Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ОЧИСТКИ ТЕПЛОНОСИТЕЛЯ ТЯЖЕЛОВОДНОГО РЕАКТОРА ОТ ТРИТИЯ

Предлагаемое техническое решение относится к области ядерной энергетики, в том числе к очистке теплоносителя тяжеловодных реакторов от трития.

Известен способ удаления ³Не из тяжеловодного контура ядерного реактора (патент РФ №2322713), однако он неприменим для очистки от трития.

Известен единственный способ поддержания концентрации трития в тяжеловодном теплоносителе ядерных реакторов на допустимом уровне, заключающийся в отборе части теплоносителя - тяжелой воды - и возврате очищенного от трития теплоносителя в контур теплоносителя (Canada Enters the Nuclear Age. A Technical History Of Atomic Energy of Canada Limited. Издано по заказу AECL Мак-Гил Королевским университетским издательством, 1997 год, стр.80,286, 350).

Недостатком данного способа является то, что такие отборы проводятся периодически примерно один раз в год с остановкой реактора, отобранный теплоноситель доставляется к установке очистки от трития, вместо отобранного теплоносителя в контур теплоносителя заливается чистый теплоноситель, после чего производится запуск реактора. Для уменьшения объема отбираемого теплоносителя концентрация трития в контуре теплоносителя к моменту отбора доводят до предельно допустимой величины, что связано с высокой радиационной опасностью.

Техническим результатом, на которое направлено изобретение, является поддержание содержания трития в тяжеловодном теплоносителе ядерного реактора на низком уровне за счет непрерывного отвода образующегося трития с помощью предлагаемого технического решения, что позволит снизить радиационную опасность и увеличить срок непрерывной работы тяжеловодных реакторов.

Сущность предлагаемого технического решения заключается в том, что предложен способ очистки теплоносителя тяжеловодного реактора от трития, заключающийся в отборе части теплоносителя из контура реактора и возврате очищенного от трития теплоносителя в контур реактора, при этом отбор производят непрерывно, отобранный поток разделяют на две части, одну часть направляют в электролизер, где разлагают на водород и кислород, полученный водород направляют в колонку разделения изотопов, а кислород направляют в сжигатель, вторую часть теплоносителя испаряют и направляют полученный водяной пар в колонку разделения изотопов, где проводят разделение водорода по изотопному составу с выделением тяжелой компоненты, содержащей тритий, тяжелую компоненту отводят для дальнейшей переработки, а легкую компоненту водорода, состоящую из дейтерия с уменьшенным содержанием трития, направляют в сжигатель, где окисляют кислородом с образованием тяжелой воды, которую конденсируют после сжигателя и возвращают в контур реактора, а сконденсированную в колонке разделения изотопов вторую часть теплоносителя также возвращают в контур реактора.

Предлагаемое техническое решение позволяет за счет постоянного выведения образующегося в активной зоне реактора трития поддерживать концентрацию трития на низком уровне, что существенно уменьшает радиационную опасность теплоносителя в тяжеловодных реакторах.

Предлагаемое техническое решение поясняется схемой, представленной на фигуре, где 1 - отобранный поток теплоносителя из контура реактора, 2 - поток теплоносителя, направляемый в электролизер, 3 - электролизер, 4 - поток водорода, 5 - поток кислорода, 6 - испаритель, 7 - поток газообразного теплоносителя, 8 - колонка разделения изотопов, 9 - концентрат трития, 10 - блок разделения изотопов, 11 - поток водорода после удаления трития, 12 - сжигатель, 13 - поток возврата теплоносителя после очистки от трития, 14 - поток сконденсированного теплоносителя.

Способ осуществляется следующим образом.

Отобранный из контура реактора поток теплоносителя - тяжелой воды 1 разделяют на две части, одну часть 2 направляют в электролизер 3, где разлагают на водород 4 и кислород 5, полученный водород 4 направляют в колонку разделения изотопов 8, а кислород 5 направляют в сжигатель 12, вторую часть теплоносителя испаряют в испарителе 6 и направляют полученный газообразный теплоноситель 7 в колонку разделения изотопов 8, где проводят разделение водорода по изотопному составу с выделением тяжелой компоненты, содержащей тритий, тяжелую компоненту 9 отводят для дальнейшей переработки, а легкую компоненту водорода 11, состоящую из дейтерия с уменьшенным содержанием трития, направляют в сжигатель 12, где окисляют кислородом 5 с образованием очищенной от трития теплоносителя - тяжелой воды 13, которую конденсируют после сжигателя в конденсаторе (на фигуре не показан) и возвращают в контур реактора. В процессе разделения изотопов в колонке 8 газообразный теплоноситель 7 конденсируют и отводят в виде жидкости 14, которую также возвращают в контур реактора. Группа колонок разделения 8 объединены в блок разделения изотопов 10.

Таким образом, данное решение решает проблему очистки теплоносителя тяжеловодных реакторов без их остановки, что позволит снизить радиационную опасность и увеличить срок непрерывной работы тяжеловодных реакторов.