Поглотитель нейтронов ядерного реактора

 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников. В поглотителе нейтронов ядерного реактора, содержащем подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом. Пеналы установлены между концевыми звеньями блока поглотителей. Концевые звенья изготовлены в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима. Пеналы выполняются из циркониевого сплава. Ампулы заполняются таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана. Изобретение обеспечивает наработку радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов. 2 з.п.ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции поглотителей нейтронов для ядерных реакторов типа РБМК и может быть использовано для производства -источников.

В настоящее время широко используются радиоактивные источники, которые получают в процессе облучения исходных образцов, например, в ускорителях [1] . Имеются публикации, в которых сообщается о фактах получения радиоактивных материалов в ядреных реакторах [2]. Известна также конструкция регулирующего стержня реактора на быстрых нейтронах [3]. В данной конструкции решена задача по расширению функциональной возможности поглотителя нейтронов с получением более высокого конечного результата по накоплению радиоактивного Co60.

Недостатком данной конструкции является то, что в условиях реактора на быстрых нейтронах с использованием регулирующего стержня, совершающего вертикальные перемещения, решить поставленную задачу очень сложно, трудно совместить выполнение основной функции регулирования с функцией накопления радиоактивности по Co59. Также не решена задача по обеспечению технологии наработки радиоактивных изотопов кобальта в значительных объемах, высокого качества, технологическим и безопасным способом, в более короткое время. Конструкция устройств, с помощью которых облучаемый материал вводится в активную зону реактора, в публикациях не приводится.

Наиболее близким аналогом заявленного технического решения является стержень-поглотитель нейтронов [4]. Поглотитель нейтронов содержит несущий элемент (штангу), на котором закреплены звенья поглотителя нейтронов из бористой стали.

Недостатком наиболее близкого аналога является то, что поглотитель нейтронов данной конструкции реализует только одну функцию.

Задача, решаемая изобретением, заключается в обеспечении наработки радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов, при сохранении поглощающей функции поглотителя нейтронов в требуемых пределах.

Сущность изобретения состоит в том, что в поглотителе нейтронов ядерного реактора, содержащем подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом, установленных между концевыми звеньями блока поглотителей, изготовленных в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима. Кроме того, предложено пеналы выполнить из циркониевого сплава, ампулы заполнить таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана.

В данном изобретении решена задача безопасного обращения с радиоактивным изотопом кобальта (Co60) на всех этапах технологической цепочки его получения при сохранении основной функции поглотителя нейтронов. Радиоактивный кобальт защищен тройной защитой от ионизирующего излучения. Таблетка кобальта покрыта нитридом титана, который исключает пыление материала при работе. Таблетку помещают в герметично запаянные ампулы, что является вторым уровнем радиационной защиты не только на этапе получения радиоактивного изотопа, но и на этапе применения радиоактивного изотопа потребителем. И, наконец, решена технологическая задача по организации массового промышленного производства изотопов в капсулах различного размера (исходя из запросов потребителей), помещенных в пеналы. Одновременно пенал обеспечивает третий уровень радиационной защиты. Конструкция пенала позволяет технологически просто установить эти пеналы и обеспечить их закрепление и раскрепление посредством пружинных прижимов.

На фиг. 1 изображен продольный разрез поглотителя нейтронов; на фиг. 2 - сечение А-А на фиг. 1; на фиг. 3 - сечение Б-Б на фиг. 1; на фиг. 4 - продольный разрез звена с кобальтом; на фиг. 5 - сечение В-В на фиг. 1.

Поглотитель нейтронов состоит из подвески 1, блока поглотителей 2 (фиг. 1). Подвеска 1 содержит корпус 3, несущий элемент 4, соединенный с корпусом 3 посредством кольца 5 и втулки 6, направляющий конус 7, соединенный с несущим элементом 4 посредством байонетного соединения, палец 8, расположенный на несущем элементе 4, предназначенный для фиксации несущего элемента 4 в байонетном соединении направляющего конуса 7. Блок поглотителей 2 содержит шестнадцать поглотителей нейтронов - двенадцать радиационно-технологических звеньев 9 и четыре концевых (технологических) звена 10. Звенья блока поглотителей 2 последовательно нанизаны на несущий элемент 4. Концевые (технологические) звенья 10 расположены на несущем элементе 4 с обеих сторон (по два) звеньев 9. Над звеньями 9, 10 расположен пружинный прижим 11, помещенный в стакан 12, который фиксирует их на несущем элементе 4, поджимает к торцу конуса 7. Звенья 9 состоят из полого корпуса 13 с фланцами 14 на торцах. Во фланцах 14 закреплены шесть пеналов 15 из циркониевого сплава (фиг. 1-4). Пеналы 15 содержат герметичные ампулы 16 с радиационно-активируемым материалом. Материал сформирован в виде таблеток 17 (фиг. 3, 4) из кобальта, покрытых нитридом титана. Звенья 10 отличаются от звеньев 9 тем, что в них вместо пеналов 15 из циркониевого сплава установлены стальные стержни 18 (фиг. 1, 5). Между звеньями 9, 10 расположены ограничители 19, обеспечивающие соосность звеньев 9 и 10 и предохраняющие от вращения их относительно друг друга.

