свойств под воздействием нейтронного потока внутри работающего ядерного реактора. Контейнеры могут содержать твердую, жидкую и/или газообразную мишень облучения и/или произведенный радиоизотоп, так чтобы обеспечивать третий слой защиты оболочки (другие средства защиты рассмотрены ниже) в мишенях 140 облучения.
Колпак 138 может прикрепляться к верхнему концу/верхней поверхности 128 и герметично закрывать мишени 140 облучения в осевых каналах 130. Колпак 138 может прикрепляться к верхнему концу 128 несколькими известными способами. Например, колпак 138 может быть приварен непосредственно к верхней грани 128. Или, например, как показано на фиг.3В, колпак 138 может навинчиваться на верхний конец 128 на резьбу 129 в примере удерживающего устройства 125 и колпака 138. Или, например, колпак 138 может прикрепляться к верхнему концу 128 посредством замкового механизма с ключом на колпаке 138 и устройстве 125. В любом из данных способов прикрепления, колпак 138 может удерживать мишени 140 облучения в осевом канале 130 и обеспечивать простое удаление колпака 138 для сбора облученных мишеней 140 облучения. Колпак 138 может дополнительно иметь плоскую грань, устанавливающуюся на каждый осевой канал 130 на верхней поверхности 128, для предотвращения перемешивания мишеней 140 облучения или твердых, жидких или газообразных радиоизотопов, вырабатываемых мишенями 140 облучения, с другими мишенями 140 облучения и/или их выхода из осевых каналов 130.
Устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения изготовлено из материала, рассчитанного, по существу, для сохранения своих нейтронных и физических свойств под воздействием столкновения с нейтронным потоком в работающем ядерном реакторе. Таким образом, устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может по существу не мешать нейтронному потоку, достигающему мишеней 140 облучения, и может не вступать в химическую реакцию с мишенями 140 облучения или радиоизотопом, вырабатываемым посредством этого. Устройство удержания мишени облучения в примере варианта осуществления изобретения может быть изготовлено, например, из циркониевого сплава, нержавеющей стали, алюминия, никелевого сплава, сплава «Инконель» и т.п.
Как показано на фиг.4, устройство 125 удержания мишени облучения в примере варианта осуществления изобретения может вставляться в обычные стержневые тепловыделяющие элементы 18 и/или 19 (фиг.1 и 2) и герметично закрываться в них. Устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может по существу заполнять ядерный стержневой тепловыделяющий элемент 18/19 или, альтернативно, может по существу не заполнять стержневой тепловыделяющий элемент 18/19 и обеспечивать свободное пространство и/или заполнение топливными таблетками оставшегося пространства ядерного стержневого тепловыделяющего элемента 18/19. Пружина 24 может быть установлена по оси в устройстве 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения с поддержанием постоянного положения устройства 125, допуская незначительное расширение и/или сдвиг вследствие изменяющихся условий, встречающихся в работающем ядерном реакторе.
Ядерный реактор, включающий в себя тепловыделяющую сборку, со стержневым тепловыделяющим элементом, имеющим устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения, может работать с нормальной эксплуатационной мощностью, так что устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения и мишени 140 облучения в нем облучаются нейтронным потоком, присутствующим в работающем ядерном реакторе. Так как известны уровни интенсивности потока в реакторе и глубина каналов 130 (показано на фиг.3) и расположение и состав мишеней 140 облучения в нем могут быть известны, специалист в данной области техники может рассчитать удельную радиоактивность радиоизотопов, вырабатываемых мишенями 140 облучения. И наоборот, специалист в данной области техники может рассчитать глубину канала 130, действующую с оптимальной выработкой радиоизотопов, зная рабочие уровни интенсивности потока и состав мишени 140 облучения.
После облучения и, по существу, превращения в полезные радиоизотопы, мишени 140 облучения и устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения можно удалить из ядерного реактора, например, во время его отключения. Устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения можно удалить из облученных тепловыделяющих сборок и стержневых тепловыделяющих элементов 18/19 и разобрать посредством удаления колпака 138, для сбора облученных мишеней 140 облучения в устройстве.
Стержневой тепловыделяющий элемент 18/19 и устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения, закрытое колпаком и герметизированное, обеспечивают, по меньшей мере, двойную защиту для мишеней 140 облучения. Это гарантирует защиту от выхода мишени облучения в случае коррозионного истирания покрытия стержневого тепловыделяющего элемента 18/19, содержащего устройство 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения. В зависимости от расположения осевых каналов 140, дополнительную защиту может обеспечивать радиальная толщина устройства 125 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
