RU2645718C2 - Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах - Google Patents
Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2645718C2 RU2645718C2 RU2016131402A RU2016131402A RU2645718C2 RU 2645718 C2 RU2645718 C2 RU 2645718C2 RU 2016131402 A RU2016131402 A RU 2016131402A RU 2016131402 A RU2016131402 A RU 2016131402A RU 2645718 C2 RU2645718 C2 RU 2645718C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutron
- neutrons
- assemblies
- irradiation assembly
- irradiation
- Prior art date
Links
- 238000000034 method Methods 0.000 title claims abstract description 48
- 230000002285 radioactive effect Effects 0.000 title claims abstract description 12
- 238000000429 assembly Methods 0.000 claims abstract description 73
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 73
- 239000000463 material Substances 0.000 claims abstract description 67
- 229910000831 Steel Inorganic materials 0.000 claims abstract description 56
- 239000010959 steel Substances 0.000 claims abstract description 56
- 238000010521 absorption reaction Methods 0.000 claims abstract description 24
- 239000003758 nuclear fuel Substances 0.000 claims abstract description 3
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 claims description 20
- 230000003111 delayed effect Effects 0.000 claims description 6
- QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N zirconium dihydride Chemical compound [ZrH2] QSGNKXDSTRDWKA-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 6
- 229910000568 zirconium hydride Inorganic materials 0.000 claims description 6
- 239000012857 radioactive material Substances 0.000 claims description 5
- OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N Carbon Chemical compound [C] OKTJSMMVPCPJKN-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 4
- ZOXJGFHDIHLPTG-IGMARMGPSA-N boron-11 atom Chemical compound [11B] ZOXJGFHDIHLPTG-IGMARMGPSA-N 0.000 claims description 4
- 229910002804 graphite Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 239000010439 graphite Substances 0.000 claims description 2
- VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N yttrium atom Chemical compound [Y] VWQVUPCCIRVNHF-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims description 2
- 229910000047 yttrium hydride Inorganic materials 0.000 claims description 2
- 229910052580 B4C Inorganic materials 0.000 claims 1
- 230000005540 biological transmission Effects 0.000 claims 1
- INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N boron carbide Chemical compound B12B3B4C32B41 INAHAJYZKVIDIZ-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims 1
- 150000001875 compounds Chemical class 0.000 claims 1
- 230000008569 process Effects 0.000 abstract description 11
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 10
- 238000011161 development Methods 0.000 abstract 3
- 230000018109 developmental process Effects 0.000 abstract 3
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 239000000446 fuel Substances 0.000 description 23
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 19
- 230000005855 radiation Effects 0.000 description 8
- 238000001228 spectrum Methods 0.000 description 8
- 230000001678 irradiating effect Effects 0.000 description 6
- 229910017052 cobalt Inorganic materials 0.000 description 5
- 239000010941 cobalt Substances 0.000 description 5
- GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N cobalt atom Chemical compound [Co] GUTLYIVDDKVIGB-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 5
- 230000015572 biosynthetic process Effects 0.000 description 4
- 238000006243 chemical reaction Methods 0.000 description 4
- 230000007423 decrease Effects 0.000 description 4
- 230000001681 protective effect Effects 0.000 description 4
- 239000013077 target material Substances 0.000 description 4
- 229910052778 Plutonium Inorganic materials 0.000 description 3
- 238000013461 design Methods 0.000 description 3
- 229910052739 hydrogen Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000001257 hydrogen Substances 0.000 description 3
- 229910052770 Uranium Inorganic materials 0.000 description 2
- 230000002238 attenuated effect Effects 0.000 description 2
- 230000008901 benefit Effects 0.000 description 2
- 229910052799 carbon Inorganic materials 0.000 description 2
- 238000000605 extraction Methods 0.000 description 2
- 150000002431 hydrogen Chemical class 0.000 description 2
- OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N plutonium atom Chemical compound [Pu] OYEHPCDNVJXUIW-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 239000000843 powder Substances 0.000 description 2
- 238000010791 quenching Methods 0.000 description 2
- 239000007858 starting material Substances 0.000 description 2
- JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N uranium(0) Chemical compound [U] JFALSRSLKYAFGM-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N Cobalt-60 Chemical compound [60Co] GUTLYIVDDKVIGB-OUBTZVSYSA-N 0.000 description 1
- UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N Hydrogen Chemical compound [H][H] UFHFLCQGNIYNRP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910000746 Structural steel Inorganic materials 0.000 description 1
- 229910052775 Thulium Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000011358 absorbing material Substances 0.000 description 1
- 238000009825 accumulation Methods 0.000 description 1
- 229910052790 beryllium Inorganic materials 0.000 description 1
- ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N beryllium atom Chemical compound [Be] ATBAMAFKBVZNFJ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 239000003575 carbonaceous material Substances 0.000 description 1
- 230000008859 change Effects 0.000 description 1
- 239000000470 constituent Substances 0.000 description 1
- 238000011109 contamination Methods 0.000 description 1
- 230000008030 elimination Effects 0.000 description 1
- 238000003379 elimination reaction Methods 0.000 description 1
- 238000002474 experimental method Methods 0.000 description 1
- 238000009434 installation Methods 0.000 description 1
- 230000003993 interaction Effects 0.000 description 1
- 229910052741 iridium Inorganic materials 0.000 description 1
- GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N iridium atom Chemical compound [Ir] GKOZUEZYRPOHIO-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000005259 measurement Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000004321 preservation Methods 0.000 description 1
- 239000002901 radioactive waste Substances 0.000 description 1
