Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах

Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и ядерный реактор на быстрых нейтронах

Реферат

 

Использование: изобретение относится к ядерной технологии и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах. Сущность изобретения: способ и конструкция, реализующая этот способ, осуществляются путем формирования в локальной области быстрого реактора спектров нейтронов с высокой долей нейтронов резонансной и тепловой области энергий. Для этого в быстром реакторе размещены специальные облучательные сборки, содержащие замедлитель нейтронов на основе гидридов металлов и контейнеры с мишенями стартового материала, которые отделены от штатных ТВС реактора стальными сборками, содержащими не менее 50% стали. 2 с. и 4 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах.

Известно, что в реакторах на быстрых нейтронах проводится наработка изотопов вторичного горючего (плутоний, уран-233), а также рассматривается возможность наработки нетопливных радиоактивных изотопов для использования в медицине и в промышленности. Например, в [1] приведен способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах и описана конструкция облучательной сборки для облучения мишеней в реакторе БН-350. Эта сборка имеет конструкцию и геометрические размеры, аналогичные рабочей ТВС реактора, из которой удалены несколько центральных ТВЭЛ и на их место можно помещать ампулу или контейнер со стартовыми мишенями. Облучательную сборку описанной конструкции, по данному способу помещают в боковую зону воспроизводства или даже в активную зону реактора БН-350, где ее облучают нейтронами спектра, характерного для реактора на быстрых нейтронах.

Недостатком такого способа наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах является следующее обстоятельство: в характерных для быстрого реактора спектрах нейтронов весьма малы сечения активации для большинства изотопов, используемых в качестве источников излучения в медицине и в промышленности. В связи с этим, в данном спектре нейтронов технически нецелесообразно нарабатывать всего лишь несколько радиоизотопов (например, европий-152, европий-154, тантал-182), для получения которых сечения взаимодействия нейтронов со стартовым материалом в спектре быстрого реактора достаточно велики. В то время как для наработки наибольшее широко используемых радиоактивных изотопов (углерод-14, кобальт-60, иридий-192 и др.) требуется или тепловой спектр нейтронов или же резонансный спектр нейтронов.

Известен реактор на быстрых нейтронах БН-350 [2] и конструкция облучательной сборки для этого реактора [1] Недостатками прототипной конструкции реактора с облучательной сборкой для наработки радиоизотопов в реакторе на быстрых нейтронах, помимо спектральных ее характеристик, являются следующие обстоятельства: высокая стоимость топливной ТВС и необходимость изготовления нестандартных несерийных ТВС, что резко увеличивает стоимость облучательной сборки и приводит к высокой стоимости наработки целевых изотопов; малость облучательного объема для размещения ампул или контейнеров со стартовыми мишенями и, соответственно, невысокая производительность реактора с такими облучательными сборками по наработке радиоизотопов.

Решаемая техническая задача в предлагаемом изобретении: расширение номенклатуры радиоизотопов, которые технически целесообразно нарабатывать в реакторе на быстрых нейтронах за счет радиоизотопов, для наработки которых требуются спектры нейтронов, существенно отличающиеся от характерных для быстрого реактора спектров нейтронов.

Сущность изобретения. Предлагается способ формирования спектра нейтронов для облучения мишеней в реакторе на быстрых нейтронах последовательным пропусканием нейтронов через стальные сборки, которыми отделяют облучательную сборку от штатных ТВС реактора; и через замедлитель нейтронов в облучательной сборке, при этом из спектра нейтронов, выходящих из облучательной сборки в штатные ТВС реактора, замедленные нейтроны низких энергий поглощают в указанных стальных сборках. Конструкция, реализующая этот способ, по которой в реакторе на быстрых нейтронах облучательные сборки отделены от штатных ТВС реактора стальными сборками с объемной долей стали не менее 50% облучательные сборки выполнены с замедлителем нейтронов на основе материала из группы: гидрид иттрия, гидрид кальция, гидрид титана, гидрид циркония с толщиной слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов в замедлителе и во внутренней области замедлителя размещен по крайней мере один контейнер с мишенями стартового материала. Замедлитель нейтронов может быть выполнен с каналами для протока теплоносителя, а также в виде набора элементов с замедлителем. Замедлитель нейтронов может быть выполнен в виде наружного и внутреннего элементов в зазоре между которыми размещен по крайней мере один контейнер с мишенями. Мишени в зазоре могут быть разделены друг от друга элементами с замедлителем нейтронов.

