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 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.