[go: up one dir, main page]

RU2649662C2 - Водная сборка и способ управления - Google Patents

Водная сборка и способ управления Download PDF

Info

Publication number
RU2649662C2
RU2649662C2 RU2014144290A RU2014144290A RU2649662C2 RU 2649662 C2 RU2649662 C2 RU 2649662C2 RU 2014144290 A RU2014144290 A RU 2014144290A RU 2014144290 A RU2014144290 A RU 2014144290A RU 2649662 C2 RU2649662 C2 RU 2649662C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
reactivity
water assembly
coefficient
aqueous solution
stabilizer
Prior art date
Application number
RU2014144290A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2014144290A (ru
Inventor
Грегори ПАЙФЕР
АБЕЛЬ Эрик Н. ВАН
Original Assignee
Шайн Медикал Текнолоджиз, Инк.
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 Шайн Медикал Текнолоджиз, Инк. filed Critical Шайн Медикал Текнолоджиз, Инк.
Publication of RU2014144290A publication Critical patent/RU2014144290A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2649662C2 publication Critical patent/RU2649662C2/ru

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
    • G21G1/0005—Isotope delivery systems
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/18—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone
    • G21C5/20—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator characterised by the provision of more than one active zone wherein one zone contains fissile material and another zone contains breeder material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G21C1/084—Boiling water reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • G21C1/26—Single-region reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/30—Subcritical reactors ; Experimental reactors other than swimming-pool reactors or zero-energy reactors
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/42—Selection of substances for use as reactor fuel
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/02—Control of nuclear reaction by using self-regulating properties of reactor materials, e.g. Doppler effect
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/06—Control of nuclear reaction by application of neutron-absorbing material, i.e. material with absorption cross-section very much in excess of reflection cross-section
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C7/00—Control of nuclear reaction
    • G21C7/34—Control of nuclear reaction by utilisation of a primary neutron source
    • 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
    • G21G1/08—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 accompanied by nuclear fission
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/24—Homogeneous reactors, i.e. in which the fuel and moderator present an effectively homogeneous medium to the neutrons
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Chemical Kinetics & Catalysis (AREA)
  • General Chemical & Material Sciences (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Agricultural Chemicals And Associated Chemicals (AREA)
  • Particle Accelerators (AREA)

Abstract

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, поддерживаемый в корпусе. В водном растворе находится стабилизатор реактивности для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки. Техническим результатом является возможность уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки за счет добавления стабилизатора реактивности. 2 н. и 18 з.п. ф-лы, 6 ил.

