RU2516111C2 - Mo-99 PRODUCTION PLANT - Google Patents
Mo-99 PRODUCTION PLANT Download PDFInfo
- Publication number
- RU2516111C2 RU2516111C2 RU2011154165/02A RU2011154165A RU2516111C2 RU 2516111 C2 RU2516111 C2 RU 2516111C2 RU 2011154165/02 A RU2011154165/02 A RU 2011154165/02A RU 2011154165 A RU2011154165 A RU 2011154165A RU 2516111 C2 RU2516111 C2 RU 2516111C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fuel solution
- reactor
- solution
- pump
- fuel
- Prior art date
Links
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к производству радиоизотопов и может быть использовано для производства Мо-99.The invention relates to the production of radioisotopes and can be used for the production of Mo-99.
Известно устройство для производства Мо-99 [Пономарев-Степной Н.Н., Павшук В.А., Бебих Г.Ф., Хвостионов В.Е., Трухляев П.С., Швецов И.К., «Способ и оборудование для производства и выделения Мо-99», Патент США на изобретение №5,910,971, 08.07.99.].A device for the production of Mo-99 [Ponomarev-Stepnoy N.N., Pavshuk V.A., Bebikh G.F., Khvostionov V.E., Trukhlyaev P.S., Shvetsov I.K., “Method and equipment for the production and separation of Mo-99 ", US Patent for the invention No. 5,910,971, 08.07.99.].
Известное устройство снабжено растворным реактором, насосом, теплообменным аппаратом и, по меньшей мере, одной сорбционной колонкой, установленными в контур циркуляции топливного раствора на основе соли уранила, оборудованием системы охлаждения топливного раствора в растворном реакторе, каталитической регенерации воды, отбора газообразных радиоизотопов из компенсационного объема реактора для их выделения. Устройство обеспечивает вывод реактора на мощность, поддержание рабочей температуры находящегося в реакторе топливного раствора посредством его охлаждения, наработку Мо-99 в топливном растворе, останов реактора, выдержку и охлаждение топливного раствора, отбор топливного раствора из остановленного реактора и его прокачку через сорбционную колонку с возвратом в реактор, повторный вывод реактора на мощность и повторную наработку Мо-99.The known device is equipped with a solution reactor, a pump, a heat exchanger and at least one sorption column installed in the circulation circuit of the fuel solution based on uranyl salt, equipment for cooling the fuel solution in the solution reactor, catalytic water regeneration, selection of gaseous radioisotopes from the compensation volume reactor for their allocation. The device provides outputting the reactor to power, maintaining the operating temperature of the fuel solution in the reactor by cooling it, operating the Mo-99 in the fuel solution, shutting down the reactor, holding and cooling the fuel solution, taking the fuel solution from the stopped reactor and pumping it through the sorption column with return into the reactor, re-output the reactor to power and re-run the Mo-99.
Недостаток известного устройства состоит в том, что оно не исключает значительные перерывы в работе и тем самым не обеспечивает более высокую производительность по Мо-99.A disadvantage of the known device is that it does not exclude significant interruptions in operation and thereby does not provide higher performance according to the Mo-99.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является устройство, обеспечивающее процесс непрерывного производства Мо-99, без простоев оборудования, [Ермолов Н.А., Зродников А.В., Нерозин Н.А., Сметанин Э.Я., Хамьянов С.В., «Способ производства Мо-99 и устройство для его осуществления», Патент РФ на изобретение №2296712, 24.05.2005].The closest in technical essence to the claimed device is a device that provides the process of continuous production of Mo-99, without downtime, [Ermolov N.A., Zrodnikov A.V., Nerozin N.A., Smetanin E.Ya., Khamyanov S .V., “Method for the production of Mo-99 and a device for its implementation”, RF Patent for the invention No. 2296712, 05.24.2005].