Техническим результатом использования данного изобретения является: возможность формирования в локальной области быстрого реактора спектра нейтронов с высокой долей нейтронов тепловой и резонансной области энергий, нехарактерного для реакторов на быстрых нейтронах; возможность наработки радиоактивных изотопов, которые в стандартном спектре реактора на быстрых нейтронах технически невозможно нарабатывать; наработка изотопов проводится в простых по конструкции и дешевых, относительно ТВС, сборках, не содержащих топливного материала; в облучательной сборке существенно увеличен, по сравнению с прототипом, облучательный объем под контейнеры с мишенями из стартового материала.

Заявителем не обнаружено технических решений, содержащих совокупность признаков, сходную с отличительной частью предлагаемого изобретения. Таким образом, предлагаемое техническое решение удовлетворяет критерию "новизна". Поскольку предлагаемое техническое решение предполагается использовать на АЭС с быстрыми реакторами БН-600 и БН-350, то предлагаемое изобретение удовлетворяет критерию "промышленная применимость".

На фиг.1 приведена схема реактора со штатными ТВС-1, среди которых размещена облучательная сборка-2, отделенная от штатных ТВС-1 реактора стальными сборками-3. На фиг.2 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2 с замедлителем нейтронов-4, во внутренней области которого размещен контейнер с мишенями-5. На фиг.3 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2 с замедлителем в виде внутреннего-6 и наружного-7 элементов и в зазоре между ними размещены контейнеры с мишенями-5. На фиг.4 приведена схема поперечного разреза облучательной сборки-2, отличающаяся от схемы на фиг. 3 тем, что контейнеры с мишенями-5 разделены друг от друга элементами с замедлителем-8.

Предлагаемое техническое решение работает следующим образом. В реакторе на быстрых нейтронах среди штатных ТВС-1 размещают облучательные сборки-2, которые отделяют от штатных ТВС-1 реактора стальными сборками-3. При работе реакторе на быстрых нейтронах, поток быстрых нейтронов из штатных ТВС-1 проходит через стальные сборки-3, в которых спектр нейтронов смягчается, и затем смягченные нейтроны попадают в замедлитель нейтронов-4 облучательной сборки-2, выполненный из водородсодержащего материала, в котором спектр нейтронов окончательно смягчается вплоть до тепловой области энергий нейтронов, что приводит к увеличению вероятности поглощения замедленных нейтронов в стартовом материале мишени-5. При этом поток быстрых нейтронов в стальных сборках-3 практически не ослабляется, поскольку для быстрых нейтронов сечение поглощения в стали мало и оно много меньше сечения рассеяния; в то же время из спектра замедленных нейтронов, выходящих из облучательной сборки-2 в штатные ТВС-1 реактора, тепловые нейтроны и нейтроны низких энергий поглощаются в стальных сборках-3 и не достигают штатных ТВС реактора, так как для нейтронов тепловой энергии и низких энергий сечение поглощения их в стали велико. Благодаря этому, область смягченного спектра нейтронов локализована в облучательной сборке и практически не оказывает влияния на штатные ТВС реактора на быстрых нейтронах. При необходимости увеличения теплоотвода от замедлителя нейтронов, замедлитель может быть выполнен с каналами для протока теплоносителя или в виде набора элементов с замедлителем. При наработке радиоизотопов, для которых целесообразно использовать спектр нейтронов со значительной долей нейтронов и тепловой и резонансной области энергий, может быть применена конструкция облучательной сборки в которой замедлитель выполнен в виде внутреннего элемента-6 и наружного элемента-7 в зазоре между которыми размещены контейнера с мишенями-5 (фиг.3). В случае, когда стартовый материал мишени имеет значительную пространственную блокировку сечений взаимодействия с нейтронами, для разблокировки сечений контейнеры с мишенями-5 могут быть отделены друг от друга элементами с замедлителем-8 (фиг.4).