Description

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
[0001] Данная заявка испрашивает приоритет предварительной патентной заявки США № 61/620735, поданной 5 апреля 2012 года, полное содержание которой включено в данное описание посредством ссылки.
ВВЕДЕНИЕ
[0002] Изобретение относится к водным сборкам.
[0003] В водной сборке корпус содержит расщепляющийся материал, растворимый в водном растворе. Вследствие того, что расщепляющийся материал растворяется в растворе, данные сборки, как правило, имеют большие отрицательные температурные и пустотные коэффициенты реактивности, обусловленные расширением раствора. Когда водная сборка используется, например, для получения медицинских изотопов, желательно задействовать водную сборку с относительно высокими уровнями мощности, а когда она докритическая, с относительно высокими коэффициентами размножения нейтронов. Однако большие отрицательные температурные и пустотные коэффициенты реактивности могут являться причиной нежелательной потери реактивности и/или колебаний мощности, ограничивая за счет этого рабочие параметры водной сборки.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
[0004] В некоторых вариантах осуществления предоставлена водная сборка, имеющая отрицательную величину коэффициента реактивности. Водная сборка содержит корпус и водный раствор с расщепляющимся растворенным веществом, содержащимся в корпусе. Для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки в водном растворе находится стабилизатор реактивности.
[0005] В других вариантах осуществления предоставлены способы работы водной сборки, обладающей некоторой величиной коэффициента реактивности. Предоставляют корпус. В корпус добавляют водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество. В водный раствор добавляют стабилизатор реактивности, уменьшая за счет этого величину коэффициента реактивности. В водном растворе поддерживают реакцию деления.
[0006] Другие аспекты изобретения станут очевидны при рассмотрении подробного описания и сопровождающих чертежей.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
[0007] ФИГ. 1 представляет собой изображение с вырезом докритического гибридного реактора, содержащего узел источника нейтронов и водную сборку.
[0008] ФИГ. 2 представляет собой график концентрации бора в растворе-мишени по отношению к нормализованному уровню получения изотопов докритической водной сборки.
[0009] ФИГ. 3 представляет собой график концентрации бора в водном урановом растворе по отношению к температурному коэффициенту реактивности водной сборки.
[0010] ФИГ. 4 представляет собой изображение в поперечном разрезе водного реактора.
[0011] ФИГ. 5 представляет собой график, сравнивающий докритические рабочие диапазоны стабилизированных и нестабилизированных докритических водных сборок.
[0012] ФИГ. 6 представляет собой график, сравнивающий рабочие диапазоны стабилизированных и нестабилизированных критических водных сборок.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
[0013] Перед подробным объяснением вариантов осуществления необходимо понять, что применение изобретения не ограничено деталями конструкции и расположения компонентов, изложенными в следующем описании или проиллюстрированными на следующих чертежах. Изобретение допускает другие варианты осуществления и применения на практике или осуществление различными способами. Также необходимо понять, что фразеология и терминология, использованные в данном описании, предназначены для цели описания и не должны рассматриваться в качестве ограничения. Использование в данном описании терминов «включающий», «содержащий» или «имеющий» и их вариантов подразумевает охват элементов, перечисленных после этого и их эквивалентов, а также дополнительных элементов. Если точно не указано или не ограничено иным образом, термины «установленный», «связанный», «поддерживаемый» и «соединенный» и их варианты используются широко и охватывают прямые и непрямые установки, связи, монтажи и соединения. Кроме того, термины «связанный» и «соединенный» не ограничены физическими или механическими связями или соединениями. Также конкретно понятно, что любой числовой диапазон, приведенный в данном описании, содержит все значения от нижнего значения до верхнего значения, например, все возможные перечисленные комбинации числовых значений между самым нижним значением и самым верхним значением должны считаться прямо указанными в данной заявке. Например, если диапазон концентраций указан, как 1%-50%, предполагается, что в данном описании прямо перечисляются значения, такие как 2%-40%, 10%-30% или 1%-3% и т.д., или если параметр указан, как 0,95-0,99, предполагается, что в данном описании прямо перечисляются значения, такие как 0,96-0,98, 0,95-0,98 и т.д. Это только примеры того, что конкретно предполагается.
[0014] Устройства и способы, представленные в данном описании, могут использоваться с различными типами и конфигурациями водных сборок, включая, например, как критические, так и докритические водные сборки.
[0015] Со ссылкой на ФИГ. 1, докритический гибридный реактор 10 содержит узел 14 источника нейтронов и водную сборку, более точно, водную сборку 18 мишени.
[0016] Узел 14 источника нейтронов содержит источник 22 ионизированной плазмы с радиочастотным запуском. Источник 22 ионов принимает исходный газ, например, смесь трития (T) и дейтерия (D). Источник 22 ионов генерирует и коллимирует ионный пучок, содержащий ионы D+ и T+, направленные по предварительно заданной траектории 26.
[0017] Ускоритель 30 принимает ионный пучок D+ и T+ и ускоряет ионный пучок для получения ускоренного ионного пучка D+ и T+. Для ускорения ионного пучка D+ и T+ ускоритель 30 может содержать серию ускоряющих электродов или электростатических пластин.
[0018] Участок 34 мишени ускорителя узла 14 источника нейтронов принимает ускоренный ионный пучок. Участок 34 мишени ускорителя содержит камеру 38 газовой мишени и, в проиллюстрированном варианте осуществления, систему 42 с дифференциальной откачкой. Камера 38 газовой мишени содержит газовую мишень для получения ядерных частиц, которая вступает в реакцию с ускоренным пучком и, в свою очередь, испускает ядерные частицы, т.е., протоны или нейтроны. В одной конструкции камера 38 газовой мишени заполнена приблизительно равной смесью газа D и T.
[0019] Газы, которые выходят из камеры 38 газовой мишени в секцию 42 с дифференциальной откачкой, проходят через быстроходные насосы, через холодную ловушку и назад в камеру мишени. Холодные ловушки удаляют более тяжелые газы, которые со временем могут загрязнять систему вследствие очень маленьких пропусков.
[0020] Ускоренный ионный пучок D+ и T+, ударяющий смешанный газ-мишень из D и T, производит D-T и T-D реакции, приводя к испусканию нейтронов.
[0021] В некоторых конструкциях изобретения нейтронный размножитель 46 по существу окружает камеру газовой мишени. Нейтронный размножитель 46 может быть по существу образован из бериллия или урана. Размножение происходит, когда высокоэнергетические нейтроны из камеры газовой мишени расщепляют атомы бериллия на два ядра гелия и дополнительный нейтрон посредством реакции (n,2n) или когда нейтроны подвергаются реакциям (n,2n), (n,3n) или (n,f) с ураном. Например, нейтрон 14,1 МэВ обладает достаточной энергией для вступления в реакцию таким образом несколько раз перед падением ниже порогового значения размножения.
[0022] Водная сборка 18 мишени содержит корпус 50 с раствором-мишенью (TSV) и окружена защитной емкостью 54. TSV 50 содержит внутреннюю стенку 58 и наружную стенку 62 с кольцевым объемом 66 раствора-мишени, образованным между внутренней стенкой 58 и наружной стенкой 62. TSV 50 может быть образован, например, из циркалоя, нержавеющей стали или алюминия. TSV 50 по существу окружает камеру 38 газовой мишени, а где применимо, нейтронный размножитель 46.
[0023] TSV 50 принимает водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество, в кольцевом объеме 66 раствора-мишени. Расщепляющееся растворенное вещество может содержать U-235 в виде низкообогащенного урана (LEU), природного урана или других расщепляющихся материалов. Уран может быть трансформирован в соль (например, уранил нитрат, уранил сульфат, уранил фосфат, уранил карбонат или уранил фторид) для увеличения растворимости, а для дополнительного повышения растворимости можно регулировать pH. Водный раствор может содержать уран в концентрации, составляющей по меньшей мере приблизительно 10 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 20 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 30 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 40 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 60 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 80 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 100 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 120 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 140 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 160 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 180 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 200 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 220 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 240 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 260 грамм-U/литр, по меньшей мере приблизительно 280 грамм-U/литр или по меньшей мере приблизительно 300 грамм-U/литр. Водный раствор может содержать уран в концентрации меньше чем приблизительно 800 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 750 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 700 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 650 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 600 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 550 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 500 грамм-U/литр, меньше чем приблизительно 450 грамм-U/литр или меньше чем приблизительно 400 грамм-U/литр. Водный раствор может содержать уран в концентрации от 10 грамм-U/литр до приблизительно 800 грамм-U/литр, от приблизительно 20 грамм-U/литр до приблизительно 700 грамм-U/литр, от приблизительно 40 грамм-U/литр до приблизительно 600 грамм-U/литр, от приблизительно 40 грамм-U/литр до приблизительно 500 грамм-U/литр или от приблизительно 50 грамм-U/литр до приблизительно 400 грамм-U/литр. В некоторых вариантах осуществления, концентрации урана в водном растворе могут быть в диапазоне от 10 грамм-U/литр до 800 грамм-U/литр. В некоторых вариантах осуществления, концентрации урана в водном растворе могут быть в диапазоне от 40 грамм-U/литр до 500 грамм-U/литр.
