RU2543964C2 - Способ производства изотопов (варианты), система для производства изотопов и ядерный топливный узел - Google Patents
Способ производства изотопов (варианты), система для производства изотопов и ядерный топливный узел Download PDFInfo
- Publication number
- RU2543964C2 RU2543964C2 RU2010129226/07A RU2010129226A RU2543964C2 RU 2543964 C2 RU2543964 C2 RU 2543964C2 RU 2010129226/07 A RU2010129226/07 A RU 2010129226/07A RU 2010129226 A RU2010129226 A RU 2010129226A RU 2543964 C2 RU2543964 C2 RU 2543964C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- target
- rod
- water
- rods
- irradiated
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способам и устройствам для производства изотопов внутри водных стержней ядерных топливных узлов. Способы включают выбор требуемой облучаемой мишени, основываясь на свойствах мишени, загрузку мишени в стержень-мишень, основываясь на свойствах облучаемых мишеней и топливного узла, экспонирование стержня-мишени потоку нейтронов и/или сбор произведенных изотопов из облучаемых мишеней из стержня-мишени. Стержни-мишени могут вмещать одну или больше облучаемых мишеней различных типов и фаз. Крепежные устройства содержат оконечную манжету и/или втулку, которые удерживают стержни-мишени внутри водного стержня и обеспечивают возможность прохождения потока замедлителя/хладагента через водный стержень. Другие варианты выполнения крепежных устройств содержат одну или большее количество шайб с одним или большим количеством отверстий, просверленных там, чтобы удерживать одну или больше стержней-мишеней варианта выполнения в водном стержне, обеспечивая возможность прохождения хладагента/замедлителя через водный стержень. Технический результат - возможность эффективной наработки требуемых изотопов. 3 н. и 9 з.п. ф-лы, 6 ил.
Description
ПРЕДПОСЫЛКИ
Область изобретения
Иллюстративные варианты выполнения в целом относятся к топливным конструкциям, используемым в атомных электростанциях, и к способам, использующим топливные конструкции.
ОПИСАНИЕ УРОВНЯ ТЕХНИКИ
В целом, атомные электростанции включают активную зону ядерного реактора, содержащую расщепляющееся топливо для производства энергии путем расщепления ядра. Традиционная конструкция в американских атомных электростанциях состоит в том, что топливо размещают в большом количестве армированных топливных стержней, связанных вместе как топливный узел, или топливный узел, размещенный внутри активной зоны ядерного реактора. Эти топливные узлы могут содержать один или большее количество внутренних каналов, или водных стержней, которые обеспечивают возможность жидкому хладагенту и/или замедлителю проходить через узел и обеспечивать внутреннюю теплопередачу/ замедление нейтронов без значительного кипения.
Как показано на Фиг.1, традиционный топливный узел 10 ядерного реактора, такого как кипящий ядерный реактор, может содержать внешний канал 12, окружающий верхнюю анкерную пластину 14 и нижнюю анкерную пластину 16. Большое количество топливных стержней 18 полной длины и/или топливных стержней 19 частичной длины может быть расположено в матрице внутри топливного узла 10 и проходить через большое количество распорных деталей (также известных как дистанционирующие решетки) 20, которые отстоят друг от друга с некоторым интервалом в аксиальном направлении и поддерживают стержни 18, 19 в данной матрице. Топливные стержни 18 и 19 в целом непрерывны от их основания до конца, что, в случае топливного стержня 18 полной длины, от нижней анкерной пластины 16 до верхней анкерной пластины 14.
Один или большее количество водных стержней 22 могут находиться во внутреннем или центральном положении узла 10. Водные стержни 22 могут проходить по всей длине узла 10 или оканчиваться на требуемом уровне, чтобы обеспечивать жидкий хладагент/замедлитель во всем узле 10. Водные стержни 22 могут быть непрерывными, препятствуя протеканию текучей среды снаружи стержней 22, или перфорированными, сегментированными или иным образом прерванными, чтобы обеспечить возможность протекания замедлителя жидкого хладагента между стержнями 22 и оставшейся частью узла 10.
Фиг.2A-2D представляют собой аксиальные виды в поперечном сечении традиционных 10×10 топливных узлов, как те, что показаны на Фиг.1, изображая различные конфигурации водного стержня в традиционных узлах. Как показано на Фиг.2A-2D, водные стержни 22 могут иметь большое разнообразие длин (такую как всю длину или часть длины), размеры (например, размера поперечного сечения стержня или больше) и формы (включая круглую, прямоугольную, формы арахиса и т.д.). Точно так же, в традиционных узлах 10 может иметься любое количество различных стержней 22, в зависимости от требуемых нейтронных характеристик узлов, имеющих водные стержни 22. Водные стержни 22 могут быть симметричными относительно центра узла, как показано на Фиг.2А и 2D, или смещенными, как показано на Фиг.2B и 2C.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Иллюстративные варианты выполнения направлены на способы и устройства для производства требуемых изотопов внутри водных стержней узлов ядерного топлива. Иллюстративные способы могут включать выбор требуемой облучаемой мишени, основываясь на свойствах мишени, загрузку мишени в стержень-мишень, основываясь на свойствах облучаемой мишени и свойствах топливного узла, экспонирование стержня-мишени потоку нейтронов, и/или сбор произведенных изотопов из облучаемой мишени из стержня-мишени.
Стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут вмещать одну или большее количество облучаемых мишеней различных типов и фаз. Стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут также фиксировать и содержать облучаемые мишени внутри водного стержня ядерного топливного узла. Стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут быть прикреплены или закреплены посредством фиксирующих устройств иллюстративного варианта выполнения к водным стержням, чтобы поддерживать их положение во время работы ядерного реактора, содержащего топливный узел.
Фиксирующие устройства иллюстративного варианта выполнения содержат оконечную манжету и/или втулку, которые поддерживают стержни-мишени внутри водного стержня и обеспечивают возможность протекания замедлителя/хладагента через водный стержень. Другие фиксирующие устройства иллюстративного варианта выполнения содержат одну или большее количество шайб с одним или большим количеством отверстий, просверленных, чтобы удерживать один или большее количество стержней-мишеней иллюстративного варианта выполнения в водном стержне, обеспечивая возможность протекания хладагента/замедлителя через водный стержень. Шайбы иллюстративного варианта выполнения могут быть соединены с водными стержнями, чтобы фиксировать их положение. Иллюстративные варианты выполнения и способы могут использоваться вместе или с другими способами, чтобы производить требуемые изотопы.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЯ ЧЕРТЕЖЕЙ
Иллюстративные варианты выполнения станут более очевидными путем подробного описания приложенных чертежей, на которых одинаковые элементы представлены одинаковыми номерами позиций, которые даны исключительно посредством иллюстрации и, таким образом, не ограничивают иллюстративный вариант выполнения.