Как показывают расчетные исследования на примере реактора на быстрых нейтронах БН-600, применение предложенного изобретения позволяет в этом реакторе организовать наработку ряда изотопов, требующих для своего получения как чисто теплового спектра нейтронов (например, углерод-14, широко используемый в медикобиологических целях), так и спектра нейтронов со значительной долей нейтронов и резонансной и тепловой области энергий (например, кобальт-60, тулий-170, иридий-192 и др.). Очевидно, что в реакторе геометрическая форма и внешние размеры любых дополнительных сборок должны быть аналогичны штатным ТВ реактора, что приводит к ограничениям на площадь размещения материалов в сборке и на тип материалов, которые могут обеспечить достижение требуемого эффекта. В условиях ограниченных размеров сборок, для формирования теплового спектра нейтронов в контейнере с мишенями облучательной сборки, в ней, как показывают расчеты, необходимо использовать водородосодержащий замедлитель с высоким содержанием водорода с толщиной слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов в этом замедлителе и окружающие стальные сборки, в которых происходит предварительное смягчение спектра нейтронов, должны содержать сталь с объемной долей не менее 50% В противном случае сформировать спектр нейтронов приходящий в мишень со значительной долей тепловых нейтронов (40-50% ) не удается. В условиях быстрого реактора (температуры 400-500 градусов, высокие нейтронные потоки) обладают достаточной работоспособностью в течение длительного времени облучения и достаточно большим количеством водорода в материале замедлителя для обеспечения положительного эффекта, только гидриды иттрия, кальция, титана и циркония. Использование не водородосодержащих замедлителей, например, бериллия или графита, ввиду ограниченности площади поперечного сечения внутри сборки, на которой можно размещать замедлитель, как показывают расчетные исследования, не позволяет сформировать спектр нейтронов со значительной долей нейтронов тепловой области энергий и, соответственно, не удается получить целевые радиоизотопы с экономически приемлемой удельной активностью. Для локализации области смягченного спектра внутри облучательной сборки, чтобы не допустить пережога штатных ТВС реактора на быстрых нейтронах вследствие выхода в них замедленных нейтронов из облучательной сборки, как показывают расчетные исследования, стальные сборки, которыми отделяют штатные ТВС реактора от облучательной сборки, должны быть выполнены с объемной долей стали не менее 50% при использовании стандартных для быстрого реактора сталей. Конечно, данного эффекта проще добиться за счет использования в таких сборках поглотителя нейтронов, например бора; но в этом случае эти сборки не смогут выполнять функцию предварительного смягчения спектра нейтронов приходящих в облучательную сборку, и, кроме того, в сборке с поглотителем нейтронов будет существенно ослабляться поток быстрых нейтронов, приходящих в облучательную сборку, а, следовательно, уменьшится скорость наработки целевых радиоизотопов. При наработке изотопов, хорошо образующихся и в резонансном и в тепловом спектрах нейтронов, например, кобальт-60, как показывают расчеты, более оптимальным является использование конструкции облучательной сборки приведенной на фиг. 3, в которой контейнеры с мишенями размещены в зазоре между элементами с замедлителем-6,7, обеспечивающей высокие потоки и резонансных и тепловых нейтронов на мишень. В случае наработки изотопов, сырьевой материал которых имеет большую пространственную блокировку сечений, например тулий-70, иридий-192 и др. согласно расчетам, наиболее выгодно использовать вариант конструкции облучательной сборки приведенный на фиг.4, в котором контейнеры с мишенями-5 размещены в зазоре между элементами с замедлителем-6 и 7 и контейнеры разделены между собой элементами с замедлителем-8. Это позволяет уменьшить пространственную блокировку сечений и, соответственно, повысить скорость наработки целевого радиоизотопа. Такая конструкция может использоваться и для наработки кобальта-60 в целях получения продукта с повышенной удельной активностью при ограниченном времени облучения (в быстром реакторе время облучения неделящихся материалов ограничивается, в основном, их радиационной стойкостью и в областях реактора с высоким уровнем нейтронного потока активная зона, первые ряды ячеек боковой зоны воспроизводства - допустимое время облучения в энергетическом реакторе составляет от 1,5 до 3 лет).

