RU2644394C1 - Installation for isotope production - Google Patents
Installation for isotope production Download PDFInfo
- 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
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21G—CONVERSION OF CHEMICAL ELEMENTS; RADIOACTIVE SOURCES
- G21G1/00—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes
- G21G1/04—Arrangements for converting chemical elements by electromagnetic radiation, corpuscular radiation or particle bombardment, e.g. producing radioactive isotopes outside nuclear reactors or particle accelerators
- G21G1/06—Arrangements 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
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
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
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
Первый этап. Облучение водного раствора уранил-сульфата при помощи источника нейтронов 1.First step. Irradiation of an aqueous solution of uranyl sulfate using a
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
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
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
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
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
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
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
Седьмой этап. Отстыковка сорбционной колонки 3 от емкости 2, завершение цикла.Seventh stage. Disconnecting the
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
Claims (3)
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)
| 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 |
-
2017
- 2017-05-29 RU RU2017118746A patent/RU2644394C1/en active
Patent Citations (4)
| 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 |