[0024] Для того чтобы довести по существу до максимальной величины получение медицинских изотопов с помощью докритического гибридного реактора, по существу обеспечивая в то же время, чтобы сохранялась докритичность, рассчитывают эффективный коэффициент размножения нейтронов (keff) системы для заданной концентрации и обогащения урана, используя машинные программы по нейтронной физике. Программы по нейтронной физике, которые могут использоваться для данного анализа, включают MCNP5, HELIOS, VARIANT, PN2ND, PHOENIX/ANC, KENO, DENOVO и многие другие. Затем для необходимого keff могут быть рассчитаны необходимые концентрации и обогащения урана.
[0025] keff является мерой близости системы к критичности, где:
keff<1,0 является докритическим
keff=1,0 является критическим
keff>1,0 является суперкритическим
Для того чтобы довести выработку медицинских изотопов по существу до максимальной величины, по существу обеспечивая в то же время, чтобы сохранялась докритичность, желательно задействовать докритический гибридный реактор 10 с keff водной сборки 18 мишени близким к 1,0 (например, 0,9500-0,9995), вследствие того что более высокие значения keff повышают эффективность системы вследствие повышенного докритического размножения. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff, равным по меньшей мере приблизительно 0,7000, по меньшей мере приблизительно 0,7500, по меньшей мере приблизительно 0,8000, по меньшей мере приблизительно 0,8500, по меньшей мере приблизительно 0,9000 или по меньшей мере приблизительно 0,9500. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff меньше чем приблизительно 0,9995, меньше чем приблизительно 0,9990, меньше чем приблизительно 0,9980, меньше чем приблизительно 0,9970, меньше чем приблизительно 0,9960, меньше чем приблизительно 0,9950 или меньше чем приблизительно 0,9900. Гибридный реактор 10 может быть задействован с keff, составляющим от 0,7000 до 0,9995, от 0,7500 до 0,9995, от 0,8000 до 0,9995, от 0,9000 до 0,9995, от 0,9500 до 0,9995 или от 0,9900 до 0,9995.
[0026] ФИГ. 4 представляет собой вид в поперечном разрезе водного реактора 70. Водный реактор 70 содержит водную сборку 74 (например, водную сборку, допускающую критичность), расположенную внутри защитной емкости 78. Водная сборка 74 содержит корпус 82 реактора, содержащий объем водного раствора 86. Водный раствор 86 содержит расщепляющееся растворенное вещество. Расщепляющееся растворенное вещество может содержать U-235 в виде низкообогащенного урана (LEU), природного урана или другие расщепляющиеся материалы. Для увеличения растворимости уран может быть трансформирован в соль (например, уранил нитрат, уранил сульфат или уранил фторид), а для дополнительного увеличения растворимости можно регулировать pH. Водный раствор 86 содержит по меньшей мере критическую массу расщепляющегося растворенного вещества. Критическая масса расщепляющегося растворенного вещества зависит от его ядерных свойств (например, сечения деления), обогащения и концентрации расщепляющегося растворенного вещества в растворе, плотности раствора, формы раствора внутри корпуса реактора, температуры раствора, коэффициента отражения нейтронов внешней среды и других факторов.
[0027] Стержень 90 регулирования избирательно располагают внутри водной сборки 74. Стержень 90 регулирования содержит материал, имеющий высокое сечение захвата нейтронов. Данный материал может содержать серебро, индий и кадмий. Другие элементы, которые могут использоваться, включают, например, бор, кобальт, гафний, диспрозий, гадолиний, самарий, эрбий и европий или их сплавы и соединения, например, высокобористую сталь, сплав серебро-индий-кадмий, карбид бора, диборид циркония, диборид титана, диборид гафния, титанат гадолиния и титанат диспрозия.
[0028] Стержень 90 регулирования располагается внутри водной сборки 74 посредством механизма 94 привода стержней системы управления и защиты ядерного реактора (CRDM). Вставка стержня 90 регулирования глубоко в водный раствор 86 корпуса 82 реактора уменьшает реактивность водной сборки 74, удерживая посредством этого водную сборку 74, чтобы она непреднамеренно не стала критической (т.е., стержень регулирования сохраняет keff<1,0). Когда стержень 90 регулирования управляемо извлекают из раствора посредством CRDM 94, захватывается меньше нейтронов, и реактивность внутри водной сборки 74 повышается до keff=1,0 (т.е., водная сборка 74 является критической). Продолжение извлечения стержня 90 регулирования продолжило бы введение положительной реактивности. Если стержень 90 регулирования извлекают быстро, и в водную сборку 74 введена достаточная положительная реактивность, водная сборка 74 могла бы стать мгновенно-критической: точка, где расщепление может быть устойчивым при использовании только мгновенных нейтронов. Однако данной положительной стержневой реактивности могут противодействовать другие эффекты, которые приводят к отрицательной реактивности, включая нагревание раствора и образование пустот внутри раствора вследствие радиолиза или даже кипения.
[0029] Поскольку расщепляющиеся атомы (например, уран-235) находятся в растворе в водной сборке (например, в докритической водной сборке 18 мишени или водной сборке 74), массовая концентрация урана уменьшается по мере того, как раствор с повышением температуры расширяется. Данное расширение вытесняет уран из более нейтронно важной центральной области TSV 50 «с высокой реактивной способностью» (ФИГ. 1) или корпуса 82 реактора (ФИГ. 4), и перемещает уран к свободной поверхности раствора, которая является областью «с низкой реактивной способностью».
[0030] Эффект теплового расширения усугубляется повышением средней энергии нейтронов по мере того, как повышается температура раствора. Повышение температуры тепловых нейтронов уменьшает вероятность вызвать расщепление урана-235 относительно других событий, которые могут произойти (например, выход из системы, захват в низкорасположенные резонансы и т.д.). Данный эффект может приводить к сильно отрицательному температурному коэффициенту реактивности. Температурный коэффициент реактивности (αт) является мерой изменения реактивности системы на единицу повышения температуры, αт прогнозирует изменение keff для изменения температуры водного раствора, αт вариантов осуществления докритического гибридного реактора 10 или водного реактора 70 по оценкам составляет приблизительно -10 pcm/°F при 100°F. Значения αт могут быть рассчитаны с помощью машинной программы по нейтронной физике. Значение αт может составлять по меньшей мере приблизительно -100, по меньшей мере приблизительно -90, по меньшей мере приблизительно -80, по меньшей мере приблизительно -70, по меньшей мере приблизительно -60 или по меньшей мере приблизительно -50. Значение αт может быть меньше чем приблизительно -1, меньше чем приблизительно -2, меньше чем приблизительно -3, меньше чем приблизительно -4, меньше чем приблизительно -5, меньше чем приблизительно -6, меньше чем приблизительно -7, меньше чем приблизительно -8, меньше чем приблизительно -9 или меньше чем приблизительно -10. Значение αт может составлять от -100 до -1, от -90 до -2, от -80 до -3, от -70 до -4 или от -60 до -5.
[0031] В дополнение к отрицательному αт, водные сборки, такие как докритическая водная сборка 18 мишени (ФИГ. 1) или водная сборка 74 (ФИГ. 4), также имеют сильный отрицательный пустотный коэффициент (αvoid). αvoid является мерой изменения реактивности системы на единицу увеличения газа или пустоты. Водные системы имеют отрицательный пустотный коэффициент вследствие аналогичного эффекта, который описан для теплового расширения (по мере того, как пустота добавляется в раствор, он вытесняет уран из центральной области с высокой реактивной способностью в область с низкой реактивной способностью на поверхности раствора). Значения αvoid могут быть рассчитаны с помощью машинной программы по нейтронной физике. Значение αvoid может составлять по меньшей мере приблизительно -500 pcm/(% пустоты), по меньшей мере приблизительно -450, по меньшей мере приблизительно -400, по меньшей мере приблизительно -350, по меньшей мере приблизительно -300, по меньшей мере приблизительно -250, по меньшей мере приблизительно -200, по меньшей мере приблизительно -150, или по меньшей мере приблизительно -100. Значение αvoid может быть меньше чем приблизительно -10, меньше чем приблизительно -20, меньше чем приблизительно -30, меньше чем приблизительно -40 или меньше чем приблизительно -50. Значение αvoid может составлять от -500 до -10, от -450 до -20, от -400 до -30, от -350 до -40 или от -300 до -50 pcm/(% пустоты).
[0032] Большие отрицательные αт и αvoid могут являться причиной двух потенциальных проблем с водными системами: колебаний реактивности и сокращенного выхода. Колебания реактивности могут происходить в результате каких-либо переходных режимов, индуцируемых в системе (например, изменение мощности или изменение давления) или вследствие естественных колебаний (например, турбулентного течения). Например, если температура повышается, механизмы обратной связи по реактивности будут являться причиной падения мощности, которое будет приводить к понижению температуры и последующему повышению мощности. Цикл будет продолжаться до тех пор, пока он не затормозится извне системами управления, или до тех пор, пока он не угаснет естественным образом.
[0033] Второй потенциальной проблемой является сокращение выхода. Для докритической водной сборки 18 мишени выход может уменьшаться, вследствие того что большая отрицательная температура и пустотные коэффициенты приводят к более низким значениям keff, уменьшая за счет этого докритическое размножение системы. Большие отрицательные αт и αvoid могут приводить к уменьшению рабочего уровня мощности системы, гарантируя наличие достаточного запаса прочности конструкции с учетом колебаний мощности.
