[go: up one dir, main page]

RU2644394C1 - Installation for isotope production - Google Patents

Installation for isotope production Download PDF

Info

Publication number
RU2644394C1
RU2644394C1 RU2017118746A RU2017118746A RU2644394C1 RU 2644394 C1 RU2644394 C1 RU 2644394C1 RU 2017118746 A RU2017118746 A RU 2017118746A RU 2017118746 A RU2017118746 A RU 2017118746A RU 2644394 C1 RU2644394 C1 RU 2644394C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
sorption
sorption column
uranyl sulfate
aqueous solution
column
Prior art date
Application number
RU2017118746A
Other languages
Russian (ru)
Inventor
Андрей Владимирович Горячих
Николай Сергеевич Калашников
Дмитрий Владимирович Васюхно
Екатерина Сергеевна Тюрина
Original Assignee
Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" filed Critical Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля"
Priority to RU2017118746A priority Critical patent/RU2644394C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2644394C1 publication Critical patent/RU2644394C1/en

Links

Images

Classifications

    • GPHYSICS
    • G21NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21GCONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
    • G21G1/00Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
    • G21G1/04Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
    • G21G1/06Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators by neutron irradiation

Landscapes

  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Treatment Of Liquids With Adsorbents In General (AREA)

Abstract

FIELD: chemistry.
SUBSTANCE: installation includes a neutron source, a container with an aqueous solution of uranyl sulfate, whose mass is the amount of less-critical mass, a sorption column, a tract for irradiated aqueous uranyl sulfate solution supply to the absorption column, tract for aqueous uranyl sulfate solution return to the container after sorption and a catalytic recombination system. The container with the uranyl sulfate aqueous solution and the sorption column are designed to be docked and undocked. The tract for uranyl sulfate aqueous solution return to the container after sorption is formed by direct connection of the sorption column cavities and the container, and the tract for irradiated aqueous uranyl sulfate solution supply to the sorption column - by direct connection of the sorption column tubes and the container. At the bottom of the sorption column, there is a sorbent. At the top of the sorption column, intended for accumulation of the aqueous uranyl sulfate solution after sorption, there is the upper end of its tube.
EFFECT: reduction to a minimum of isotope production loss during passage of the irradiated uranyl sulfate solution to the sorption column, preservation of target isotope concentration in the solution fed to sorption, acceleration of the isotope production process, exclusion of radioactive substances release into the premises due to tract depressurization.
3 cl, 4 dwg

Description

Изобретение относится к области преобразования химических элементов путем нейтронного облучения и может быть использовано в установках для производства изотопной продукции.The invention relates to the field of conversion of chemical elements by neutron irradiation and can be used in installations for the production of isotope products.

Наиболее близкой по совокупности существенных признаков к заявленному изобретению является установка для производства изотопной продукции, включающая источник нейтронов, емкость с водным раствором уранил-сульфата, сорбционную колонку, тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, состоящий из трубок, расположенных в емкости и сорбционной колонке, тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата и систему каталитической рекомбинации (заявка PCT/RU 2014/000990, WO/ 2016/105235, МПК G21C 1/24, опубл. 30.06.2016).The closest set of essential features to the claimed invention is an installation for the production of isotope products, including a neutron source, a container with an aqueous solution of uranyl sulfate, a sorption column, a path for supplying an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column, consisting of tubes located in the tank and the sorption column, the path to return to the tank after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate and a catalytic recombination system (application PCT / RU 2014/000990, WO / 2016/105235, IPC G21C 1 / 24, published on 06/30/2016).

В известной установке водный раствор уранил-сульфата в емкости образует критическую массу и является топливом гомогенного ядерного реактора, генерирующего нейтроны для производства изотопной продукции. Емкость с водным раствором уранил-сульфата и сорбционная колонка размещены в разных помещениях на значительном удалении друг от друга, и трубопроводы трактов для подачи и возврата водного раствора уранил-сульфата, соединяющие емкость и сорбционную колонку, проходят через эти помещения. Трубопровод тракта для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата снабжен насосом и запорной арматурой и соединяет трубки, расположенные в емкости и сорбционной колонке. Тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата выполнен в виде трубопровода, который снабжен запорной арматурой.In a known installation, an aqueous solution of uranyl sulfate in a vessel forms a critical mass and is the fuel of a homogeneous nuclear reactor generating neutrons for the production of isotope products. The container with the uranyl sulfate aqueous solution and the sorption column are located in different rooms at a considerable distance from each other, and the pipelines of the paths for supplying and returning the uranyl sulfate aqueous solution connecting the tank and the sorption column pass through these rooms. The pipeline of the tract for supplying an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column is equipped with a pump and shutoff valves and connects the tubes located in the vessel and the sorption column. The path to return to the tank after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate is made in the form of a pipeline, which is equipped with shutoff valves.