Как показано на фиг.5, устройство 225 удержания мишени облучения альтернативного примера варианта осуществления изобретения может иметь форму по тепловыделяющему элементу/цилиндрической конфигурации топливной таблетки, хотя другие формы применимы для примеров вариантов осуществления изобретения. Устройство 225 примера варианта осуществления изобретения может иметь такие размеры, чтобы выравниваться в обычном ядерном стержневом тепловыделяющем элементе 18/19, имеющем такую максимальную длину, что несколько устройств 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения могут выравниваться внутри стержневого тепловыделяющего элемента 18/19. Например, устройство удержания мишени облучения может иметь длину в несколько сантиметров или меньше.
Устройство 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может в других случаях иметь несколько общих характеристик с рассмотренными ранее вариантами осуществления изобретения, дублирующие части которых опущены. Устройство 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения образует один или несколько каналов 230, проходящих не насквозь в устройстве 225 примера варианта осуществления изобретения. Каналы 230 могут быть заполнены нужной мишенью 240 облучения, которая по существу превращается в радиоизотоп под воздействием потока нейтронного излучения, проходящего через устройство 225 примера варианта осуществления изобретения. Устройства примера варианта осуществления изобретения типа отливки могут дополнительно включать в себя колпак, как описано выше для предыдущих примеров варианта осуществления изобретения, чтобы заключать в себя мишени 240 облучения в каналах 230, расположенных в них.
Альтернативно, как показано на фиг.6, вместо колпака, для удержания мишеней 240 облучения внутри каналов 230, устройство 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может герметично закрываться и/или заключаться в пустое устройство 225 и/или топливный стержень 226. Устройства 225 удержания мишени облучения примера могут плотно укладываться в стопку с другими устройствами 225 удержания мишени облучения примера в обычном ядерном стержневом тепловыделяющем элементе 18/19. Промежуток 21 может дополнительно присутствовать между устройствами 225 примера/топливным стержнем 226 и стенкой 23 стержневого тепловыделяющего элемента 18/19. Пружина 24 или другое удерживающее устройство может оказывать давление сопротивления на укладку стопки устройств 225 примера осуществления изобретения, чтобы держать их по существу находящимися вплотную друг к другу в стержневом тепловыделяющем элементе 18/19. Поскольку отверстия 230 могут не полностью проходить сквозь устройство 225 примера, поверхность дна каждого устройства может быть большей частью плоской, чтобы облегчить уплотнение к другому устройству 225, уложенному непосредственно под ним.
Топливный стержень 226 может быть размещен между пружиной 24 или другим устройством создания заданной нагрузки и укладкой стопки устройств 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения для создания аналогичной структуры герметизации самого верхнего устройства 225 в укладке. Топливный стержень 226 может быть по существу аналогичным устройствам 225 варианта осуществления изобретения, за исключением того, что не содержит каких-либо мишеней облучения, чтобы не допустить протечку мишени на пружину 24 или другое устройство создания напряжения внутри стержня 18/19.
Устройства 225 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения могут допускать надлежащее размещение нескольких разных типов и фаз мишеней 240 облучения в каждом устройстве 225 и каждом его канале 230. Поскольку несколько устройств 225 примеров можно разместить на точных уровнях по оси в стержневом тепловыделяющем элементе 18/19, представляется возможным создание более точного количества/типа мишеней 240 облучения на конкретном уровне по оси в стержневом тепловыделяющем элементе 18/19. Поскольку профиль интенсивности осевого потока в работающем реакторе известен, это может обеспечить более точное генерирование и измерение полезных радиоизотопов в мишенях 240 облучения, помещенных внутри устройств 225 удержания мишеней облучения примеров варианта осуществления изобретения.
Как показано на фиг.7, еще одно устройство 325 удержания мишени облучения дополнительного примера варианта осуществления изобретения может быть по существу аналогичным устройству 225 удержания мишени облучения варианта осуществления изобретения, в виде отливки. Вместе с тем, устройство 325 примера варианта осуществления изобретения может иметь один или несколько каналов 330, которые имеют общее положение относительно центральной оси 380 устройства 325 примера варианта осуществления изобретения. Устройства 325 примера варианта осуществления изобретения дополнительно включают в себя отверстие 385 с общим радиальным положением, которое проходит устройство 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения насквозь, в отличие от каналов 330. Мишени облучения могут не размещать в отверстии 385.
Устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения могут дополнительно включать в себя шпоночную щель 395 или другое фасонное отверстие, установленное на центральной оси 380. Шпоночная щель 395 может иметь форму, допускающую прохождение вала соответствующей формы через устройство 325 примера варианта осуществления изобретения и вращение устройства 325 примера варианта осуществления изобретения вокруг центральной оси 380. Шпоночная щель 395 может ориентироваться в одинаковом положении относительно отверстия 385 в каждом устройстве 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения.
