RU2497207C1 - Ядерный реактор для производства изотопов - Google Patents

Ядерный реактор для производства изотопов Download PDF

Info

Publication number
RU2497207C1
RU2497207C1 RU2012131856/07A RU2012131856A RU2497207C1 RU 2497207 C1 RU2497207 C1 RU 2497207C1 RU 2012131856/07 A RU2012131856/07 A RU 2012131856/07A RU 2012131856 A RU2012131856 A RU 2012131856A RU 2497207 C1 RU2497207 C1 RU 2497207C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactor
pool
storage
drum
niche
Prior art date
Application number
RU2012131856/07A
Other languages
English (en)
Inventor
Михаил Леонидович Душкин
Ольга Анатольевна Кравцова
Руслан Панзатханович Куатбеков
Кирилл Альбертович Никель
Светлана Викторовна Осипович
Александр Иванович Радаев
Сергей Алексеевич Соколов
Игорь Товиевич Третьяков
Владимир Иванович Трушкин
Сергей Геннадьевич Ухаров
Григорий Артемович Хачересов
Original Assignee
Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
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 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" filed Critical Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority to RU2012131856/07A priority Critical patent/RU2497207C1/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2497207C1 publication Critical patent/RU2497207C1/ru

Links

Images

Classifications

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

Landscapes

  • Physical Water Treatments (AREA)

Abstract

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси. Барабан снабжен по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие. Технический результат - возможность перегрузки изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Description

