КОМПЛЕКС ЯДЕРНЫХ РАСТВОРНЫХ РЕАКТОРОВ

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов, например молибдена-99, стронция-89 и т.п. Растворные ядерные реакторы, которые отличаются повышенной ядерной безопасностью, ввиду присущего им выраженного отрицательного коэффициента реактивности, из-за жидкостной формы ядерного топлива в максимальной степени адаптированы к производству нуклидных продуктов путем применения простейших физико-химических технологий выделения. 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. Работа петель производится при остановленном реакторе после его введения в глубокую подкритичность. Каждый из этих режимов работы регламентируется соответственно нормативными разделами: для исследовательских ядерных установок и для ядерного топливного цикла. Производительность подобных реакторных установок по нуклидным продуктам, в первую очередь, зависит от тепловой мощности реактора.

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. Теплопередача от раствора к холодильнику осуществляется за счет естественной циркуляции раствора. Для удаления радиолитического водорода и кислорода служит система каталитической рекомбинации в виде контура естественной циркуляции парогазовой смеси. Корпус и холодильник выполнены из хромоникелевой стали.

Высокая безопасность растворного реактора обеспечена двумя решениями: в корпусе реактора поддерживается разрежение, что ограничивает температуру раствора (не более 80°C); концентрация водорода в паровой подушке не достигает взрывоопасных значений.

Концентрация водорода зависит от мощности реактора и работы системы каталитической рекомбинации. Эти условия ограничивают мощность реактора «Аргус» величиной 50 кВт вместе с его потребительскими качествами как наработчика нуклидных продуктов.

Известен также реактор по патенту RU 2125743, в котором мощность повышается путем интенсификации теплообмена между раствором и внутренним холодильником.

Для увеличения мощности, снимаемой с топливного объема реактора «Аргус» за счет увеличения поверхности теплосъема, в качестве материала холодильника, например прямотрубного, погруженного в топливный раствор, может быть использован циркониевый сплав, благодаря чему не ухудшатся нейтронно-физические свойства активной зоны, вопреки увеличению массы холодильника с поверхностью теплосъема.

Процесс выделения нуклидного продукта из сред-носителей: облученного топливного раствора и газовой смеси организуется в форме циркуляции последних в отдельных технологических петлях системы выделения нуклидных продуктов с формированием циркуляционных контуров указанных сред. Ключевой структурой технологической петли является терминальное устройство с входящим в него накопителем нуклидного продукта, например фильтром, с входной и выходной арматурой для поочередного соединения накопителя с емкостью среды-носителя нуклидного продукта и с внешним контуром для удаления выделенного изотопного продукта из накопителя.

При выделении молибдена-99 из облученного топливного раствора подобной емкостью служит корпус активной зоны с загруженным топливом. Ядерная безопасность циркуляционного контура с топливным раствором достигается путем ограничения расхода последнего, обеспечивающего безопасную скорость ввода положительной реактивности.

В составе петли с газовой смесью избранной технологией предусматривается промежуточный бак, в который сбрасывается из системы каталитической рекомбинации газовая смесь, очищенная от продуктов радиолиза воды и водяных паров.

Дополнительное увеличение производительности по нуклидному продукту может обеспечиваться интенсификацией технологий в целях уменьшения его потерь из-за радиоактивного распада наработанного продукта, особенно молибдена-99. Это достигается ускорением послереакторной переработки, а также повышенной частотой переходов к технологиям выделения - от наработки в реакторе, например, суммарная наработка молибдена-99 за два периода по 3 суток на 50% выше, чем за 6 суток непрерывной работы реактора.

Существенное увеличение производства достигается применением комплекса, содержащим оборудование до трех растворных реакторов. Объединением реакторов приобретается не только в данное число раз увеличенная суммарная мощность, но и умножаются ресурсы, относящиеся к технологиям выделения нуклидных продуктов и их последующей доработки, чем обеспечивается реализация приведенных выше возможностей.

Указанные возможности повышения производства пригодны для достижения цели более высокого уровня, которой является максимизация надежности регулярных поставок медицинских нуклидных продуктов в установленных объемах. В случае паузы в выработке нуклидных продуктов в технологической цепочке одного из трех растворных реакторов потери молибдена-99 компенсируются полуторным повышением производительности двух других реакторов без повышения их мощности.

Поочередной активизацией двух режимов работы обеспечивается практическая независимость процессов: наработки смеси нуклидов как продуктов деления топлива и затем, извлечения нуклидных продуктов из топливного раствора и газовой смеси. Данной независимостью, кроме повышения безопасности по разряду ядерной топливной технологии, как и собственно каждого из ядерных реакторов, создаются предпосылки для роста производительности за счет частоты выгрузок продукта с интенсификацией технологий его выделения и его упаковки. Подобными мерами уменьшаются потери нуклидного продукта, в максимальной степени молибдена-99, связанные с его распадом как при работе реактора, так и при внереакторной переработке.

Наличие трех реакторов в составе реакторного комплекса для производства радионуклидов медицинского назначения утраивает количество основного оборудования, применение которого для формирования трехреакторного объединения позволит обеспечить более, чем тройную производительность за счет указанного улучшения параметров, непосредственно влияющих на данную характеристику. Повышенная производительность достигается, например, одновременным применением трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Данный порядок выгрузки нуклидного продукта из каждого из трех корпусов активной зоны, соединенных трубопроводами с тремя технологическими петлями, не только ускоряет выгрузку нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, но и сокращает простои реакторов, обеспечивая почти непрерывную работу технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки.

Аналогичный порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, с данной целью предусматриваемыми в составе комплекса. Хотя существенный эффект от повышения частоты циклов: работа реактора - выгрузка продукта с ускорением последней характерен только для молибдена-99, повышенная выработка остальных нуклидов из применяемых в медицине возможна из-за ограниченной потребности в сравнении с наработкой.

Сущность заявляемой конструкции реактора поясняется чертежом, на котором схематично изображена блок-схема реакторной установки. Установка включает в себя корпус активной зоны 1, частично заполненный топливным раствором, например, уранилсульфата, в который погружен трубчатый холодильник 2 с циркуляцией охлаждающей воды от внешнего источника 3, графитовый отражатель, систему каталитической рекомбинации радиолитических газов 4, систему откачки и локализации этих газов 5.

Отличительной особенностью изобретения является то, что реактор содержит систему загрузки свежего топливного раствора 6 и технологическую петлю с циркуляцией облученного топливного раствора, которая включает терминальное устройство 7 с входящим в него накопителем нуклидного продукта 8, например фильтром, с входной и выходной арматурой для поочередного соединения накопителя с корпусом активной зоны и с внешним контуром для удаления выделенного изотопного продукта из накопителя.

Ядернобезопасный бак 9 для слива и хранения топливного раствора соединен с корпусом активной зоны параллельно топливной технологической петле. Трубопроводами "а" терминальное устройство 7 соединяется с петлей смыва нуклидного продукта, а с другим реактором - трубопроводами "в".

Аналогичный состав имеет газовый контур, который содержит терминальное устройство 10 с накопителем 11 и арматурой, а также промежуточный бак 12, для циркуляции газовой смеси, сбрасываемой из системы каталитической рекомбинации. С петлей смыва нуклидного продукта накопитель 11 соединяется трубопроводами "б".