- 230000009257 reactivity Effects 0.000 description 1
- 230000009467 reduction Effects 0.000 description 1
- 238000011160 research Methods 0.000 description 1
- 230000000979 retarding effect Effects 0.000 description 1
- 229920006395 saturated elastomer Polymers 0.000 description 1
- XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N water Substances O XLYOFNOQVPJJNP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910001868 water Inorganic materials 0.000 description 1
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
-
- 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
-
- 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
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation
- G21G1/08—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation accompanied by nuclear fission
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
- G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G4/00—Radioactive sources
- G21G4/04—Radioactive sources other than neutron sources
- G21G4/06—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features
- G21G4/08—Radioactive sources other than neutron sources characterised by constructional features specially adapted for medical application
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- Chemical & Material Sciences (AREA)
- Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
- General Chemical & Material Sciences (AREA)
- Particle Accelerators (AREA)
- Radiation-Therapy Devices (AREA)
Abstract
Изобретение относится к cпособу наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах. Способ предусматривает использование мишеней для наработки радиоизотопов, размещаемых в облучательной сборке между втулками, и прутков, выполненных с использованием замедляющего нейтроны материала, при этом облучательную сборку помещают в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Вокруг облучательной сборки располагают сборки, не содержащие ядерное топливо. Быстрые нейтроны пропускают в облучательной сборке через замедляющий нейтроны материал и далее замедленные нейтроны пропускают через облучаемый материал (мишени) в облучательной сборке. Наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной сборке и сборках, ее окружающих, в которых содержание стали не превышает 50%. Мишени облучательной сборки имеют сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов менее 0,1 МэВ. Мишени сборок окружения облучательной сборки имеют сечение поглощения нейтронов ниже 1 барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ. Техническим результатом является упрощение обращения со сборками при дополнительном повышении процесса наработки радионуклидов за счет использования для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов объема реакторной установки, ранее предназначенного лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах. 4 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Description
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при облучении различных материалов (мишеней) нейтронами для наработки радионуклидов.
Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на тепловых нейтронах (исследовательские ядерные реакторы, ВВЭР, РБМК и т.д.), заключающийся в том, что из облучаемого материала изготавливают мишень, помещают ее в специальной облучательной сборке (ОС), которую размещают в ячейках активной зоны ядерного реактора с заданным тепловым спектром нейтронов. При работе реактора мишени облучаются нейтронами и в них накапливаются радионуклиды до необходимой активности.
После извлечения ОС из ядерного реактора мишени разбирают в защитных от радиации камерах или боксах. Из них извлекают активный сердечник с радионуклидами. Затем активный сердечник размещают в защитной (защитные) герметичной оболочке. На завершающей стадии проводят контрольные операции для сдачи продукции - проверяют на герметичность, загрязненность радионуклидами поверхности, геометрические размеры, измерения активности.
Этот способ позволяет нарабатывать радионуклиды из мишеней со стартовыми материалами, хорошо поглощающими тепловые нейтроны с энергией ниже 0,68 эВ. Недостатками способа являются относительно невысокий поток нейтронов (как правило, ниже 5⋅1014 см-2с-1), небольшие объемы активной зоны ядерного реактора для размещения мишеней, сравнительно небольшое количество «лишних» нейтронов для наработки радионуклидов, что обусловлено небольшим запасом реактивности. Указанные недостатки обусловлены физическими характеристиками ядерных реакторов на тепловых нейтронах, в которых используется большое количество замедляющих нейтроны материалов, например, тяжелая или обычная вода, графит, бериллий.
Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что облучение мишеней проводят в ОС, расположенных в активной зоне или боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах. Наличие большого потока быстрых нейтронов (более 1⋅1015 см-2с-1) позволяет сократить время наработки радионуклидов. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах значительно больше места для размещения мишеней и «лишних» нейтронов, которые используются в боковом экране для наработки ядерного топлива-плутония.
Недостатком данного метода является невозможность наработки радионуклидов с необходимой активностью из материалов мишени, которые имеют низкие сечения захватов нейтронов с энергией выше 1 МэВ, присущей всем ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Указанный недостаток обусловлен физическими характеристиками ядерных реакторов на быстрых нейтронах.
Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что мишени размещают внутри специальных конструкций ловушечного типа с гидридом циркония стержней регулирования ядерных реакторов. В этих изделиях быстрые нейтроны взаимодействуют с водородом, снижают свою энергию до тепловой, сохраняя высокую плотность. Это позволяет повысить скорость захвата нейтронов на порядки по сравнению с быстрыми нейтронами и снизить время наработки радионуклидов до необходимой активности.
Недостатками данного метода являются небольшое количество мишеней, которые могут быть размещены внутри замедляющего элемента с гидридом циркония регулирующего стержня; изменение плотности и энергии нейтронов при работе реактора из-за перемещения регулирующего стержня в ядерном реакторе, что затрудняет проведение расчетов по накоплению радионуклидов; необходимость достижения максимального времени нахождения регулирующего стержня в ядерном реакторе, что может привести к существенному снижению скорости наработки радионуклидов из-за их радиационного распада.