[0034] За счет уменьшения величины αт и αvoid можно уменьшать влияние обеих данных проблем.
[0035] Некоторые изотопы имеют очень большие сечения захвата для нейтронов, уменьшая в то же время плотность и/или коэффициент поглощения с повышением температуры, и данные изотопы могут называться стабилизаторами реактивности. Стабилизаторы реактивности поглощают нейтроны из ядерной системы, препятствуя нейтронам вызывать расщепление. Некоторые примеры стабилизаторов реактивности включают, но без ограничения, бор-10, гадолиний-155 и гадолиний-157. Бор-10 может быть добавлен в водный раствор в виде борной кислоты (т.е., H3BO3 или B(OH)3). Борная кислота может быть особенно желательной вследствие высокой растворимости и низкого pH. В дополнение к использованию растворимой борной кислоты можно использовать другие физические размещения бора. Подобные устройства включают в себя фиксированные пластины или стержни, содержащие бор. Коммерческие сплавы бора-алюминия могут использоваться вследствие их химической и радиационной стабильности. Еще одной опцией будет помещение бора в отдельные каналы, заполненные концентрированной борной кислотой.
[0036] За счет добавления данных стабилизаторов реактивности в водный раствор в TSV 50 (ФИГ. 1) или корпус 82 реактора (ФИГ. 4), относительная важность урана в растворе может быть уменьшена, поскольку стабилизатор реактивности конкурирует за нейтроны с ураном. В связи с этим, когда температура раствора повысилась (или повышается), расширение раствора не только удаляет некоторую часть урана из центральной области с высокой реактивной способностью, но также удаляет некоторую часть стабилизатора реактивности. Суммарный эффект состоит в том, что уменьшается величина большого отрицательного αт.
[0037] Аналогичный отклик достигается с αvoid. Увеличение пустоты раствора вытесняет стабилизатор реактивности, а также уран. Вследствие этого влияние на реактивность дополнительных пузырьков в растворе уменьшается вследствие эффекта конкурирования потери урана и потери стабилизатора реактивности.
[0038] За счет регулирования концентрации стабилизаторов реактивности можно формировать коэффициенты обратной связи по реактивности αт и αvoid до любых необходимых уровней. Например, концентрацию стабилизатора реактивности можно выбирать для уменьшения величины αт и αvoid, сохраняя их в то же время отрицательными. Отрицательные коэффициенты помогают обеспечивать, что повышение мощности системы приводит к уменьшению реактивности (самоограничивающее устройство); однако коэффициенты, которые являются слишком отрицательными, приводят к колебаниям мощности, описанным выше. ФИГ. 3 иллюстрирует температурный коэффициент реактивности (αт) докритической водной сборки мишени при нескольких выбранных концентрациях бора, показывая уменьшенную величину температурного коэффициента по мере увеличения концентрации бора.
[0039] В конце концов, уменьшенные коэффициенты реактивности обеспечивают повышенную стабильность (αт и αvoid) при работе докритической гибридной сборки 10 вследствие уменьшенных колебаний реактивности. Данная повышенная стабильность также предусматривает повышенные уровни выработки медицинских изотопов. Вследствие того, что минимизируются колебания реактивности, докритическая гибридная сборка может быть задействована с более высоким эффективным коэффициентом размножения нейтронов (keff). ФИГ. 2 представляет собой график концентрации бора в растворе-мишени по отношению к нормализованному уровню выработки докритической сборки, показывающий увеличение выработки по мере увеличения концентрации бора.
[0040] ФИГ. 5 иллюстрирует рабочие диапазоны keff докритической водной сборки. Для докритической водной сборки без использования стабилизаторов реактивности рабочий диапазон keff является широким вследствие колебания температурной и паровой реактивности в результате больших αт и αvoid. Для того чтобы уменьшить вероятность критичности, обычное рабочее значение keff нестабилизированного рабочего диапазона нежелательно далеко от keff=1,0, что уменьшает эффективность работы докритической водной сборки вследствие уменьшенного докритического размножения. Для сравнения, водная сборка, содержащая стабилизаторы реактивности, имеет более узкий рабочий диапазон keff вследствие уменьшенных колебаний температурной и паровой реактивности, в результате уменьшения величин αт и αvoid. Кроме того, обычное рабочее значение keff стабилизированного рабочего диапазона ближе к keff=1,0, сохраняя в то же время такой же предел критичности в рабочем диапазоне, повышая в связи с этим эффективность работы докритической водной сборки за счет увеличения докритического размножения.
[0041] ФИГ. 6 иллюстрирует рабочие диапазоны keff критической водной сборки. Для критической водной сборки без использования стабилизаторов реактивности рабочий диапазон keff является широким вследствие колебаний температурной и паровой реактивности в результате больших αт и αvoid. При работе в критическом диапазоне верхний предел рабочего диапазона является нежелательно близким к мгновенной критичности. Для сравнения, критическая водная сборка, содержащая стабилизаторы реактивности, имеет более узкий рабочий диапазон keff вследствие уменьшенных колебаний температурной и паровой реактивности в результате уменьшения величин αт и αvoid. Кроме того, предел мгновенной критичности больше, увеличивая таким образом запас надежности критической водной сборки.
[0042] Пример 1: предоставлен докритический гибридный реактор, содержащий узел источника нейтронов, нейтронный размножитель и водную сборку. В TSV предоставлен водный раствор. Водный раствор содержит расщепляющееся растворенное вещество, содержащее LEU.
[0043] Необходимые концентрации бора или других стабилизаторов реактивности могут быть рассчитаны с использованием машинной программы по нейтронной физике. Оператор может выбрать необходимые значения keff, αт и αvoid, а затем рассчитать концентрацию бора. Другие входные значения программы по нейтронной физике содержат рабочие условия гибридной сборки, например, геометрию TSV, защитной емкости и нейтронного размножителя, а также объемы, химию раствора, плотности всех материалов, энергию частиц из источника, данные ядерного сечения и температуры всех материалов.
[0044] После того, как рассчитывают необходимую концентрацию бора, готовят добавление бора или борной кислоты и добавляют в водный раствор.
[0045] Рассчитывают αт и αvoid для необходимой концентрации растворимого стабилизатора реактивности. Первое значение keff (keff1) определяют для высокой степени точности, используя базовый сценарий. Затем производят небольшое изменение интересующей переменной (например, температуры раствора), и рассчитывают новое значение keff (keff2). Опционально, затем производят второе изменение в противоположном направлении базового сценария, и рассчитывают третье значение keff.
[0046] Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid) из (keff1-keff2)/(keff1*keff2)/ΔZ, где ΔΖ представляет собой изменение интересующей переменной. Два изменения используют для подтверждения расчетного коэффициента реактивности (αт и αvoid), для определения наклона коэффициента реактивности и для предоставления более хороших статистических данных через усреднение.
[0047] После того, как докритический гибридный реактор приводят в действие, измеряют αт и αvoid посредством комбинации контрольно-измерительных приборов и расчета. Например, αт может быть выведен за счет наблюдения влияния температуры на мощность системы. Необходимо измерять температуру раствора (в нескольких конкретных местах в растворе), а затем данную измеренную температуру сопоставляют со среднемассовой температурой, используя гидроаэродинамические вычисления. Затем при данной температуре измеряют мощность или нейтронный поток. Зная характеристику источника нейтронов, данный нейтронный поток или мощность можно скоррелировать с известным keff в системе. Затем изменение температуры (или изменение пустоты) накладывают на систему (например, за счет изменения потока охлаждения), и процесс повторяют. Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid), используя такую же формулу, как приведена выше.
[0048] Пример 2: предоставлен водный реактор, содержащий водную сборку. В корпусе реактора предоставлен водный раствор. Водный раствор содержит расщепляющееся растворенное вещество известной концентрации и обогащения.
[0049] Используя машинную программу по нейтронной физике, могут быть рассчитаны необходимые концентрации бора или других стабилизаторов реактивности. Оператор может выбрать необходимые значения αт и αvoid, а затем рассчитать концентрацию бора. Другие входные значения программы по нейтронной физике могут содержать рабочие условия водного реактора, например, геометрию корпуса реактора и защитной емкости, а также объемы, химию раствора, плотности всех материалов, энергию частиц из источника, данные ядерного сечения и температуры всех материалов.
[0050] После того, как рассчитывают необходимую концентрацию бора, готовят добавление бора или борной кислоты и добавляют в водный раствор.
[0051] Рассчитывают αт и αvoid для необходимой концентрации растворимого стабилизатора реактивности. Для подтверждения расчетного коэффициента реактивности (αт и αvoid) с целью определения наклона коэффициента реактивности и для предоставления более хороших статистических данных через усреднение, используют два изменения.
[0052] После того как водный реактор приводят в действие, измеряют αт и αvoid посредством комбинации контрольно-измерительных приборов и расчета. Например, αт может быть выведен за счет наблюдения влияния температуры на мощность системы. Необходимо измерять температуру раствора (в нескольких конкретных местах в растворе), а затем данную измеренную температуру сопоставляют со среднемассовой температурой, используя гидроаэродинамические вычисления. Затем при данной температуре измеряют мощность или нейтронный поток. Затем рассчитывают коэффициент реактивности (αт и αvoid), используя такую же формулу, как приведена выше.
[0053] Таким образом, изобретение предоставляет, среди прочего, водную сборку и способ управления для нее. Различные признаки и преимущества изобретения изложены в следующей формуле изобретения.

