RU2580930C1 - Ядерный растворный реактор - Google Patents
Ядерный растворный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2580930C1 RU2580930C1 RU2015112371/07A RU2015112371A RU2580930C1 RU 2580930 C1 RU2580930 C1 RU 2580930C1 RU 2015112371/07 A RU2015112371/07 A RU 2015112371/07A RU 2015112371 A RU2015112371 A RU 2015112371A RU 2580930 C1 RU2580930 C1 RU 2580930C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- housing
- vessel
- pipe
- solution
- gas
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- 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
- Physical Or Chemical Processes And Apparatus (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов: например молибдена-99, ксенона-133 и др.
Растворные ядерные реакторы отличаются ядерной безопасностью ввиду присущего им выраженного отрицательного коэффициента реактивности. Столь же высокий уровень радиационной безопасности не может обеспечиваться традиционным для исследовательских реакторов набором технических решений, основанных на концепции петлевой компоновки.
Известен реактор «Аргус» [Афанасьев Н. М, Беневоленский A.M., Венцель О.В. и др. Реактор «Аргус» для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля. - Атомная энергия. - т. 61, вып. 1.- 1986.- с. 7-9], содержащий герметичный корпус, в котором размещается активная зона с ядерным топливом в виде водного раствора уранилсульфата и пассивный холодильник змеевикового типа, погруженный в топливный раствор. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации в виде контура естественной циркуляции парогазовой смеси, выполненного в петлевой компоновке.
Известна концепция контура внутри цилиндрического вертикального бака-корпуса, в котором с помощью двустенного «горячего короба» образован «горячий» подъемный участок тракта теплоносителя, в кольцевом пространстве вокруг которого помещается «холодный» опускной участок. Данной концепцией «корпус в корпусе» обеспечивается постоянство минимальной температуры контура на его внешней поверхности, а максимальная реализуется изнутри «горячего короба». Приведенное техническое решение, используемое в судовых и энергетических реакторах блочной и интегральной компоновки, принципиально повышает надежность корпусных конструкций и, тем самым, радиационную безопасность. Термический барьер на двустенной, заполненной газом оболочке «горячего короба» минимизирует утечки тепла с «горячего» участка тракта - к «холодному».
Целью изобретения является повышение радиационной безопасности гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. Первичной мерой потребной компенсации потерь радиационной безопасности, обусловленных петлевой компоновкой системы каталитической рекомбинации, предусматривается ее исполнение по техническому решению «корпус в корпусе». Внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора над уровнем топливного раствора. В свою очередь, корпус активной зоны помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Подъемный участок системы содержит пусковой нагреватель и каталитический рекомбинатор, а опускной участок в своей верхней части содержит охладитель-конденсатор.
Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображен продольный разрез реактора. Реактор включает в себя герметичный корпус активной зоны 1, содержащий газовый объем 2 над загрузочным объемом топливного раствора и вовлеченный в центральный корпус 3 многокорпусного сосуда. Нижняя часть центрального корпуса, содержащая активную зону, помещена внутри кессона в графитовой кладке 4 в форме параллелепипеда, служащей отражателем. Патрубком 5 корпус активной зоны 1 соединяется с периферийным корпусом 6 многокорпусного сосуда, содержащим внутренние элементы системы каталитической рекомбинации. К их числу относится двустенная оболочка 7 «горячего короба», соединенная через разъем «шар по конусу» 8 на малом входном патрубке внутри патрубка 5 с полостью в корпусе активной зоны 1 много выше уровня топливного раствора и содержащая пусковой нагреватель 9 и каталитический рекомбинатор 10 в составе подъемного участка. В верхней части кольцевого пространства вокруг оболочки 7 «горячего короба» помещается охладитель-конденсатор 11, холодильник 12 которого соединен трубопроводами «а» с системой охлаждения реактора. Разъемом 8, например, типа «шар по конусу» выделяется выемной блок, который содержит внутренние элементы СКР, подвешенные к крышке корпуса 6. Это позволяет производить ремонт СКР путем замены выемного блока, установленного по известной схеме: крышка 6 несет на себе защитную пробку, под диаметр которой предусмотрено отверстие в защитном настиле над многокорпусного сосудом. На поверхность настила выносится разъем «корпус-крышка», чем обеспечивается возможность безопасно оперировать с его элементами.