Как показано на фиг.8, поскольку каналы 330 и отверстие 385 могут занимать общее положение вокруг центральной оси 380, в устройствах 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения, если устройства 325 примера уложены стопкой вдоль оси 380 в стержневом тепловыделяющем элементе 18/19, все отверстия 385 можно совместить в одном угловом положении для образования выходной шахты 390, проходящей сквозь укладку стопки устройств 325 примера варианта осуществления изобретения. Дополнительно, поскольку шпоночные щели могут также совмещаться и иметь общую ориентацию с отверстиями 385, если устройства 325 уложены стопкой, инструмент со шпоночным концом, соответствующим форме щели 395, может пропускаться через укладку стопки устройств 325 удержания мишени облучения.
Как показано на фиг.9, для сбора радиоизотопов, вырабатываемых устройством 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения, после его облучения в работающей активной зоне ядерного реактора, укладка стопки устройств 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может быть сориентирована с каналами 330, обращенными вниз, так чтобы мишени 340 облучения могли выпадать из отверстий 330 под действием только одной силы тяжести. Выбранные устройства 325 примера варианта осуществления изобретения, уложенные стопкой внутри стержневого тепловыделяющего элемента 18/19, можно затем поворачивать относительно центральной оси 380, пока все отверстия 385, и следовательно, выходная шахта 390 не расположатся на одной линии с необходимым каналом 330 не поворачиваемого устройства 325 внутри укладки стопки. Мишени 340 облучения и радиоизотопы, присутствующие в них, могут выпадать из канала 330 через выходную шахту 390 для сбора.
Уложенные стопкой устройства 325 примера варианта осуществления изобретения могут вращаться шпоночным инструментом 396, перемещенным в шпоночную щель 395 на нужное расстояние по оси. Таким образом, конкретное устройство удержания мишени облучения, разгружаемое через выходную шахту 390, можно выбирать по расстоянию по оси, на которое шпоночный инструмент 396 перемещается в шпоночную щель 395. Поскольку все шпоночные щели 395 могут ориентироваться одинаково относительно отверстий 385, выходная шахта 390 может поворачиваться согласованно к каналу 330, подлежащему разгрузке. Дополнительно, донное (после переворота укладки стопки вниз) устройство 325 удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения может не иметь каких-либо мишеней 340 облучения, так что мишени 340 облучения не будут выпадать из донного устройства 325 во время разгрузки укладки стопки устройств 325 примера варианта осуществления изобретения.
Устройства удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения могут вращаться другими механизмами и не иметь центральной шпоночной щели 395. Например, внешние втулки могут поворачивать отдельные устройства 325 удержания в укладке стопки в необходимые угловые положения, для выпуска облученных мишеней облучения из выходной шахты 390. Аналогично, отверстия 385 нет необходимости одновременно выставлять по одной линии в укладке стопки устройств 325 удержания примера варианта осуществления изобретения; мишень облучения может выпадать в не выставленное по одной линии отверстие 385, которое в затем выставляется по одной линии с нижним отверстием 385, так что мишень 340 облучения может падать пошагово через укладку стопки устройств примера варианта осуществления изобретения, пока не будет собрана.
Несмотря на то что устройства примеров вариантов осуществления изобретения могут вставляться в стержневые тепловыделяющие элементы и тепловыделяющие сборки ядерного реактора кипящего типа в примерах вариантов осуществления изобретения, понятно, что и в других типах топливных и энергетических установок можно применить устройства удержания примера вариантов осуществления изобретения. Например, легководный реактор под давлением, канадский дейтериевый/урановый реактор, канальный реактор большой мощности, экономичный упрощенный ядерный реактор с кипящей водой и другие типы реакторов могут включать в себя стержневые тепловыделяющие элементы, в которых можно разместить устройства удержания примера варианта осуществления изобретения, для облучения в них мишеней облучения.
Таким образом, были описаны примеры вариантов осуществления изобретения, и специалистам в данной области техники должно быть ясно, что данные примеры вариантов осуществления изобретения могут изменяться благодаря плановым исследованиям и без дополнительной изобретательской деятельности. Например, термин «сборка» используется везде для обозначения набора стержневых тепловыделяющих элементов в примерах вариантов осуществления изобретения, но термины, например, «пучок» могут быть использованы равнозначно, и примеры вариантов осуществления изобретения могут быть применимы с пучками тепловыделяющих стержней без компонентов, обычно находящихся в укомплектованной топливной сборке. Или, например, могут использоваться другие типы топлива, формы и конфигурации для систем удержания мишени облучения примера варианта осуществления изобретения. Изменения не должны рассматриваться как отход от сущности и объема примеров вариантов осуществления изобретения, и все такие модификации, что должно быть ясно специалисту в данной области техники, предназначены для включения в состав следующей формулы изобретения.