Известен способ облучения мишеней нейтронами в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, заключающийся в том, что мишени помещают в ОС, содержащую специальные элементы с поглощающими и замедляющими быстрые нейтроны материалами. Устройство окружено топливными сборками, содержащими материалы с ураном для наработки ядерного топлива - плутония. Для снижения скорости выгорания урана и большого радиационного повреждения топливных элементов из-за формирования теплового спектра нейтронов применяют поглощающие элементы, расположенные по периферии ОС. Это позволяет снизить или полностью исключить взаимодействие тепловых нейтронов с топливными сборками.
Преимуществами такого способа являются: формирование высокого потока нейтронов (выше 1⋅1015 см-2с-1) с низкой энергией; наличие большого количества ячеек в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах для размещения ОУ; практически отсутствие влияния ОС на физические характеристики активной зоны ядерного реактора; сохранение потоков нейтронов с известной энергией на необходимом для корректных расчетов в течение всего времени нахождения мишеней в реакторе. Это позволяет эффективно проводить наработку радионуклидов с использованием мишеней с низким сечением захватов нейтронов большой энергии.
В качестве недостатков рассматриваемого способа наработки радионуклидов в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах можно указать: наличие в ОС поглощающих элементов, что приводит к удорожанию изделия, уменьшение объема для размещения мишеней в ОС, снижение плотности потока нейтронов, риски радиационных повреждений топливных сборок, окружающих ОС. Указанные недостатки обусловлены конструкцией ОС и размещением ее между топливными сборками бокового экрана ядерного реактора на быстрых нейтронах.
Наиболее близким аналогом, совпадающим с изобретением по наибольшему количеству существенных признаков и принимаемым в качестве прототипа, является способ, раскрытый в патенте РФ №2076362, опубл. 27.03.1997 и заключающийся в том, что облучаемый материал размещают в облучательной сборке внутри замедлителя нейтронов и далее облучательные сборки размещают в боковом экране реактора на быстрых нейтронах. При этом облучательные сборки отделены от топливных сборок реактора стальными сборками.
При работе реактора на быстрых нейтронах поток быстрых нейтронов из топливных сборок проходит через стальные сборки, в которых спектр нейтронов смягчается, и затем смягченные нейтроны попадают в замедлитель нейтронов облучательной сборки, выполненный из водородосодержащего материала, в котором спектр нейтронов окончательно смягчается вплоть до тепловой области энергий нейтронов. Это приводит к увеличению вероятности поглощения замедленных нейтронов в стартовом материале мишени.
Замедленные нейтроны проходят через облучаемый материал и затем вновь через замедлитель, который выполнен в виде втулки из замедляющего нейтроны материала. При этом поток быстрых нейтронов в стальных сборках практически не ослабляется, поскольку для быстрых нейтронов сечение поглощения в стали мало и оно много меньше сечения рассеивания. Обязательными условиями данного способа является содержание в стальной сборке более 50% стали, наличие толщины слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов.
Недостатками этого способа являются:
1) Большое количество стали в стальной сборке (более 50%) и, как следствие, большой вес сборки и усложнение выполнения работ со стальными сборками;
2) Выполнение стальными сборками только одной функции по предварительному смягчению энергетического спектра нейтронов;
3) Занятие стальными сборками большого полезного объема в реакторе с образованием большого количества радиоактивных отходов в виде нарабатываемых в стали радионуклидов, требующих утилизации;
4) Ограниченность номенклатуры наработки радионуклидов с разными сечениями поглощения нейтронов, т.к. для этого используется одна облучательная сборка с заданными параметрами по энергетическим спектрам;
5) Сравнительно небольшой объем нарабатываемых радионуклидов, т.к. их наработка производится только в облучательной сборке.
Задачей изобретения является увеличение производительности наработки широкой номенклатуры радионуклидов (радиоактивных изотопов) в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с различным сечением захвата нейтронов в широкой энергетической области нейтронов с расширенной номенклатурой по снижению энергии быстрых нейтронов. Кроме того, задачами изобретения являются повышение эффективности процесса, снижение расходуемых для осуществления процесса материалов, упрощение обращения с элементами, участвующими в процессе, а также обеспечение возможности наработки дополнительных радионуклидов при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах.
Задача изобретения решается с помощью способа наработки радиоактивных изотопов в боковом экране ядерного реактора на быстрых нейтронах, включающий в себя размещение мишеней по наработке радиоизотопов в облучательной сборке, содержащей замедляющие нейтроны материалы, и стальных сборках, окружающих облучательную сборку. В облучательной сборке кроме мишеней размещены втулки или блочки из материалов, замедляющих быстрые нейтроны до требуемых энергий, что обеспечивает эффективный захват замедленных до энергий ниже 0,1 МэВ нейтронов мишенями, имеющими сечение поглощения более 1 барн. Нейтроны с высокой энергией, не захваченные мишенями облучательной сборки, попадают в стальные сборки, где они поглощаются мишенями, имеющими сечение поглощения менее 1барн при энергии нейтронов более 0,1 МэВ.
