Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор

Изобретение относится к дополнительному оборудованию ядерного гомогенного реактора растворного типа, предназначенного, например, для получения медицинских изотопов. Для достижения этого технического результата предложено устройство загрузки жидкого ядерного топлива, представляющее собой систему емкостей и трубопроводов, оснащенных запорной арматурой, размещенных на единой мобильной раме. В состав предлагаемого устройства входит емкость-дозатор объемом не более 3000 см3 с уровнемером на весоизмерительном устройстве (тензометрическом датчике) с точностью не хуже 1%, воздушный фильтр, мановакуумметр и трубопроводы с запорной арматурой для слива топлива в корпус реактора и удаления газов в систему откачки и локализации этих газов. В нижней части устройство имеет поддон и опоры, а по периметру защитный кожух. Все элементы, контактирующие с жидким топливом, выполнены из стали 12Х18Н10Т. Техническим результатом является возможность дозированной ядерно-безопасной, дистанционной подачи жидкого ядерного топлива в корпус активной зоны ядерного гомогенного реактора растворного типа. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Область техники

Изобретение относится к дополнительному оборудованию ядерного гомогенного реактора растворного типа, предназначенного, на пример, для получения медицинских изотопов.

Уровень техники

Оборудование растворного ядерного реактора для получения медицинских радиоизотопов, патент на изобретение РФ 2624823, определяет целесообразность использования системы загрузки жидкого ядерного топлива (УЗТ), для размещения которого может быть использован периферийное устройство.

Известен комплекс ядерных растворных реакторов, патент на изобретение РФ 2630259, отличительной особенностью которого является то, что реактор содержит систему загрузки свежего топливного раствора. Однако конструктивная схема системы загрузки свежего топливного раствора детально не раскрывается.

Технической проблемой аварийности при обращении с жидким ядерным топливом и, на решение которой направлено заявляемое изобретение является повышение ядерной безопасности при проведении заправки реактора ядерным топливом как при физическом пуске ядерного гомогенного реактора растворного типа, так и при планово-профилактических работах на нем.

Раскрытие сущности изобретения

Техническим результатом является возможность дозированной ядерно-безопасной, дистанционной подачи жидкого ядерного топлива в корпус активной зоны ядерного гомогенного реактора растворного типа.

Для достижения этого технического результата предложено устройство загрузки жидкого ядерного топлива (УЗТ) в ядерный гомогенный реактор включающее систему емкостей, расположенных на весоизмерительных устройствах, фильтра, трубопроводов, оснащенных запорной арматурой, размещенных на единой мобильной раме с поддоном и кожухом.

В состав предлагаемого устройства входит рама с закрепленными на ней: емкостью-дозатором объемом не более 3000 см3 и заправочной емкостью, установленные на весоизмерительных устройствах с точностью не хуже 1%, аэрозольным воздушным фильтром, датчиком давления и трубопроводами с запорной арматурой.

Электромагнитные вентили на трубопроводе из заправочной емкости и на трубопроводе в корпус реактора электрически соединены с СУЗ комплекта ядерного реактора.

Рама в нижней части имеет поддон и опоры, а по периметру защитный кожух, а все элементы, контактирующие с жидким топливом и кожух, выполнены из стали 12Х18Н10Т.

Емкость-дозатор объемом не более 3000 см3 (объем емкостей должен соответствовать требованиям ядерной безопасности согласно НП-009-17., т.е. скорость введения положительной реактивности составляет не более 0,07 beff/сек)

Краткое описание чертежей

На фиг. 1 показаны элементы технологической схемы устройства загрузки жидкого (УЗТ) ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор, где:

ВН1, ВН4, ВН5, ВН7, ВН9 - клапан электромагнитный;

ВН2, ВНЗ, ВН6, ВН8 - вентиль ручной;

Е1 - емкость заправочная;

Е2 - дозатор;

Р - датчик давления;

Ф - фильтр аэрозольный;

G1, G2 - датчик тензометрический.