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа для облучения материалов, в частности к реакторам для производства изотопов, таких, как 99Мо, 192Ir, 71Lu и др., а также для наработки ядерно-легированного кремния.
Из уровня техники известны исследовательские реакторы бассейнового типа, применяющиеся в том числе и для производства изотопов. Так, известен австралийский легководный реактор бассейнового типа OPAL (Open Pool Australian Light water), предназначенный для производства изотопов кобальта, хрома, молибдена и др. (см., например, Replacement Research reactor Project. SAR. Chapter 4. Buildings and structures. Prepared by INVAP for Australian Nuclear Science and Technology Organization, 2004, стр.48-59-http://www.arpansa.gov.au/pubs/regulatory/opal/op/SAR/ch4.pdf). Отражателем служит тяжелая вода, заполняющая корпус отражателя.
Реактор размещен в бассейне, заполненном деминерализованной водой, которая служит теплоносителем и радиационной защитой. Бассейн реактора отделен перегородкой от бассейна хранилища, предназначенного для хранения отработавших тепловыделящих сборок, слитков кремния, облучательных устройств и т.п. Транспортно-перегрузочные работы ведутся посредством погрузочно-разгрузочной машины через перегрузочный канал, соединяющий бассейн реактора и бассейн хранилища. Перегрузочный канал снабжен задвижкой, обеспечивающей при необходимости изоляцию бассейна реактора от бассейна хранилища. "Активная" вода бассейна реактора может смешиваться с водой хранилища через открытый перегрузочный канал. В штатном режиме работы функцию верхней биологической защиты выполняет слой чистой воды, подаваемой насосами. В таких аварийных ситуациях, как потеря электроснабжения, которая приводит к остановке насосов, верхняя биологическая защита отсутствует.
Из уровня техники известен также исследовательский реактор бассейнового типа, описанный в а.с. СССР 764533 и выбранный в качестве наиболее близкого аналога заявленного изобретения. В данном реакторе бак, заполненный теплоносителем, разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых расположена активная зона, а в другой - стеллаж для хранения отработанных ТВС и сменных деталей. В перегородке размещен механизм для передачи тепловыделяющих сборок через перегородку на стеллаж. Перемещение облученных изделий из бассейна реактора в бассейн хранилища может осуществляться только на остановленном реакторе.
Предлагаемый реактор для производства изотопов обеспечивает повышенную безопасность и надежность и позволяет осуществлять перегрузку изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах.
Предлагаемый ядерный реактор для производства изотопов содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств.
В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в нише размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками. В потолке ниши выполнено загрузочное отверстие, связывающее бассейны реактора и хранилища между собой. Уровень воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора.
Бассейн хранилища соединен с системой 1-го контура и системой химводоочистки, при этом проходное сечение между верхней торцевой поверхностью барабана и потолком ниши и диаметр сквозного загрузочного отверстия выбирают такими, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора, исходя из соотношения
Δ=P/ρ=(G/πDh)2·k/2g,
где Δ - разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища, ρ - плотность теплоносителя, G - расход теплоносителя из системы химфодоочистки в бассейн хранилища, D - диаметр загрузочного отверстия, h - высота проходного сечения, k - коэффициент сопротивления, g - ускорение свободного падения.
Верхняя часть перегородки снабжена биологической защитой от излучения.
Над бассейном реактора может быть установлена биологическая защита.
Перегрузочный барабан может быть установлен на опорной плите с подшипниками, при этом вращение барабана обеспечивается посредством приводного устройства.
Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан вертикальный разрез реактора для производства изотопов, на фиг.2 - горизонтальный разрез реактора для производства изотопов.
Предлагаемый ядерный реактор для производства изотопов может быть реализован следующим образом. Металлический бак 1, служащий облицовкой бетонного корпуса биологической защиты, заполнен деминерализованной водой, являющейся теплоносителем, замедлителем, торцевым отражателем и радиационной защитой. Посредством герметичной вертикальной перегородки 2 бак разделен на два бассейна - бассейн 3 реактора и бассейн 4 хранилища. В бассейне 3 реактора размещены активная зона 5 и подводящий трубопровод 6 системы I-го контура, а в бассейне 4 хранилища - отводящий трубопровод 7 системы I-го контура, патрубок 8 от системы химводоочистки (ХВО), устройства 9 для хранения свежих и устройства 10 для хранения отработавших ТВС, устройства 11 для выдержки облучательных устройств и устройства 12 для выдержки слитков кремния.
Бассейн хранилища сверху закрыт разборным настилом 13 и связан с горячими камерами 14 - для отработавших ТВС, 15 - для изотопной продукции, 16 - для слитков кремния.
Вертикальная перегородка 2 выполнена сварной из нержавеющей листовой стали и представляет собой коробчатую оребренную конструкцию.
В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша 17, обращенная в бассейн 3 реактора и открытая в бассейн 4 хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан 18, предназначенный для перемещения ТВС, изотопной продукции и слитков кремния между бассейном 3 реактора и бассейном 4 хранилища и установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками. В потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие 19, связывающее бассейны реактора и хранилища между собой. Через отверстие 19 облученные изделия или ТВС устанавливаются в ячейку перегрузочного барабана 18. Ширина ниши 17 определяется диаметром перегрузочного барабана 18 и занимает около 1/3 перегородки; глубина ниши определяется диаметром загрузочного отверстия 19, которое, так же как и диаметр вертикальных ячеек в барабане, определяется максимальным диаметром перегружаемых изделий. Проходное сечением (зазор) между верхней торцевой поверхностью барабана 18 и потолком ниши 17, выбирают таким, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне 4 хранилища выше уровня воды в бассейне 3 реактора.
Пробка 20 может устанавливаться в загрузочное отверстие 19 для разделения бассейнов реактора и хранилища при остановке реактора.
Верхняя часть перегородки 2 на определенную глубину от зеркала воды снабжена биологической защитой от излучения активной зоны и активности воды I контура.
Над бассейном реактора может быть установлена биологическая защита 21, обеспечивающая защиту от излучения активной воды в бассейне реактора, что позволяет использовать перегрузочный барабан в таких аварийных ситуациях, как потеря электроснабжения, которая приводит к остановке насосов. Биологическая защита представляет собой металлическую плиту достаточной толщины.
Перегрузочный барабан может быть установлен на опорной плите 22 с подшипниками, при этом вращение обеспечивается посредством приводного устройства 23.
За пределами бака реактора в отдельных помещениях размещены система I-го контура 24 и система ХВО 25.
Предлагаемый реактор работает следующим образом.
Перегрузочное устройство, размещенное над бассейном 3 реактора, наводят на любую ячейку активной зоны 5 реактора. Производят захват ТВС, изотопной продукции (например, молибденовой мишени) или облученного кремния. Изотопная продукция и слитки кремния могут перегружаться на работающем реакторе, работы с ТВС ведутся на остановленном реакторе. Вращением перегрузочного барабана 18 под загрузочное отверстие 19 в потолке ниши 17 вертикальной перегородки 2 подводят соответствующую ячейку. Перегрузочное устройство с ТВС или изотопной продукцией, например, молибденовой мишенью, наводят на загрузочное отверстие 19 в нише вертикальной перегородки 2.
ТВС, изотопную продукцию или слитки кремния опускают в ячейку барабана 18. При помощи приводного устройства 23 барабан 18 поворачивают вокруг своей оси на требуемый угол так, что он переносит загруженные в него облученные изделия в бассейн 4 хранилища. В бассейне 4 хранилища облученные изделия перемещают из ячейки перегрузочного барабана 18 в оборудование для хранения ТВС, слитков кремния или облучательных устройств. После выдержки в бассейне 4 хранилища облученные изделия перемещают в горячие камеры 14, 15, 16.
Уровень воды в бассейне хранилища 4 поддерживают несколько выше уровня воды в бассейне реактора 3. Это может быть обеспечено следующим образом. При работе реактора на мощности теплоноситель из системы I контура 24 поступает через подводящий трубопровод 6 в бассейн реактора 3. Пройдя через активную зону 5, теплоноситель по отводящему трубопроводу 7 возвращается в систему I контура, откуда часть теплоносителя отбирается в систему ХВО 25 и через патрубок 8 подается в бассейн хранилища 4. Проходное сечение (зазор) между перегрузочным барабаном 18 и потолком ниши 17 подобрано таким образом, что уровень воды в бассейне хранилища 4 поддерживается несколько выше уровня воды в бассейне реактора 3 за счет подачи части теплоносителя от системы ХВО 25 в бассейн хранилища 4. Разница в уровнях воды предотвращает переток "активной" воды I контура из бассейна реактора в бассейн хранилища через загрузочное отверстие при работе реактора на мощности.
При остановке реактора для предотвращения перетока воды из бассейна реактора 3 в бассейн хранилища 4 в загрузочное отверстие 19 устанавливается пробка 20.
Приведенное выше описание можно пояснить следующим примером.
Площадь проходного сечения между перегрузочным барабаном 18 и потолком ниши 17:
S=πDh,
где D = 230 мм - диаметр загрузочного отверстия 19 исходя из максимального диаметра загружаемых в перегрузочный барабан 18 облученных изделий,
h=3 мм - высота проходного сечения.
Скорость воды в проходном сечении:
V-G/S,
где G=12 м3/ч - расход теплоносителя из системы ХВО 25 в бассейн 4 хранилища.
Давление теплоносителя:
P=V2·k·ρ/2g,
где ρ=1000 кг/м3 - плотность теплоносителя,
k=1,5 - коэффициент сопротивления,
g≈10 м/с2 - ускорение свободного падения.
Таким образом, разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища:
Δ=P/ρ=(G/πDh)2·k/2g=0,178 м=178 мм.