Отличительными характеристиками изобретения являются следующие: наработка радиоизотопов производится одновременно в облучательной и стальных сборках, материал мишени облучательной сборки имеет сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ; материал мишени стальных сборок имеет сечение поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ; необходимый энергетический спектр нейтронов в облучательном устройстве формируется использованием замедляющих материалов на основе водорода, углерода, бора-11 и других, а также их формой и геометрическими размерами; мишени стальных сборок выполнены из материалов, снижающих поток нейтронов и выгорание в топливных сборках при одновременной наработке радиоизотопов; при этом содержание стали в сборках, отделяющих облучательную сборку и топливные сборки, составляет менее 50%. Благодаря этому снижается масса стальных сборок, что, во-первых, упрощает обращение с ними, а во-вторых, уменьшает расход стали на изготовление стальных сборок, необходимых для осуществления процесса наработки радиоактивного изотопа. В то же время безопасность работы реактора на быстрых нейтронах обеспечивается за счет того, что для уменьшения (гашения) потока тепловых нейтронов из облучательной сборки, которые деструктивно воздействуют на топливные сборки, оказалось достаточным промежуточной сборки, не содержащей большой массы стали, так как тепловые нейтроны в полной мере замедляются и небольшим количеством стали, а также мишенями, находящемся внутри стальной сборки.
Стальная сборка может быть выполнена пустотелой и/или наполненной дополнительным мишенями, имеющим высокие сечения поглощения нейтронов в быстрой области энергии. Во втором случае помимо устранения тепловых нейтронов достигается дополнительное повышение эффективности процесса наработки радионуклидов, поскольку объем реакторной установки, ранее предназначенный лишь для пассивного устранения тепловых нейтронов, теперь используется для наработки дополнительных радиоактивных изотопов с помощью быстрых нейтронов при одновременном сохранении функции устранения тепловых нейтронов.
Облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ в предпочтительном варианте представляет собой изотоп кобальт-60 (Со-59). Облучаемый материал с сечением поглощения ниже 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ в возможных вариантах реализации изобретения представляет собой любой из вариантов мишеней для наработки Sr - 89, Cu - 64, Cu - 67, Р - 32, P - 33, Sn - 117m, Y - 91, I - 131, Sm - 145 по различным ядерным реакциям. В качестве замедляющего нейтроны материала преимущественно используется гидрид иттрия (YtYx, где х=1,8-2,0) и гидрид циркония (ZrHx, где х=1,8-2,0). Возможно также использование и других замедляющих нейтроны материалов на основе углерода и стабильного изотопа бор-11 (В-11).
Втулка замедляющего материала облучательной сборки предпочтительно имеет стенки толщиной 10-20 мм. В преимущественном варианте внутри втулки размещен пруток, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм. В этом случае расстояние между внутренней поверхностью втулки и поверхностью прутка составляет не менее 4 мм, а замедленные нейтроны при реализации способа по изобретению после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток и облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ.
Задача изобретения также решается радиоактивным материалом, наработанный в соответствии со способом по любому из вышеописанных вариантов, и изделием, предназначенным для использования в медицинских целях и общепромышленного назначения, содержащим указанный радиоактивный материал.
Задача изобретения также решается ядерным реактором на быстрых нейтронах, в котором осуществляется способ по любому из вышеописанных вариантов.
Техническим результатом изобретения является увеличение производительности наработки в ядерных реакторах на быстрых нейтронах широкой номенклатуры радиоактивных изотопов с различным сечением захвата нейтронов в широкой энергетической области нейтронов, причем номенклатурой расширена как в сторону снижение энергии нейтронов, так и ее увеличения. Другими техническими результатами являются снижение массы сборок, повышение эффективности процесса, снижение расходуемых для осуществления процесса материалов, упрощение обращения с составными элементами реактора, участвующими в процессе, а также обеспечение возможности наработки дополнительных радионуклидов при сохранении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах.
Настоящий способ реализуется в реакторе на быстрых нейтронах, который имеет корпус, в котором расположена активная зона 1 и боковой экран 2 (см. фиг.1). В активной зоне размещаются топливные сборки, предназначенные для создания потока быстрых нейтронов. В боковом экране реактора размещены топливные сборки для наработки плутония и уменьшения потока нейтронов, предотвращения его выхода за пределы реактора.
С целью реализации способа в соответствии с изобретением в боковой экран 2 устанавливаются облучательные сборки, которые на фиг. 1 обозначены буквой О. Облучательные сборки установлены среди топливных сборок, обозначенных буквой Т, и отделены от них промежуточными стальными сборками, обозначенными буквой С. Таким образом, для реализации изобретения сборки устанавливаются следующим образом: облучательная сборка устанавливается в боковом экране реактора, вокруг нее расположены стальные сборки, а вокруг стальных сборок устанавливаются топливные сборки.
Такая конфигурация обеспечивает между топливными и облучательной сборкой в любом направлении промежуток величиной не менее размера топливной и/или облучательной сборки в направлении, совпадающем с направлением длины промежутка (то есть в направлении, поперечном продольному направлению сборок). Как отмечалось, именно наличие такого промежутка обеспечивает безопасность работы реактора, так как тепловые нейтроны, выйдя из облучательной сборки, за время прохождения такого промежутка ослабляются или устраняются настолько, что в топливных сборках отсутствуют или пренебрежимо малы эффекты пережигания или неравномерного выгорания топлива.
Поскольку топливные сборки устанавливаются не только в боковом экране 2, представляющем собой множество сборок, установленных на периферии активной зоны 1, но и в активной зоне 1 (на фиг. 1 топливные сборки в активной зоне 1 не обозначены буквой Т), то изобретение также может быть осуществлено и при установке облучательных сборок в активной зоне. Однако в соответствии с изобретением предпочтительной является установка облучательных сборок в боковом экране, как это показано на фиг. 1, ввиду меньшего потока быстрых нейтронов и того, что в боковой зоне не требуется обеспечивать режим формирования потока быстрых нейтронов - в активной зоне это было бы осложнено необходимостью учета влияния облучательной сборки и промежуточных сборок, установленных вокруг облучательной сборки, которые в совокупности занимали бы достаточно большой объем.