На фиг. 2 показано одно из возможных конструктивных решений устройства загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор, где:

1 - дозатор Е2;

2 - клапан электромагнитный ВН4;

3 - перегородка;

4 - кожух;

5 - поддон;

6 - емкость заправочная Е1;

7 - короб технологический;

8 - опора;

9, 11 - вентиль ручной ВН2, ВН8;

10 - датчик давления Р;

12 - рама;

13 - магистраль топливного раствора;

Осуществление изобретения

Возможное конструктивное решение устройства загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор, показанное на фиг. 2 представляет собой раму 12, на которой смонтированы все элементы технологической схемы фиг. 1.

Дозатор Е2 сварными соединениями труб подключен к вентилям ВН6, ВН2 и электроуправляемым клапанам ВН7, ВН1, ВН4 и ВН5. Сам дозатор Е2 размещен и закреплен винтовыми соединениями на тензометрических весах G2. Трубы дозатора имеют изгибы для минимизации влияния на показания весов при измерении дозы жидкого топлива. Электромагнитный клапан ВН7 с противоположной стороны от труб дозатора Е2 сварным соединением трубы подключен к аварийному ручному вентилю ВН8 и далее к резьбовому соединению с магистралью заправки реактора. Электроуправляемый клапан ВН5 с противоположной стороны от труб дозатора Е2 сварным соединением трубы и далее через резьбовое соединение подключается к заправочной емкости Е1, которая каждый раз доставляется из помещения хранения ядерного топлива, хомутами закрепляется на тензометрических весах G1 УЗТ и подключаются к трубам УЗТ. Электромагнитный клапан ВН4 трубой и сварным соединением подключается к электромагнитному клапану ВН9 и далее к аэрозольному фильтру для связи с атмосферой. Электромагнитный клапан ВН1 через резьбовое соединение подключается к системе откачки газа или УЛГ. Перед клапаном со стороны дозатора Е2 через тройник и вентили ВН2 и ВНЗ подключается датчик давления Р.

Рама УЗТ 12 по фиг. 2 с размещенным оборудованием закрыта кожухом 4, имеющим с двух противоположных сторон дверцы на фигурах не показаны. Передняя дверца на фиг. 2 не показана служит для доступа к месту установки заправочной емкости Е1 поз. 6 и технологическому коробу 7, задняя дверца на фиг. 2 не показана - для доступа к остальным агрегатам, в т.ч. к ручным клапанам. Перегородка 3 отделяет рабочее место персонала, производящего установку и снятие заправочной емкости Е1 поз. 6, от остальных агрегатов УЗТ. Поддон 5 обеспечивает локализацию возможной капельной течи из магистралей топливного раствора 13. Шланги и электрические кабели внешнего соединения на фиг. 2 не показаны, свернутые в бухты, закреплены внутри кожуха 4. Во время работы электрические кабели подключаются через клемную коробку к СУЗ гомогенного реактора. Основной конструкционный материал оборудования, контактирующего с топливом и кожуха 4 - сталь 12Х18Н10Т. Материал рамы 12 и опор 8 - углеродистая сталь, покрытая краской, стойкой к дезактивационным растворам.

Согласно технологической схемы по фиг. 1 разрежение в дозаторе Е2 поз. 1 обеспечивается устройством локализации газов (УЛГ), входящей в состав реакторного комплекса или системой вакуумирования, при открытии клапана ВН1 и контролируется датчиком давления Р поз. 10. Количество раствора в заправочной емкости Е1 поз. 6 и в дозаторе Е2 поз. 1 на первом этапе цикла контролируется соответственно двумя тензометрическими датчиками G1 и G2 (на фиг. 2 не показаны). Клапан ВН4 поз. 2 служит для развакуумирования дозатора Е2 поз. 1 с целью прекращения подачи в него раствора при наборе требуемого его количества. Клапан ВН7 служит для выдачи раствора из дозатора Е2 поз. 1 в реактор, вентиль ВН6 - для возврата из дозатора Е2 поз. 1 в заправочную емкость Е1 поз. 6 излишков раствора. Вентили ВН2 и ВНЗ служат для отсечки датчика Р от магистралей УЗТ при замене датчика, его ремонте или метрологической поверке.