Фиг.1 представляет собой иллюстрацию известного топливного узла, имеющего два непрерывных, проходящих во всю длину узла водных стержней.
Фиг.2A представляет собой иллюстрацию поперечного сечения известного топливного узла, изображающую прямоугольные водные стержни.
Фиг.2B представляет собой иллюстрацию поперечного сечения известного топливного узла, изображающую один смещенный водный стержень эллиптического сечения.
Фиг.2C представляет собой иллюстрацию поперечного сечения известного топливного узла, изображающую один смещенный водный стержень прямоугольного сечения.
Фиг.2D представляет собой иллюстрацию поперечного сечения известного топливного узла, изображающую несколько смещенных водных стержней круглого сечения.
Фиг.3 представляет собой блок-схему иллюстративного способа для производства требуемых изотопов внутри водных стержней узлов ядерного топлива.
Фиг.4 представляет собой иллюстрацию иллюстративного варианта выполнения стержня-мишени, содержащего облучаемые мишени.
Фиг.5 представляет собой иллюстрацию иллюстративного варианта выполнения манжеты и втулки для крепления облучаемых мишеней внутри водных стержней.
Фиг.6A и 6B представляют собой иллюстрации иллюстративного варианта выполнения модульной шайбы для крепления облучаемых мишеней внутри водных стержней.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
Далее подробно раскрыты иллюстративные варианты выполнения. Однако конкретные конструктивные и функциональные детали, раскрытые здесь, являются лишь описательными в целях описания иллюстративного варианта выполнения. Иллюстративные варианты выполнения могут, однако, быть воплощены во многих дополнительных формах и не должны рассматриваться как ограниченные только представленным здесь иллюстративным вариантом выполнения.
Должно быть понятно, что, хотя термины «первый, второй» и т.д. могут быть использованы здесь для описания различных элементов, эти элементы не должны быть ограничены этими терминами. Эти термины используются лишь для отличия одного элемента от другого. Например, первый элемент можно было назвать вторым элементом, и точно так же второй элемент можно было назвать первым элементом, не отступая от объема иллюстративных вариантов выполнения. Как используется в настоящем документе, термин "и/или" включает любую и все комбинации одного или большего количества соответствующих перечисленных объектов.
Должно быть понятно, что, когда элемент упоминается как "связанный", "соединенный", "сцепленный", "прикрепленный" или "фиксированный" к другому элементу, он может быть непосредственно связан или соединен с другим элементом, или же могут присутствовать промежуточные элементы. Напротив, когда элемент упоминается как "непосредственно связанный" или "непосредственно присоединенный" к другому элементу, то нет никаких промежуточных элементов. Другие слова, используемые для описания соотношения между элементами, должны интерпретироваться подобным же образом (например, "между" и "непосредственно между", "смежно" и "непосредственно смежно" и т.д.).
Используемая здесь терминология применяется только с целью описания конкретных вариантов выполнения и не предназначена, чтобы ограничивать иллюстративные варианты выполнения. Как используются здесь, упоминание элементов в единственном числе предназначено также, чтобы включать также и формы множественного числа, если явным образом не указано иным образом. Должно быть также понятно, что термины "включает", "включающий", "содержит" и/или "содержащий", когда используются в настоящем документе, определяют наличие заявленных признаков, частей, этапов, операций, элементов и/или компонентов, но не препятствует наличию или добавлению одного или большего количества других признаков, частей, этапов, операций, элементов, компонентов и/или их совокупности.
Нужно также отметить, что в некоторых альтернативных применениях отмеченные функции/действия могут происходить не в том порядке, как отмечено на чертеже. Например, два чертежа, показанные последовательно друг за другом, могут фактически быть выполнены по существу одновременно или могут иногда выполняться в обратном порядке, в зависимости от вовлеченных функциональных возможностей/действий.
Тогда как иллюстративные варианты выполнения могут обсуждаться для конкретной установки или в отношении конкретной области технологии, следует понимать, что иллюстративные способы и варианты выполнения могут быть использованы и приспособлены вне раскрытых контекстов без чрезмерного экспериментирования или ограничения объема раскрытых здесь примеров. Например, хотя иллюстративные варианты выполнения могут быть показаны в связи с конкретным типом ядерного топливного узла и конфигурации водного стержня, иллюстративные варианты выполнения могут быть приспособлены и/или применимы к любому другому топливному узлу и/или конфигурации водного стержня. Аналогично, хотя иллюстративные варианты выполнения и способы обсуждены относительно традиционных ядерных топливных узлов, иллюстративные варианты выполнения и способы могут также быть применены в будущих конструкциях топливных узлов.
Изобретатели выяснили, что водные стержни в ядерных топливных узлах представляют собой превосходный источник жидкого замедлителя для ядерных топливных узлов и, таким образом, также представляют собой превосходный источник тепловых нейтронов внутри ядерных топливных узлов. Изобретатели выяснили, что превосходный источник тепловых нейтронов в водных стержнях, вместо того, чтобы использоваться для продолжения ядерной цепной реакции, как это делают в традиционных топливных узлах, может также использоваться для облучения конкретных материалов, чтобы получить требуемые изотопы и радиоизотопы. Эти конкретные материалы могут быть помещены в водные стержни в ядерном топливе и затем облучены во время работы реактора, содержащего ядерное топливо. Материалы могут быть помещены в такие положения и иметь такие конфигурации, чтобы добиться требуемых нейтронных свойств для узла. Получающиеся изотопы и радиоизотопы могут затем быть собраны и использованы в индустриальном, медицинском и/или любом другом требуемом применении. Изобретатели создали следующие иллюстративные способы и устройства, чтобы уникальным образом использовать в своих интересах эти недавно найденные преимущества.
Иллюстративные способы
Фиг.3 представляет собой блок-схему, иллюстрирующую иллюстративные способы использования водных стержней для производства радиоизотопов. Как показано на Фиг.3, на этапе S300 пользователь/инженер выбирает требуемый материал для использования в качестве облучаемой мишени. Инженер может выбрать материал мишени и/или количество материала мишени, основываясь на типе и периоде полураспада изотопов, которые производятся из того материала, когда он подвергается воздействию потока нейтронов. Инженер может затем выбрать материал мишени и/или количество материала мишени, основываясь на знании длины, количества и типа потока нейтронов, воздействию которого будет подвергнута мишень и/или которое поглотит мишень, вследствие ее потенциального положения в работающем ядерном реакторе. Например, кобальт-59, никель-62 и/или иридий-191 могут быть выбраны в иллюстративных способах, потому что в присутствии потока нейтронов легко превращаются, соответственно, в кобальт-60, никель-63 и иридий-192. У каждого из этих дочерних изотопов есть требуемые свойства, такие как использование в качестве долгоживущих радиоизотопов, в случае кобальта-60 и никеля-63, или использование в качестве источника рентгеноскопии, как в случае иридия-192. Начальное количество облучаемой мишени может быть выбрано и/или иллюстративные облучаемые мишени могут иметь достаточно большие времена полураспада, так чтобы полезное количество продуктов осталось не распавшимся тогда, когда продукты необходимо собрать.