Claims (5)

1. Ядерный реактор для производства изотопов, содержащий бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств, отличающийся тем, что в нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в нише размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке которой выполнено сквозное загрузочное отверстие, при этом уровень воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора.
2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что бассейн хранилища соединен с системой I-го контура и системой химводоочистки, при этом проходное сечение между верхней торцевой поверхностью барабана и потолком ниши и диаметр сквозного загрузочного отверстия выбирают такими, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора, исходя из соотношения Δ=P/ρ(G/πDh)2·k/2g, где Δ - разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища, ρ - плотность теплоносителя, G - расход теплоносителя из системы химводоочистки в бассейн хранилища, D - диаметр загрузочного отверстия, h - высота проходного сечения, k - коэффициент сопротивления, g - ускорение свободного падения.
3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что вертикальная перегородка над нишей снабжена биологической защитой от излучения.
4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что над бассейном реактора установлена биологическая защита.
5. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что перегрузочный барабан установлен на опорной плите с подшипниками, при этом вращение барабана обеспечивается посредством приводного устройства.
RU2012131856/07A 2012-07-24 2012-07-24 Ядерный реактор для производства изотопов RU2497207C1 (ru)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012131856/07A RU2497207C1 (ru) 2012-07-24 2012-07-24 Ядерный реактор для производства изотопов

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2012131856/07A RU2497207C1 (ru) 2012-07-24 2012-07-24 Ядерный реактор для производства изотопов

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2497207C1 true RU2497207C1 (ru) 2013-10-27

Family

ID=49446866

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012131856/07A RU2497207C1 (ru) 2012-07-24 2012-07-24 Ядерный реактор для производства изотопов