Claims (30)

1. Водная сборка, имеющая отрицательный коэффициент реактивности, при этом водная сборка содержит:
корпус;
водный раствор, содержащий расщепляющееся растворенное вещество, поддерживаемое в корпусе; и
стабилизатор реактивности, расположенный в водном растворе для уменьшения величины отрицательного коэффициента реактивности водной сборки во время работы водной сборки.
2. Водная сборка по п. 1, в которой коэффициентом реактивности является температурный коэффициент реактивности раствора.
3. Водная сборка по п. 1, в которой коэффициентом реактивности является пустотный коэффициент реактивности раствора.
4. Водная сборка по п. 1, в которой расщепляющееся растворенное вещество содержит уран.
5. Водная сборка по п. 1, в которой расщепляющееся растворенное вещество содержит по меньшей мере один из уранил нитрата, уранил сульфата и уранил фторида.
6. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит бор-10.
7. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит борную кислоту.
8. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатор реактивности содержит по меньшей мере один из гадолиния-155 и гадолиния-157.
9. Водная сборка по п. 1, в которой стабилизатором реактивности является растворенное вещество водного раствора.
10. Водная сборка по п. 1, при этом водная сборка является докритической, при этом водная сборка дополнительно содержит источник нейтронов для поддержания реакции деления внутри корпуса.
11. Водная сборка по п. 1, при этом водная сборка допускает работу в критическом режиме.
12. Водная сборка по п. 1, дополнительно содержащая стержень регулирования, при этом по меньшей мере часть стержня регулирования избирательно помещают в водный раствор по меньшей мере для частичного управления реактивностью в водном растворе.
13. Способ работы водной сборки, имеющей величину коэффициента реактивности, при этом способ включает в себя:
предоставление корпуса;
добавление в корпус водного раствора, содержащего расщепляющееся растворенное вещество;
добавление в водный раствор стабилизатора реактивности;
уменьшение величины коэффициента реактивности; и
поддержание реакции расщепления в водном растворе.
14. Способ по п. 13, дополнительно включающий в себя:
предоставление источника нейтронов; и
приведение в действие источника нейтронов для поддержания реакции расщепления с водным раствором.
15. Способ по п. 13, дополнительно включающий в себя удаление стержня регулирования не раньше, чем водный раствор достигнет критичности.
16. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление бора-10.
17. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление борной кислоты.
18. Способ по п. 13, в котором добавление стабилизатора реактивности включает в себя добавление по меньшей мере одного из гадолиния-155 и гадолиния-157.
19. Способ по п. 13, в котором уменьшение величины коэффициента реактивности включает в себя уменьшение величины отрицательного температурного коэффициента реактивности.
20. Способ по п. 13, в котором уменьшение величины коэффициента реактивности включает в себя уменьшение величины отрицательного пустотного коэффициента реактивности.
RU2014144290A 2012-04-05 2013-03-15 Водная сборка и способ управления RU2649662C2 (ru)

Applications Claiming Priority (3)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US201261620735P 2012-04-05 2012-04-05
US61/620,735 2012-04-05
PCT/US2013/031837 WO2013187974A2 (en) 2012-04-05 2013-03-15 Aqueous assembly and control method

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2014144290A RU2014144290A (ru) 2016-05-27
RU2649662C2 true RU2649662C2 (ru) 2018-04-05

Family

ID=49758839

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2014144290A RU2649662C2 (ru) 2012-04-05 2013-03-15 Водная сборка и способ управления

Country Status (7)

Country Link
US (2) US11361873B2 (ru)
KR (1) KR102172861B1 (ru)
CN (1) CN104321623B (ru)
CA (1) CA2869559C (ru)
IN (1) IN2014DN09137A (ru)
RU (1) RU2649662C2 (ru)
WO (1) WO2013187974A2 (ru)

Families Citing this family (9)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
KR101673954B1 (ko) 2008-05-02 2016-11-08 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. 의료용 동위원소를 생산하는 디바이스 및 방법
US10978214B2 (en) 2010-01-28 2021-04-13 SHINE Medical Technologies, LLC Segmented reaction chamber for radioisotope production
US10734126B2 (en) 2011-04-28 2020-08-04 SHINE Medical Technologies, LLC Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
KR102172861B1 (ko) 2012-04-05 2020-11-02 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. 수성 집합체 및 제어 방법
KR101787916B1 (ko) * 2016-12-30 2017-10-19 한국과학기술원 열중성자로 핵연료 집합체
CN107863162B (zh) * 2017-11-28 2019-09-24 中国科学院近代物理研究所 将反应堆从次临界状态转换到临界状态的方法
CN110580957B (zh) * 2019-09-19 2021-04-06 中国核动力研究设计院 一种无外加中子源的反应堆装料启动方法
CN111508620B (zh) * 2020-04-30 2023-03-24 中国核动力研究设计院 一种反应堆机动性自调节方法
CN114239226B (zh) * 2021-11-23 2025-06-13 中国核电工程有限公司 一种简化管道设备室整体临界安全分析方法

Citations (3)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2837476A (en) * 1956-01-27 1958-06-03 Harold M Busey Steam stirred homogeneous nuclear reactor
US5812621A (en) * 1994-07-08 1998-09-22 Hitachi, Ltd. Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod
RU2004115750A (ru) * 2001-10-30 2005-05-27 Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) Способ управления состоянием окисления иона металла при переработке ядерного топлива

