Способ удаления 3he из тяжеловодного контура ядерного реактора

Способ предназначен для использования в технике ядерных реакторов, а именно в способах улучшения радиационной обстановки на АЭС. Способ заключается в удалении 3He из тяжеловодного контура ядерного реактора. Растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D2O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D2O, отделяют от пара в ректификационной колонке и удаляют из дефлегматора колонки вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота. Снижаются дозовые нагрузки на обслуживающий персонал. 1 ил.

 

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Основным источником ядерной энергии после исчерпания богатых месторождений урана станут легководные реакторы с тяжеловодным замедлителем нейтронов. Разработано несколько типов таких реакторов (ACR-700, ACR-1100), начинается строительство реактора в Индии (Атомная энергия за рубежом. 2004, №6). В России завершается строительство экспериментального реактора ПИК с тяжеловодным замедлителем (Ерыкалов А.Н. и др. "Конструкция активной зоны и отражателя реактора ПИК" Препринт ПИЯФ - 2472, Гатчина, 2002).

Принцип устройства таких реакторов заключается в следующем: легкая вода под давлением охлаждает активную зону реактора и переносит тепло от зоны в парогенератор; тяжеловодный замедлитель окружает активную зону и служит для термолизации нейтронов. Тяжеловодный замедлитель находится в поле интенсивного гамма-нейтронного облучения, поэтому он снабжен отдельным контуром для охлаждения тяжелой воды. Этот контур включает циркуляционный насос, терморасширительный бак и охлаждаемый теплообменник.

При работе реактора дейтерий тяжелой воды захватывает нейтроны и превращается в радиоактивный изотоп водорода - тритий:

2D+1n→3T

Тритий распадается с периодом полураспада 12,36 года и превращается в 3He -

3T→3Не+е-

В нейтронном поле реактора 3He захватывает нейтрон и снова превращается в тритий:

3He+1n→3T+1H

Процесс накопления трития в тяжеловодном замедлителе нейтронов проанализирован в работе (Ерыкалов А.Н. «Расчетная концентрация трития в тяжеловодном реакторе» Ж. «Атомная Энергия», т.99, №3, сентябрь 2006). Установлено, что в том случае, если 3He остается в замедлителе, концентрация трития в контуре линейно возрастает со временем. Если образующийся 3He непрерывно удаляется из контура, то рост концентрации замедляется за счет естественного распада трития, и его концентрация стабилизируется на допустимом уровне. Известен способ прямой детритизации тяжелой воды, основанный на разделении тяжелых изотопов водорода - дейтерия и трития (The Tritium Extraction Plant of the LAUE-LANGEVIN Institute. Pautrot G.P., Amauld J.P. "American Nuclear Society (1975), Vol.220, 202-203"). Для очистки тяжелой воды от трития на тяжеловодных реакторах смесь D2O - DTO и молекулярного D2 пропускают через катализатор. Происходит обменная реакция

TDO+D2↔DT+D2O,

в результате которой тритий извлекается в молекулярный дейтерий. Полученную смесь газов D2 и DT тщательно осушают, очищают от примеси O2 и N2 и охлаждают ниже 252°С. Жидкий дейтерий подвергают ректификации в многоступенчатой ректификационной колонне. Концентрат DT отбирают из куба колонны, а очищенный D2 нагревают до +100°С и снова направляют на извлечение трития из D2O.

Известен менее энергоемкий способ разделения изотопов дейтерия и трития без криогенной ректификации D2 (RU 2148426, 21.04.1998).

Однако, кроме высокой энергоемкости, процессам изотопного разделения дейтерия и трития присущ особый недостаток - недопустимое сочетание высокой радиоактивности и взрывоопасности смеси D2 - DT.

Процесс разделения тяжелых изотопов водорода можно заменить процессом непрерывного удаления из тяжеловодного контура реактора образующегося 3He. В этом случае концентрация трития в контуре будет уменьшаться за счет естественного распада трития, пока не стабилизируется на допустимом уровне.

Не изменяя ядернофизических свойств тяжеловодного замедлителя нейтронов, удалять 3He из объема D2O можно, продувая его чистым 3He, или молекулярным D2, или паром D2O.

В первом случае возникает необходимость создания установки для разделения изотопов гелия. Из-за высокой растворимости гелия в тяжелой воде при повышенном давлении эта установка будет энергоемкой и большой по объему. Известно, что термодиффузионное разделение 3He и 3He возможно (Physical Review, Second Series, V.74, No.8, October 15, 1948, s.946), но ему мешает примесь молекул 3He, которая образуется в реакторе при радиолизе тяжелой воды. Применению D2 мешает его взрывоопасность, недопустимая в контакте с высокоактивной тяжелой водой.

Продувка паром D2O потребует нагрева до температуры кипения всего циркуляционного потока тяжелой воды, а затем его охлаждения, что потребует значительных энергетических затрат.

Заявленный способ основан на принципе удаления гелия-3 из третированной тяжелой воды. При этом использовано аномальное свойство гелия: более высокая растворимость в кипящей воде, чем в холодной.

Технической задачей, поставленной в настоящем изобретении, является снижение энергетических затрат, а также снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Эта задача достигается за счет того, что растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока тяжелой воды сначала в слой кипящей тяжелой воды (меньший по объему), переводят в поток пара тяжелой воды, отделяют от пара тяжелой воды в ректификационной колонне и удаляют гелий-3 из дефлегматора колонны потоком поддавливающего сухого газа, предпочтительнее азота.

На чертеже представлена схема реализации способа удаления 3He из тяжеловодного контура легководного реактора (с устройством для удаления 3He). Контур включает бак с тяжеловодным отражателем - 1, циркуляционный насос -2, терморасширительный бак - 3, электронагреватели - 4, ректификационную колонну - 5, дефлегматор с газовой подушкой - 6, направляющий экран - 7, теплообменник - 8.