Claims (17)

1. Система удержания мишени облучения, содержащая: по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения, выполненное с размерами и формой для выравнивания в ядерном стержневом тепловыделяющем элементе, так, что центральная ось по меньшей мере одного устройства удержания мишени облучения является параллельной продольной оси ядерного стержневого тепловыделяющего элемента, изготовленное из материала, выполненного с возможностью, по существу, поддержания физических и нейтронных свойств под воздействием нейтронного потока в работающем ядерном реакторе, и образующее отдельно каждый из множества каналов, причем каждый из каналов образован с дном в устройстве удержания мишени облучения в направлении центральной оси устройства удержания мишени облучения так, что каналы не проходят насквозь устройство удержания мишени облучения в направлении центральной оси устройства удержания мишени облучения, а каждый из каналов смещен от центральной оси устройства удержания мишени облучения; и по меньшей мере одну мишень облучения, содержащуюся в устройстве удержания мишени облучения в одном из каналов, причем мишень облучения выполнена с возможностью, по существу, преобразовываться в радиоизотоп под воздействием нейтронного потока в работающем ядерном реакторе.
2. Система по п.1, в которой по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения включает в себя колпак, выполненный с возможностью прикрепления к концу устройства удержания мишени облучения, имеющего по меньшей мере один канал, при этом прикрепление колпака и устройства выполнено с возможностью удержания мишени облучения в по меньшей мере одном канале.
3. Система по п.1, в которой мишень облучения является по меньшей мере мишенью из иридия 191 или кобальта 59.
4. Система по п.1, в которой центральная ось каждого из каналов расположена на равном радиальном расстоянии от центральной оси устройства удержания мишени облучения.
5. Система по п.4, в которой по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения дополнительно содержит по меньшей мере одно отверстие, проходящее насквозь через устройство удержания мишени облучения, причем центральная ось отверстия расположена на равном радиальном расстоянии от центральной оси устройства удержания мишени облучения.
6. Система по п.5, в которой по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения включает в себя шпоночную щель, расположенную вокруг центральной оси устройства удержания мишени облучения и проходящую через устройство удержания мишени облучения, причем шпоночная щель имеет единственную ориентацию относительно по меньшей мере одного отверстия.
7. Система по п.1, в которой устройство удержания мишени облучения изготовлено по меньшей мере из одного из следующего: циркониевого сплава, нержавеющей стали, алюминия, никелевого сплава и сплава «Инконель».
8. Система по п.1, в которой материал по существу не мешает нейтронному потоку.
9. Ядерная тепловыделяющая сборка, содержащая: верхнюю упорную плиту; нижнюю упорную плиту; множество стержневых тепловыделяющих элементов, проходящих между верхней упорной плитой и нижней упорной плитой, причем по меньшей мере один стержневой тепловыделяющий элемент включает в себя по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения, включающее в себя, множество мишеней облучения, содержащихся в канале, образованном устройством удержания мишени облучения, причем канал смещен от центральной оси устройства удержания мишени облучения, канал образован с дном в устройстве удержания мишени облучения в направлении центральной оси устройства удержания мишени облучения так, что канал не проходит насквозь устройство удержания мишени облучения в направлении центральной оси устройства удержания мишени облучения, причем мишени облучения выполнены с возможностью, по существу, преобразовываться в радиоизотоп под воздействием нейтронного потока в работающем ядерном реакторе, устройство удержания мишени облучения включает в себя отверстие, проходящее насквозь устройства удержания мишени облучения, причем центральная ось отверстия смещена от центральной оси устройства удержания мишени облучения на упомянутое расстояние, причем устройство удержания мишени облучения выполнено с размерами для выравнивания в по меньшей мере одном стержневом тепловыделяющем элементе, и причем устройство удержания мишени облучения изготовлено из материала, выполненного с возможностью, по существу, поддержания своих физических и нейтронных свойств под воздействием нейтронного потока в работающем ядерном реакторе.
10. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой мишени облучения являются по меньшей мере мишенями из иридия 191 или кобальта 59.
11. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой по меньшей мере один стержневой тепловыделяющий элемент включает в себя множество устройств удержания мишени облучения, уложенных стопкой по оси в по меньшей мере один стержневой тепловыделяющий элемент.
12. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.11, в которой по меньшей мере один стержневой тепловыделяющий элемент дополнительно включает в себя пружину, выполненную с возможностью сжатия уложенных стопкой по оси множества мишеней облучения в по меньшей мере одном стержневом тепловыделяющем элементе с такой силой, что мишень облучения герметично закрывается в по меньшей мере одном канале.
13. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.11, в которой устройство удержания мишени облучения отдельно образует каждый из множества каналов, и центральная ось каждого из каналов расположена на равном радиальном расстоянии от центральной оси устройства удержания мишени облучения.
14. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой устройство удержания мишени облучения дополнительно включает в себя шпоночную щель, расположенную вокруг центральной оси устройства удержания мишени облучения, и проходящую насквозь через устройство удержания мишени облучения, причем шпоночная щель имеет единственную ориентацию относительно по меньшей мере одного отверстия.
15. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой устройство удержания мишени облучения изготовлено по меньшей мере из одного из следующего: циркониевого сплава, нержавеющей стали, алюминия, никелевого сплава и сплава «Инконель».
16. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой указанное по меньшей мере одно устройство удержания мишени облучения включает в себя колпак, выполненный с возможностью прикрепления к концу устройства удержания мишени облучения, имеющего по меньшей мере один канал, при этом прикрепление колпака и устройства выполнено с возможностью удержания мишени облучения в по меньшей мере одном канале.
17. Ядерная тепловыделяющая сборка по п.9, в которой материал по существу не мешает нейтронному потоку.
RU2009116682/07A 2008-05-01 2009-04-30 Система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования RU2482560C2 (ru)