Известная установка работает следующим образом. При работе ядерного гомогенного реактора на мощности в растворе накапливается целевой изотоп. После остановки реактора и выдержки в течение определенного времени на посадочное место в гидравлическом тракте устанавливается сорбционная колонка, открывается запорная арматура и насосом раствор начинают прокачивать по замкнутому контуру: реактор - тракт подачи в сорбционную колонку - сорбционная колонка - тракт возврата в реактор. Поскольку объем трактов и сорбционной колонки мал по сравнению с объемом реактора, отбираемый на сорбцию раствор, пройдя через колонку и отдав целевой изотоп, возвращается в реактор и смешивается с исходным раствором. Таким образом, во время прокачивания целевой изотоп накапливается в сорбционной колонке, а его концентрация в топливном растворе постепенно уменьшается за счет разбавления. После завершения процесса сорбции тракты и колонка промываются водой, накопленной в системе рекомбинации, закрывается запорная арматура на трактах, сорбционная колонка отстыковывается и передается на следующие стадии производства.Known installation works as follows. When a nuclear homogeneous reactor is operating at power in the solution, the target isotope accumulates. After stopping the reactor and holding for a certain time, a sorption column is installed on the seat in the hydraulic path, stop valves are opened and the pump begins to pump the solution in a closed loop: reactor - feed path to the sorption column - sorption column - return path to the reactor. Since the volume of the paths and the sorption column is small compared with the volume of the reactor, the solution selected for sorption, passing through the column and giving the target isotope, returns to the reactor and mixes with the initial solution. Thus, during pumping, the target isotope accumulates in the sorption column, and its concentration in the fuel solution gradually decreases due to dilution. After the sorption process is completed, the tracts and the column are washed with water accumulated in the recombination system, the shutoff valves on the ducts are closed, the sorption column is undocked and transferred to the next stages of production.

Недостатком известной установки для производства изотопной продукции является снижение эффективности извлечения изотопов из-за потерь изотопной продукции вследствие оседания изотопов на внутренней поверхности протяженного трубопровода при подаче облученного водного раствора уранил-сульфата в сорбционную колонку, а также из-за смешивания обедненного по целевому изотопу и исходного раствора в процессе прокачки через сорбционную колонку. Снижение эффективности извлечения изотопов связано также с невозможностью ускорить процесс наработки изотопов путем увеличения потока нейтронов в объеме раствора, что объясняется ограничениями по нейтронно-физическим характеристикам ядерного реактора. Кроме этого, недостатком известной установки для производства изотопной продукции является снижение радиационной безопасности из-за прохождения облученного водного раствора уранил-сульфата по трубопроводам, расположенным в помещениях, что требует дополнительных мер по сохранению целостности трубопроводов, например выполнение трубопроводов с двойными стенками.A disadvantage of the known installation for the production of isotope products is the decrease in the efficiency of isotope extraction due to isotope production losses due to isotope settling on the inner surface of the extended pipeline when the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate is fed into the sorption column, as well as due to the mixing of the target isotope depleted and solution during pumping through a sorption column. The decrease in the efficiency of isotope extraction is also associated with the inability to accelerate the process of isotope production by increasing the neutron flux in the solution volume, which is explained by limitations on the neutron-physical characteristics of a nuclear reactor. In addition, the disadvantage of the known installation for the production of isotope products is the reduction of radiation safety due to the passage of the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate through pipelines located in the premises, which requires additional measures to maintain the integrity of the pipelines, for example, pipelines with double walls.

Задачей настоящего изобретения является создание установки для производства изотопной продукции, позволяющей увеличить эффективности извлечения изотопов и обеспечить радиационную безопасность для обслуживающего персонала.The objective of the present invention is to provide an installation for the production of isotope products, which allows to increase the efficiency of extraction of isotopes and to ensure radiation safety for staff.