Работа УЗТ производится следующим образом. Арматура УЗТ приводится в исходное положение - вентили ВН2 и ВН8 открыты, остальные вентили и клапаны закрыты. Заправочная емкость поз. 6 Е1 с приготовленной порцией раствора топлива устанавливается на тензометрический датчик G1 и стыкуется с трубопроводами УЗТ. При этом газовая полость заправочной емкости поз. 6 Е1 соединяется с атмосферой через фильтр Ф. Все последующие операции производятся дистанционно по командам с центрального пульта СУЗ. Так же с пульта СУЗ задается величина каждой порции в соответствии с установленным алгоритмом, но не более 3-х литров в одной порции.

При открытии клапана ВН1 разрежение из УЛГ передается в дозатор Е2 поз. 1. При открытии клапана ВН5 раствор из заправочной емкости Е1 поз. 6 под действием разрежения начинает перетекать в дозатор Е2 поз. 1. Показания тензометрического датчика G2 увеличиваются, показания G1 уменьшаются. При достижении в дозаторе Е2 поз. 1 требуемого количества раствора клапан ВН4 открывается, соединяя полость дозатора с атмосферой. Заполнение дозатора Е2 поз. 1 прекращается, остатки раствора из подающего трубопровода сливаются в заправочную емкость Е1 поз. 6. Закрывается клапан ВН5, открывается клапан ВН7, порция раствора из дозатора Е2 поз. 1 сливается в реактор (на фиг. 1 и 2 не показан). Арматура УЗТ приводится в исходное положение, опорожненная заправочная емкость Е1 поз. 6 меняется на заполненную из помещения хранения топлива, и цикл повторяется.

Учитывая возможность обслуживания нескольких реакторов одним УЗТ, оно может выполняться мобильным и автономным. Наличие в конструкции УЗТ четырех опор поз.8 и жесткого поддона (на фиг. 2 не показан) в нижней части рамы поз. 12 допускает возможность его перемещения из помещения хранения к месту работы и обратно с помощью гидравлической тележки.

УЗТ и загрузочные емкости с топливным раствором доставляются из хранилища к месту работы. Производится стыковка гидравлической магистрали УЗТ с загрузочным патрубком реактора и пневматической магистрали УЗТ с патрубком УЛГ, обеспечивающего вакуумирование дозатора Е2 поз. 1. На УЗТ открываются ручные вентили - подачи раствора в реактор и соединения с датчиком давления Р поз. 10. После этого все операции по загрузке производятся по управляющим сигналам с системы управления защитой реактора (СУЗ).

В соответствие с требованиями НП-09-17 перекачка жидкого ядерного топлива из заправочных емкостей в корпус реактора для обеспечения требований безопасности производится дозированными порциями от 100 до 2000 см3 с точностью не хуже 1% или не более ±20 см3. Дозирование обеспечивается двумя весоизмерительными устройствами. С целью обеспечения ядерной безопасности каждый цикл загрузки одной порции жидкого ядерного топлива производится в два этапа:

- перекачка порции топливного раствора из заправочной емкости Е1 в дозатор Е2 под действием разрежения, создаваемого в дозаторе системой УЛГ;

- слив топлива самотеком из дозатора в корпус реактора через быстродействующий клапан с электроприводом ВН7.

При этом электромагнитные клапаны, перекрывающие подачу раствора в корпус реактора и в дозатор Е2 поз. 1, предотвращают бесконтрольное попадание топлива в реактор, т.к. электрическая схема управления этими клапанами, размещенная в СУЗ, оснащена взаимной блокировкой, исключающей возможность их одновременного открытия. Дополнительно в магистрали, соединяющей УЗТ с реактором, установлен отсечной аварийный клапан с электромеханическим приводом ВН7. По окончании загрузки все клапаны закрываются, магистрали расстыковываются, при необходимости промываются водой. УЗТ перемещается в хранилище.

1. Устройство загрузки жидкого ядерного топлива в ядерный гомогенный реактор, характеризующееся автономной конструкцией, состоящей из рамы с закрепленными на ней: емкостью-дозатором объемом не более 3000 см3 и заправочной емкостью, установленными на весоизмерительных устройствах с точностью не хуже 1%, аэрозольным воздушным фильтром, датчиком давления и трубопроводами с запорной арматурой.