Облучательная сборка представляет собой сборку, внутри которой размещена втулка, выполненная с использованием замедляющего нейтроны материала. В качестве замедляющего нейтроны материала могут применяться различные водородонасыщенные материалы. В преимущественном варианте использован гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0, который в наибольшей степени обеспечивает замедление нейтронов.
Поскольку облучательная сборка обычно является протяженной и имеет длину, превышающую ее поперечные размеры в несколько раз, то вдоль сборки может быть установлено несколько замедляющих втулок друг над другом или это может быть единая цельная втулка. Использование наборной втулки упрощает ее изготовление. Втулка устанавливается внутри относительно тонкостенной металлической оболочки.
Внутри втулки, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, размещается облучаемый материал (мишень), взаимодействующий с тепловыми нейтронами. Для этого облучаемый материал преимущественно имеет сечение поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ. Таким материалом могут быть, в частности, кобальт, углерод, тулий, иридий. Мишень может быть выполнена в виде блочков, дисков или крупки (порошка), или стержней.
Стальные сборки выполнены пустотелыми с использованием менее 50% стали от всего объема/массы сборки. В ходе исследований способов наработки радионуклидов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах было расчетно-экспериментальными методами показано, что для уменьшения (гашения) потока тепловых нейтронов из облучательной сборки, которые деструктивно воздействуют на топливные сборки, оказалось достаточным стальной (промежуточной сборки), не содержащей большой массы стали, так как тепловые нейтроны в полной мере замедляются и небольшим количеством стали, а также средой, находящейся внутри или около стальной сборки. Таким образом, облегченные стальные сборки обеспечивают безопасность работы реактора на быстрых нейтронах, при этом одновременно удается снизить их массу, что упрощает обращение с ними и уменьшает расход стали на изготовление стальных сборок, необходимых для осуществления процесса наработки радиоактивного изотопа.
Так как стальная сборка является пустотелой, она может быть заполнена дополнительными материалами для наработки радионуклидов. Ввиду того, что поток тепловых нейтронов в промежуточной сборке мал и снижается по мере прохождения от облучательной сборки в сторону тепловых сборок, предпочтительным является использование для облучения потока быстрых нейтронов, который имеет достаточно высокую величину для обеспечения эффективной наработки радиоактивных изотопов. Для этого в пустотелую промежуточную сборку может быть помещен дополнительный облучаемый материал (мишень) с сечением поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ. Это могут быть различные материалы для наработки, например Sr - 89, Cu - 64, Cu - 67, Р - 32, Р - 33, Sn - 117m, Y - 91, I - 131, Sm – 145, с использованием различных ядерных реакций. Такие мишени могут размещаться в стальной сборке в виде блочков, дисков или крупки (порошка), или стержней.
При таком выполнении и размещении сборок в реакторе на быстрых нейтронах выполняется следующий способ в соответствии с изобретением. После размещения мишени с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ в облучательной сборке внутри втулки, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, облучательную сборку устанавливают в боковом экране активной зоны реактора. Через замедляющий нейтроны материал втулки в облучательной сборке пропускают быстрые нейтроны, которые частично замедляются до требуемых энергий.
Далее замедленные нейтроны пропускают в облучательной сборке через мишени. Во время этого процесса протекают ядерные реакции, в результате чего происходит наработка радиоактивного изотопа. Например, при первоначальном размещении в облучательной сборке кобальта Со-59 в ходе осуществления способа в соответствии с изобретением нарабатывается радионуклид кобальта Со-60.
Замедленные нейтроны, прошедшие в облучательной сборке через облучаемый материал (мишень), снова пропускают через замедляющий нейтроны материал. В результате тепловые нейтроны дополнительно замедляются так, что выйдя из облучательной сборки и пройдя через сборки, содержащие менее 50% стали и являющиеся пустотелыми и/или наполненными дополнительным облучаемым материалом (мишенями), имеющими сечения поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ, они ослабляются до такой степени, которая не приносит заметного вреда топливным сборкам.
Быстрые нейтроны, не замедлившиеся при прохождении замедляющей втулки или замедлившиеся в незначительной степени, практически не взаимодействуют с облучаемым материалом в облучательной сборке внутри втулки, однако вступают во взаимодействие с дополнительным облучаемым материалом, если тот расположен в пустотелых промежуточных сборках, так как он эффективно захватывает нейтроны с энергией выше 0,1 МэВ. Благодаря этому одновременно с наработкой радионуклидов на нейтронах с низкой энергией происходит наработка радионуклидов, получаемых облучением быстрыми нейтронами. При этом необходимо отметить, что ввиду размещения стальных сборок вокруг облучательной сборки, поток быстрых нейтронов одного направления принимает участие в наработке радионуклидов не менее чем в двух промежуточных сборках, расположенных до и после облучательной сборки по потоку.