Техническим результатом настоящего изобретения является снижение до минимума потерь изотопной продукции при прохождении облученного раствора уранил-сульфата в сорбционную колонку, сохранение концентрации целевого изотопа в растворе, подаваемом на сорбцию, ускорение процесса наработки изотопов, а также исключение выхода радиоактивных веществ в помещения по причине разгерметизации тракта.The technical result of the present invention is to minimize losses of isotopic products during the passage of an irradiated uranyl sulfate solution into a sorption column, to maintain the concentration of the target isotope in the solution fed to sorption, to accelerate the production of isotopes, and also to prevent the release of radioactive substances into rooms due to depressurization of the tract .

Указанный технический результат достигается тем, что в известной установке для производства изотопной продукции, включающей источник нейтронов, емкость с водным раствором уранил-сульфата, сорбционную колонку, тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, состоящий из трубок, расположенных в емкости и сорбционной колонке, тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата и систему каталитической рекомбинации, согласно заявленному изобретению емкость с водным раствором уранил-сульфата, масса которого составляет величину менее критической массы, и сорбционная колонка выполнены с возможностью стыковки-расстыковки между собой, при этом тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата образован при стыковке непосредственным соединением полостей сорбционной колонки и упомянутой емкости, а тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата - непосредственным соединением трубок сорбционной колонки и емкости, причем в нижней части сорбционной колонки размещен сорбент, а в верхней части, предназначенной для накопления водного раствора уранил-сульфата после сорбции, расположен верхний конец ее трубки.The specified technical result is achieved by the fact that in a known installation for the production of isotopic products, including a neutron source, a container with an aqueous solution of uranyl sulfate, a sorption column, a path for supplying an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column, consisting of tubes located in the vessel and a sorption column, a path for returning to a vessel after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate and a catalytic recombination system, according to the claimed invention, a vessel with an aqueous solution wound-sulfate, the mass of which is less than the critical mass, and the sorption column is configured to dock-undock with each other, while a path for returning to the vessel after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate is formed when docked by directly connecting the cavities of the sorption column and the said vessel, and the path for supplying to the sorption column an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate - by direct connection of the tubes of the sorption column and vessel, and in the lower part of the sorption Onka sorbent is placed, and the upper part, intended for the storage of an aqueous solution of uranyl sulfate after sorption, is the upper end of its tube.

Кроме этого, емкость установлена в охлаждающий чехол и закрыта клапанами, которые расположены в ее верхней части.In addition, the tank is installed in a cooling case and closed by valves, which are located in its upper part.

Признак, касающийся выполнения емкости и сорбционной колонки с возможностью их стыковки, а также признаки, характеризующие выполнение трактов подачи и возврата водного раствора уранил-сульфата со значительным сокращением их протяженности, а именно в виде соединенных непосредственно между собой трубок емкости и сорбционной колонки и в виде соединенных непосредственно между собой полостей емкости и сорбционной колонки, направлены на снижение потерь изотопов, которые в известной установке оседают на стенках трубопроводов, а также на исключение выхода радиоактивных веществ в помещения. Признак, касающийся выбора объема водного раствора уранил-сульфата величиной менее критического объема, позволяет увеличить поток нейтронов в объеме раствора, а следовательно, ускорить процесс наработки изотопов. Признак, относящийся к разделению сорбционной колонки на объемы для накопления водного раствора уранил-сульфата после сорбции и для размещения сорбента, приводит к исключению разбавления облученного водного раствора уранил-сульфата и сохранению концентрации целевого изотопа в растворе, подаваемом на сорбцию.A sign regarding the performance of the vessel and the sorption column with the possibility of docking, as well as signs characterizing the implementation of the supply and return paths of an aqueous solution of uranyl sulfate with a significant reduction in their length, namely in the form of directly connected tubes of the vessel and the sorption column and in the form directly connected to each other between the cavities of the vessel and the sorption column, they are aimed at reducing the loss of isotopes that, in a known installation, settle on the walls of pipelines, as well as on for prison release of radioactive substances into the premises. A sign regarding the choice of the volume of an aqueous solution of uranyl sulfate with a value less than the critical volume allows one to increase the neutron flux in the solution volume and, therefore, accelerate the process of producing isotopes. A sign related to the separation of the sorption column into volumes for the accumulation of an aqueous solution of uranyl sulfate after sorption and for placement of the sorbent eliminates the dilution of the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate and preserves the concentration of the target isotope in the solution fed to the sorption.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 изображена установка для производства изотопной продукции во время облучения (общий вид), на фиг. 2 представлен стыковочный узел емкости (выносной элемент А), на фиг. 3 изображена установка для производства изотопной продукции во время сорбции (общий вид), на фиг. 4 изображена емкость с сорбционной колонкой в состыкованном состоянии (выносной элемент Б).The invention is illustrated by drawings, where in FIG. 1 shows an installation for the production of isotope products during irradiation (general view), FIG. 2 shows the docking unit of the container (remote element A), in FIG. 3 shows a plant for the production of isotope products during sorption (general view), FIG. 4 shows a container with a sorption column in a docked state (remote element B).