Family Cites Families (167)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
GB118724A (en) * 1917-10-22 1918-09-12 Edgar Francis Griffin Improvements in Brakes for Cycles.
US2161985A (en) 1934-03-12 1939-06-13 Szilard Leo Process of producing radio-active elements
GB829093A (en) * 1945-01-06 1960-02-24 Atomic Energy Authority Uk Recovery of uranium by precipitation as peroxide
NL111344C (ru) 1955-06-14
BE559845A (ru) 1956-08-06
US3860482A (en) * 1957-09-25 1975-01-14 Atomic Energy Commission Reactor reactivity control by coolant passage coating
US2992333A (en) 1958-04-03 1961-07-11 High Voltage Engineering Corp Compact neutron source
US3030543A (en) 1958-04-15 1962-04-17 John S Luce Method and apparatus for trapping ions in a magnetic field
US3079319A (en) * 1958-09-02 1963-02-26 Westinghouse Electric Corp Neutronic reactor fuel handling system
GB869451A (en) * 1958-10-25 1961-05-31 Asea Ab Fuel composition for aqueous homogeneous nuclear reactors
NL248482A (ru) 1960-02-26
US3085966A (en) 1960-11-08 1963-04-16 North American Aviation Inc Liquid homogeneous fuel element and reactor therefor
US3255092A (en) * 1961-03-24 1966-06-07 Gen Dynamics Corp Control rods
US3418206A (en) 1963-04-29 1968-12-24 Boeing Co Particle accelerator
US3276965A (en) 1963-06-17 1966-10-04 Internuclear Company Single pass superheat reactor
US3218235A (en) 1963-12-09 1965-11-16 Arthur W Ehler Method and apparatus for producing a magnetically confined hot dense plasma
NL289180A (ru) 1965-03-11
US4147590A (en) 1965-09-01 1979-04-03 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Nuclear propulsion apparatus with alternate reactor segments
US3320176A (en) * 1966-04-01 1967-05-16 Babcock & Wilcox Co Method of producing ceramic nuclear fuel material having incorporated therein burnable poison
US3386883A (en) 1966-05-13 1968-06-04 Itt Method and apparatus for producing nuclear-fusion reactions
US3473056A (en) 1967-08-09 1969-10-14 Nat Electrostatics Corp Power transmission system for high voltage accelerators
US3530497A (en) 1968-04-24 1970-09-22 Itt Apparatus for generating fusion reactions
DE1816459B1 (de) 1968-12-21 1970-06-25 Kernforschung Gmbh Ges Fuer Neutronengenerator
US3676672A (en) 1969-02-03 1972-07-11 Benjamin B Meckel Large diameter ion beam apparatus with an apertured plate electrode to maintain uniform flux density across the beam
US3617908A (en) 1969-02-24 1971-11-02 Henry Greber Charged particle accelerator with single or multimode operation
BE758571A (fr) 1969-11-06 1971-04-16 Euratom Generateur de plasma a haute frequence
GB1325685A (en) 1969-12-23 1973-08-08 Nat Res Dev Neutron generators
US3668066A (en) 1970-02-18 1972-06-06 Atomic Energy Commission Dynamic stabilizer for plasma instabilities to improve plasma confinement and to increase plasma density
US3624240A (en) 1970-03-24 1971-11-30 Atomic Energy Commission Feedback stabilization of a magnetically confined plasma
US3746859A (en) 1970-04-22 1973-07-17 Atomic Energy Commission High intensity neutron source
US3634704A (en) 1970-09-02 1972-01-11 Atomic Energy Commission Apparatus for the production of highly stripped ions
US3718836A (en) 1970-11-18 1973-02-27 Itt Multipactor ion generator
US3713967A (en) 1971-06-18 1973-01-30 Atomic Energy Commission Energetic neutral particle injection system for controlled fusion reactor
US3799883A (en) 1971-06-30 1974-03-26 Union Carbide Corp Production of high purity fission product molybdenum-99
US3719893A (en) 1971-12-23 1973-03-06 Us Navy System and method for accelerating charged particles utilizing pulsed hollow beam electrons
US3992625A (en) 1973-12-27 1976-11-16 Jersey Nuclear-Avco Isotopes, Inc. Method and apparatus for extracting ions from a partially ionized plasma using a magnetic field gradient
US3925676A (en) 1974-07-31 1975-12-09 Ca Atomic Energy Ltd Superconducting cyclotron neutron source for therapy
US4008411A (en) 1975-07-08 1977-02-15 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Production of 14 MeV neutrons by heavy ions
US4137012A (en) 1976-11-03 1979-01-30 S.A.E.S. Getters S.P.A. Modular getter pumps
US4202725A (en) 1978-03-08 1980-05-13 Jarnagin William S Converging beam fusion system
US4370295A (en) 1978-03-21 1983-01-25 Fdx Associates, L.P. Fusion-fission power generating device having fissile-fertile material within the region of the toroidal field coils generating means
US4314879A (en) 1979-03-22 1982-02-09 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Production of field-reversed mirror plasma with a coaxial plasma gun
DE3003088A1 (de) 1980-01-29 1981-07-30 Alkem Gmbh, 6450 Hanau Verfahren zur reinigung einer salpetersauren u/pu-loesung
US4311912A (en) 1980-05-08 1982-01-19 Mobil Oil Corporation Neutron accelerator tube having improved target section
JPS5766686A (en) 1980-10-09 1982-04-22 Nippon Telegr & Teleph Corp <Ntt> Semiconductor laser coupler for single mode optical fiber
US4650630A (en) 1982-02-11 1987-03-17 Boyer John L Process and apparatus for producing nuclear fusion energy
US4663110A (en) 1982-03-12 1987-05-05 Ga Technologies Inc. Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel
DE3225751C1 (de) 1982-07-09 1984-01-26 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Vorrichtung zum Abtrennen der gasfoermigen Wasserstoffisotope
US4800060A (en) 1982-08-03 1989-01-24 Yeda Research & Development Co., Ltd. Window assembly for positron emitter
JPS5968143A (ja) 1982-10-08 1984-04-18 Fujitsu Ltd 電界電離ガスイオン源用エミツタチツプ
US4529571A (en) 1982-10-27 1985-07-16 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Single-ring magnetic cusp low gas pressure ion source
US4793961A (en) 1983-07-26 1988-12-27 The United States Of America As Represented By The Department Of Energy Method and source for producing a high concentration of positively charged molecular hydrogen or deuterium ions
US4826646A (en) 1985-10-29 1989-05-02 Energy/Matter Conversion Corporation, Inc. Method and apparatus for controlling charged particles
SE450060B (sv) 1985-11-27 1987-06-01 Rolf Lennart Stenbacka Forfarande for att astadkomma fusionsreaktioner, samt anordning for fusionsreaktor
USRE34575E (en) 1986-04-30 1994-04-05 Science Reseach Corporation Electrostatic ion accelerator
US4752432A (en) 1986-06-18 1988-06-21 Computer Technology And Imaging, Inc. Device and process for the production of nitrogen-13 ammonium ion from carbon-13/fluid slurry target
FR2630576B1 (fr) 1988-04-26 1990-08-17 Realisations Nucleaires Et Dispositif d'amelioration de la duree de vie et de la fiabilite d'un tube neutronique scelle a haut flux
FR2637727A1 (fr) 1988-10-07 1990-04-13 Realisations Nucleaires Et Tube neutronique muni d'une source d'ions a confinement electrostatique des electrons
US5037602A (en) 1989-03-14 1991-08-06 Science Applications International Corporation Radioisotope production facility for use with positron emission tomography
US4976938A (en) 1989-07-14 1990-12-11 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Hydrogen isotope separation utilizing bulk getters
US5126574A (en) 1989-10-10 1992-06-30 The United States Of America As Represented By The Secretary Of Commerce Microtip-controlled nanostructure fabrication and multi-tipped field-emission tool for parallel-process nanostructure fabrication
JPH03190097A (ja) 1989-12-20 1991-08-20 Hitachi Ltd 中性粒子入射装置
WO1991014268A1 (en) 1990-03-07 1991-09-19 Combustion Engineering, Inc. Pressurized water reactor fuel
FR2666477A1 (fr) 1990-08-31 1992-03-06 Sodern Tube neutronique a flux eleve.
DE69212629D1 (de) 1991-04-17 1996-09-12 Nippon Kokan Kk Verfahren zur Herstellung von 13N-Ammoniak
US5280505A (en) 1991-05-03 1994-01-18 Science Research Laboratory, Inc. Method and apparatus for generating isotopes
DE4231997C1 (de) 1992-09-24 1994-01-05 Kernforschungsz Karlsruhe Verfahren zum Abtrennen von Spaltmolybdän
US5596611A (en) 1992-12-08 1997-01-21 The Babcock & Wilcox Company Medical isotope production reactor
JP3124140B2 (ja) 1992-12-28 2001-01-15 株式会社東芝 核融合炉の炉内機器
US5468355A (en) 1993-06-04 1995-11-21 Science Research Laboratory Method for producing radioisotopes
US5515234A (en) 1993-06-30 1996-05-07 Texas Instruments Incorporated Antistatic protector and method
FR2710782A1 (fr) 1993-09-29 1995-04-07 Sodern Tube neutronique à confinement magnétique des électrons par aimants permanents et son procédé de fabrication.
FR2711835B1 (fr) * 1993-10-21 1995-11-24 Framatome Sa Réacteur nucléaire à neutrons rapides dans lequel au moins un élément modérateur est incorporé dans des assemblages du réacteur.
US5774514A (en) 1993-10-29 1998-06-30 Rubbia; Carlo Energy amplifier for nuclear energy production driven by a particle beam accelerator
JP3145555B2 (ja) 1994-02-28 2001-03-12 核燃料サイクル開発機構 核融合を利用した放射性廃棄物の消滅処理方法
US5443732A (en) 1994-04-01 1995-08-22 Westinghouse Electric Corporation Boron isotope separation using continuous ion exchange chromatography
US5482865A (en) 1994-06-10 1996-01-09 Associated Universities, Inc. Apparatus and method for preparing oxygen-15 labeled water H2 [15 O] in an injectable form for use in positron emission tomography
GB2308006B (en) 1994-07-21 1998-07-22 Gregory Lowell Millspaugh Method of and system for controlling energy including in fusion
US20030223528A1 (en) 1995-06-16 2003-12-04 George Miley Electrostatic accelerated-recirculating-ion fusion neutron/proton source
US6011825A (en) 1995-08-09 2000-01-04 Washington University Production of 64 Cu and other radionuclides using a charged-particle accelerator
US5586153A (en) 1995-08-14 1996-12-17 Cti, Inc. Process for producing radionuclides using porous carbon
JPH09113693A (ja) 1995-10-13 1997-05-02 N K K Plant Kensetsu Kk 放射性核種としての１５ｏ含有ガスの製造方法
US5745536A (en) 1996-06-05 1998-04-28 Sandia Corporation Secondary electron ion source neutron generator
US5920601A (en) 1996-10-25 1999-07-06 Lockheed Martin Idaho Technologies Company System and method for delivery of neutron beams for medical therapy
US5870447A (en) 1996-12-30 1999-02-09 Brookhaven Science Associates Method and apparatus for generating low energy nuclear particles