В преимущественном варианте осуществления облучательной сборки, показанном на фиг. 2, втулка 5 имеет стенки толщиной 10-20 мм, а внутри втулки размещен пруток 6, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм. Расстояние между внутренней поверхностью втулки 5 и поверхностью прутка 6 составляет не менее 4 мм. Нижние значения толщины стенки и диаметра обеспечивают эффективное снижение энергии быстрых нейтронов, практически не снижая полный поток нейтронов. А верхние значения толщины стенки и диаметра обусловлены необходимостью размещения между замедляющими элементами мишеней для наработки радионуклидов. В качестве замедляющего нейтроны материала для прутка преимущественно использован тот же материал, то и для втулки, например гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0.
Расстояние между внутренней поверхностью кольцевого замедляющего элемента и наружной поверхностью центрального замедляющего элемента должно составлять не менее 4 мм, что обусловлено изменением размеров материалов и элементов изделия из-за радиационных повреждений, а также технологическими требованиями по загрузке и дистанционной выгрузке мишеней по наработке радионуклидов в защитных от радиации камерах. Как показано на фиг. 2, демонстрирующей разрез облучательной сборки в предпочтительном варианте, вокруг прутка 6, расположенного вдоль оси втулки 5, располагаются мишени 7, например, в форме втулок, дисков, шариков или стержней, имеющий сечение поглощения менее 1000 барн при энергии нейтронов ниже 1 кэВ.
В преимущественном варианте осуществления изобретения способ приобретает дополнительные шаги. В частности, замедленные нейтроны после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток, в результате чего они дополнительно замедляются, и далее снова через облучаемый материал с сечением поглощения более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ. Необходимо отметить, что часть быстрых нейтронов, проходя через пруток, замедляется, увеличивая скорость ядерных реакций на материале мишени, в результате чего повышается эффективность облучения материала.
Соответственно способ в частном и предпочтительном варианте может выглядеть следующим образом. Облучательную сборку, внутри которой во втулке, выполненной с использованием замедляющего нейтроны материала, размещен облучаемый материал (мишень), помещают в боковой экран ядерного реактора на быстрых нейтронах. Через замедляющий нейтроны материал в облучательной сборке пропускают быстрые нейтроны, которые далее проходят через облучаемый материал облучательной сборке. После этого замедленные нейтроны дополнительно пропускают через пруток и снова через облучаемый материал в облучательной сборке, и затем нейтроны, вышедшие из облучаемого материала, проходят через замедляющий нейтроны материал.
Как уже отмечалось, основным преимуществом этого предпочтительного варианта реализации способа является то, что поток нейтронов замедляется в большей степени по сравнению с вариантом, когда в облучаемой сборке во втулке отсутствует замедляющий пруток. Благодаря этому дополнительно повышается безопасность реакторной установки. Далее нейтроны, вышедшие из облучательной сборки, пропускают через стальные сборки, содержащие менее 50% стали и являющиеся пустотелыми и/или наполненными дополнительным облучаемым материалом с сечением поглощения менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ.
В результате реализации способа по изобретению возможно получение радиоактивных материалов, которые могут применяться в изделиях, предназначенных для использования в медицинских и других целях. Например, при размещении в облучательной сборке в качестве облучаемого материала кобальта Со-59 удается нарабатывать кобальт Со-60 с удельной активностью 300 Ки/г, что выше возможностей аналогов в несколько раз. Достижение этого результата становится за счет того, что увеличена масса замедляющего материала в облучательном устройстве и поток нейтронов перед попаданием в облучательную сборку не ослабляется стальной сборкой, так как он содержит менее 50% стали.
В расширенном варианте описания настоящего способа он может включать в себя следующие шаги. Изготовление мишеней, размещение их в облучательной сборке специальной конструкции без поглощающих нейтроны материалы и стальных сборках. Помещение облучательной сборки в боковой экран ядерного реактора на быстрых нейтронах. Размещение вокруг облучательной сборки стальных сборок с мишенями. Облучение сборок до достижения требуемой активности мишеней. Извлечение сборок из ядерного реактора, транспортировка устройства в защитные от радиации камеры, разборка сборок с извлечением мишеней и изготовление из них радиационных источников с заданными характеристиками. Извлечение и замена сборок на новые могут производиться не одновременно в зависимости от номенклатуры нарабатываемых радиоизотопов.
Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются наработка радиоизотопов одновременно в облучательном устройстве с замедляющими материалами и стальных сборках с малым содержанием (менее 50%) конструкционных материалов из стали, использование мишеней с широким диапазоном сечений поглощений нейтронов (0,01-1000 барн) различной энергии (от долей эВ до 5 МэВ), что привело к увеличению производительности, объема и номенклатуры нарабатываемых радиоизотопов. Кроме того, вместо извлеченных массивных конструкционных стальных элементов используются дополнительные мишени по наработке радиоактивных изотопов, имеющих высокие сечения поглощения нейтронов высокой энергии, а в облучательной сборке используются мишени с материалами, имеющими высокие сечения поглощения нейтронов с низким энергетическим спектром нейтронов. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной.
В технической (патентной) литературе описаны способы, включающие операции по использованию замедляющих элементов в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, стальных сборок, позволяющих снизить энергию нейтронов и увеличить скорость их захвата мишенями для наработки радионуклидов требуемой активности. В данном случае предложены новые технические решения по конструкции стальных сборок, размещению в них дополнительных мишеней вместо извлеченных стальных элементов, условиям нахождения их в ядерном реакторе с извлечением и заменой стальных и облучательной сборок в зависимости от изменения номенклатуры нарабатываемых радионуклидов. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает изобретательским уровнем.