Известное устройство для производства Мо-99 снабжено установленными в контур циркуляции топливного раствора на основе соли уранила растворным реактором, насосом для откачки топливного раствора из реактора, теплообменным аппаратом, по меньшей мере, одной сорбционной колонкой, сорбирующей Мо-99 из топливного раствора, и ядерно-безопасным аппаратом для выдержки топливного раствора, расположенным выше реактора и, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, состоящим из двух сообщающихся вверху и внизу сосудов, первый сообщающийся сосуд снабжен патрубками напорного и переливного трубопроводов, соединяющих аппарат для выдержки с реактором, второй сообщающийся сосуд снабжен расположенным ниже патрубка переливного трубопровода патрубком сливного трубопровода, соединяющего аппарат для выдержки с растворным реактором через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку.The known device for the production of Mo-99 is equipped with a uranium salt solution installed in the fuel solution circuit, a pump for pumping the fuel solution from the reactor, a heat exchanger, at least one sorption column sorbing Mo-99 from the fuel solution, and nuclear -safe apparatus for holding the fuel solution located above the reactor and at least one sorption column, consisting of two vessels communicating at the top and bottom, the first communicating vessel is equipped with They are equipped with nozzles for pressure and overflow pipelines connecting the holding apparatus to the reactor, the second communicating vessel is equipped with a downstream pipe connecting the holding piping to the solution reactor located at the bottom of the overflow piping connecting the holding apparatus with the solution through at least one sorption column.
Недостаток известного устройства состоит в том, что:A disadvantage of the known device is that:
- выдержанный топливный раствор сливается самотеком из аппарата для выдержки в растворный реактор через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку под давлением разности уровней топливного раствора в аппарате для выдержки, что может быть не достаточным для преодоления гидравлического сопротивления;- the aged fuel solution is drained by gravity from the holding apparatus to the solution reactor through at least one sorption column under the pressure of the difference in the levels of the fuel solution in the holding apparatus, which may not be sufficient to overcome the hydraulic resistance;
- поступающий в работающий реактор выдержанный топливный раствор не дозируется, что противоречит требованиям ядерной безопасности. Скорость изменения реактивности с поступающим в реактор топливным раствором не должна быть более 0,07 βэфф/с.- the sustained fuel solution entering the working reactor is not dosed, which contradicts the requirements of nuclear safety. The rate of change in reactivity with the fuel solution entering the reactor should not be more than 0.07 β eff / s.
Технический результат изобретения состоит в повышении ядерной безопасности растворного реактора и более высокой производительности устройства.The technical result of the invention is to increase the nuclear safety of the solution reactor and higher productivity of the device.
Для достижения технического результата в устройстве для производства Мо-99, снабженном установленными в контур циркуляции топливного раствора на основе соли уранила растворным реактором, насосом для откачки топливного раствора из реактора, теплообменным аппаратом, по меньшей мере, одной сорбционной колонкой, сорбирующей Мо-99 из топливного раствора, и ядерно-безопасным аппаратом для выдержки топливного раствора, расположенным выше реактора и, по меньшей мере, одной сорбционной колонки, состоящим из двух сообщающихся вверху и внизу сосудов, первый сообщающийся сосуд снабжен патрубками напорного и переливного трубопроводов, соединяющих аппарат для выдержки с реактором, второй сообщающийся сосуд снабжен расположенным ниже патрубка переливного трубопровода патрубком сливного трубопровода, соединяющего аппарат для выдержки с растворным реактором через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку, предлагается снабдить устройство насосом для прокачки топливного раствора в реактор, установленным в контур циркуляции между аппаратом для выдержки и, по меньшей мере, одной сорбционной колонкой.To achieve a technical result, the device for the production of Mo-99, equipped with a uranium salt solution installed in the circulation circuit of the fuel solution based on the salt, a pump for pumping the fuel solution from the reactor, and a heat exchanger, at least one sorption column sorbing Mo-99 from fuel solution, and a nuclear-safe apparatus for holding the fuel solution located above the reactor and at least one sorption column, consisting of two communicating above and below the vessel s, the first communicating vessel is equipped with nozzles for pressure and overflow pipelines connecting the holding apparatus to the reactor, the second communicating vessel is equipped with a downstream piping connecting the apparatus for holding with the solution reactor through at least one sorption column, located below provide the device with a pump for pumping the fuel solution into the reactor installed in the circulation circuit between the holding device and at least one btsionnoy column.
