RU2624823C2 - Ядерный растворный реактор - Google Patents
Ядерный растворный реактор Download PDFInfo
- Publication number
- RU2624823C2 RU2624823C2 RU2015112373A RU2015112373A RU2624823C2 RU 2624823 C2 RU2624823 C2 RU 2624823C2 RU 2015112373 A RU2015112373 A RU 2015112373A RU 2015112373 A RU2015112373 A RU 2015112373A RU 2624823 C2 RU2624823 C2 RU 2624823C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel
- solution
- nuclear
- fuel solution
- water
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
- G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
-
- 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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Jet Pumps And Other Pumps (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора. Корпус активной зоны, сорбционная колонка, насос, емкости, топливные трубки с арматурой, дополненные устройством для удаления из топлива раствора натечек воды помещены внутрь многокорпусного сосуда с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, заполненного водой с давлением выше поддерживаемого в топливном растворе. Изобретение позволяет повысить радиационную безопасность гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. 4 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 в максимальной степени адаптированы к производству нуклидных продуктов путем применения простейших физико-химических технологий из-за жидкостной формы ядерного топлива. Объектами данных технологий могут служить облученный топливный раствор и накапливающаяся над его уровнем газовая смесь из инертных газов - продуктов деления, а формами реализации технологий - циркуляционные технологические петли, из которых складывается устройство выделения изотопов.
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.
Продукты деления, образующиеся при работе реактора, накапливаются не в твердотельной топливной матрице, характерной для типичных исследовательских реакторов, а в топливном растворе, радиоактивность которого на многие порядки выше (в ~106 раз), чем в теплоносителе первого контура. Основной идеей растворного реактора определяется «потеря» первого из нормативно предписанных физических барьеров - топливной матрицы. При этом корпус с жидким топливом не облекается снаружи, как в обычных реакторах, границей контура теплоносителя, которая частично вовлечена внутрь топливного раствора. Указанные «потери» барьеров требуют адекватной компенсации.
Целью изобретения является повышение радиационной безопасности гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. Первичной мерой потребной компенсации потерь радиационной безопасности, обусловленных концепцией растворного реактора, послужит защитный кожух вокруг систем топливного раствора. Ограничения по объемам топлива в оборудовании и трубках данных систем, по требованиям ядерной безопасности, оставляют свободным пространство между кожухом и указанными системами.
В аналогичных устройствах, например, с интегральной или блочной компоновкой подобное незанятое компонентами и оборудованием пространство принято заполнять жидкостью, циркулирующей внутри последних. Пространство в кожухе вне систем топливного раствора безопаснее всего заполнить водой как его растворителем.
Организуемое превышение давления в воде над поддерживаемым в топливном растворе, при его прокачке через устройство выделения изотопов обеспечивает защитный перепад давлений, чем исключается утечка топлива. Для удаления из топливного раствора натечек воды в ситуации "малой течи" предусматривается включение испарителя в системы топливного раствора.
Множественность систем и оборудования растворного реактора для получения медицинских радиоизотопов определяет целесообразность использовать в качестве защитного кожуха - многокорпусный сосуд с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, который погружен в массив биологической защиты. Многокорпусный сосуд имеет аналогом корпусную конструкцию реактора в блочной компоновке, которая массово применяется в судовых атомных энергоустановках. Принятое в них размещение насосов в малых периферийных корпусах распространяется в заявляемой конструкции также на насосы для прокачки водного наполнителя корпусов и топливного раствора. Из-за аномально высокой радиоактивности последнего исключены протечки через уплотнение вала между проточной частью насоса и приводом за счет применения магнитной муфты.
Предлагаемой схемой размещения систем и оборудования в защитном массиве удовлетворяется потребность в противорадиационной защите между активной зоной в центральном корпусе и группами остального оборудования в периферийных корпусах, как и между периферийными корпусами. Для исключения прострела гамма-нейтронного излучения через патрубки, соединяющие указанные корпуса, каждый из патрубков частично заполняется стальным шнеком (с диаметром под внутренний диаметр патрубка), а остальной объем заполняется водой. В направлении прострела - вдоль оси патрубка наличием шнека организуется чередование слоев стали и воды оптимального соотношения без препятствий для циркуляции воды и проведения топливных трубок. Указанный водный объем в патрубке пронизывается топливными трубками в форме спирали с шагом, равным шагу шнека, чем дополнительно обеспечивается компенсация термического расширения этих трубок.
Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображен продольный разрез реактора. Реактор включает в себя герметичный корпус активной зоны 1, содержащий загрузочный объем 2 топливного раствора, например уранилсульфата, 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.
Патрубками 5 центральный корпус соединяется с периферийными корпусами 6, предназначенными для размещения вспомогательного оборудования, например емкостей 7 для хранения топливного раствора или для выдержки газовой смеси, как и оборудования технологических петель, например сорбционной колонки 8. Технологическая петля может включать испаритель, для удаления из топливного раствора натечек воды в ситуации «малая течь», связанный с «газовой подушкой» над уровнем топливного раствора. Внутреннее пространство многокорпусного сосуда, свободное от оборудования, заполнено водой с давлением выше поддерживаемого в топливном растворе при его прокачке через устройство выделения изотопов. Малые периферийные корпуса 9, также соединенные патрубками с центральным корпусом, содержат насосы 10 для прокачки воды и топливного раствора с обеспечением защитного перепада давлений; привод насоса для топливного раствора связан с крыльчаткой через магнитную муфту. Привода 11 органов СУЗ помещаются над центральным корпусом.