Claims (16)
1. Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающий:
размещение мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке, содержащей замедляющие нейтроны материалы,
помещение облучательной сборки в боковой экран активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах среди сборок, не содержащих ядерное топливо,
пропускание в облучательной сборке быстрых нейтронов через замедляющие нейтроны материалы,
пропускание в облучательной сборке замедленных нейтронов через мишени,
отличающийся тем, что
наработку радиоизотопов производят одновременно в облучательной и сборках (стальных), ее окружающих,
мишени по наработке радиоизотопов в облучательной сборке имеют сечение поглощения нейтронов более 1 барн при энергии нейтронов ниже 0,1 МэВ;
мишени по наработке радиоизотопов в сборках, окружающих облучательную сборку, имеют сечение поглощения нейтронов менее 1 барн при энергии нейтронов выше 0,1 МэВ, при этом содержание стали в сборке не превышает 50%.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени облучательного устройства используют Со-59 в виде крупки или втулок.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что замедляющие нейтроны материалы выполнены в виде втулок толщиной стенки 10-20 мм, причем внутри втулки размещен пруток, выполненный с использованием замедляющего нейтроны материала, диаметром 16-22 мм, причем расстояние между внутренней поверхностью втулки и поверхностью прутка составляет не менее 4 мм, причем замедленные нейтроны после прохождения через облучаемый материал дополнительно пропускают через пруток и облучаемый материал с сечением поглощения менее 1000 барн при энергии нейтронов ниже 1000 эВ.
4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве замедляющего нейтроны материала использован гидрид циркония ZrHx, где х=1,8-2,0, гидрид иттрия YHx, где х=1,8-2,0, графит (С), соединения на его основе или карбид бора 11В4С, в котором обогащение по изотопу бор-11 превышает 97%.
5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве мишени сборок, окружающих облучательную сборку, используют Sr-89, Cu-64, Cu-67, Р-32, P-33, Sn-117m, Y-91, I-131, Sm-145.
6. Радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.
7. Изделие, предназначенное для использования в медицинских целях и общепромышленного применения, содержащее радиоактивный материал, наработанный в соответствии со способом по любому из пп. 1-5.
8. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, в котором осуществляется способ по любому из пп. 1-5.
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| PCT/RU2016/000358 WO2017213538A1 (ru) | 2016-06-10 | 2016-06-10 | Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2016131402A RU2016131402A (ru) | 2018-02-01 |
| RU2645718C2 true RU2645718C2 (ru) | 2018-02-28 |
Family
ID=60578776
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2016131402A RU2645718C2 (ru) | 2016-06-10 | 2016-06-10 | Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах |
Country Status (8)
| Country | Link |
|---|---|
| US (1) | US20190088379A1 (ru) |
| EP (1) | EP3471110A4 (ru) |
| JP (1) | JP6802284B2 (ru) |
| KR (1) | KR20190021191A (ru) |
| CN (1) | CN109313948A (ru) |
| CA (1) | CA3015784A1 (ru) |
| RU (1) | RU2645718C2 (ru) |
| WO (1) | WO2017213538A1 (ru) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2769482C1 (ru) * | 2021-10-20 | 2022-04-01 | Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
| RU2769482C9 (ru) * | 2021-10-20 | 2022-05-27 | Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
Families Citing this family (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN110310750B (zh) * | 2019-07-08 | 2021-05-14 | 华南理工大学 | 一种可同时生产氚和c14的熔盐堆 |
| CN110853774B (zh) * | 2019-11-21 | 2021-05-04 | 中国核动力研究设计院 | 一种氢化锆慢化金属冷却反应堆小型化设计方法及反应堆 |
| CN110867261B (zh) * | 2019-11-21 | 2021-07-06 | 中国核动力研究设计院 | 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法 |
| CN113270220A (zh) * | 2021-05-14 | 2021-08-17 | 中国核动力研究设计院 | 一种应用高通量试验堆两级辐照生产252Cf的方法 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2076362C1 (ru) * | 1994-12-23 | 1997-03-27 | Физико-энергетический институт | Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах |
| WO1997019724A1 (en) * | 1995-11-27 | 1997-06-05 | International Brachytherapy S.A. | Hollow-tube brachytherapy device |
| US20070133731A1 (en) * | 2004-12-03 | 2007-06-14 | Fawcett Russell M | Method of producing isotopes in power nuclear reactors |
| JP2011047938A (ja) * | 2009-08-25 | 2011-03-10 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 同位体送り出しシステム用照射ターゲット |
Family Cites Families (7)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2647945B1 (fr) * | 1989-06-02 | 1991-08-30 | Commissariat Energie Atomique | Dispositif de production de radio-isotopes notamment de cobalt 60 |
| CZ298765B6 (cs) * | 1997-06-19 | 2008-01-23 | European Organization For Nuclear Research | Způsob exponování materiálu neutronovým tokem, způsob produkování užitečného izotopu zahrnující uvedený způsob exponování a způsob transmutace alespoň jednoho dlouhodobého izotopuzahrnující uvedený způsob exponování |