На этапе S310 выбранные мишени могут быть помещены и/или сформированы в стержень-мишень. Стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения обсуждены и проиллюстрированы ниже. Следует понимать, что несколько различных типов и фаз материалов облучаемой мишени могут быть помещены в стержень-мишень на этапе S310, и что стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут быть сформированы из облучаемых мишеней. В качестве альтернативы, только один тип и/или фаза материала мишени могут быть помещены в стержень-мишень, чтобы разделить производимые там изотопы. На этапе S320 стержни-мишени, содержащие выбранную облучаемую мишень, устанавливают в водные стержни ядерных топливных узлов. Механизмы иллюстративного варианта выполнения для установки стержней-мишеней в водные стержни также обсуждены ниже относительно иллюстративных вариантов выполнения.
Инженер может далее поместить и сформировать стержни-мишени на этапе S320, основываясь на знании рабочих режимов в ядерном реакторе и в топливном узле, в который будет установлен стержень-мишень. Например, инженер может пожелать больший объем воды в более высоких аксиальных положениях внутри водных стержней и может, соответственно, поместить меньше стержней-мишеней в более высоких аксиальных положениях внутри водных стержней и/или уменьшить диаметр стержней-мишеней в более высоких аксиальных положениях. В качестве альтернативы, например, инженер может вычислить требуемый уровень потока нейтронов для конкретного аксиального уровня внутри топливного узла и поместить стержни-мишени на этом аксиальном уровне, чтобы поглотить избыточный поток и обеспечить требуемый уровень поглощения потока нейтронов от активной области ядерного реактора. Следует понимать, что инженер может выполнить стержни-мишени такой формы, размера, из такого материала и т.д., и поместить стержень на этапе S320 так, чтобы обеспечить несколько требуемых свойств узла, включая термогидравлические и/или нейтронные свойства узла. Точно так же, такое размещение и конфигурация стержней-мишеней на этапе S320 могут удовлетворить другим целям, таким как максимальное производство изотопов, максимальный объем воды водного стержня и т.д. Следует понимать, что любое ограничение конфигурации стержня-мишени или размещение и облучение мишени, основываясь на параметрах топливного узла и требуемых свойствах, могут быть сделаны до полного выполнения иллюстративного способа, так что требуемые конфигурации и размещения на этапе S320 заранее ограничены.
На этапе S330 стержни-мишени внутри водных стержней ядерного топливного узла подвергают воздействию потока нейтронов, который превращает облучаемые мишени в требуемые дочерние продукты. Например, топливный узел, содержащий стержни-мишени, может быть загружен в коммерческий ядерный реактор с мощностью в 100 Мегаватт или больше (тепловой энергии), при этом работа реактора может быть запущена, производя, тем самым, поток нейтронов в узле и водных стержнях. Водные стержни, которые содержат большой объем жидкого замедлителя, могут доставлять большее количество тепловых нейтронов к стержням-мишеням, увеличивая требуемую производительность изотопов из облучаемых мишеней. Параметры некоммерческих реакторов и настроечные параметры могут также использоваться для облучения облучаемой мишени внутри водных стержней узла.
На этапе S340 произведенные изотопы могут быть собраны из стержней-мишеней. Например, топливный узел, содержащий стержни-мишени, может быть удален из реактора во время перерыва в работе, при этом стержни-мишени могут быть удалены из узла на месте или в топливных хозяйствах далеко от места установки реактора. Изотопы внутри стержней-мишеней могут быть удалены из стержней-мишеней и обработаны или иным образом подготовлены к использованию. Например, облучаемые мишени и произведенные изотопы могут быть удалены из одного стержня-мишени и химически отделены в камерах для работы с радиоактивными веществами, чтобы очистить произведенный изотоп.
Описываемые иллюстративные способы, стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения и другие механизмы для размещения стержня-мишени на этапах S310 и S320 описаны ниже. Следует понимать, что другие иллюстративные варианты выполнения могут быть использованы с иллюстративными способами, описанными выше, для того, чтобы произвести требуемые изотопы в водных стержнях ядерных топливных узлов. Точно так же, иллюстративные варианты выполнения, описанные ниже, могут быть использованы с другими иллюстративными способами, используя другие этапы и/или порядок выполнения этапов.
Иллюстративные варианты выполнения стержней-мишеней
На Фиг.4 изображен стержень-мишень 100 иллюстративного варианта выполнения, используемый в водных стержнях ядерных топливных узлов для производства требуемых изотопов. Как показано на Фиг.4, иллюстративные стержни-мишени 100 могут быть в целом удлиненными и цилиндрическими или имеющими другую форму, чтобы они могли быть помещены внутри водных стержней 22 (Фиг.1 и 2) в ядерных топливных узлах. Стержни-мишени 100 иллюстративного варианта выполнения могут иметь поперечное сечение или диаметр 101, который меньше, чем поперечное сечение или диаметр водных стержней 22, чтобы они могли быть вставлены внутрь водных стержней. Диаметр 101 может также быть переменным и/или существенно меньшим, чем диаметр или поперечное сечение водных стержней, чтобы обеспечить возможность прохождения значительного количества жидкого хладагента/замедлителя через водные стержни, когда стержни-мишени 22 установлены в водных стержнях.
Стержень-мишень 100 иллюстративного варианта выполнения имеет наружную поверхность 104, которая ограничивает по меньшей мере одну внутреннюю полость 105, где могут содержаться облучаемые мишени 110. Полость 105 имеет такую форму и так помещена внутри стержня 100, чтобы поддерживать облучаемые мишени 110 на требуемых аксиальных высотах или в других требуемых положениях. Как описано выше в иллюстративных способах, облучаемые мишени 110 могут быть помещены непосредственно в полость 105 стержня-мишени 100, особенно если облучаемые мишени 110 и произведенные из них изотопы представляют собой твердые материалы. Точно так же, полость 105 может быть заполнена жидкими и/или газообразными облучаемыми мишенями 110. В качестве альтернативы, дополнительные удерживающие конструкции 111 могут быть заполнены требуемыми облучаемыми мишенями 110, герметично закрытыми и помещенными внутрь внутренней полости 105. Удерживающие конструкции 111 могут обеспечивать дополнительный слой защиты между облучаемой мишенью 110 и работающим ядерным реактором и/или может служить для отделения и содержания различных типов/фаз облучаемых мишеней и произведенных изотопов внутри полости 105. Например, один или большее количество различных типов облучаемых мишеней 110 могут быть помещены в различные удерживающие конструкции 111, причем всех их помещают в полость 105. Различные удерживающие конструкции 111 могут разделять различные облучаемые мишени 110 и варьируемые произведенные там изотопы, когда те подвергнуты воздействию пучка нейтронов. Точно так же, если произведенный изотоп представляет собой жидкость или газ, удерживающие конструкции 111 могут содержать произведенный жидкость или газ в ограниченной области меньшего размера для более легкого обслуживания и удаления из полости 105.