Applications Claiming Priority (2)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/149,408 2008-05-01
US12/149,408 US8050377B2 (en) 2008-05-01 2008-05-01 Irradiation target retention systems, fuel assemblies having the same, and methods of using the same

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2009116682A RU2009116682A (ru) 2010-11-10
RU2482560C2 true RU2482560C2 (ru) 2013-05-20

Family

ID=41129126

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2009116682/07A RU2482560C2 (ru) 2008-05-01 2009-04-30 Система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования

Country Status (8)

Country Link
US (1) US8050377B2 (ru)
EP (1) EP2120241B1 (ru)
JP (1) JP5421645B2 (ru)
CN (1) CN101582299B (ru)
CA (1) CA2664023C (ru)
ES (1) ES2426116T3 (ru)
RU (1) RU2482560C2 (ru)
TW (1) TWI466133B (ru)

Families Citing this family (25)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US9431138B2 (en) * 2009-07-10 2016-08-30 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas, Llc Method of generating specified activities within a target holding device
DE102010006433B4 (de) 2010-02-01 2012-03-29 Siemens Aktiengesellschaft Verfahren und Vorrichtung zur Erzeugung zweier verschiedener radioaktiver Isotope
US8542789B2 (en) * 2010-03-05 2013-09-24 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Irradiation target positioning devices and methods of using the same
CN102137539A (zh) * 2010-11-19 2011-07-27 成都中核高通同位素股份有限公司 用于反应堆辐照生产碘-125的氙气靶件及其制备方法
CN102543246B (zh) * 2011-12-19 2014-08-27 中国核电工程有限公司 堆内辐照水力驱动装置
CA2911525A1 (en) 2013-05-17 2014-11-20 Martin A. Stuart Dielectric wall accelerator utilizing diamond or diamond like carbon
KR101530227B1 (ko) * 2013-12-30 2015-06-22 한국원자력연구원 Ｆｍ 반응도 조절 장치
FR3016726B1 (fr) * 2014-01-22 2016-03-04 Commissariat Energie Atomique Dispositif pour l'irradiation d'echantillons dans le cœur ou en peripherie du cœur d'un reacteur
US9922737B1 (en) * 2014-03-11 2018-03-20 Westinghouse Electric Company Llc Reactor internals sensor inserts
RU2577783C1 (ru) * 2015-01-12 2016-03-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") Канал технологический совмещенный для промышленной ядерной установки
ES2715126T3 (es) * 2015-02-09 2019-05-31 Framatome Gmbh Sistema de procesamiento de blancos de irradiación
RU2679404C1 (ru) * 2015-02-09 2019-02-08 Фраматом Гмбх Система получения радионуклидов
US10026515B2 (en) * 2015-05-06 2018-07-17 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Generating isotopes in an irradiation target holder installed in a nuclear reactor startup source holder position
KR101756952B1 (ko) 2016-01-07 2017-07-12 한국원자력연구원 중수로 코발트 동위원소 생산방법
WO2018067208A2 (en) * 2016-06-09 2018-04-12 Phoenix Nuclear Labs Llc System and method for performing active scanning of a nuclear fuel rod
RU2647492C2 (ru) * 2016-07-07 2018-03-16 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ изготовления мишени для наработки изотопа 99 мо
CN106128539B (zh) * 2016-08-30 2019-01-22 中广核研究院有限公司 一种利用压水堆核电站生产医用短寿期放射源的系统
KR20200033945A (ko) 2017-08-02 2020-03-30 비더블유엑스티 아이소토프 테크놀로지 그룹, 인크. 전출력 운전에서의 연료 채널 동위원소 조사
CA3109824A1 (en) 2018-08-27 2020-03-05 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Target irradiation systems for the production of radioisotopes
US20200234834A1 (en) * 2019-01-18 2020-07-23 BWXT Advanced Technologies LLC Nuclear reactor fuel assemblies and process for production
CN112366021B (zh) * 2020-11-09 2022-09-23 中国工程物理研究院核物理与化学研究所 一种实现反应堆辐照参数均匀化的设备及方法
CN116601722A (zh) 2020-12-23 2023-08-15 法玛通股份有限公司 用于在核电站的燃料组件中使用的装置、用于制造装置的方法和用于活化核电站中的材料的方法
CN112951472B (zh) * 2021-02-02 2024-01-19 上海核工程研究设计院股份有限公司 在重水堆中生产钼-99同位素的含支撑棒的辐照靶件
US20220406482A1 (en) * 2021-06-18 2022-12-22 BWXT Isotope Technology Group, Inc. Irradiation targets for the production of radioisotopes and debundling tool for disassembly thereof
WO2023117123A1 (en) 2021-12-23 2023-06-29 Framatome Gmbh Fuel assembly for a nuclear power plant, method for activating a material to be activated and gripper

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU9332U1 (ru) * 1998-07-07 1999-02-16 Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе
EP1666716A2 (en) * 2004-04-22 2006-06-07 Keihin Corporation Intake system for internal combustion engine
EP1667165A2 (en) * 2004-12-03 2006-06-07 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors

Family Cites Families (55)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3594275A (en) * 1968-05-14 1971-07-20 Neutron Products Inc Method for the production of cobalt-60 sources and elongated hollow coiled wire target therefor
US3940318A (en) * 1970-12-23 1976-02-24 Union Carbide Corporation Preparation of a primary target for the production of fission products in a nuclear reactor
US3998691A (en) 1971-09-29 1976-12-21 Japan Atomic Energy Research Institute Novel method of producing radioactive iodine
JPS544479B2 (ru) * 1974-02-09 1979-03-07
US4196047A (en) * 1978-02-17 1980-04-01 The Babcock & Wilcox Company Irradiation surveillance specimen assembly
US4284472A (en) 1978-10-16 1981-08-18 General Electric Company Method for enhanced control of radioiodine in the production of fission product molybdenum 99
FR2481506B1 (fr) 1980-04-25 1986-08-29 Framatome Sa Dispositif de cloisonnement du coeur d'un reacteur nucleaire par des elements amovibles
FR2513797A1 (fr) 1981-09-30 1983-04-01 Commissariat Energie Atomique Dispositif de protection neutronique superieure pour assemblage de reacteur nucleaire
US4663111A (en) 1982-11-24 1987-05-05 Electric Power Research Institute, Inc. System for and method of producing and retaining tritium
US4475948A (en) 1983-04-26 1984-10-09 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Lithium aluminate/zirconium material useful in the production of tritium
US4532102A (en) 1983-06-01 1985-07-30 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Producing tritium in a homogenous reactor
GB8321491D0 (en) 1983-08-10 1983-09-14 Atomic Energy Authority Uk Nuclear fuel element
US4597936A (en) 1983-10-12 1986-07-01 Ga Technologies Inc. Lithium-containing neutron target particle
CS255601B1 (en) 1984-05-18 1988-03-15 Kristian Svoboda 99 mtc elution unit-built generator and method of its production
GB8422852D0 (en) 1984-09-11 1984-11-07 Atomic Energy Authority Uk Heat pipe stabilised specimen container
US4729903A (en) 1986-06-10 1988-03-08 Midi-Physics, Inc. Process for depositing I-125 onto a substrate used to manufacture I-125 sources
US4859431A (en) 1986-11-10 1989-08-22 The Curators Of The University Of Missouri Rhenium generator system and its preparation and use
FR2647945B1 (fr) 1989-06-02 1991-08-30 Commissariat Energie Atomique Dispositif de production de radio-isotopes notamment de cobalt 60
US5145636A (en) 1989-10-02 1992-09-08 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
US5053186A (en) 1989-10-02 1991-10-01 Neorx Corporation Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium
LU87684A1 (de) 1990-02-23 1991-10-08 Euratom Verfahren zur erzeugung von aktinium-225 und wismut-213
DE69119156T2 (de) 1990-08-03 1997-01-09 Toshiba Kawasaki Kk Die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Reaktorkern, die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichender Brennstab und die Transmutation transuranischer Elemente ermöglichendes Brennstabbündel
JP3029899B2 (ja) * 1991-10-25 2000-04-10 旭テクノグラス株式会社 ガラス線量測定装置
US5596611A (en) 1992-12-08 1997-01-21 The Babcock & Wilcox Company Medical isotope production reactor
GB2282478B (en) 1993-10-01 1997-08-13 Us Energy Method of fabricating 99Mo production targets using low enriched uranium
US5633900A (en) 1993-10-04 1997-05-27 Hassal; Scott B. Method and apparatus for production of radioactive iodine