Примеры конкретного исполнения. Если в реакторе БН-600 вместо 7 ТВС боковой зоны воспроизводства вплотную к активной зоне разместить облучательную сборку, отделенную от штатных ТВС реактора шестью стальными сборками с объемной долей стали 80% (марка стали как в штатных ТВС), со втулкой замедлителя из гидрида циркония с 12 каналами для протока теплоносителя с толщиной слоя замедлителя 26 мм и внутри замедлителя разместить контейнер с мишенью из нитрида алюминия, то, согласно расчетам, удается сформировать спектр нейтронов в мишени с долей нейтронов тепловой энергии 48% При этом, в окружающих штатных ТВС реактора всплеск тепловыделения в первых к замедлителю ТВЭЛАХ не превышает 10% что находится в допустимых пределах (в периферийных топливных сборках наибольшее тепловыделение наблюдается в ТВЭЛАХ, расположенных ближе к центру активной зоны, и небольшой подъем тепловыделения в удаленных от центра ТВЭЛАХ приводит к некоторому выравниванию тепловыделения по диаметру ТВС). Как показывают расчеты, в мишени за 2 года облучения в реакторе БН-600 нарабатывается 50 кюри углерода-14, что для единичной сборки является хорошим показателем. Таким образом, использование предложенного технического решения позволяет в локальной области реактора на быстрых нейтронах сформировать резко отличающийся (тепловой) спектр нейтронов и это позволяет нарабатывать радиоизотопы, не характерные для стандартных условий быстрого реактора. Другим примером применения предложенного технического решения является наработка радиоизотопа кобальт-60 с высокой удельной активностью в реакторе БН-600. Этот изотоп наиболее эффективно нарабатывается в спектре нейтронов с высокой долей и тепловых и резонансных нейтронов. Для формирования такого спектра нейтронов целесообразно использовать конструкцию облучательной сборки с размещением мишеней в зазоре между наружным и внутренним элементами с замедлителем из гидрида циркония (схема на фиг.3). При использовании стальных сборок и наружного элемента с замедлителем, таких же, как и в вышеописанном примере, и диаметре внутреннего элемента с замедлителем 10 мм, в зазоре между элементами с замедлителем можно разместить 10 контейнеров с кобальтовыми мишенями диаметром 7 мм. Согласно расчетам, за два года облучения в тех же ячейках реактора БН-600, что и в вышеописанном примере, в одной облучательной сборке нарабатывается 200 килокюри кобальта-60 с дельной активностью 100 кюри/г. При необходимости получения кобальта с более высокой удельной активностью за то же самое время облучения, можно использовать вариант конструкции облучательной сборки с чередованием в зазоре кобальтовых мишеней с элементами замедлителя из гидрида циркония (схема на фиг. 4). Как показывают расчеты, это позволяет повысить удельную активность кобальта-60 в 1,6 раза по сравнению с предыдущим примером при некотором уменьшении объема наработки изотопа. Предложенное техническое решение при сравнительно небольших вариациях конкретных размеров и материалов в облучательной сборке и в стальных сборках, в рамках изобретения, позволяет нарабатывать в реакторе на быстрых нейтронах довольно широкий круг радиоизотопов, наработка которых в стандартных спектрах быстрого реактора технически не реализуема. Для АЭС с быстрым реактором экономически целесообразно использовать предложенное техническое решение, поскольку стоимость облучательной и стальных сборок ниже стоимости заменяемых штатных ТВС реактора и, кроме того, АЭС приходится платить за радиохимическую переработку облученных ТВС реактора, а радиоизотопы для АЭС, наряду с электроэнергией, являются товарной продукцией.

Формула изобретения

1. Способ наработки радиоактивных изотопов в реакторе на быстрых нейтронах, включающий изготовление мишеней из стартового материала, размещение мишеней в облучательной сборке и облучение этой сборки в реакторе спектром нейтронов, отличающийся тем, что спектр нейтронов получают последовательным пропусканием нейтронов через стальные сборки, содержащие не менее 50% стали, которыми окружают облучательную сборку и водородсодержащий замедлитель нейтронов, который помещают в облучательную сборку, одновременно препятствуют выходу замедленных нейтронов низких энергий в зону расположения штатных сборок реактора.

2. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий штатные тепловыделяющие сборки и облучательные сборки с мишенями для наработки радиоактивных изотопов, отличающийся тем, что в реакторе облучательные сборки отделены от штатных тепловыделяющих сборок реактора стальными сборками с объемной долей стали в них не менее 50% облучательные сборки выполнены с замедлителем нейтронов на основе материала из группы: гидрид иттрия, гидрид кальция, гидрид титана, гидрид циркония с толщиной слоя замедлителя не менее 0,5 длины свободного пробега нейтронов в замедлителе и во внутренней области замедлителя размещен по крайней мере один контейнер с мишенями из стартового материала.

3. Реактор по п.2, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов в облучательной сборке выполнен с каналами для протока теплоносителя.

4. Реактор по п.2, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов в облучательной сборке выполнен в виде набора элементов из замедляющего нейтроны материала.

5. Реактор по пп.2 4, отличающийся тем, что замедлитель нейтронов в облучательной сборке выполнен в виде наружного и внутреннего элементов, в зазоре между которыми размещен по крайней мере один контейнер с мишенями из стартового материала.

6. Реактор по п.5, отличающийся тем, что контейнеры с мишенями в зазоре отделены друг от друга элементами из замедляющего нейтроны материала.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4