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 2633712:

Открытое акционерное общество "Красная Звезда" (RU)

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.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов, например молибдена-99, ксенона-133, и для выполнения активационного анализа, нейтронной радиографии и т.п. Гомогенные ядерные реакторы отличаются ядерной безопасностью ввиду присущего им выраженного отрицательного мощностного коэффициента реактивности.

Известен высоконадежный 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. Надрастворный объем корпуса заполнен воздухом под разрежением. Теплопередача от раствора к холодильнику осуществляется за счет естественной циркуляции раствора. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации этих газов, выполненная в виде контура естественной циркуляции смеси указанных газов с воздухом-заполнителем и паром (парогазовой смеси). Высота этого контура около 3-х метров.

Для обеспечения высокой безопасности растворного реактора необходимо выполнение двух условий:

- в корпусе реактора должно поддерживаться разрежение, что ограничивает температуру раствора (не более 80°C), которая зависит от интенсивности охлаждения раствора и растет с увеличением мощности реактора;

- концентрация водорода в парогазовой смеси не должна достигать взрывоопасных значений (с запасом до 3% объемных).

Концентрация водорода зависит от мощности реактора и эффективности работы системы каталитической рекомбинации.

Эти условия ограничивают мощность реактора "Аргус" величиной около 30 кВт и соответственно снижают его потребительские качества.

Известен ядерный гомогенный реактор по патенту RU 2125743, в котором отодвигаются ограничения мощности, связанные с температурой раствора. Это достигается путем интенсификации теплообмена между раствором и внутренним холодильником за счет применения вынесенного циркуляционного насоса для топливного раствора. Однако вынесение циркуляционного насоса и части топливного раствора из корпуса реактора ограничивает локализирующую функцию корпуса и радиационную безопасность реактора. Кроме того, в этом реакторе не решается задача безопасного увеличения производительности системы каталитической рекомбинации.

Целью изобретения является повышение мощности гомогенного растворного реактора при сохранении безопасности. Поставленная цель достигается обеспечением принудительной циркуляции топливного раствора в пределах корпуса реактора и парогазовой смеси в системе каталитической рекомбинации с помощью соответственно насоса (мешалки) и вентилятора, рабочие колеса которых установлены на едином валу, помещены в единый канал и имеют единый привод. Канал имеет две группы отверстий, размещенные соответственно ниже уровня раствора и выше него, причем рабочее колесо насоса расположено ниже нижних отверстий, а рабочее колесо вентилятора расположено выше верхних отверстий.

Выступающая из корпуса реактора верхняя часть канала служит для соединения с системой каталитической рекомбинации и для размещения герметизирующего устройства вала (например, магнитной муфты), а также для крепления электропривода вала и установки двух подшипников.

На фиг. 1 схематично изображен продольный разрез реактора. Реактор включает в себя герметичный корпус 1, частично заполненный топливным раствором, например, уранилсульфата, в который погружен холодильник 2 змеевикового типа, внутри которого прокачивается охлаждающая вода от внешнего источника.

Принудительная циркуляция топливного раствора обеспечивается рабочим колесом 3 циркуляционного насоса, отбирающего раствор через входные отверстия "а" в канале 4 и направляющего его в нижнюю часть активной зоны. Далее, раствор, выйдя из канала 4, движется вверх, омывает витки холодильника и через отверстия "а" замыкает контур принудительной циркуляции. Тепло, выделившееся в растворе в результате реакции деления, отводится водой, циркулирующей в холодильнике 2. Благодаря принудительной циркуляции топливного раствора происходит его интенсивное охлаждение и снижение давления парогазовой смеси за счет снижения парциального давления пара.

Из зеркала раствора происходит выход пузырьков радиолитического газа, который вместе с воздухом-заполнителем и паром через отверстия "б" поступает на рабочее колесо 5 вентилятора и в систему каталитической рекомбинации. Пройдя пусковой электронагреватель 6 и рекомбинатор 7, разогретая за счет выгорания водорода смесь поступает в холодильник 8 и далее - в надрастворный объем корпуса 1 и, тем самым, замыкает парогазовый контур.

Рабочие колеса насоса и вентилятора 3 и 5 размещены на едином валу 9, установленном на подшипниках 10 и приводимом во вращение электродвигателем 11 через герметизирующее устройство 12, например магнитную муфту.

Выход радиолитического водорода пропорционален мощности реактора, а концентрация водорода в парогазовой смеси обратно пропорциональна расходу смеси, который благодаря вентилятору может быть достаточно большим, чтобы не достичь опасной концентрации водорода.

В итоге применения принудительной циркуляции топливного раствора и парогазовой смеси обеспечиваются оба условия безопасности, а именно в части температуры раствора и соответственно давления парогазовой смеси, а также в части концентрации водорода, и мощность реактора типа "Аргус" может быть доведена до 100 кВт. Помимо этого значительно уменьшается габарит реактора по высоте.

Ядерный растворный реактор преимущественно для производства медицинских радиоизотопов, содержащий корпус, частично заполненный водным раствором делящегося вещества, в который погружен трубчатый холодильник, и систему каталитической рекомбинации радиолитических водорода и кислорода, вход и выход которой соединен с надрастворным объемом корпуса, отличающийся тем, что с целью увеличения мощности при обеспечении безопасности он снабжен побудителем циркуляции раствора в пределах корпуса и побудителем циркуляции парогазовой смеси в контуре каталитической рекомбинации, выполненными в виде установленных на общем валу рабочих колес насоса и вентилятора, размещенных во встроенном в корпус реактора канале, имеющем две группы отверстий, расположенных соответственно выше и ниже уровня раствора, причем рабочее колесо насоса установлено ниже нижних отверстий, а рабочее колесо вентилятора установлено выше верхних отверстий.

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.

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.

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.

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.

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.

Ядерный растворный реактор // 2624823

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.

Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов // 2621853

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).

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.

Реакторная установка для производства изотопной продукции // 2646864

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.