US6490330B1 (en) 1994-04-12 2002-12-03 The Regents Of The University Of California Production of high specific activity copper -67
US5513226A (en) 1994-05-23 1996-04-30 General Atomics Destruction of plutonium
US5871708A (en) 1995-03-07 1999-02-16 Korea Atomic Energy Research Institute Radioactive patch/film and process for preparation thereof
JP3190005B2 (ja) 1996-03-05 2001-07-16 日本原子力研究所 放射化ベリリウムのリサイクル方法
US5682409A (en) 1996-08-16 1997-10-28 General Electric Company Neutron fluence surveillance capsule holder modification for boiling water reactor
US5910971A (en) 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
JP3781331B2 (ja) 1998-06-05 2006-05-31 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 血管再狭窄予防用キセノンー１３３の製造方法
FR2784220B1 (fr) * 1998-10-02 2000-12-22 Japan Nuclear Cycle Dev Inst Ensemble pour la transmutation d'une matiere radioactive a longue duree de vie et coeur de reacteur charge de tels ensembles
JP2003513938A (ja) 1999-11-09 2003-04-15 フォルシュングスツェントルム カールスルーエ ゲゼルシャフト ミット ベシュレンクテル ハフツング 希土類を含有している混合物及びその使用
AUPQ641100A0 (en) 2000-03-23 2000-04-15 Australia Nuclear Science & Technology Organisation Methods of synthesis and use of radiolabelled platinum chemotherapeutic ag ents
US6456680B1 (en) 2000-03-29 2002-09-24 Tci Incorporated Method of strontium-89 radioisotope production
FR2811857B1 (fr) 2000-07-11 2003-01-17 Commissariat Energie Atomique Dispositif de spallation pour la production de neutrons
US6678344B2 (en) * 2001-02-20 2004-01-13 Framatome Anp, Inc. Method and apparatus for producing radioisotopes
GB0104383D0 (en) 2001-02-22 2001-04-11 Psimedica Ltd Cancer Treatment
WO2003001536A1 (en) 2001-06-25 2003-01-03 Umberto Di Caprio Process and apparatus for the production of clean nuclear energy
US20030179844A1 (en) 2001-10-05 2003-09-25 Claudio Filippone High-density power source (HDPS) utilizing decay heat and method thereof
CA2470006A1 (en) 2001-12-12 2003-07-03 The University Of Alberta, The University Of British Columbia, Carleton University, Simon Fraser University And The University Of Victoria, Coll Radioactive ion
US20040105520A1 (en) 2002-07-08 2004-06-03 Carter Gary Shelton Method and apparatus for the ex-core production of nuclear isotopes in commercial PWRs
US6751280B2 (en) 2002-08-12 2004-06-15 Ut-Battelle, Llc Method of preparing high specific activity platinum-195m
US6896716B1 (en) 2002-12-10 2005-05-24 Haselwood Enterprises, Inc. Process for producing ultra-pure plutonium-238
US20050105666A1 (en) 2003-09-15 2005-05-19 Saed Mirzadeh Production of thorium-229
KR20060025076A (ko) 2004-09-15 2006-03-20 동화약품공업주식회사 방사성필름의 제조방법
US20060062342A1 (en) 2004-09-17 2006-03-23 Cyclotron Partners, L.P. Method and apparatus for the production of radioisotopes
US7157061B2 (en) 2004-09-24 2007-01-02 Battelle Energy Alliance, Llc Process for radioisotope recovery and system for implementing same
US20070297554A1 (en) 2004-09-28 2007-12-27 Efraim Lavie Method And System For Production Of Radioisotopes, And Radioisotopes Produced Thereby
US8953731B2 (en) * 2004-12-03 2015-02-10 General Electric Company Method of producing isotopes in power nuclear reactors
KR100728703B1 (ko) 2004-12-21 2007-06-15 한국원자력연구원 Ｉ-125 생산을 위한 내부 순환식 중성자 조사 용기 및 이를 이용한 ｉ-125 생산방법
US7235216B2 (en) 2005-05-01 2007-06-26 Iba Molecular North America, Inc. Apparatus and method for producing radiopharmaceuticals
US20080076957A1 (en) 2006-09-26 2008-03-27 Stuart Lee Adelman Method of producing europium-152 and uses therefor