Удерживающая конструкции 111 защитной оболочки и/или облучаемые мишени 110 могут иметь обозначения 113, указывающие на тип мишени и/или другие характеристики. Точно так же, иллюстративный стержень-мишень 100 может содержать внешние обозначения 130, указывающие на мишень или мишени 110, которые там содержатся, или на другую требуемую информацию относительно стержня-мишени 100.
Иллюстративный облучаемый стержень-мишень 100 может также содержать место 120 доступа, который обеспечивает доступ к внутренней полости 105 и облучаемым мишеням 110, а также к изотопам, произведенным из облучаемых мишеней 110 в полости 105. Место 120 доступа может быть герметичным, чтобы содержать облучаемые мишени 110 и/или удерживающие конструкции 111, пока стержень-мишень 100 подвергается воздействию пучка нейтронов в работающем ядерном реакторе. Например, местом 120 доступа может быть механическая изоляция или материальное соединение, изолирующее внутреннюю полость 105 после того, как туда помещены облучаемые мишени 110 и/или удерживающие конструкции 111. Место 120 доступа может содержать ряд шестигранников, фасок или других механизмов истончения, которые обеспечивают возможность управляемой ломки и доступа к полости 105 для того, чтобы собрать произведенные там изотопы. В качестве альтернативы, место 120 доступа может содержать конец с резьбой и комплементарную внутреннюю поверхность с резьбой, которые обеспечивают возможность завинчивания и отвинчивания частей стержня 100, чтобы неоднократно герметизировать и получать доступ к полости 105. В месте 120 доступа могут иметься другие известные механизмы соединения и разъединения, обеспечивая доступ к внутренней полости 105 и герметизируя ее.
Стержень-мишень 100 иллюстративного варианта выполнения может содержать одно или большее количество крепежных устройств 160, которые обеспечивают возможность присоединения или крепления иным образом иллюстративного стержня-мишени 100 внутри водного стержня в работающем ядерном реакторе. Например, крепежное устройство 160 может быть креплением, которое запирается снаружи водных стержней 22 (Фиг.1), или же может быть точкой сварного соединения с водными стержнями 22 (Фиг.1). В качестве альтернативы, крепежное устройство 160 может взаимодействовать с иллюстративными вариантами выполнения крепежных механизмов, как обсуждается ниже.
Стержень-мишень 100 иллюстративного варианта выполнения может принимать любую требуемую форму или конфигурацию, чтобы удовлетворять требуемым параметрам топливного узла и/или воздействию потока нейтронов. Например, иллюстративный стержень-мишень 100 может иметь длину, которая обеспечивает или предотвращает прохождение стержня-мишени 100 и/или облучаемых мишеней 110 до аксиальных положений внутри водного стержня, когда наличие стержня-мишени 100 является желательным или нежелательным. Например, инженер может идентифицировать конкретное аксиальное положение внутри ядерного топливного узла с идеальными уровнями потока нейтронов для того, чтобы произвести изотопы из количества материала, находящегося в облучаемой мишени 110, и может сформировать стержень-мишень 100 и внутреннюю полость 105 таким образом, чтобы облучаемая мишень 110 была помещена в аксиальное положение, когда она установлена в водный стержень. Или, например, стержень-мишень 100 может также иметь суженные концы 150, которые уменьшают поперечное сечение стержня-мишени 100 и обеспечивают возможность размещения большего объема воды в водных стержнях там, где размещен стержень-мишень 100, чтобы обеспечить возможность большего замедления и/или большей теплопередачи воде.
Стержень-мишень 100 иллюстративного варианта выполнения может быть изготовлен из любого материала, который по существу поддерживает его механические и нейтронные свойства в среде с работающим ядерным реактором, одновременно обеспечивая адекватную защиту размещенным там облучаемым мишеням 110. Например, стержень-мишень 100 может быть изготовлен из циркония и его сплавов, устойчивой к коррозии нержавеющей стали, алюминия и т.д., основываясь на потребностях в материалах стержня-мишени 100 и/или материалов, которые обычно используются для изготовления водных стержней 22 (Фиг.1).
В альтернативном варианте выполнения иллюстративные стержни-мишени могут быть изготовлены из материала самой облучаемой мишени, если облучаемая мишень и произведенные из нее изотопы имеют адекватные физические характеристики. Например, иллюстративные стержни-мишени 100 могут быть изготовлены из иридия-191 и помещены внутри водных стержней в соответствии с иллюстративными способами, поскольку иридий-191 и его произведенный изотоп, иридий-192, является твердым и совместимым с условиями работы ядерного реактора. В таком варианте выполнения стержни-мишени могут иметь, а могут и не иметь внутренние полости, в которых размещены дополнительные облучаемые мишени.
Следует понимать, что стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут несколько отличаться от приведенных выше описаний и, тем не менее, выполнять функции удержания облучаемых мишеней внутри водных стержней ядерных топливных узлов. Кроме того, стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут быть прикреплены к или иным образом удержаны в водных стержнях сами по себе или в комбинации с иллюстративным вариантом выполнения загрузочных и фиксирующих механизмов, описанных ниже.
Иллюстративный вариант выполнения фиксирующих механизмов
Для удержания одного или большего количества стержней-мишеней иллюстративного варианта выполнения внутри водных стержней ядерных топливных узлов может быть использовано несколько различных иллюстративных фиксирующих механизмов. Фиг.5 представляет собой иллюстрацию иллюстративного варианта выполнения оконечной манжеты 500 водного стержня. Манжета 500 иллюстративного варианта выполнения может быть прикреплена к традиционному водному стержню 22 в топливном узле в его нижнем конце 502. Манжета 500 может радиально проходить в канал водного стержня 22 и образовывать выступ, на который в водном стержне 22 могут опираться стержни-мишени 200 иллюстративного варианта выполнения. Стержни-мишени 200 иллюстративного варианта выполнения могут быть выполнены аналогичными иллюстративным стержням-мишеням, описанным выше, и могут быть уменьшены или иным образом изменены в размере, чтобы поместиться на манжете 500 и/или обеспечить адекватный зазор внутри водного стержня 22. Точно так же, одна или большее количество облучаемых мишеней 210 может быть помещена в стержень-мишень 200 и/или натянута вместе со стержнем-мишенью 200. Манжета 500 сохраняет проход 503 потока, через который может протекать охлаждающая жидкость/замедлитель в водный стержень 22 и через него.