Claims (3)
1. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов, включающий корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и систему регенерации радиолитических газов, отличающийся тем, что система регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе» с размещением «горячей ветви» системы во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной, заполненной газом оболочкой, содержащего пусковой нагреватель и каталитический регенератор, и «холодной ветви» системы в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части содержащем охладитель-конденсатор.
2. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что содержащиеся во внешнем корпусе внутренние элементы системы подвешены к его крышке, а нижняя оконечность «горячего короба» снабжена внутренним элементом разъема, например элементом «шар» разъема «шар по конусу», ответным внешним и стационарным элементом которого является «конус», замыкающий входной патрубок системы.
3. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда, служащего защитным кожухом вокруг систем топливного раствора.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112371/07A RU2580930C1 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112371/07A RU2580930C1 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2580930C1 true RU2580930C1 (ru) | 2016-04-10 |
Family
ID=55794339
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015112371/07A RU2580930C1 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2580930C1 (ru) |
Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3085966A (en) * | 1960-11-08 | 1963-04-16 | North American Aviation Inc | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor |
US3494829A (en) * | 1962-01-13 | 1970-02-10 | Werner Mialki | Homogeneous,thermal nuclear fission reactor |
US3888733A (en) * | 1973-12-21 | 1975-06-10 | Us Energy | Fluidized-bed nuclear reactor |
RU2125743C1 (ru) * | 1997-04-09 | 1999-01-27 | Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" | Ядерный гомогенный реактор |
US20110293060A1 (en) * | 2010-05-25 | 2011-12-01 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Liquid fuel nuclear fission reactor |
-
2015
- 2015-04-07 RU RU2015112371/07A patent/RU2580930C1/ru active
Patent Citations (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US3085966A (en) * | 1960-11-08 | 1963-04-16 | North American Aviation Inc | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor |
US3494829A (en) * | 1962-01-13 | 1970-02-10 | Werner Mialki | Homogeneous,thermal nuclear fission reactor |
US3888733A (en) * | 1973-12-21 | 1975-06-10 | Us Energy | Fluidized-bed nuclear reactor |
RU2125743C1 (ru) * | 1997-04-09 | 1999-01-27 | Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" | Ядерный гомогенный реактор |
US20110293060A1 (en) * | 2010-05-25 | 2011-12-01 | Searete Llc, A Limited Liability Corporation Of The State Of Delaware | Liquid fuel nuclear fission reactor |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA2904279C (en) | Managing nuclear reactor spent fuel rods | |
Zheng et al. | Water-ingress analysis for the 200áMWe pebble-bed modular high temperature gas-cooled reactor | |
JP6972189B2 (ja) | 原子炉の原子炉心 | |
CN107293336B (zh) | 海上核电站安全壳抑压系统 | |
US9761332B2 (en) | Nuclear reactor neutron shielding | |
EA037931B1 (ru) | Активная зона ядерного реактора | |
CN106328223B (zh) | 一种新型非能动安全壳能量控制系统 | |
CN106898389A (zh) | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 | |
US3034977A (en) | Nuclear superheater for boiling water reactor | |
CN106297914A (zh) | 一种非能动高温热管快堆堆芯传热系统及其方法 | |
JP2018520369A (ja) | 原子炉 | |
US4702879A (en) | Nuclear reactor with passive safety system | |
CN206021912U (zh) | 一种核燃料复合包壳 | |
RU2580930C1 (ru) | Ядерный растворный реактор | |
JPS5880596A (ja) | 鋼製圧力容器内におかれた炉心構造の安全保護設備 | |
CN108053896A (zh) | 一种氢气催化复合器 | |
CN104036833B (zh) | 具有导热堆坑外墙的核电站事故后堆内熔融物滞留系统 | |
JP2012141304A (ja) | 高速炉の最適構成 | |
CN205541968U (zh) | 一种固有安全的安全壳抑压冷却系统 | |
US20230110039A1 (en) | Nuclear reactor and control method for nuclear reactor | |
CN203950557U (zh) | 核电站事故后堆内熔融物滞留系统 | |
RU90609U1 (ru) | Реакторная установка | |
JP2015072223A (ja) | 原子炉 | |
CN117316484A (zh) | 去除钠中氚的试验装置 | |
Chen et al. | Enhancement of RPV Critical Heat Flux by Injection Flow |