US5898279A (en) 1997-01-08 1999-04-27 Kettering Medical Center Cyclotron monitoring system and method
US6541786B1 (en) 1997-05-12 2003-04-01 Cymer, Inc. Plasma pinch high energy with debris collector
US5854531A (en) 1997-05-30 1998-12-29 Science Applications International Corporation Storage ring system and method for high-yield nuclear production
CZ298765B6 (cs) 1997-06-19 2008-01-23 European Organization For Nuclear Research Způsob exponování materiálu neutronovým tokem, způsob produkování užitečného izotopu zahrnující uvedený způsob exponování a způsob transmutace alespoň jednoho dlouhodobého izotopuzahrnující uvedený způsob exponování
JPH1157043A (ja) 1997-08-21 1999-03-02 Mitsubishi Heavy Ind Ltd 治療用中性子照射装置及び照射方法
US5910971A (en) 1998-02-23 1999-06-08 Tci Incorporated Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99
US5977554A (en) 1998-03-23 1999-11-02 The Penn State Research Foundation Container for transporting antiprotons
SE513192C2 (sv) 1998-09-29 2000-07-24 Gems Pet Systems Ab Förfarande och system för HF-styrning
JP3122081B2 (ja) 1998-11-25 2001-01-09 石油公団 中性子発生管
JP3658235B2 (ja) 1999-03-30 2005-06-08 キヤノン株式会社 電子銃および電子銃を用いた描画装置および電子線応用装置
WO2001003142A2 (en) 1999-04-23 2001-01-11 Adna Corporation Accelerator-driven energy generation from thorium
US6925137B1 (en) 1999-10-04 2005-08-02 Leon Forman Small neutron generator using a high current electron bombardment ion source and methods of treating tumors therewith
JP2003513418A (ja) 1999-10-27 2003-04-08 ジェイ エム エー アール リサーチ、インク マイクロターゲットを用いた方法及びラジエーション生成システム
US6544606B1 (en) 2000-01-11 2003-04-08 Nac International Systems and methods for storing fissile materials
US6337055B1 (en) 2000-01-21 2002-01-08 Tci Incorporated Inorganic sorbent for molybdenum-99 extraction from irradiated uranium solutions and its method of use
EP1258010B1 (en) 2000-02-23 2009-04-29 The University Of Alberta, The Uni. of British, Carlton University, Simon Fraser University, The University of Victoria System and method for the production of 18 f-fluoride
US6593539B1 (en) 2000-02-25 2003-07-15 George Miley Apparatus and methods for controlling charged particles
EP1134771B1 (en) 2000-03-16 2009-08-05 Hitachi, Ltd. Apparatus for producing a flux of charge carriers
JP2001338800A (ja) 2000-05-30 2001-12-07 Hitachi Ltd 中性子発生装置
JP2002062388A (ja) 2000-08-21 2002-02-28 Hitachi Ltd 慣性静電閉じ込め核融合装置およびラジオアイソトープ製造システム
US6917044B2 (en) 2000-11-28 2005-07-12 Behrouz Amini High power high yield target for production of all radioisotopes for positron emission tomography
US6482368B2 (en) 2000-12-19 2002-11-19 Delphi Technologies, Inc. Non-thermal plasma reactor for lower power consumption
JP2002214395A (ja) 2001-01-12 2002-07-31 Hitachi Ltd 同位体核種製造装置
US6664740B2 (en) 2001-02-01 2003-12-16 The Regents Of The University Of California Formation of a field reversed configuration for magnetic and electrostatic confinement of plasma
DE50111450D1 (de) 2001-02-16 2006-12-28 Framatome Anp Gmbh Kernreaktor, insbesondere Forschungs- oder Versuchsreaktor
US20020150193A1 (en) 2001-03-16 2002-10-17 Ka-Ngo Leung Compact high flux neutron generator
US6907097B2 (en) 2001-03-16 2005-06-14 The Regents Of The University Of California Cylindrical neutron generator
US6611106B2 (en) 2001-03-19 2003-08-26 The Regents Of The University Of California Controlled fusion in a field reversed configuration and direct energy conversion
US6567492B2 (en) 2001-06-11 2003-05-20 Eastern Isotopes, Inc. Process and apparatus for production of F-18 fluoride
GB0120280D0 (en) 2001-08-21 2001-10-17 Sved John Low degradation rate linear geometry neutron generator appartus using plasma gas target
EP1321948A1 (fr) 2001-12-21 2003-06-25 Ion Beam Applications S.A. Procédé et dispositif pour la production de radio-isotopes à partir d'une cible
US6922455B2 (en) 2002-01-28 2005-07-26 Starfire Industries Management, Inc. Gas-target neutron generation and applications
US7342988B2 (en) 2002-02-06 2008-03-11 The Regents Of The University Of California Neutron tubes
US6777699B1 (en) 2002-03-25 2004-08-17 George H. Miley Methods, apparatus, and systems involving ion beam generation
US6870894B2 (en) 2002-04-08 2005-03-22 The Regents Of The University Of California Compact neutron generator
US20040100214A1 (en) 2002-05-13 2004-05-27 Karl Erdman Particle accelerator assembly with high power gas target
WO2003099374A2 (en) 2002-05-21 2003-12-04 Duke University Batch target and method for producing radionuclide
EP1429345A1 (fr) 2002-12-10 2004-06-16 Ion Beam Applications S.A. Dispositif et procédé de production de radio-isotopes
US20090316850A1 (en) 2003-06-19 2009-12-24 Langenbrunner James R Generating short-term criticality in a sub-critical reactor
JP2005127800A (ja) 2003-10-22 2005-05-19 Toshiba Corp 電子線照射装置と照射方法および電子線描画装置
EP1569243A1 (en) 2004-02-20 2005-08-31 Ion Beam Applications S.A. Target device for producing a radioisotope
US20060017411A1 (en) 2004-06-17 2006-01-26 Accsys Technology, Inc. Mobile/transportable PET radioisotope system with omnidirectional self-shielding
WO2006000104A1 (en) 2004-06-29 2006-01-05 Triumf, Operating As A Joint Venture By The Governors Of The University Of Alberta, The University Of British Columbia, Carleton University, Simon Fraser University, The University Of Toronto, And The Forced convection target assembly
US20060023829A1 (en) 2004-08-02 2006-02-02 Battelle Memorial Institute Medical radioisotopes and methods for producing the same
WO2006015864A1 (en) 2004-08-12 2006-02-16 John Sved Proton generator apparatus for isotope production
US20060062342A1 (en) 2004-09-17 2006-03-23 Cyclotron Partners, L.P. Method and apparatus for the production of radioisotopes
WO2006035424A2 (en) 2004-09-28 2006-04-06 Soreq Nuclear Research Center Israel Atomic Energy Commission Method and system for production of radioisotopes, and radioisotopes produced thereby
US20110176648A1 (en) 2004-10-08 2011-07-21 Rowland Mark S Portable low energy neutron source for high sensitivity material characterization
US7526058B2 (en) 2004-12-03 2009-04-28 General Electric Company Rod assembly for nuclear reactors
US7419604B1 (en) * 2004-12-29 2008-09-02 University Of Kentucky Research Foundation Use of boron compounds to precipitate uranium from water
US7235216B2 (en) 2005-05-01 2007-06-26 Iba Molecular North America, Inc. Apparatus and method for producing radiopharmaceuticals
KR100643794B1 (ko) 2005-07-29 2006-11-10 한국원자력연구소 감마상 Ｕ―Ｍｏ 또는 Ｕ―Ｍｏ-Ｘ계 합금의 조대 입자가규칙적으로 배열된 판상 핵연료 및 그 제조 방법
WO2007002455A2 (en) 2005-06-23 2007-01-04 The Regents Of The University Of California Helicon plasma source with permanent magnets
WO2008030212A2 (en) 2005-06-29 2008-03-13 University Of Houston Miniature neutron generator for active nuclear materials detection
RU2352003C2 (ru) * 2005-08-18 2009-04-10 Лев Николаевич Максимов Аморфизированное ядерное топливо
JP4099187B2 (ja) 2005-09-30 2008-06-11 株式会社日立製作所 放射性同位元素製造装置、及びターゲットのリサイクル方法
ITCO20050028A1 (it) 2005-11-11 2007-05-12 Fond Per Adroterapia Oncologica Complesso di acceleratori di protoni in particolare per uso medicale
JP2007165250A (ja) 2005-12-16 2007-06-28 Hitachi Ltd マイクロ波イオン源、線形加速器システム、加速器システム、医療用加速器システム、高エネルギービーム応用装置、中性子発生装置、イオンビームプロセス装置、マイクロ波プラズマ源及びプラズマプロセス装置
DE102005061560A1 (de) 2005-12-22 2007-07-05 Siemens Ag Verfahren zur Herstellung von radioaktiven Isotopen für die Positronen-Emissions-Tomographie
US20070160176A1 (en) 2006-01-06 2007-07-12 Ryoichi Wada Isotope generator
WO2008105928A2 (en) 2006-09-08 2008-09-04 Michael Ernest Johnson Process for treating compositions containing uranium and plutonium
JP4618732B2 (ja) 2006-10-20 2011-01-26 独立行政法人 日本原子力研究開発機構 放射性モリブデンの製造方法と装置
WO2009052330A1 (en) 2007-10-16 2009-04-23 Dent William V Jr Apparatus and process for generating a neutron beam
US8891723B2 (en) * 2007-11-15 2014-11-18 State of Oregon Acting by and Through The State Board of Higher Education on Behalf or Oregon State University, The Oregon State University Stable startup system for a nuclear reactor
US7978804B2 (en) 2007-12-10 2011-07-12 Schlumberger Technology Corporation Low power neutron generators
US8437443B2 (en) 2008-02-21 2013-05-07 Ge-Hitachi Nuclear Energy Americas Llc Apparatuses and methods for production of radioisotopes in nuclear reactor instrumentation tubes
CA2710985C (en) 2007-12-28 2017-03-21 Gregory Piefer High energy proton or neutron source
WO2009100063A2 (en) 2008-02-05 2009-08-13 The Curators Of The University Of Missouri Radioisotope production and treatment of solution of target material
CN101990686B (zh) 2008-02-27 2015-11-25 星火工业有限公司 长寿命核反应装置高效靶材的原位沉积和再生方法及系统
US8767905B2 (en) * 2008-03-07 2014-07-01 Babcock & Wilcox Technical Services Group, Inc. Combinatorial heterogeneous-homogeneous reactor
CN101271737B (zh) * 2008-04-30 2010-08-11 中国核动力研究设计院 提高均匀性水溶液核反应堆额定稳态运行功率的方法
KR101673954B1 (ko) 2008-05-02 2016-11-08 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. 의료용 동위원소를 생산하는 디바이스 및 방법
US20090279658A1 (en) 2008-05-09 2009-11-12 Ottawa Valley Research Associates Ltd. Molten salt nuclear reactor
US8475747B1 (en) 2008-06-13 2013-07-02 U.S. Department Of Energy Processing fissile material mixtures containing zirconium and/or carbon
US20100063344A1 (en) 2008-09-11 2010-03-11 Kotschenreuther Michael T Fusion neutron source for fission applications
US9357629B2 (en) 2009-01-21 2016-05-31 Schlumberger Technology Corporation Neutron generator
US8488734B2 (en) 2009-08-28 2013-07-16 The Invention Science Fund I, Llc Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US10978214B2 (en) 2010-01-28 2021-04-13 SHINE Medical Technologies, LLC Segmented reaction chamber for radioisotope production
US10500564B2 (en) 2011-03-17 2019-12-10 Perma-Fix Environmental Services, Inc. Preparation of chitosan-based microporous composite material and its applications
US10734126B2 (en) 2011-04-28 2020-08-04 SHINE Medical Technologies, LLC Methods of separating medical isotopes from uranium solutions
KR102172861B1 (ko) 2012-04-05 2020-11-02 샤인 메디컬 테크놀로지스, 인크. 수성 집합체 및 제어 방법
JP6160595B2 (ja) 2014-10-29 2017-07-12 コニカミノルタ株式会社 画像形成装置および制御方法