2. Устройство по п. 1, отличающееся тем, что электромагнитные вентили на трубопроводе из заправочной емкости и на трубопроводе в корпус реактора электрически соединены с СУЗ комплекта ядерного реактора.

3. Устройство по п. 1 и 2, отличающееся тем, что рама в нижней части имеет поддон и опоры, а по периметру защитный кожух, а все элементы, контактирующие с жидким топливом и кожух, выполнены из стали 12Х18Н10Т.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к тепловыделяющему элементу ядерного реактора. Соотношение площади делимого ядерного топлива в поперечном сечении трубчатого тепловыделяющего элемента, перпендикулярного продольной оси, и общей площади внутреннего объема в поперечном сечении трубчатого тепловыделяющего элемента, изменяется с положением вдоль продольной оси.

Изобретение относится к реактору на расплавах солей. Реактор содержит активную зону ядерного реактора для поддержания реакции ядерного деления, работающую на топливе в виде расплава солей.

Изобретение относится к системам производства изотопов. Система производства изотопов содержит: ускоритель частиц, выполненный с возможностью генерирования пучка частиц, сборку-мишень, содержащую корпус, имеющий технологическую камеру и резонатор, который расположен смежно с технологической камерой.

Изобретение относится к системе и способу использования ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем. Система с ядерным реактором на быстрых нейтронах включает реактор с бассейном реактора.

Изобретение относится к ядерному реактору (1), в частности к реактору с жидкометаллическим охлаждением. Реактор содержит разделяющую конструкцию (5) между горячим коллектором (6) и холодным коллектором (7), сужающуюся на верхнем участке (16) для размещения коллекторов тепловыделяющих сборок и расширяющуюся в нижнем элементе (14) у активной части (4) активной зоны реактора.

Изобретение относится к спеченной мишени из оксида редкоземельного металла для получения радиоизотопа в трубе для контрольно-измерительной аппаратуры энергетического ядерного реактора.

Изобретение относится к модульному ядерному реактору малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено для демонтажа графитовой кладки при выводе из эксплуатации ядерного реактора. Способ выполнения технологического проема для осуществления демонтажа графитовой кладки остановленного уран-графитового реактора включает вырезку отверстий в верхней и нижней плитах верхней биологической защиты ядерного реактора с освобождением от засыпки выбранного для проема района.

Изобретение относится к конструкции энергетических гетерогенных канальных реакторов на тепловых нейтронах. Активная зона реактора состоит из технологических каналов с ядерным топливом, теплоносителем и слоем теплоизолирующего материала, прилегающим к внутренней поверхности трубы технологического канала, расположен комбинированный замедлитель, состоящий из слоев твердых компонентов.

Изобретение относится к малогабаритной системе генерации ядерной энергии. Предусмотрена система управления в режиме следования за нагрузкой.

Изобретение относится к реактору-преобразователю. Ядерный реактор-преобразователь содержит корпус (2), отражатель (3), активную зону, блок электрогенерирующих элементов (7), капиллярно-пористую вставку (5) и блок коммутационных камер и коллекторов (1). Активная зона, образованная твэлами (6), размещена в корпусе (2). Отражатель (3) установлен вдоль наружной боковой поверхности корпуса (2) в районе твэлов (6). Боковая поверхность твэлов (6) покрыта капиллярно-пористой структурой. Капиллярно-пористая вставка (5) и блок электрогенерирующих элементов (7) расположены внутри корпуса (2). Капиллярно-пористая вставка (5) размещена в зазоре между смежными торцевыми частями активной зоны и блока электрогенерирующих элементов (7). Боковая и обращенная к активной зоне торцевая поверхности электрогенерирующих элементов (7) покрыты капиллярно-пористой структурой. В частных случаях выполнения устройства, во-первых, капиллярно-пористая вставка (5) выполнена в виде перфорированной перегородки, и, во-вторых, перфорированная перегородка выполнена в виде сотовой структуры с размером ячейки, по меньшей мере, соответствующим минимальному поперечному размеру электрогенерирующего элемента (7) и твэла (6). Техническим результатом является повышение КПД ядерного реактора-преобразователя и увеличение его запаса реактивности. 2 з.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.
Наверх