Ядерный растворный реактор

Ядерный растворный реактор

Иллюстрации

Показать все

Реферат

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 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. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации в виде контура естественной циркуляции парогазовой смеси, выполненного в петлевой компоновке.

Известна концепция контура внутри цилиндрического вертикального бака-корпуса, в котором с помощью двустенного «горячего короба» образован «горячий» подъемный участок тракта теплоносителя, в кольцевом пространстве вокруг которого помещается «холодный» опускной участок. Данной концепцией «корпус в корпусе» обеспечивается постоянство минимальной температуры контура на его внешней поверхности, а максимальная реализуется изнутри «горячего короба». Приведенное техническое решение, используемое в судовых и энергетических реакторах блочной и интегральной компоновки, принципиально повышает надежность корпусных конструкций и, тем самым, радиационную безопасность. Термический барьер на двустенной, заполненной газом оболочке «горячего короба» минимизирует утечки тепла с «горячего» участка тракта - к «холодному».

Целью изобретения является повышение радиационной безопасности гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. Первичной мерой потребной компенсации потерь радиационной безопасности, обусловленных петлевой компоновкой системы каталитической рекомбинации, предусматривается ее исполнение по техническому решению «корпус в корпусе». Внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора над уровнем топливного раствора. В свою очередь, корпус активной зоны помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Подъемный участок системы содержит пусковой нагреватель и каталитический рекомбинатор, а опускной участок в своей верхней части содержит охладитель-конденсатор.

Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображен продольный разрез реактора. Реактор включает в себя герметичный корпус активной зоны 1, содержащий газовый объем 2 над загрузочным объемом топливного раствора и 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. Патрубком 5 корпус активной зоны 1 соединяется с периферийным корпусом 6 многокорпусного сосуда, содержащим внутренние элементы системы каталитической рекомбинации. К их числу относится двустенная оболочка 7 «горячего короба», соединенная через разъем «шар по конусу» 8 на малом входном патрубке внутри патрубка 5 с полостью в корпусе активной зоны 1 много выше уровня топливного раствора и содержащая пусковой нагреватель 9 и каталитический рекомбинатор 10 в составе подъемного участка. В верхней части кольцевого пространства вокруг оболочки 7 «горячего короба» помещается охладитель-конденсатор 11, холодильник 12 которого соединен трубопроводами «а» с системой охлаждения реактора. Разъемом 8, например, типа «шар по конусу» выделяется выемной блок, который содержит внутренние элементы СКР, подвешенные к крышке корпуса 6. Это позволяет производить ремонт СКР путем замены выемного блока, установленного по известной схеме: крышка 6 несет на себе защитную пробку, под диаметр которой предусмотрено отверстие в защитном настиле над многокорпусного сосудом. На поверхность настила выносится разъем «корпус-крышка», чем обеспечивается возможность безопасно оперировать с его элементами.

1. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов, включающий корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и систему регенерации радиолитических газов, отличающийся тем, что система регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе» с размещением «горячей ветви» системы во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной, заполненной газом оболочкой, содержащего пусковой нагреватель и каталитический регенератор, и «холодной ветви» системы в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части содержащем охладитель-конденсатор.

2. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что содержащиеся во внешнем корпусе внутренние элементы системы подвешены к его крышке, а нижняя оконечность «горячего короба» снабжена внутренним элементом разъема, например элементом «шар» разъема «шар по конусу», ответным внешним и стационарным элементом которого является «конус», замыкающий входной патрубок системы.

3. Ядерный гомогенный реактор по п. 1, отличающийся тем, что внешним корпусом системы служит периферийный корпус многокорпусного сосуда, соединенный патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда, служащего защитным кожухом вокруг систем топливного раствора.