Ядерный растворный реактор

Авторы патента:

G21C1/24 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2624823:

Открытое акционерное общество "Красная Звезда" (RU)

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.

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.

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.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса.

Проволочные проставки для наращиваемых структурных реакторов // 2621852

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Проволочная проставка включает в себя участок или сегмент, установленный между внешней трубой реактора и одним или несколькими компонентами реактора, расположенными внутри трубы.

Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u // 2619599

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом.

Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах // 2614136

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6).

Быстрый импульсный реактор с модуляцией реактивности // 2611570

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).

Ядерный реактор // 2609900

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки.

Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом // 2609895

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем // 2608596

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения.

Двухфлюидный реактор // 2608082

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла.

Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства // 2606507

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них.

Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) // 2624824

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов. Энергогенерация осуществляется посредством облучения пучком релятивистских ионов глубоко подкритической мишени на основе актинидов с введением операций развертки пучка ускоренных ионов и перемешивания содержимого мишени, осуществляемых блоками развертки и перемешивания. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 пр.

Комплекс ядерных растворных реакторов // 2630259

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, предусматриваемыми в составе комплекса. Также возможно применение циркониевого сплава в качестве материала холодильника в активной зоне реактора. Техническим результатом является ускорение выгрузки нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, сокращение простоев реакторов, возможность непрерывной работы технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки // 2630780

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания. Виброизолятор выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй. Зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой. Зазоры в первой части винтовой пружины выполнены с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала. Зазоры заполнены крошкой из фрикционного материала. Изобретение позволяет создать высокоэффективную виброизоляцию ядерного реактора. 2 ил.

Способ интенсификации тепломассообмена и устройство для его реализации (варианты) // 2631120

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией. Разработан способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена в химически и радиационно-активных веществах, который заключается в воздействии на вещество с помощью генератора возвратно-поступательных колебаний через одну или несколько буферных газообразных или жидких нейтральных сред, заполняющих соединительные каналы между активным веществом и генератором колебаний. Приведено три варианта реализации способа в ядерных реакторах растворного типа и один вариант реализации в жидкосолевом ядерном реакторе. Технический результат – интенсификация тепломассообмена, получение большего количества наработанных медицинских изотопов и электрической и тепловой энергии в гомогенных реакторах. 5 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Ядерная установка с реактором с жидкометаллическим теплоносителем // 2632814

Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс. ≤CFe≤7,3 10-3% масс.; 0% масс. (точно) <СCr≤2,8⋅10-3% масс.; 0% масс. (точно) <CNi≤2,8⋅10-3% масс. Техническим результатом является увеличение возможностей оптимизации режимов ядерной установки за счет поддержания в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi, возможности контролировать предельный уровень примесей железа, хрома, никеля в ЖМТ ядерной установки при создании, эксплуатации и выводе из эксплуатации ядерной установки с реактором с ЖМТ при обеспечении ненарушения пределов повреждения ее твэлов за счет поддержания в ЖМТ ядерной установки в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi. 1 з.п. ф-лы.

Ядерный растворный реактор // 2633712

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата. Охлаждение раствора обеспечивается погруженным в него холодильником змеевикового типа, по которому прокачивается охлаждающая вода от внешнего контура. Образующиеся в растворе радиолитические водород и кислород в составе парогазовой смеси прокачиваются через катализатор, рекомбинируют, а продукт рекомбинации - водяной пар - после охлаждения возвращается в реактор в виде воды, чем поддерживается материальный баланс активной зоны. Выделение медицинских изотопов производится из раствора путем его отбора. Предусмотрена работа заявленного устройства при разрежении в газовой подушке, что исключает выход радиоактивных продуктов из корпуса и системы рекомбинации в случае потери герметичности, а также низкой концентрации водорода в парогазовой смеси, исключающей возможность взрыва. Предусмотрена также принудительная циркуляция раствора в пределах корпуса реактора и принудительная прокачка парогазовой смеси по контуру каталитической рекомбинации. Техническим результатом является увеличение мощности реактора при сохранении условий высокой безопасности за счет снижения температуры и парциального давления водяных паров, возможности увеличения объемного расхода парогазовой смеси и соответствующего снижения концентрации водорода. 1 ил.

Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233u // 2634476

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О. Управление работой реактора на мощности осуществляется путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов, а также наработку актиноидов, включающих делящиеся изотопы 235U, 239Pu и 241Pu, путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой Н2О, при этом процесс эксплуатации активной зоны реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава. Техническим результатом является повышение эффективности использования ядерного топлива при упрощении обращения с радиоактивными отходами. 3 табл., 3 ил.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем // 2638561

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле. В заявленном способе предусмотрен переход в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, в котором активную зону разделяют на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную и осуществляют загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана. При этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР с разным обогащением тяжелого металла по плутонию, а затем - регенерацию отработанного топлива, заключающуюся в частичной очистке отработанного топлива от осколков деления и добавке нитрида обедненного урана после каждой кампании. Техническим результатом является выравнивание мощности по кампаниям и изменение реактивности в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов при одинаковых диаметрах твэлов, высоте активной зоны и плотности топлива в каждой кампании без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны. 3 ил.

Ядерный реактор на расплавах солей // 2644393

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам достигается за счет любого одного или более процессов из следующих: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей и генерирование колебаний потока топливной соли внутри каналов. Расплавы солей делящихся изотопов полностью удерживаются в каналах во время работы реактора. Технический результат – улучшение теплообмена между солевым расплавом и стенками топливных каналов. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 10 ил.

Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя // 2645719

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.