Установка для производства изотопной продукции, например молибдена-99, включает источник нейтронов 1, емкость 2 с водным раствором уранил-сульфата, объемом 4-5 л, сорбционную колонку 3, тракт для подачи в сорбционную колонку 3 облученного водного раствора уранил-сульфата, тракт для возврата в емкость 2 после сорбции водного раствора уранил-сульфата и систему каталитической рекомбинации, содержащую каталитический рекомбинатор 4, холодильник 5 и конденсатосборник 6. Емкость 2 установлена в охлаждающий чехол 7, выполненный, например, в виде сосуда с водой. Масса водного раствора уранил-сульфата составляет величину менее критической массы, т.е. наименьшей массы, в которой может протекать самоподдерживающая цепная реакция атомных ядер. Сорбционная колонка 3 выполнена с возможностью ввода-вывода в охлаждающий чехол 7 и стыковки-расстыковки с емкостью 2. Для обеспечения стыковки емкость 2 и сорбционная колонка 3 выполнены с посадочными местами, которые расположены в верхней части емкости 2 и нижней части сорбционной колонки 3. В центральной части емкости 2 установлена трубка 8 для подачи облученного раствора уранил-сульфата в сорбционную колонку 3. Верхний и нижний концы трубки 8 герметично закрыты клапанами 9, 10. Емкость 2 закрыта клапаном 11, который установлен в ее верхней части. В центральной части сорбционной колонки 3 установлена трубка 12 для подачи облученного раствора уранил-сульфата, нижний конец которой герметично закрыт клапаном 13. В нижней части сорбционной колонки 3 размещен сорбент, а верхний объем сорбционной колонки 3 является накопительным и предназначен для сбора водного раствора уранил-сульфата после сорбции. Верхний открытый конец (выход) трубки 12 расположен в накопительном верхнем объеме сорбционной колонки 3. Сорбционная колонка 3 закрыта двумя парами обратных клапанов 14, 15, которые установлены в ее нижней части и предназначены для герметизации сорбционной колонки 3 и для предотвращения тока газа в направлении из емкости 2 в сорбционную колонку 3 соответственно. Клапаны 14 снабжены толкателем 16. При стыковке емкости 2 и сорбционной колонки 3 непосредственно соединенные между собой трубки 8, 12 образуют тракт для подачи облученного водного раствора уранил-сульфата в сорбционную колонку 3, а непосредственно соединенные полости сорбционной колонки 3 и емкости 2 образуют тракт для возврата в емкость 2 после сорбции водного раствора уранил-сульфата. Сорбционная колонка 3 снабжена захватом 17 для ее перемещения и установки на емкость 2. Газовый объем емкости 2 соединен с ресивером 18 трубопроводом 19 с запорной арматурой 20, а трубопроводом 21 - с запорной арматурой 22 с выходом по газу конденсатосборника 6. Ресивер 18 соединен через газодувку 23 с каталитическим рекомбинатором 4. Ресивер 18 соединен трубопроводом 24 с газовой установкой 25. Трубопровод 21 посредством трубопровода 26 соединен с газовой установкой 25. Трубка 8 емкости 2 соединена с выходом по воде конденсатосборника 6 посредством трубопровода 27 с запорной арматурой 28, 29 и насосом 30. Трубопровод 27 соединен посредством трубопровода 31 с газовой установкой 25.An installation for the production of isotope products, for example, molybdenum-99, includes a neutron source 1, a container 2 with an aqueous solution of uranyl sulfate, a volume of 4-5 l, a sorption column 3, a path for supplying an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to a sorption column 3 for returning to the vessel 2 after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate and a catalytic recombination system containing a catalytic recombiner 4, a refrigerator 5 and a condensate collector 6. The vessel 2 is installed in a cooling case 7, made, for example, in the form of a vessel with water. The mass of an aqueous solution of uranyl sulfate is less than the critical mass, i.e. the smallest mass in which a self-sustaining chain reaction of atomic nuclei can occur. Sorption column 3 is made with the possibility of input-output into the cooling case 7 and docking-undocking with capacity 2. To ensure docking, the container 2 and the sorption column 3 are made with seats that are located in the upper part of the tank 2 and the lower part of the sorption column 3. B a tube 8 is installed in the central part of the tank 2 for feeding the irradiated uranyl sulfate solution to the sorption column 3. The upper and lower ends of the tube 8 are hermetically closed by valves 9, 10. The tank 2 is closed by a valve 11, which is installed in its upper hour and. In the central part of the sorption column 3, a tube 12 for supplying an irradiated uranyl sulfate solution is installed, the lower end of which is sealed by a valve 13. A sorbent is placed in the lower part of the sorption column 3, and the upper volume of the sorption column 3 is cumulative and is designed to collect an uranyl- sulfate after sorption. The upper open end (outlet) of the tube 12 is located in the cumulative upper volume of the sorption column 3. The sorption column 3 is closed by two pairs of check valves 14, 15, which are installed in its lower part and are designed to seal the sorption column 3 and to prevent gas flow in the direction from capacity 2 in the sorption column 3, respectively. The valves 14 are equipped with a pusher 16. When the vessel 2 and the sorption column 3 are joined, the directly connected tubes 8, 12 form a path for supplying the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column 3, and the directly connected cavities of the sorption column 3 and vessel 2 form a path for return to capacity 2 after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate. The sorption column 3 is equipped with a gripper 17 for its movement and installation on the tank 2. The gas volume of the tank 2 is connected to the receiver 18 by a pipe 19 with shut-off valves 20, and a pipe 21 is connected to a shut-off valve 22 with a gas outlet of the condensate collector 6. The receiver 18 is connected through a gas blower 23 with a catalytic recombiner 4. The receiver 18 is connected by a pipe 24 to a gas installation 25. A pipe 21 is connected via a pipeline 26 to a gas installation 25. A tube 8 of a container 2 is connected to the water outlet of the condensate collector 6 by a pipe gadfly 27 with shutoff valves 28, 29 and a pump 30. The pipe 27 is connected through a pipe 31 with a gas installation 25.