Стержни-мишени 200 могут опираться или быть зажаты, быть приварены, навинчены и/или иным образом закреплены к манжете 500, чтобы удерживать стержни-мишени в постоянном положении внутри водного стержня 22. Кроме того, втулка 501 может быть присоединена к манжете 500 и, при этом, аксиально проходить вверх в водный стержень 22. Втулка 501 может дополнительно прикреплять стержни-мишени 200 иллюстративного варианта выполнения к периферическому положению внутри водного стержня 22. Втулка 501 может быть закреплена, приварена или быть одной деталью с манжетой 500, при этом сохраняя проход 503 потока в водный стержень 22. Как манжета 500, так и втулка 501 могут быть изготовлены из материалов, сохраняющих свои механические и нейтронные свойства, когда они подвергнуты воздействию рабочих условий в ядерном реакторе, включая иллюстративные материалы, такие как нержавеющая сталь и/или сплавы циркония.
Манжета 500 и втулка 501 могут иметь большое разнообразие форм, в зависимости от формы водного стержня 22. Например, если водный стержень 22 имеет форму арахиса, манжета 500 и/или втулка 501 могут дополнительно быть формы арахиса. Точно так же, манжета 500 и втулка 501 необязательно проходят по всему внутреннему периметру водных стержней 22; манжета 500 и/или втулка 501 могут иметься только на части внутреннего периметра водных стержней 22. Хотя манжета 500 и втулка 501 изображены в нижнем конце 502 водного стержня 22, следует понимать, что манжета 500 и/или втулка 501 могут быть перемещены к другим аксиальным положениям в водном стержне 22, чтобы обеспечить требуемое расположение поддерживаемых таким образом стержней-мишеней 200 иллюстративного варианта выполнения.
Следует понимать, что манжета 500 иллюстративного варианта выполнения, со втулкой 501 или без нее, может использоваться совместно с другими удерживающими устройствами, например, стержнями-мишенями. Например, стержень 200 может быть дополнительно прикреплен к водному стержню 22 посредством крепежного устройства 160 (Фиг.4), в дополнение к тому, что он уже удерживается манжетой 500 и втулкой 501.
Фиг.6A и 6B представляют собой иллюстрации иллюстративного варианта выполнения модульной шайбы 600, которая может быть использована для крепления и удержания иллюстративных стержней-мишеней 200 внутри водных стержней 22. Как показано на Фиг.6A, одна или большее количество шайб 600 иллюстративного варианта выполнения может быть помещена внутри водного стержня 22 в одном или большем количестве аксиальных положений. Иллюстративная шайба 600 может быть удержана в конкретном аксиальном положении только посредством трения и/или посредством крепежных или соединительных механизмов, таких как сварка и/или углублением в водном стержне 22, которые удерживает шайбу 600 неподвижной. В качестве альтернативы, как показано на Фиг.6В, центральная стойка или трубка 610 может проходить через отверстие 605 и быть прикрепленной к нескольким шайбам 600. Шайбы могут, таким образом, удерживаться на постоянных относительных расстояниях и угловых расстояниях центральной трубкой 610, тогда как центральная трубка 610 все еще обеспечивает возможность протекания жидкого замедлителя/хладагента через центральную трубку 610 и водный стержень 22.
Модульная шайба 600 иллюстративного варианта выполнения имеет одно или большее количество отверстий 605, выполненных в требуемых местах шайбы 600. Отверстия 605 выполнены таким образом, чтобы обеспечить возможность прохождения по меньшей мере одного стержня-мишени 200 через шайбу 600 и/или соединения с шайбой 600. Стержни-мишени 200 могут быть размещены внутри отверстий 605 за счет трения и/или могут быть иным образом удерживаться или свободно располагаться внутри отверстий 605. Таким образом, отверстия 605 удерживают стержни-мишени 200 в фиксированном угловом и/или аксиальном положении внутри шайбы 600 и, таким образом, в водном стержне 22. Отверстия 605, удерживающие стержни-мишени 100, могут предотвратить или уменьшить перемещение стержней-мишеней 100 во время работы ядерного реактора. Шайба 600 может дополнительно содержать несколько незаполненных отверстий 605, которые обеспечивают возможность потоку хладагента/замедлителя протекать через водный стержень 22. Несколько отверстий 605 могут удерживать стержни-мишени 200, так что много стержней-мишеней 200 могут быть удержаны в постоянных положениях друг относительно друга внутри водного стержня 22 посредством шайб 600 иллюстративного варианта выполнения.
В одном водном стержне 22 может быть использовано большое количество шайб 600. Как показано на Фиг.6A, другие шайбы могут удерживать те же самые и/или другие стержни-мишени 200 внутри водного стержня 22. Дополнительные шайбы иллюстративного варианта выполнения могут обеспечивать дополнительную устойчивость и совмещение стержней-мишеней 200, проходящих через большое количество шайб 600.
Шайбы 600 иллюстративного варианта выполнения могут быть изготовлены из материалов, сохраняющих их механические и нейтронные свойства, когда они подвергнуты воздействию рабочих условий в ядерном реакторе, включая иллюстративные материалы, такие как нержавеющая сталь и/или сплавы циркония. Шайбы 600 могут быть выполнены в большом разнообразии форм, в зависимости от формы водного стержня 22. Например, если водный стержень 22 треугольный, то шайбы 600 могут также быть треугольными. Шайба 600 иллюстративного варианта выполнения необязательно проходит по всему внутреннему периметру водных стержней 22; шайба 600 может иметься только в части внутреннего периметра водных стержней 22. Следует понимать, что шайба 600 может быть перемещена в другие аксиальные положения в водном стержне 22, чтобы достичь требуемого расположения удерживаемых таким образом стержней-мишеней 200 иллюстративного варианта выполнения.
Следует понимать, что шайбы 600 иллюстративного варианта выполнения могут использоваться отдельно или совместно с другими удерживающими устройствами, например, стержнями-мишенями. Например, стержень-мишень 200 может быть дополнительно прикреплен к водному стержню 22 посредством крепежного устройства 160 (Фиг.4) или поддерживаться манжетой 500 и втулкой 501 (Фиг.5), в дополнение к тому, что они удерживаются другими шайбами 600. Топливные узлы иллюстративного варианта выполнения могут содержать все или некоторые из вышеописанных стержней-мишеней иллюстративного варианта выполнения и удерживающих конструкций, используемых в соответствии с иллюстративными способами.