В частных случаях исполнения устройства предлагается:In particular cases of device execution it is proposed:
- в контур циркуляции установить насос для прокачки топливного раствора в реактор, выключающийся из работы при отсутствии топливного раствора в его всасывающем патрубке и имеющий объемную подачу, не превышающую эквивалентную ей скорость ввода реактивности в реактор, равную 0,07 βэфф/с;- install a pump in the circulation circuit for pumping the fuel solution into the reactor, which shuts down when there is no fuel solution in its suction pipe and has a volumetric flow not exceeding the equivalent reactivity input rate into the reactor equal to 0.07 β eff / s;
- в контур циркуляции установить насос для откачки топливного раствора из реактора, имеющий объемную подачу, превышающую объемную подачу насоса для прокачки топливного раствора в реактор;- install a pump in the circulation circuit for pumping out the fuel solution from the reactor, having a volumetric flow exceeding the volumetric flow of the pump for pumping the fuel solution into the reactor;
- в контур циркуляции после насоса для прокачки топливного раствора установить запирающийся при его выключении вентиль;- install a shut-off valve in the circulation circuit after the pump for pumping the fuel solution;
- снабдить устройство оборудованием контура циркуляции охлаждающей воды для охлаждения находящегося в реакторе топливного раствора, в состав которого входят расширительный бак, насос для прокачки охлаждающей воды, теплообменный аппарат «охлаждающая вода - техническая вода» и теплообменный аппарат «топливный раствор - охлаждающая вода».- supply the device with equipment for the cooling water circulation circuit for cooling the fuel solution in the reactor, which includes an expansion tank, a pump for pumping cooling water, a cooling water-process water heat exchanger and a fuel solution-cooling water heat exchanger.
Сущность изобретения поясняется представленной на фиг.1 возможной схемой устройства для производства Мо-99.The invention is illustrated presented in figure 1 a possible diagram of a device for the production of Mo-99.
На фиг.1 и по тексту приняты следующие обозначения:In figure 1 and in the text the following notation:
1 - аппарат для выдержки топливного раствора, 2 - аппарат для приготовления и корректировки топливного раствора, 3 - байпасный трубопровод, 4 - всасывающий патрубок насоса для прокачки топливного раствора в реактор, 5 - второй сообщающийся сосуд аппарата для выдержки топливного раствора, 6 - запирающийся вентиль, 7.1÷7.15 - запорные вентили, 8 - защитный бокс, 9 - каталитический регенератор воды, 10 - компенсационный объем растворного реактора, 11 - конденсатор водяного пара, 12.1÷12.2 - наборы сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99 из топливного раствора, 13 - напорный трубопровод, 14 - насос для откачки топливного раствора из реактора, 15 - насос для прокачки топливного раствора в реактор, 16 - насос для прокачки охлаждающей воды, 17 - патрубок напорного трубопровода, 18 - патрубок переливного трубопровода, 19 - патрубок сливного трубопровода, 20 - первый сообщающийся сосуд, аппарата для выдержки топливного раствора, 21 - переливной трубопровод, 22 - растворный реактор, установленный в контур циркуляции топливного раствора на основе соли уранила, 23 - расширительный бак, 24 - регулятор расхода топливного раствора, 25 - система отбора газообразных радиоизотопов из компенсационного объема реактора и выделения из них необходимых радиоизотопов, 26 - система охлаждения топливного раствора в аппарате для выдержки, 27 - система удаления газообразных продуктов деления, 28 - сливной трубопровод, 29.1÷29.4 - сорбционные колонки, сорбирующие Мо-99 из топливного раствора на основе соли уранила, 30 - теплообменный аппарат «топливный раствор - охлаждающая вода», 31 - теплообменный аппарат «охлаждающая вода - техническая вода», 32 - теплообменный аппарат, установленный в контур циркуляции топливного раствора, 33 - фильтр для очистки топливного раствора на основе соли уранила.1 - apparatus for holding the fuel solution, 2 - apparatus for preparing and adjusting the fuel solution, 3 - bypass pipe, 4 - suction pipe of the pump for pumping the fuel solution into the reactor, 5 - the second communicating vessel of the apparatus for holding the fuel solution, 6 - locking valve , 7.1 ÷ 7.15 - shut-off valves, 8 - protective box, 9 - catalytic water regenerator, 10 - compensation volume of the solution reactor, 11 - steam condenser, 12.1 ÷ 12.2 - sets of sorption columns sorbing Mo-99 from the fuel solution, 13 - n porous pipeline, 14 - pump for pumping the fuel solution from the reactor, 15 - pump for pumping the fuel solution into the reactor, 16 - pump for pumping cooling water, 17 - pressure pipe branch pipe, 18 - overflow pipe branch, 19 - drain pipe branch, 20 - the first communicating vessel, apparatus for holding the fuel solution, 21 - overflow pipe, 22 - solution reactor installed in the circuit of the fuel solution based on uranyl salt, 23 - expansion tank, 24 - fuel solution flow regulator 25 - a system for selecting gaseous radioisotopes from the compensation volume of the reactor and extracting the necessary radioisotopes from them, 26 - a cooling system for the fuel solution in the holding apparatus, 27 - a system for removing gaseous fission products, 28 - a discharge pipeline, 29.1 ÷ 29.4 - sorption columns, sorbing Mo-99 from a fuel solution based on uranyl salt, 30 - heat exchanger "fuel solution - cooling water", 31 - heat exchanger "cooling water - industrial water", 32 - heat exchanger installed in the circuit p circulation of the fuel solution, 33 - filter for cleaning the fuel solution based on uranyl salt.