Установка для производства изотопной продукции работает следующим образом.Installation for the production of isotope products works as follows.

В экспериментальный канал 32 исследовательского ядерного реактора или другое место облучения, обеспечивающее поток нейтронов не менее 1012 н/см2с, устанавливают емкость 2, размещенную в охлаждающем чехле 7 и содержащую водный раствор уранил-сульфата, объем которого составляет величину менее критического объема. Далее процесс производства молибдена-99 происходит в несколько этапов:In the experimental channel 32 of the research nuclear reactor or other irradiation site, providing a neutron flux of at least 10 12 n / cm 2 s, a container 2 is installed, placed in a cooling case 7 and containing an aqueous solution of uranyl sulfate, the volume of which is less than the critical volume. Further, the production process of molybdenum-99 takes place in several stages:

Первый этап. Облучение водного раствора уранил-сульфата при помощи источника нейтронов 1.First step. Irradiation of an aqueous solution of uranyl sulfate using a neutron source 1.

Во время облучения клапан 10 трубки 8 и клапан 11 емкости 2 закрыты. Клапан 9 трубки 8 открыт и внутренняя полость трубки 8 заполнена водным раствором уранил-сульфата. Образующиеся в результате ядерных реакций и радиолиза воды газы откачиваются из газовой полости емкости 2 по трубопроводу 19 в ресивер 18, в котором газовой установкой 25 поддерживается разрежение. Из ресивера 18 радиолитические газы газодувкой 23 подаются в каталитический рекомбинатор 4. Из каталитического рекомбинатора 4 рекомбинированный пар подается на охлаждение в холодильник 5. Охлажденный пар собирается в конденсатосборнике 6, а несконденсированные газы по трубопроводу 21 возвращаются в газовую полость емкости 2. Запорная арматура 20, 22 на трубопроводах 19 и 21 открыта. Запорная арматура 28, 29 на трубопроводе 27 закрыта. Вода в охлаждающем чехле 7 охлаждается, например теплообменником 33 либо протоком воды в канале 32.During irradiation, the valve 10 of the tube 8 and the valve 11 of the container 2 are closed. The valve 9 of the tube 8 is open and the internal cavity of the tube 8 is filled with an aqueous solution of uranyl sulfate. Gases formed as a result of nuclear reactions and radiolysis of water are pumped out of the gas cavity of the tank 2 through a pipe 19 to the receiver 18, in which the gas unit 25 maintains a vacuum. From the receiver 18, the radiolytic gases are fed by a gas blower 23 to the catalytic recombiner 4. From the catalytic recombiner 4, the recombined steam is fed to cooling in the refrigerator 5. The cooled steam is collected in the condensate collector 6, and the non-condensed gases are returned through the pipe 21 to the gas cavity of the tank 2. Shutoff valves 20, 22 on pipelines 19 and 21 is open. Stop valves 28, 29 on the pipeline 27 is closed. The water in the cooling case 7 is cooled, for example by a heat exchanger 33 or by a water flow in the channel 32.