Удерживающие конструкции иллюстративного варианта выполнения, включая шайбы 600 и/или оконечные манжеты 500 иллюстративного варианта выполнения, могут быть установлены во время изготовления топливных узлов, которые будут это содержать. Удерживающие конструкции иллюстративного варианта выполнения могут также быть установлены после окончания изготовления топливного узла, или же в существующие топливные узлы. Как описано выше в отношении иллюстративных способов, удерживающие конструкции иллюстративного варианта выполнения могут быть установлены в требуемых положениях/ конфигурациях, чтобы удовлетворять конкретным критериям сборки. Стержни-мишени иллюстративного варианта выполнения могут быть установлены одновременно со сдерживающими конструкциями или после их установки, как описано в выше в отношении этапа S320.
Поскольку иллюстративные варианты выполнения и способы обеспечивают возможность облучаемым мишеням подвергаться огромному количеству различных уровней теплового потока, имеющихся в водных стержнях ядерных реакторов, изотопы, созданные в иллюстративных вариантах выполнения и способах, могут обладать более высокой активностью и/или чистотой и могут быть произведены за меньшее количество времени. Иллюстративные варианты выполнения и способы также предоставляют инженерам-ядерщикам дополнительные инструменты для управления нейтронными и/или термодинамическими свойствами топливного узла, помещая облучаемые мишени внутри водных стержней, где они могут благоприятно влиять на эти свойства, производя требуемые изотопы.
Специалист в этом уровне техники должен понимать, что описанные таким образом иллюстративные варианты выполнения могут изменяться благодаря регулярному экспериментированию и без дальнейшей изобретательской активности. Например, хотя иллюстративные варианты выполнения и способы даны в отношении существующих конструкций топливных узлов и конфигураций водного стержня, инженер-ядерщик, конечно, способен переработать иллюстративные варианты выполнения и способы, чтобы удовлетворить будущим конструкциям, сохраняя вышеописанные свойства иллюстративных вариантов выполнения и способов. Изменения не должны быть расценены как отход от сущности и объема иллюстративных вариантов выполнения, причем все такие модификации, которые очевидны для специалиста в этом уровне техники, также предназначены для включения в объем приведенной далее формулы изобретения.
СПИСОК ЧАСТЕЙ
| 10 | Топливный узел |
| 12 | Внешний Канал |
| 14 | Верхняя анкерная пластина |
| 16 | Нижняя анкерная пластина |
| 20 | Распорные детали |
| 18 | Топливный стержень полной длины |
| 19 | Топливный стержень частичной длины |
| 22 | Водный стержень |
| 100 | Стержни-мишени |
| 101 | Диаметр |
| 104 | Внешняя поверхность |
| 105 | Полость |
| 110 | Облучаемые мишени |
| 111 | Удерживающие конструкции |
| 113 | Обозначения |
| 130 | Внешние обозначения |
| 120 | Место доступа |
| 160 | Крепежные устройства |
| 150 | Суженные концы |
| 500 | Манжета |
| 502 | Нижний конец |
| 503 | Проход потока |
| 501 | Втулка |
| 600 | Шайба |
| 610 | Трубка |
| 605 | Отверстие |
| 200 | Стержни-мишени |
| S300 | Выбрать материалы мишени |
| S310 | Установить мишени |
| S320 | Установить стержни-мишени |
| S330 | Экспонировать стержни-мишени |
| S340 | Собрать произведенные изотопы |
Claims (12)
1. Способ производства изотопов, включающий:
размещение облучаемых мишеней в стержне-мишени,
установку стержня-мишени в водном стержне ядерного топливного узла в таком положении внутри водного стержня, чтобы обеспечить требуемое нейтронное или термодинамическое свойство ядерного топливного узла и требуемую активность изотопов, причем процесс указанной установки основывают на свойствах облучаемой мишени и количестве и продолжительности потока нейтронов, воздействию которого облучаемую мишень подвергают в указанном положении, и
экспонирование облучаемой мишени потоку нейтронов в указанном положении такой продолжительности, при которой обеспечивается превращение облучаемой мишени в изотопы,
при этом облучаемые мишени помещают в стержень-мишень, при этом указанные облучаемые мишени изготавливают не из одного и того же материала.
размещение облучаемых мишеней в стержне-мишени,
установку стержня-мишени в водном стержне ядерного топливного узла в таком положении внутри водного стержня, чтобы обеспечить требуемое нейтронное или термодинамическое свойство ядерного топливного узла и требуемую активность изотопов, причем процесс указанной установки основывают на свойствах облучаемой мишени и количестве и продолжительности потока нейтронов, воздействию которого облучаемую мишень подвергают в указанном положении, и
экспонирование облучаемой мишени потоку нейтронов в указанном положении такой продолжительности, при которой обеспечивается превращение облучаемой мишени в изотопы,
при этом облучаемые мишени помещают в стержень-мишень, при этом указанные облучаемые мишени изготавливают не из одного и того же материала.
2. Способ по п.1, в котором во время экспонирования облучаемой мишени воздействию потока нейтронов запускают реактор с мощностью в 100+ МВт (тепловых), который содержит указанный топливный узел.
3. Способ по п.1, в котором собирают изотопы из водного стержня.
4. Система для производства изотопов в водном стержне топливного узла, содержащая:
по меньшей мере один стержень-мишень, содержащий облучаемую мишень, причем размер указанного по меньшей мере одного стержня-мишени обеспечивает возможность его размещения внутри водного стержня, и
по меньшей мере одно крепежное устройство, выполненное с возможностью удержания указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня во время работы реактора, содержащего указанный топливный узел,
причем указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит манжету, присоединенную к водному стержню в аксиальном положении и проходящую радиально в водный стержень, причем манжета поддерживает указанный по меньшей мере один стержень-мишень в аксиальном положении,
при этом указанное по меньшей мере одно крепежное устройство дополнительно содержит втулку, проходящую аксиально вверх от манжеты и присоединенную к манжете, причем втулка ограничивает радиальное перемещение указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня.
по меньшей мере один стержень-мишень, содержащий облучаемую мишень, причем размер указанного по меньшей мере одного стержня-мишени обеспечивает возможность его размещения внутри водного стержня, и
по меньшей мере одно крепежное устройство, выполненное с возможностью удержания указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня во время работы реактора, содержащего указанный топливный узел,
причем указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит манжету, присоединенную к водному стержню в аксиальном положении и проходящую радиально в водный стержень, причем манжета поддерживает указанный по меньшей мере один стержень-мишень в аксиальном положении,
при этом указанное по меньшей мере одно крепежное устройство дополнительно содержит втулку, проходящую аксиально вверх от манжеты и присоединенную к манжете, причем втулка ограничивает радиальное перемещение указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня.