Patent Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU9332U1 (ru) * 1998-07-07 1999-02-16 Государственный научный центр Российской Федерации - Научно-исследовательский институт атомных реакторов Устройство для облучения образцов в ядерном реакторе
EP1666716A2 (en) * 2004-04-22 2006-06-07 Keihin Corporation Intake system for internal combustion engine
EP1667165A2 (en) * 2004-12-03 2006-06-07 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Киселев Л.В. Технология получения радиоактивных нуклидов в ядерных реакторах. - М.: Энергоатомиздат, 1990, с.81-87, рис.16-18, табл.25. *

Also Published As

Publication number Publication date
ES2426116T3 (es) 2013-10-21
EP2120241B1 (en) 2013-06-19
JP5421645B2 (ja) 2014-02-19
RU2009116682A (ru) 2010-11-10
US20090274260A1 (en) 2009-11-05
CA2664023A1 (en) 2009-11-01
CN101582299B (zh) 2014-06-25
JP2009271064A (ja) 2009-11-19
EP2120241A1 (en) 2009-11-18
CA2664023C (en) 2016-12-06
CN101582299A (zh) 2009-11-18
US8050377B2 (en) 2011-11-01
TW200951987A (en) 2009-12-16
TWI466133B (zh) 2014-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2482560C2 (ru) Система удержания мишени облучения, тепловыделяющая сборка с ней и способ их использования
US10438710B2 (en) Systems and methods for dry storage and/or transport of consolidated nuclear spent fuel rods
EP2073214B1 (en) Fuel Rods Having Irradiation Target End Pieces
US11342086B2 (en) Fuel channel isotope irradiation at full operating power
JP2006162612A (ja) 同位元素生成方法
AU2011212810B2 (en) Modular nuclear fission waste conversion reactor
KR20210041275A (ko) Co-60 방사성 동위원소 제조 방법 및, 그에 사용되는 타겟봉
CN110603602A (zh) 具有离散可燃吸收剂销的环形核燃料芯块
EP2105934A2 (en) Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure
US3365371A (en) Nuclear reactor fuel pellet
ES2408196T3 (es) Procedimiento y aparato para producir isótopos en barras de agua de un conjunto de combustible nuclear
US9984780B2 (en) Packaging for decommissioned and dismantled nuclear reactors and reactor components
JP2016080667A (ja) 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心
Oettingen et al. Monte Carlo modelling of Th-Pb fuel assembly with californium neutron source
US20240006091A1 (en) Device for use in a fuel assembly of nuclear power plant, method for manufacturing a device and method for activating a material in a nuclear power plant
CZ37646U1 (cs) Zařízení pro řízení reaktivity reaktoru
Mihalczo A small graphite-reflected UO 2 assembly
Harms et al. Criticality facilities and programs at Sandia National Laboratories
Alexander et al. Reactor vessel head drop analyses
Choi et al. The Utilization Status of the Irradiation Holes in the Core at HANARO
Crawford et al. Neutron poison test device for high density spent fuel storage racks
Roman et al. Radiation shielding analysis for the Pickering used fuel dry storage facility
Diersch et al. Use of CASTOR {sup registered} and CONSTOR {sup registered} casks for RBMK and VVER fuel assemblies
Maki et al. OCR POWER DISTRIBUTIONS

Legal Events

Date Code Title Description
PC41 Official registration of the transfer of exclusive right

Effective date: 20190802