В состав устройства для производства Мо-99 входят установленные в контур циркуляции топливного раствора на основе соли уранила растворный реактор 22, насос 14 для откачки топливного раствора из реактора 22, теплообменный аппарат 32, по меньшей мере, одна сорбционная колонка 29.1÷29.4, сорбирующая Мо-99 из топливного раствора, ядерно-безопасный аппарат 1 для выдержки топливного раствора, расположенный выше реактора 22 и, по меньшей мере, одной сорбционной колонки 29.1÷29.4, состоящий из двух сообщающихся вверху и внизу сосудов, первый сообщающийся сосуд 20 снабжен патрубками 17 и 18 напорного 13 и переливного 21 трубопроводов, соединяющих аппарат 1 для выдержки с реактором 22, второй сообщающийся сосуд 5 снабжен расположенным ниже патрубка 18 переливного трубопровода 21 патрубком 19 сливного трубопровода 28, соединяющего аппарат 1 для выдержки с растворным реактором 22 через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4, и установленный в контур циркуляции между аппаратом 1 для выдержки и по меньшей мере, одной сорбционной колонкой 29.1÷29.4 насос 15 для прокачки топливного раствора в реактор.The composition of the device for the production of Mo-99 includes salt solution uranium 22 installed in the fuel solution circulation circuit, a pump 14 for pumping the fuel solution from the reactor 22, a heat exchanger 32, at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4, sorbing Mo -99 from a fuel solution, a nuclear-safe apparatus 1 for holding a fuel solution, located above the reactor 22 and at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4, consisting of two vessels communicating at the top and bottom, the first communicating vessel 2 0 is equipped with nozzles 17 and 18 of the pressure 13 and overflow 21 pipelines connecting the holding apparatus 1 to the reactor 22, the second communicating vessel 5 is equipped with a downstream pipe 18 of the overflow piping 21 with the discharge pipe 28 connecting the holding apparatus 1 to the solution reactor 22 through at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4, and a pump 15 for pumping the fuel solution into the reactor installed in the circulation circuit between the holding apparatus 1 and at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4.
Растворный реактор 22 предназначен для наработки Мо-99 в топливном растворе на основе соли уранила. Насос 14 предназначен для откачки топливного раствора из реактора 22 в аппарат 1. Теплообменный аппарат 32 предназначен для охлаждения топливного раствора. По меньшей мере, одна сорбционная колонка 29.1÷29.4 предназначена для сорбции Мо-99 из топливного раствора на основе соли уранила. Состоящий из двух сообщающихся вверху и внизу сосудов ядерно-безопасный аппарат 1 предназначен для выдержки топливного раствора в течение времени распада короткоживущих радиоизотопов, находящихся в топливном растворе. Первый сообщающийся сосуд 20 аппарата 1, снабженный патрубками 17 и 18 соединен с реактором 22 напорным 13 и переливным 21 трубопроводами. Второй сообщающийся сосуд 5 снабжен расположенным ниже патрубка 18 переливного трубопровода 21 патрубком 19 сливного трубопровода 28, предназначенного для соединения аппарата 1 для выдержки топливного раствора с растворным реактором 22 через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4. Насос 15, установленный в контур циркуляции между аппаратом 1 для выдержки и по меньшей мере, одной сорбционной колонкой 29.1÷29.4, предназначен для прокачки топливного раствора в реактор 22.Solution reactor 22 is designed to produce Mo-99 in a fuel solution based on uranyl salt. The pump 14 is designed to pump the fuel solution from the reactor 22 into the apparatus 1. The heat exchanger 32 is designed to cool the fuel solution. At least one sorption column 29.1 ÷ 29.4 is intended for sorption of Mo-99 from a fuel solution based on uranyl salt. A nuclear-safe apparatus 1 consisting of two vessels communicating at the top and bottom of the vessel 1 is designed to hold the fuel solution during the decay time of short-lived radioisotopes in the fuel solution. The first communicating vessel 20 of the apparatus 1, equipped with nozzles 17 and 18 is connected to the reactor 22 pressure 13 and overflow 21 pipelines. The second communicating vessel 5 is equipped with a downstream pipe 18 of the overflow pipe 21 and a pipe 19 of the drain pipe 28 for connecting the apparatus 1 for holding the fuel solution with the solution reactor 22 through at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4. The pump 15, installed in the circulation circuit between the apparatus 1 for holding and at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4, is designed to pump the fuel solution into the reactor 22.