5. Система по п.4, в которой манжета и по меньшей мере один стержень-мишень, поддерживаемый манжетой, соединены вместе.
6. Система по п.4, в которой указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит шайбу, прикрепленную к водному стержню в аксиальном положении, причем шайба имеет отверстия, и указанный по меньшей мере один стержень-мишень проходит через одно из указанных отверстий.
7. Система по п.6, в которой указанное одно отверстие имеет диаметр, по существу равный диаметру проходящего через это отверстие стержня-мишени, с обеспечением фрикционного соединения с проходящим через это отверстие стержнем-мишенью и сохранения его положения в этом отверстии.
8. Система по п.4, в которой стержень-мишень имеет внешнюю стенку, которая ограничивает полость внутри него.
9. Система по п.8, в которой внутри полости расположена одна или большее количество облучаемых мишеней.
10. Система по п.4, в которой стержень-мишень дополнительно содержит соединительное устройство, выполненное с возможностью соединения с водным стержнем и неподвижного удержания в нем стержня-мишени.
11. Ядерный топливный узел, содержащий:
топливные стержни, содержащие расщепляющийся материал, причем топливные стержни проходят в аксиальном направлении,
по меньшей мере один водный стержень, проходящий в аксиальном направлении и имеющий открытые концы на концах топливного узла с обеспечением возможности протекания текучей среды через топливный узел в аксиальном направлении, и
по меньшей мере одну облучаемую мишень, размещенную в указанном по меньшей мере одном водном стержне, причем облучаемая мишень по существу превращается в изотопы, когда подвергается воздействию потока нейтронов в водном стержне,
по меньшей мере один стержень-мишень, содержащий облучаемую мишень, причем размер указанного по меньшей мере одного стержня-мишени обеспечивает возможность его размещения внутри водного стержня, и
по меньшей мере одно крепежное устройство, выполненное с возможностью удержания по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня во время работы реактора, содержащего указанный топливный узел,
при этом
указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит:
манжету, присоединенную к водному стержню в аксиальном положении и проходящую радиально в водный стержень, причем манжета поддерживает указанный по меньшей мере один стержень-мишень в аксиальном положении, и
втулку, проходящую аксиально вверх от манжеты и присоединенную к манжете, причем втулка ограничивает радиальное перемещение указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня.
топливные стержни, содержащие расщепляющийся материал, причем топливные стержни проходят в аксиальном направлении,
по меньшей мере один водный стержень, проходящий в аксиальном направлении и имеющий открытые концы на концах топливного узла с обеспечением возможности протекания текучей среды через топливный узел в аксиальном направлении, и
по меньшей мере одну облучаемую мишень, размещенную в указанном по меньшей мере одном водном стержне, причем облучаемая мишень по существу превращается в изотопы, когда подвергается воздействию потока нейтронов в водном стержне,
по меньшей мере один стержень-мишень, содержащий облучаемую мишень, причем размер указанного по меньшей мере одного стержня-мишени обеспечивает возможность его размещения внутри водного стержня, и
по меньшей мере одно крепежное устройство, выполненное с возможностью удержания по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня во время работы реактора, содержащего указанный топливный узел,
при этом
указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит:
манжету, присоединенную к водному стержню в аксиальном положении и проходящую радиально в водный стержень, причем манжета поддерживает указанный по меньшей мере один стержень-мишень в аксиальном положении, и
втулку, проходящую аксиально вверх от манжеты и присоединенную к манжете, причем втулка ограничивает радиальное перемещение указанного по меньшей мере одного стержня-мишени внутри водного стержня.
12. Ядерный топливный узел по п.11, в котором указанное по меньшей мере одно крепежное устройство содержит шайбу, прикрепленную к водному стержню в аксиальном положении, причем шайба имеет отверстия, и указанный по меньшей мере один стержень-мишень проходит через одно из указанных отверстий.
Applications Claiming Priority (2)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| US12/458,531 | 2009-07-15 | ||
| US12/458,531 US8638899B2 (en) | 2009-07-15 | 2009-07-15 | Methods and apparatuses for producing isotopes in nuclear fuel assembly water rods |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2010129226A RU2010129226A (ru) | 2012-01-20 |
| RU2543964C2 true RU2543964C2 (ru) | 2015-03-10 |
Family
ID=42829797
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2010129226/07A RU2543964C2 (ru) | 2009-07-15 | 2010-07-15 | Способ производства изотопов (варианты), система для производства изотопов и ядерный топливный узел |
Country Status (7)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US8638899B2 (ru) |
| EP (1) | EP2276038B1 (ru) |
| JP (1) | JP5727727B2 (ru) |
| CA (1) | CA2709240A1 (ru) |
| ES (1) | ES2408196T3 (ru) |
| RU (1) | RU2543964C2 (ru) |
| TW (1) | TW201129988A (ru) |
Families Citing this family (5)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US9576690B2 (en) * | 2012-06-15 | 2017-02-21 | Dent International Research, Inc. | Apparatus and methods for transmutation of elements |
| US20160358181A1 (en) * | 2015-05-14 | 2016-12-08 | Magic Leap, Inc. | Augmented reality systems and methods for tracking biometric data |
| US10456243B2 (en) * | 2015-10-09 | 2019-10-29 | Medtronic Vascular, Inc. | Heart valves prostheses and methods for percutaneous heart valve replacement |
| US11286172B2 (en) | 2017-02-24 | 2022-03-29 | BWXT Isotope Technology Group, Inc. | Metal-molybdate and method for making the same |
| TWI769552B (zh) * | 2019-10-14 | 2022-07-01 | 美商西屋電器公司 | 模組化放射線同位素生產囊室及其相關方法 |
Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2310931C2 (ru) * | 2006-01-10 | 2007-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Центральное облучательное устройство |
| RU2321906C1 (ru) * | 2006-08-03 | 2008-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" | Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта |
Family Cites Families (61)
| 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 |