Patent Citations (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2837476A (en) * 1956-01-27 1958-06-03 Harold M Busey Steam stirred homogeneous nuclear reactor
US5812621A (en) * 1994-07-08 1998-09-22 Hitachi, Ltd. Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod
US5940461A (en) * 1994-07-08 1999-08-17 Hitachi, Ltd. Reactor core for a light water cooled reactor, fuel assembly and control rod
RU2004115750A (ru) * 2001-10-30 2005-05-27 Бритиш Нуклеа Фюэлс Плс (GB) Способ управления состоянием окисления иона металла при переработке ядерного топлива

Also Published As

Publication number Publication date
US11361873B2 (en) 2022-06-14
WO2013187974A2 (en) 2013-12-19
US20150092900A1 (en) 2015-04-02
CN104321623A (zh) 2015-01-28
CA2869559C (en) 2022-03-29
CA2869559A1 (en) 2013-12-19
HK1201575A1 (en) 2015-09-04
US20220301736A1 (en) 2022-09-22
KR102172861B1 (ko) 2020-11-02
WO2013187974A3 (en) 2014-02-13
CN104321623B (zh) 2018-11-30
IN2014DN09137A (ru) 2015-05-22
KR20150023245A (ko) 2015-03-05
RU2014144290A (ru) 2016-05-27

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2649662C2 (ru) Водная сборка и способ управления
US11894157B2 (en) Segmented reaction chamber for radioisotope production
US11830637B2 (en) Device and method for producing medical isotopes
Rimpault et al. Needs of accurate prompt and delayed γ-spectrum and multiplicity for nuclear reactor designs
Khrais et al. Neutronic analysis of VVER-1000 fuel assembly with different types of burnable absorbers using Monte-Carlo code Serpent
HK1201575B (zh) 水性组件及控制方法
Bernard et al. Validation of JEFF-3.1. 1 Thermal and Epithermal Neutron-Induced Capture Cross Sections Through MELUSINE Experiment Analysis
Liao et al. The multi-sightline compact DD neutron spectrometers based on CLYC7-scintillator for beam ion anisotropy study in LHD
Shamanin et al. Materials of New Generation in Nuclear Power Industry
Al-Zubaidi Modelling of Tritium Breeding in Molten Salt Reactors
Sidorkin et al. Pulsed neutron source intended for the investigation of condensed media at the institute for Nuclear Research, Russian Academy of Sciences
Nasir et al. Analysis of incident-energy dependence of delayed neutron yields in actinides
Grudzevich et al. Cross sections and barriers for nuclear fission induced by high-energy nucleons
Mahdi Feasibility Study on Conducting a Subcritical Molten Salt Reactor Experiment Using a DD Neutron Source
Marguet Reactor Kinetics
KR20250174973A (ko) 용융염 원자로의 작동 방법
Onegin Delayed photoneutrons in the PIK reactor
Valenta Statistical γ decay in radiative neutron capture on rare-earth nuclei
Barashenkov et al. Monte Carlo Modeling of Electro-Nuclear Processes with Non-Linear Effects
Zhao et al. ICONE23-1172 ON THE MEASUREMENT OF INCORE NEUTRON FLUX IN ACCELERATOR DRIVEN SUB-CRITICAL SYSTEMS
Luo et al. ICONE23-1068 CALCULATION OF KINETIC PARAMETERS FOR ADS CORES WITH MINOR ACTINIDES BY USING MONTE CARLO METHOD
Wetzel et al. Benchmark models and experimental data for a U (20) polyethylene-moderated critical system
Mazgaj et al. Transmutation: reducing the storage time of spent fuel
リヤナ,エカサプタ Calculation of low-energy electron antineutrino spectra emitted from nuclear reactors with consideration of fuel burn-up and reactor type
Whittle Atomic considerations