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2497207C1 (ru)

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2562228C1 (ru) * 2014-05-15 2015-09-10 Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") Ядерный реактор бассейнового типа
RU2646864C1 (ru) * 2014-12-26 2018-03-12 Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Им. Н.А. Доллежаля" Реакторная установка для производства изотопной продукции

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU764533A1 (ru) * 1978-06-16 1982-12-30 Предприятие П/Я А-7291 Исследовательский водо-вод ной дерный реактор,бассейнового типа
US20050069074A1 (en) * 2002-01-08 2005-03-31 Yulun Li Nuclear plant spent fuel low temperature reactor
US20090268860A1 (en) * 2008-04-28 2009-10-29 Yingzhong Lu Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors
US20090323881A1 (en) * 2003-02-25 2009-12-31 Dauvergne Hector A Reactor geometry and dry confinement for a nuclear reactor enabling the racquetball effect of neutron conservation dry confinement to be supported by the four-factor and six-factor formula

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
SU764533A1 (ru) * 1978-06-16 1982-12-30 Предприятие П/Я А-7291 Исследовательский водо-вод ной дерный реактор,бассейнового типа
US20050069074A1 (en) * 2002-01-08 2005-03-31 Yulun Li Nuclear plant spent fuel low temperature reactor
US20090323881A1 (en) * 2003-02-25 2009-12-31 Dauvergne Hector A Reactor geometry and dry confinement for a nuclear reactor enabling the racquetball effect of neutron conservation dry confinement to be supported by the four-factor and six-factor formula
US20090268860A1 (en) * 2008-04-28 2009-10-29 Yingzhong Lu Process for accelerating the breeding and conversion of fissile fuel in nuclear reactors

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
Получение в реакторе и применение короткоживущих изотопов (труды сем., пер. с франц.). - М.: Атомиздат, 1965, с.14-20. *

Cited By (2)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2562228C1 (ru) * 2014-05-15 2015-09-10 Открытое акционерное общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А. Доллежаля" (ОАО "НИКИЭТ") Ядерный реактор бассейнового типа
RU2646864C1 (ru) * 2014-12-26 2018-03-12 Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Им. Н.А. Доллежаля" Реакторная установка для производства изотопной продукции

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US9640286B2 (en) Passive cooling apparatus of spent fuel pool
US10290379B2 (en) Passive containment cooling and filtered venting system, and nuclear power plant
JP4592773B2 (ja) 静的冷却減圧系および加圧水型原子力プラント
KR102094251B1 (ko) 사용후 핵연료의 저장 및 운송을 위한 시스템
CN104937670B (zh) 轮替式被动乏燃料池冷却系统和方法
US2743224A (en) Submerged reactor
KR20140100974A (ko) 밀폐된 열전달 경로를 채용한 원자로의 비상 노심 냉각 시스템
KR20140011351A (ko) 자급식 비상 사용후 핵연료 저장조 냉각 시스템
JP2014529079A (ja) 高レベル放射性廃棄物を貯蔵するための換気システム
US10147506B2 (en) Conformal core cooling and containment structure
JP4908561B2 (ja) 原子炉格納容器及びこれを用いた原子力プラント
CN109461506A (zh) 一种泳池式区域低温供热堆
WO2007030224A2 (en) A proliferation-resistant nuclear reactor
JPS6262308B2 (ru)
US2773823A (en) Safety device for a neutronic reactor
RU2497207C1 (ru) Ядерный реактор для производства изотопов
CN205810388U (zh) 一种深井式常压供热核反应堆
CN107610793A (zh) 用于海洋核动力平台的乏燃料贮存系统
US20230290528A1 (en) Radiation shielding for compact and transportable nuclear power systems
US20150194226A1 (en) Reactor containment pressure suppression
EP3364420B1 (en) Dry storage facility with waste heat exhaust and ventilation system for spent nuclear fuel
RU2606381C1 (ru) Дифференциальная система локализации тяжёлой аварии атомного реактора с разрушающимся полом реактора и ловушкой большой площади
CN212256935U (zh) 一种海上浮动双反应堆的屏蔽装置
CN209216589U (zh) 一种泳池式区域低温供热堆
JP6305696B2 (ja) 原子炉の廃炉方法及び廃炉システム

Legal Events

Date Code Title Description
TC4A Change in inventorship

Effective date: 20140117