Патрубок 19 расположен в аппарате 1 ниже патрубка 18 для создания подпора во всасывающем патрубке 4 насоса 15 столбом топливного раствора, который будет находиться между патрубками 18 и 19.The pipe 19 is located in the apparatus 1 below the pipe 18 to create a backwater in the suction pipe 4 of the pump 15 column of the fuel solution, which will be between the pipes 18 and 19.
В частных случаях исполнения устройства для производства Мо-99:In special cases, the execution of the device for the production of Mo-99:
1. В контур циркуляции установлен насос 15 для прокачки топливного раствора в реактор 22, выключающийся из работы при отсутствии топливного раствора в его всасывающем патрубке 4 и имеющий объемную подачу, не превышающую эквивалентную ей скорость ввода реактивности в реактор 22, равную 0,07 βэфф/с.1. A pump 15 is installed in the circulation loop for pumping the fuel solution into the reactor 22, which shuts down when there is no fuel solution in its suction pipe 4 and has a volumetric flow not exceeding the equivalent reactivity input rate into the reactor 22 equal to 0.07 β eff /from.
2. В контур циркуляции установлен насос 14 для откачки топливного раствора из реактора 22, имеющий объемную подачу, превышающую объемную подачу насоса 15 для прокачки топливного раствора в реактор 22.2. A pump 14 is installed in the circulation loop for pumping out the fuel solution from the reactor 22, having a volumetric flow exceeding the volumetric flow of the pump 15 for pumping the fuel solution into the reactor 22.
3. В контур циркуляции после насоса 15 для прокачки топливного раствора установлен запирающийся при его выключении вентиль 6.3. In the circulation circuit after the pump 15 for pumping the fuel solution is installed lockable when it is turned off valve 6.
4. Устройство снабжено оборудованием контура циркуляции охлаждающей воды для охлаждения находящегося в реакторе 22 топливного раствора, в состав которого входят расширительный бак 23, насос 16 для прокачки охлаждающей воды, теплообменный аппарат 31 «охлаждающая вода - техническая вода» и теплообменный аппарат 30 «топливный раствор - охлаждающая вода».4. The device is equipped with cooling water circuit equipment for cooling the fuel solution in the reactor 22, which includes an expansion tank 23, a pump 16 for pumping cooling water, a heat exchanger 31 "cooling water - industrial water" and a heat exchanger 30 "fuel solution - cooling water. "
Кроме того, в состав устройства могут входить:In addition, the device may include:
Байпасный трубопровод 3, оснащенный регулятором 24 расхода топливного раствора, соединяющий участок сливного трубопровода 28 на входе топливного раствора в по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4 и участок сливного трубопровода 28 на выходе топливного раствора из, по меньшей мере, одной сорбционной колонки 29.1÷29.4. Запорные вентили 7.1÷7.15. Защитный бокс 8. Каталитический регенератор воды 9. Конденсатор водяного пара 11. По меньшей мере, один набор 12.1÷12.2 параллельно установленных сорбционных колонок 29.1÷29.4, сорбирующих Мо-99 из топливного раствора. Система 25 отбора газообразных радиоизотопов из компенсационного объема 10 реактора 22 и выделения из них необходимых радиоизотопов. Система 26 охлаждения топливного раствора в аппарате 1 для выдержки. Система 27 удаления газообразных продуктов деления. Фильтр 33. По меньшей мере, один ядерно-безопасный аппарат 2 для приготовления и корректировки топливного раствора.Bypass pipe 3, equipped with a fuel solution regulator 24, connecting a section of the drain pipe 28 at the inlet of the fuel solution to at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4 and a section of the drain pipe 28 at the exit of the fuel solution from at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4. Shut-off valves 7.1 ÷ 7.15. Protective box 8. Catalytic water regenerator 9. Water vapor condenser 11. At least one set of 12.1 ÷ 12.2 parallel-mounted sorption columns 29.1 ÷ 29.4, sorbing Mo-99 from the fuel solution. The system 25 of the selection of gaseous radioisotopes from the compensation volume 10 of the reactor 22 and the allocation of the necessary radioisotopes from them. The fuel solution cooling system 26 in the holding apparatus 1. System 27 for the removal of gaseous fission products. Filter 33. At least one nuclear-safe apparatus 2 for the preparation and adjustment of the fuel solution.