Второй этап. Прекращение облучения и охлаждение облученного водного раствора уранил-сульфата.Second phase. Cessation of exposure and cooling of the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate.

Третий этап. Стыковка сорбционной колонки 3 с емкостью 2.The third stage. Docking of sorption column 3 with a capacity of 2.

Посредством захвата 17 сорбционную колонку 3 вводят в охлаждающий чехол 7 и стыкуют с емкостью 2. При установке сорбционной колонки 3 на посадочное место емкости 2 открываются клапан 10 трубки 8 и клапан 11 емкости 2, а клапаны 14 сорбционной колонки 3 открываются толкателем 16. При этом происходит соединение трубки 8 емкости 2 и трубки 12 сорбционной колонки 3 между собой с образованием тракта для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, а также соединение полостей верхней части емкости 2 и нижней части сорбционной колонки 3 с образование тракта для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата.By capturing 17, the sorption column 3 is introduced into the cooling case 7 and joined with the capacity 2. When installing the sorption column 3 on the seat of the vessel 2, the valve 10 of the tube 8 and the valve 11 of the vessel 2 are opened, and the valves 14 of the sorption column 3 are opened by the pusher 16. the tube 8 of the vessel 2 and the tube 12 of the sorption column 3 are connected to each other with the formation of a path for feeding the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column, as well as the cavities of the upper part of the vessel 2 and the lower part of the sorption to columns 3 with the formation of a tract to return to the container after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate.

Четвертый этап. Прокачивание облученного водного раствора уранил-сульфата через сорбционную колонку 3.The fourth stage. Pumping an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate through a sorption column 3.

Газовой установкой 25 по трубопроводу 26 при закрытой запорной арматуре 20, 22 подают газ в трубопровод 21 и далее в газовую полость емкости 2. Под действием давления в газовой полости емкости 2 открывается клапан 13 трубки 12 и облученный водный раствор уранил-сульфата всасывается в полость верхней части сорбционной колонки 3 по трубке 8 емкости 2 при открытом клапане 9 трубки 8 и трубке 12 сорбционной колонки 3.With a gas installation 25, through a pipe 26 with a closed shutoff valve 20, 22 gas is supplied to a pipe 21 and then to the gas cavity of the tank 2. Under pressure in the gas cavity of the tank 2, the valve 13 of the pipe 12 opens and the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate is sucked into the upper cavity part of the sorption column 3 through the tube 8 of the container 2 with the valve 9 open of the tube 8 and the tube 12 of the sorption column 3.

Пятый этап. Прокачивание облученного водного раствора уранил-сульфата через сорбент.The fifth stage. Pumping an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate through a sorbent.

Газовой установкой 25 через трубопроводы 26 и 21 при закрытой запорной арматуре 20, 22 откачивают газ из газовой полости емкости 2. При этом клапан 13 трубки 12 закрывается и в сорбционной колонке 3 сохраняется ранее созданное давление. Для продавливания облученного водного раствора уранил-сульфат через сорбент газовой установкой 25 по трубопроводам 31 и 27 при закрытой запорной арматуре 29 подают газ в трубку 8 емкости 2. Под действием давления открывается клапан 13 трубки 12 и закрывается клапан 9 трубки 8. Облученный водный раствор уранил-сульфата проходит через сорбент из колонки 3 в емкость 2.The gas installation 25 through the pipelines 26 and 21 with the shut-off valves 20, 22 closed, pump gas from the gas cavity of the container 2. In this case, the valve 13 of the tube 12 closes and the previously created pressure is maintained in the sorption column 3. To squeeze the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate through a sorbent by a gas installation 25, pipelines 31 and 27 are supplied with the shut-off valve 29 closed and gas is supplied to the tube 8 of the container 2. Under pressure, the valve 13 of the tube 12 opens and the valve 9 of the tube 8 closes. The irradiated aqueous solution -sulfate passes through the sorbent from column 3 to the tank 2.