| RU37870U1 (ru) * | 2004-01-23 | 2004-05-10 | ООО ЭНИМЦ "Моделирующие системы" | Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрого реактора |
| JP5597375B2 (ja) * | 2009-04-10 | 2014-10-01 | 株式会社東芝 | 高速炉、照射集合体、照射ピン及び照射ペレット |
| US8488733B2 (en) * | 2009-08-25 | 2013-07-16 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | Irradiation target retention assemblies for isotope delivery systems |
| US8989335B2 (en) * | 2009-11-12 | 2015-03-24 | Global Medical Isotope Systems Llc | Techniques for on-demand production of medical radioactive iodine isotopes including I-131 |
| CN102623078A (zh) * | 2012-03-30 | 2012-08-01 | 中国科学院合肥物质科学研究院 | 一种基于混合能谱的高效核废料嬗变次临界堆芯 |
-
2016
- 2016-06-10 EP EP16904756.0A patent/EP3471110A4/en not_active Withdrawn
- 2016-06-10 JP JP2018545960A patent/JP6802284B2/ja not_active Expired - Fee Related
- 2016-06-10 US US16/081,661 patent/US20190088379A1/en not_active Abandoned
- 2016-06-10 KR KR1020187025216A patent/KR20190021191A/ko not_active Application Discontinuation
- 2016-06-10 WO PCT/RU2016/000358 patent/WO2017213538A1/ru unknown
- 2016-06-10 CA CA3015784A patent/CA3015784A1/en not_active Abandoned
- 2016-06-10 RU RU2016131402A patent/RU2645718C2/ru active IP Right Revival
- 2016-06-10 CN CN201680082980.1A patent/CN109313948A/zh active Pending
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2076362C1 (ru) * | 1994-12-23 | 1997-03-27 | Физико-энергетический институт | Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах |
| WO1997019724A1 (en) * | 1995-11-27 | 1997-06-05 | International Brachytherapy S.A. | Hollow-tube brachytherapy device |
| US20070133731A1 (en) * | 2004-12-03 | 2007-06-14 | Fawcett Russell M | Method of producing isotopes in power nuclear reactors |
| JP2011047938A (ja) * | 2009-08-25 | 2011-03-10 | Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc | 同位体送り出しシステム用照射ターゲット |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2769482C1 (ru) * | 2021-10-20 | 2022-04-01 | Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
| RU2769482C9 (ru) * | 2021-10-20 | 2022-05-27 | Акционерное общество "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (АО "НИИ НПО "ЛУЧ") | Облучательное устройство для наработки изотопа со-60 в реакторе на быстрых нейтронах |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| EP3471110A4 (en) | 2020-06-17 |
| EP3471110A1 (en) | 2019-04-17 |
| CN109313948A (zh) | 2019-02-05 |
| US20190088379A1 (en) | 2019-03-21 |
| JP6802284B2 (ja) | 2020-12-16 |
| JP2019522772A (ja) | 2019-08-15 |
| WO2017213538A1 (ru) | 2017-12-14 |
| RU2016131402A (ru) | 2018-02-01 |
| CA3015784A1 (en) | 2017-12-14 |
| KR20190021191A (ko) | 2019-03-05 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2645718C2 (ru) | Способ наработки радиоактивных изотопов в ядерном реакторе на быстрых нейтронах | |
| US6738446B2 (en) | System and method for radioactive waste destruction | |
| RU2003191C1 (ru) | Способ трансмутации изотопов | |
| NL2013872B1 (en) | Flexible Irradiation Facility. | |
| Darnowski et al. | Minor actinides impact on basic safety parameters of medium-sized sodium-cooled fast reactor | |
| JP2022062962A (ja) | アクチニウム２２５の生成方法 | |
| Marshalkin et al. | Breeding of 233 U in the thorium–uranium fuel cycle in VVER reactors using heavy water | |
| Chang | Cadmium Depletion Impacts on Hardening Neutron6 Spectrum for Advanced Fuel Testing in ATR | |
| RU2569095C1 (ru) | Способ дезактивации радиоактивных отходов | |
| Lee et al. | Self shielding in nuclear fissile assay using LSDS | |
| RU2557616C1 (ru) | Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) | |
| US9613726B2 (en) | Systems and methods for reducing the storage time of spent nuclear fuel | |
| Baldin et al. | Relativistic nuclear technology (RNT) for energy production and utilization of spent nuclear fuel. The results of first experiments on physical justification of RNT | |
| RU37870U1 (ru) | Облучательное устройство для наработки радиоактивных изотопов в отражателе быстрого реактора | |
| KR101341354B1 (ko) | 파이로공정내 희토류 폐기물을 이용한 사용후핵연료의 임계제어 방법 | |
| Weindl | Reduction of reactor pressure vessel activation through neutron capture In the biological shield | |
| JP2021148515A (ja) | 核変換集合体 | |
| Higgins | Radiation Induced Corrosion of Spent Nuclear Fuel | |
| RU2021137603A (ru) | Способ получения актининия-225 из радия-226 | |
| Shahbunder et al. | Effects of Am and Cm distributions on neutronic parameters of MINERVE reactor | |
| RU2163038C2 (ru) | Способ изготовления стержня регулирования ядерного реактора | |
| Jeon et al. | Calculation of Radiation Shielding Performance for a Beam stopper of the Thermal-TAS at HANARO using MCNP6 | |
| Wilson | Nuclear energy | |
| Marguet et al. | Fuel Cycle Physics | |
| Song et al. | The characteristics of lead and tungsten targets used in the accelerator-driven subcritical reactor |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20180611 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent |
Effective date: 20190904 |