Claims (5)
1. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов, включающий корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например сорбционная колонка, и вспомогательные устройства, например насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора, отличающийся тем, что корпус активной зоны, сорбционная колонка, насос, емкости, топливные трубки с арматурой, дополненные устройством для удаления из топлива раствора натечек воды помещены внутрь многокорпусного сосуда с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, заполненного водой с давлением выше поддерживаемого в топливном растворе.
2. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве устройства для удаления из топливного раствора натечек воды в системы топливного раствора воды в системе топливного раствора включен испаритель.
3. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в насосе для топливного раствора привод связан с крыльчаткой через магнитную муфту.
4. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что многокорпусный сосуд погружен в массив биологической защиты, например, из бетона.
5. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что каждый из патрубков для соединения центрального и периферийных корпусов заполнен частично стальным шнеком и в остальном водой, пронизанной топливными трубками в форме спирали с шагом, который соответствует шагу шнека.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112373A RU2624823C2 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2015112373A RU2624823C2 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2015112373A RU2015112373A (ru) | 2016-10-27 |
RU2624823C2 true RU2624823C2 (ru) | 2017-07-07 |
Family
ID=57216118
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2015112373A RU2624823C2 (ru) | 2015-04-07 | 2015-04-07 | Ядерный растворный реактор |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2624823C2 (ru) |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU194326U1 (ru) * | 2019-09-19 | 2019-12-06 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Защитный кожух ядерного гомогенного реактора |
RU196043U1 (ru) * | 2019-10-29 | 2020-02-14 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Рама ядерного гомогенного реактора |
RU2723473C1 (ru) * | 2019-12-04 | 2020-06-11 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2743225A (en) * | 1946-08-27 | 1956-04-24 | Leo A Ohlinger | Reactor |
US3085966A (en) * | 1960-11-08 | 1963-04-16 | North American Aviation Inc | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor |
US4789519A (en) * | 1983-09-30 | 1988-12-06 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant |
RU2125743C1 (ru) * | 1997-04-09 | 1999-01-27 | Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" | Ядерный гомогенный реактор |
-
2015
- 2015-04-07 RU RU2015112373A patent/RU2624823C2/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
US2743225A (en) * | 1946-08-27 | 1956-04-24 | Leo A Ohlinger | Reactor |
US3085966A (en) * | 1960-11-08 | 1963-04-16 | North American Aviation Inc | Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor |
US4789519A (en) * | 1983-09-30 | 1988-12-06 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh | Nuclear reactor plant |
RU2125743C1 (ru) * | 1997-04-09 | 1999-01-27 | Государственный научный центр РФ "Физико-энергетический институт им.академика А.И.Лейпунского" | Ядерный гомогенный реактор |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
АФАНАСЬЕВ Н.М. и др, Реактор "Аргус" для лабораторий ядерно-физических методов анализа и контроля.- Атомная энергия.т.61, вып.1, 1986, с.7-9. * |
Cited By (3)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU194326U1 (ru) * | 2019-09-19 | 2019-12-06 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Защитный кожух ядерного гомогенного реактора |
RU196043U1 (ru) * | 2019-10-29 | 2020-02-14 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Рама ядерного гомогенного реактора |
RU2723473C1 (ru) * | 2019-12-04 | 2020-06-11 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2015112373A (ru) | 2016-10-27 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
AU2013218764B2 (en) | Integral molten salt reactor | |
CN101465167B (zh) | 核反应堆安全壳及使用了其的核能发电设备 | |
US9406409B2 (en) | Managing nuclear reactor spent fuel rods | |
US4050983A (en) | Passive containment system | |
RU2624823C2 (ru) | Ядерный растворный реактор | |
US4210614A (en) | Passive containment system | |
US4986956A (en) | Passive nuclear power plant containment system | |
US20150243376A1 (en) | Molten salt fission reactor | |
US9117558B1 (en) | System and method to control spent nuclear fuel temperatures | |
US20090060112A1 (en) | Boiling water nuclear reactor and emergency core cooling system of the same | |
CN103035309B (zh) | 一种使用研究堆辐照生产同位素的靶件的生产工艺 | |
US11551823B2 (en) | Radioactive material reduction facility and nuclear power plant having the same | |
CN204496934U (zh) | 小型反应堆的非能动堆芯冷却系统 | |
CN107293335A (zh) | 安全壳非能动抑压系统 | |
GB2511113A (en) | A simple low cost molten salt thorium breeder nuclear reactor | |
US20150194226A1 (en) | Reactor containment pressure suppression | |
US4810460A (en) | Nuclear boiling water reactor upper plenum with lateral throughpipes | |
RU2630259C2 (ru) | Комплекс ядерных растворных реакторов | |
US11763954B2 (en) | Integrated passive cooling containment structure for a nuclear reactor | |
JP2006308395A (ja) | 高速炉および高速炉施設の建設方法 | |
RU2769102C1 (ru) | Пассивная система охлаждения ядерного реактора | |
US3668069A (en) | Pressure suppression containment for a liquid-cooled nuclear reactor | |
KR101621420B1 (ko) | 다중 액체금속 충수를 통한 원자로용기 외벽 냉각 방법 및 이를 이용한 원자로용기 외벽 냉각 시스템 | |
KR101350822B1 (ko) | 고속로용 핵연료봉 | |
RU2538765C1 (ru) | Способ размещения и хранения радиоактивных веществ в жидкой среде |