Шестой этап. Промывка сорбционной колонки.Sixth stage. Flushing the sorption column.

При открытых клапане 10 трубки 8, клапане 11 емкости 2, клапанах 14, 15 сорбционной колонки 3 по трубопроводу 27 при отключенной газовой установке 25 и открытой запорной арматуре 28, 29 насос 30 подает воду из конденсатосборника 6 в трубку 8 и далее через трубку 12 сорбционной колонки 3 в сорбционную колонку 3 и далее в емкость 2. При этом клапан 13 трубки 12 автоматически открывается, а клапан 9 трубки 8 закрывается под действием давления воды.With the open valve 10 of the tube 8, the valve 11 of the container 2, the valves 14, 15 of the sorption column 3 through the pipe 27 with the gas unit 25 turned off and the shutoff valves 28, 29 open, the pump 30 delivers water from the condensate collector 6 to the pipe 8 and then through the sorption pipe 12 column 3 into the sorption column 3 and then into the tank 2. In this case, the valve 13 of the tube 12 automatically opens, and the valve 9 of the tube 8 closes under the influence of water pressure.

Седьмой этап. Отстыковка сорбционной колонки 3 от емкости 2, завершение цикла.Seventh stage. Disconnecting the sorption column 3 from the tank 2, the end of the cycle.

Посредством захвата 17 сорбционная колонка 3 отстыковывается от емкости 2. Клапан 10 трубки 8, клапан 11 емкости 2, клапан 14 сорбционной колонки 3 автоматически закрываются. Далее сорбционная колонка 3 выводится из охлаждающего чехла 7 и направляется на место извлечения изотопной продукции - молибдена 99.Through capture 17, the sorption column 3 is undocked from the container 2. The valve 10 of the tube 8, the valve 11 of the container 2, the valve 14 of the sorption column 3 are automatically closed. Next, the sorption column 3 is removed from the cooling cover 7 and sent to the place of extraction of isotopic products - molybdenum 99.

Claims (3)

1. Установка для производства изотопной продукции, включающая источник нейтронов, емкость с водным раствором уранил-сульфата, сорбционную колонку, тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата, состоящий из трубок, расположенных в емкости и сорбционной колонке, тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата, систему каталитической рекомбинации, отличающаяся тем, что емкость с водным раствором уранил-сульфата, масса которого составляет величину менее критической массы, и сорбционная колонка выполнены с возможностью стыковки-расстыковки между собой, при этом тракт для возврата в емкость после сорбции водного раствора уранил-сульфата образован при стыковке непосредственным соединением полостей сорбционной колонки и емкости, а тракт для подачи в сорбционную колонку облученного водного раствора уранил-сульфата - непосредственным соединением трубок сорбционной колонки и емкости, причем в нижней части сорбционной колонки размещен сорбент, а в верхней части сорбционной колонки, предназначенной для накопления водного раствора уранил-сульфата после сорбции, расположен верхний конец ее трубки.1. Installation for the production of isotopic products, including a neutron source, a container with an aqueous solution of uranyl sulfate, a sorption column, a path for supplying an irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to a sorption column, consisting of tubes located in the vessel and a sorption column, a return path into the vessel after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate, a catalytic recombination system, characterized in that the vessel with an aqueous solution of uranyl sulfate, the mass of which is less than the critical mass, the sorption column is configured to dock-undock with each other, while the path for returning to the vessel after sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate is formed by docking by directly connecting the cavities of the sorption column and vessel, and the path for feeding the irradiated aqueous solution of uranyl sulfate to the sorption column is direct connection of the tubes of the sorption column and the container, moreover, a sorbent is placed in the lower part of the sorption column, and in the upper part of the sorption column intended for storage After sorption of an aqueous solution of uranyl sulfate, the upper end of its tube is located. 2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что емкость с водным раствором уранил-сульфата установлена в охлаждающий чехол.2. Installation according to claim 1, characterized in that the container with an aqueous solution of uranyl sulfate is installed in a cooling case. 3. Установка по п. 1 или 2, отличающаяся тем, что емкость с водным раствором уранил-сульфата закрыта клапанами, которые установлены в ее верхней части.3. Installation according to claim 1 or 2, characterized in that the container with an aqueous solution of uranyl sulfate is closed by valves that are installed in its upper part.
RU2017118746A 2017-05-29 2017-05-29 Installation for isotope production RU2644394C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017118746A RU2644394C1 (en) 2017-05-29 2017-05-29 Installation for isotope production