Разборку поглотителя нейтронов осуществляют дистанционно в бассейне выдержки или "горячей" камере. Поглотитель нейтронов выгружают из реактора и загружают в пенал бассейна выдержки разгрузочно-загрузочной машиной (РЗМ) (на фигурах не показана). Разборку производят в следующей последовательности. Срезают места отгиба 20 (фиг. 1) кольца 5 и прихватки 21 кольца 5 к втулке 6, поднимают кольцо 5 и втулку 6, тем самым освобождая соединение корпуса 3 с несущим элементом 4, удаляют корпус 3. Удаляют палец 8, затем, воздействуя на несущий элемент 4, сжимают пружинный прижим 11. Поворачивают несущий элемент 4 на 90o, выводят нижний его конец из байонетного соединения конуса 7 и извлекают несущий элемент 4. Пружинный прижим 11, стакан 12, звенья 9, 10, направляющий конус 7 остаются в пенале (на фигурах не показано). Затем последовательно извлекают из пенала пружинный прижим 11, стакан 12, звенья 10, 9, направляющий конус 7. Звенья 9 транспортируют в "горячую" камеру (на фигурах не показана) для извлечения ампул 16 с таблетками 17. Извлеченные ампулы 16 с таблетками 17 помещают в специальные устройства для хранения и транспортировки.

Предлагаемое техническое решение позволит обеспечить наработку радиоактивного кобальта в значительных объемах, более высокого качества, в более короткое время, непосредственно в поглотителе нейтронов, при сохранении поглощающей функции поглотителя нейтронов в требуемых пределах.

Список используемой литературы.

1. Вестник Radtech - Euroasia, N 1 (7), М., 1993.

2. В.А.Цыканов, Б.В.Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком. М.: Атомиздат, 1973.

3. Авт. св. N 1556403, кл. G 21 C 7/10, 1995.

4. Н.А.Доллежаль, И.Я.Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор. М.: Атомиздат, 1980, с. 11, 19-30, 42-46.

Формула изобретения

1. Поглотитель нейтронов ядерного реактора, содержащий подвеску с несущим элементом и закрепленный на нем блок звеньев поглотителей, отличающийся тем, что часть звеньев блока поглотителей выполнена в виде пеналов, заполненных ампулами с радиоактивируемым материалом, установленных между концевыми звеньями блока поглотителей, изготовленных в виде металлических стержней, зафиксированных на несущем элементе посредством пружинного прижима.

2. Поглотитель нейтронов по п.1, отличающийся тем, что пеналы выполнены из циркониевого сплава.

3. Поглотитель нейтронов по п.1, отличающийся тем, что ампулы заполнены таблетками из кобальта с покрытием из нитрида титана.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики и конкретно касается конструкции привода, управляющего поворотными органами регулирования ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) корпусных водоохлаждаемых ядерных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих (управляющих) стержней, или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности и особенно в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к ядерной техники, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водоводяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или в виде сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к элементам ядерного реактора, в частности управляющим элементам с вытянутым в длину элементным ящиком, который имеет поперечное сечение в форме правильного многоугольника и в котором на одном конце вставлена хвостовая часть элемента с вытянутым в длину центральным телом, расположенным неподвижно внутри элементного ящика с радиальным зазором от этого элементного ящика, а также с гильзой из активного, в частности поглощающего нейтроны материала, которая расположена с возможностью перемещения в продольном направлении элементного ящика, окружает центральное тело в промежуточном пространстве между центральным телом и элементным ящиком и содержит ввод в радиальном направлении

Изобретение относится к области устройств для регулирования высокотемпературных ядерных реакторов (ЯР) с органами регулирования, выполненными в виде поворотных цилиндров, расположенных в боковом отражателе ЯР и предназначенных для изменения характеристик в процессе работы

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к устройствам системы управления и защиты (СУЗ) водо-водяных реакторов и может быть использовано в регулирующих органах, выполненных в виде одиночных стержней с различным поперечным сечением или сборок, содержащих набор регулирующих стержней или набор топливных и регулирующих стержней, предназначенных для компенсации избыточной реактивности, регулирования реактивности в процессе работы на мощности, при переходе с одного уровня мощности на другой и в качестве аварийных стержней, а также при использовании в управляющих системах с совмещенными функциями

Изобретение относится к управляющей колонке из тепловыделяющего элемента и поглощающего элемента в соответствии с ограничительной частью 1 формулы изобретения, а также к тепловыделяющему элементу и поглощающему элементу этой управляющей колонки [1]

Изобретение относится к стержню управления для использования в реакторе на быстрых нейтронах, который использует охладитель на жидком натрии
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к устройствам для управления реактивностью ядерного реактора и может быть использовано в органах регулирования и в устройствах аварийной защиты ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к увеличению безопасности и эффективности эксплуатации атомных электростанций (АЭС), содержащих реактор-размножители на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (натрием) - БН

Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в органах регулирования атомных реакторов

Изобретение относится к оборудованию ядерных энергетических установок и может быть использовано в механизмах управления ядерных реакторов
Изобретение относится к атомной технике и может быть использовано в производстве органов регулирования ядерных реакторов на быстрых нейтронах

Изобретение относится к устройствам ядерной техники и может быть использовано в приводах регулирующих органов систем управления и защиты ядерных реакторов для контроля за положением и перемещением регулирующих органов

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к конструкции составной кассеты системы управления мощностью активной зоны энергетического реактора типа ВВЭР-440, и может быть использовано и в других конструкциях, когда необходимо снизить локальное повышенное нейтронное поле
Наверх