| 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 |
| 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 |
| JPS61173190A (ja) | 1985-01-28 | 1986-08-04 | 株式会社東芝 | 核燃料集合体 |
| US4708846A (en) * | 1986-04-10 | 1987-11-24 | Exxon Nuclear Company, Inc. | BWR critical-power-enhancing water rod (85-EN-3) |
| 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 |
| US5053186A (en) * | 1989-10-02 | 1991-10-01 | Neorx Corporation | Soluble irradiation targets and methods for the production of radiorhenium |
| US5145636A (en) * | 1989-10-02 | 1992-09-08 | 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 |
| US5149495A (en) * | 1990-05-24 | 1992-09-22 | General Electric Company | Water rod for nuclear reactor and method for providing and using same |
| 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 |
| US5416813A (en) * | 1992-10-30 | 1995-05-16 | Kabushiki Kaisha Toshiba | Moderator rod containing burnable poison and fuel assembly utilizing same |
| US5596611A (en) * | 1992-12-08 | 1997-01-21 | The Babcock & Wilcox Company | Medical isotope production reactor |
| DE4314708A1 (de) * | 1993-05-04 | 1994-11-10 | Siemens Ag | Brennstab mit vorbestimmtem Sekundärschaden |
| 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 |
| US5553108A (en) * | 1994-11-03 | 1996-09-03 | General Electric Company | Water rod attachment in a nuclear reactor fuel bundle |
| US5871708A (en) * | 1995-03-07 | 1999-02-16 | Korea Atomic Energy Research Institute | Radioactive patch/film and process for preparation thereof |
| US5646973A (en) * | 1995-10-12 | 1997-07-08 | General Electric Company | BWR fuel assembly without upper tie plate |
| 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 |
| US6233299B1 (en) * | 1998-10-02 | 2001-05-15 | Japan Nuclear Cycle Development Institute | Assembly for transmutation of a long-lived radioactive material |
| WO2001034196A2 (de) * | 1999-11-09 | 2001-05-17 | Forschungszentrum Karlsruhe Gmbh | Seltene erden enthaltene mischung und deren verwendung |
| US6539073B1 (en) * | 2000-02-17 | 2003-03-25 | General Electric Company | Nuclear fuel bundle having spacers captured by a water rod |
| 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 |
| JP3757122B2 (ja) * | 2001-02-23 | 2006-03-22 | 株式会社日立製作所 | 沸騰水型原子炉用制御棒 |
| EP1402540A1 (en) * | 2001-06-25 | 2004-03-31 | 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 |
| DE60226642D1 (de) * | 2001-12-12 | 2008-06-26 | Univ Of Alberta The Univ Of Br | Radioaktives 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 |
| WO2006035424A2 (en) * | 2004-09-28 | 2006-04-06 | Soreq Nuclear Research Center Israel Atomic Energy Commission | Method and system for production of radioisotopes, and radioisotopes produced thereby |
| US7526058B2 (en) * | 2004-12-03 | 2009-04-28 | General Electric Company | Rod assembly for nuclear reactors |
| 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 |
-
2009
- 2009-07-15 US US12/458,531 patent/US8638899B2/en active Active - Reinstated
-
2010
- 2010-07-08 JP JP2010155314A patent/JP5727727B2/ja active Active
- 2010-07-08 CA CA2709240A patent/CA2709240A1/en not_active Abandoned
- 2010-07-09 EP EP10168990A patent/EP2276038B1/en active Active
- 2010-07-09 ES ES10168990T patent/ES2408196T3/es active Active
- 2010-07-15 TW TW099123332A patent/TW201129988A/zh unknown
- 2010-07-15 RU RU2010129226/07A patent/RU2543964C2/ru active
Patent Citations (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2310931C2 (ru) * | 2006-01-10 | 2007-11-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов" | Центральное облучательное устройство |
| RU2321906C1 (ru) * | 2006-08-03 | 2008-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский государственный концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях" Концерн "Росэнергоатом" | Облучательное устройство ядерного канального реактора для наработки изотопов кобальта |
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Киселев Л.В. Технология получения радиоактивных нуклидов в ядерных реакторах. Москва, Энергоатомиздат, 1990, с. 31-36. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP2276038B1 (en) | 2013-03-20 |
| JP5727727B2 (ja) | 2015-06-03 |
| ES2408196T3 (es) | 2013-06-18 |
| EP2276038A3 (en) | 2011-10-12 |
| EP2276038A2 (en) | 2011-01-19 |
| TW201129988A (en) | 2011-09-01 |
| RU2010129226A (ru) | 2012-01-20 |
| US20110013739A1 (en) | 2011-01-20 |
| US8638899B2 (en) | 2014-01-28 |
| JP2011022143A (ja) | 2011-02-03 |
| CA2709240A1 (en) | 2011-01-15 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2543964C2 (ru) | Способ производства изотопов (варианты), система для производства изотопов и ядерный топливный узел | |
| US6678344B2 (en) | Method and apparatus for producing radioisotopes | |
| EP2073214B1 (en) | Fuel Rods Having Irradiation Target End Pieces | |
| JP2009271064A (ja) | 照射ターゲット保持システム、照射ターゲット保持システムを有する燃料集合体、及び照射ターゲット保持システムを利用した方法 | |
| KR20130096246A (ko) | 동위원소 생성 타겟 | |
| EA019989B1 (ru) | Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор | |
| KR20210041275A (ko) | Co-60 방사성 동위원소 제조 방법 및, 그에 사용되는 타겟봉 | |
| JPS5829880B2 (ja) | 熱中性子炉 | |
| US20090238322A1 (en) | Fuel rod and assembly containing an internal hydrogen/tritium getter structure | |
| US8625733B2 (en) | Neutron source assembly | |
| JP2009063561A (ja) | 原子炉制御棒 | |
| KR910007460B1 (ko) | 원자로용 연료 유닛 | |
| JP2010249820A (ja) | 原子炉の可燃性毒物及び装置並びにそれを使用する方法 | |
| US5149495A (en) | Water rod for nuclear reactor and method for providing and using same | |
| US20180374596A1 (en) | Irradiation target holders and methods of using the same in a nuclear reactor startup source holder position | |
| JP2022553924A (ja) | モジュール式放射性同位体生成カプセルおよび関連方法 | |
| JP2016080667A (ja) | 高速炉用燃料集合体および高速炉炉心 | |
| KR20080060791A (ko) | 볼류트스프링을 사용한 핵연료집합체용 상단고정체 | |
| WO2021163006A1 (en) | Reactor design with controlled thermal neutron flux for enhanced neutron activation potential | |
| JP3044186B2 (ja) | 原子炉を利用した不要核種の消滅処理方法 | |
| RU53488U1 (ru) | Устройство облучательное центральное | |
| Turner et al. | The Manufacture of Fuel Elements for the Dounreay Fast Reactor | |
| WO2015097782A1 (ja) | 制御棒及びそれを用いた軽水炉の炉心 | |
| JP2021165645A (ja) | 自己出力型ガンマ線検出器 | |
| CA2025713C (en) | Pressure-tube type heavy-water moderated nuclear reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PC41 | Official registration of the transfer of exclusive right |
Effective date: 20190802 |