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU2017118746A RU2644394C1 (en) 2017-05-29 2017-05-29 Installation for isotope production

Publications (1)

Publication Number Publication Date
RU2644394C1 true RU2644394C1 (en) 2018-02-12

Family

ID=61226700

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2017118746A RU2644394C1 (en) 2017-05-29 2017-05-29 Installation for isotope production

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2644394C1 (en)

Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2403642C1 (en) * 2009-04-07 2010-11-10 Объединенный Институт Ядерных Исследований Method of producing uranium-237 isotope
RU127234U1 (en) * 2012-11-07 2013-04-20 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" NUCLEAR HOMOGENEOUS SOLUTION REACTOR TYPE
RU2548033C2 (en) * 2010-02-19 2015-04-10 БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99
WO2016105235A1 (en) * 2014-12-26 2016-06-30 Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Reactor facility for producing an isotope product

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2403642C1 (en) * 2009-04-07 2010-11-10 Объединенный Институт Ядерных Исследований Method of producing uranium-237 isotope
RU2548033C2 (en) * 2010-02-19 2015-04-10 БЭБКОК ЭНД ВИЛКОКС Текникал Сервисез Груп, Инк. Method and apparatus for extracting and processing molybdenum-99
RU127234U1 (en) * 2012-11-07 2013-04-20 Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" NUCLEAR HOMOGENEOUS SOLUTION REACTOR TYPE
WO2016105235A1 (en) * 2014-12-26 2016-06-30 Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" Reactor facility for producing an isotope product

Similar Documents

Publication Publication Date Title
US8638898B2 (en) Emergency core cooling system for pressurized water reactor
US9881700B2 (en) Molten salt nuclear reactor
CN107710333A (en) Method for producing radioisotopes using a heavy water nuclear power plant
KR20190092508A (en) Small modular reactor power plant with load tracking and cogeneration
US11551823B2 (en) Radioactive material reduction facility and nuclear power plant having the same
Boldyrev et al. The Russian ARGUS solution reactor HEU-LEU conversion: LEU fuel preparation, loading and first criticality
Maccari et al. ASTEC code DBA analysis of a passive mitigation strategy on a generic IRIS SMR
CN102460590B (en) Method for controlled removal of volatile fission products released by a burn wave in a traveling wave nuclear fission reactor and manipulation of nuclear fission reactor fuel assemblies
RU2644394C1 (en) Installation for isotope production
Roelofs et al. Molten salt modelling capabilities in SPECTRA and application to MSRE and Mk1-PB-FHR
RU2769102C1 (en) Passive cooling system of a nuclear reactor
RU2646864C1 (en) Reactor plant for producing isotope products
RU2654507C1 (en) Reactor plant for producing isotope products
Pesic Coupled fast-thermal system at the'RB'nuclear reactor
Al-Yahia et al. TRACE code simulation of the interaction between reactor coolant system and containment building with passive heat removal system
CN205354672U (en) Active residual heat removal system of open non - of direct current steam generator secondary side
Sonnenkalb et al. ATHLET-CD/COCOSYS Analyses of Severe Accidents in Fukushima Daiichi Units 2 and 3: German Contribution to the OECD/NEA BSAF Project, Phase 1
Jones et al. Technical and scientific aspects of the JET trace-tritium experimental campaign
RU2270488C2 (en) Method for radiation treatment of parts and materials by hard gamma-rays
CA2016922C (en) Vapour phase catalytic exchange apparatus
Youker et al. Compendium of Phase-I Mini-SHINE Experiments
Wang et al. Scaling analysis and test facility design for steam ingress accident in MHTGR
Yamano et al. Activities of the Gif safety and operation project of sodium-cooled fast reactor systems
JP2025540081A (en) Radioisotope production
Hidaka et al. Evaluation of steam generator U-tube integrity during PWR station blackout with secondary system depressurization