Способ заключается в следующем.

Циркуляционный насос - 2 создает круговой поток тяжелой воды, в которой находится растворенный гелий - 3, из отражателя реактора - 1 через терморасширительный бак - 3 в теплообменник - 8. В терморасширительном баке - 3 система экранов - 7 направляет поток D2O с растворенным гелием - 3 под слой кипящей воды (верхний слой воды кипит, т.к. в верхней части терморасширительного бака - 3 находятся электронагреватели - 4). При контакте D2O с кипящей D2O 3He переходит в кипящую воду - здесь проявляется аномальное свойство гелия - 3: его растворимость в кипящей воде выше, чем в холодной.

Поток пара D2O подхватывает 3He и увлекает его в ректификационную колонну - 5. При разделении смеси D2O - 3He весь гелий и продукты радиолиза D2O собираются в газовой подушке дефлегматора - 6 ректификационной колонны - 5. Из дефлегматора - 6 3He удаляют потоком сухого газа, предпочтительнее азотом. Флегма D2O, практически не содержащая гелий - 3, скатывается вниз и через воронку уходит в теплообменник - 8.

Объем воды в кипящем слое меньше объема D2O в замедлителе нейтронов, а объем испаряемой воды меньше кипящей, поэтому энергетические затраты на осуществление заявленного способа много меньше затрат прямого способа - нагрева и продувки паром всего циркуляционного потока D2O.

Способ для извлечения 3He не требует каких-либо изменений в тяжеловодном контуре реактора, только в терморасширительный бак встраивается система направляющих экранов, нагреватели и ректификационная колонна.

Пример осуществления способа.

Тяжеловодный отражатель нейтронов исследовательского реактора ПИК (Ерыкалов А.Н. и др. "Конструкция активной зоны и отражателя реактора ПИК" Препринт ПИЯФ - 2472, Гатчина, 2002) содержит 9 т D2O реакторной чистоты (99,7%). Циркуляционный насос, производительностью 20 л/мин, перекачивает тяжелую воду через терморасширительный бак и теплообменник трубчатого типа. Терморасширительный бак, емкостью 100 л, содержит 80 л D2O. В кипящем состоянии находятся только верхние 20-25 л тяжелой воды. Вода до кипения доводится 8 электронагревателями по 2 кВт. Ректификационная колонна заполнена спирально-призматической насадкой 3×3×0,25 мм из нержавеющей стали 12Х18Н10Т. Плотность орошения 0,15 кг/см2 час. Дефлегматор колонны заполнен азотом при давлении 2,5 атм. Дефлегматор снабжен дополнительным устройством для осушки отходящего газа, сжижения N2 и сбора 3He.

Способ позволяет поддерживать концентрацию трития в контуре на уровне 12 Ku/л.

Способ удаления 3He из тяжеловодного контура ядерного реактора, заключающийся в том, что растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D2O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D2O, отделяют от пара в ректификационной колонне и удаляют из дефлегматора колонны вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике и радиохимической промышленности, в частности к способу локализации поверхностных радиоактивных загрязнений при проведении работ по ремонту и демонтажу оборудования, выводу из эксплуатации ядерных объектов.

Изобретение относится к охране окружающей среды, а именно к способам переработки жидких радиоактивных отходов (ЖРО), предусматривающим их иммобилизацию в кристаллический материал, приемлемый с экологической точки зрения, и может быть использовано на предприятиях атомной энергетики и химико-металлургических производств.
Изобретение относится к способам переработки радиоактивных гетерогенных отходов атомной промышленности, более конкретно - к способам переработки образующихся и накопленных в емкостях-хранилищах радиоактивных перлитных суспензий.
Изобретение относится к области атомной энергетики и защиты окружающей среды, в частности к технологии переработки высокоактивных отходов реакторного графита исключающей попадание радионуклидов в окружающую среду, и может быть использовано преимущественно при выводе из эксплуатации уран-графитовых реакторов.

Изобретение относится к области утилизации радиоактивных объектов и может быть использовано для временного хранения и транспортировки твердых радиоактивных отходов (ТРО).

Изобретение относится к применению форм отходов в керамике с химически связанными фосфатами (СВРС) для иммобилизации отходов. .

Изобретение относится к области обезвреживания радиоактивных отходов. .

Изобретение относится к области обработки материалов с радиоактивным загрязнением, в частности с помощью лазера, и может быть использовано при дезактивации оборудования, поверхности которого загрязнены радионуклидами.

Изобретение относится к области химической технологии, в частности к переработке материалов, склонных к слеживаемости, окомкованию при длительном хранении в контейнерах, в том числе к переработке урановых концентратов, слежавшихся при хранении в металлических контейнерах.

Изобретение относится к энергетике, а именно к энергосистемам переменного электрического тока, в состав которых входят атомные электростанции с реакторами ВВЭР-1000.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способам определения парового коэффициента реактивности на атомных электростанциях с ядерными реакторами типа РБМК.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно - к автоматическому управлению мощностью ядерной энергетической установкой с реактором водо-водяного типа. .

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам останова энергетического ядерного реактора, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании, для снижения дефектности оболочек ядерного топлива.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности регулированию глубины выгорания ядерного топлива, и может быть использовано в любой момент кампании канального ядерного реактора.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способу управления внутриреакторными процессами в канальных реакторах формированием загрузки канального ядерного реактора, и может быть использовано для оптимизации процесса выгорания ядерного топлива.

Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. .

Изобретение относится к физике ядерных реакторов, а точнее к способам управления энергетических ядерных реакторов, и может найти применение преимущественно при эксплуатации реактора в составе ядерной энергетической установки АЭС.

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал

Наверх