Свойство насоса 15 для прокачки топливного раствора в реактор 22, выключаться из работы при отсутствии топливного раствора в его всасывающем патрубке 4, предназначено для обеспечения ядерной безопасности реактора 22. Поступление топливного раствора в реактор, является вводом в него положительной реактивности. Разовое увеличение реактивности, равное 0,3 βэфф, является ограничивающим параметром для всех исследовательских реакторов, к которым относится растворный реактор 22. С этой целью суммарный объем, складывающийся из объема аппарата 1 между переливным патрубком 18 и сливным патрубком 19, объема сливного трубопровода 28 до всасывающего патрубка 4 насоса 15 и объема всасывающего патрубка 4 насоса 15, должен быть рассчитан на количество топливного раствора, эквивалентное реактивности реактора, равной 0,3 βэфф. Если по какой-либо причине топливный раствор не будет поступать из реактора 22 в аппарат 1, то в реактор 22 поступит только топливный раствор, находящийся в объеме между патрубками 18 и 19, объеме сливного трубопровода 28 до всасывающего патрубка 4 насоса 15 и объеме всасывающего патрубка 4, эквивалентом которого является реактивность реактора, равная 0,3 βэфф, после чего выключится из работы насос 15 и топливный раствор прекратит поступать в реактор 22. Скорость ввода реактивности, равная 0,07 βэфф/с, является другим ограничивающим параметром для всех исследовательских реакторов. Поэтому объемная подача насоса 15, измеряемая количеством топливного раствора, прокачиваемого им за секунду в реактор 22 через по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4, не должна превышать эквивалентную ей предельную скорость ввода реактивности в реактор 22, равную 0,07 βэфф/с.The property of the pump 15 for pumping the fuel solution into the reactor 22, to turn off from work in the absence of the fuel solution in its suction pipe 4, is designed to ensure nuclear safety of the reactor 22. The flow of the fuel solution into the reactor is an input of positive reactivity. A one-time increase in reactivity, equal to 0.3 β eff , is a limiting parameter for all research reactors, which include mortar reactor 22. For this purpose, the total volume consisting of the volume of apparatus 1 between the overflow pipe 18 and the drain pipe 19, the volume of the drain pipe 28 up to the suction pipe 4 of the pump 15 and the volume of the suction pipe 4 of the pump 15, should be calculated on the amount of fuel solution equivalent to the reactivity of the reactor equal to 0.3 β eff . If, for any reason, the fuel solution does not flow from the reactor 22 into the apparatus 1, then only the fuel solution, located in the volume between the nozzles 18 and 19, the volume of the drain pipe 28 to the suction pipe 4 of the pump 15 and the volume of the suction pipe, will enter the reactor 22. 4, which is equivalent to the reactivity of the reactor, equal to 0,3 β eff, then turn off operation of the pump 15 and the fuel solution to stop the flow reactor 22. The feed rate of reactivity equal to 0,07 β eff / s, is another parameter for limiting Sun s research reactor. Therefore, the volumetric feed of the pump 15, measured by the amount of fuel solution pumped by it per second into the reactor 22 through at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4, should not exceed the equivalent maximum rate of reactivity input into the reactor 22, equal to 0.07 β eff / from.
Превышение объемной подачи насоса 14 для откачки топливного раствора из реактора 22 над объемной подачей насоса 15 для прокачки топливного раствора в реактор 22 через, по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4 в сочетании с предусмотренным переливным трубопроводом 21 обеспечивает постоянное наличие топливного раствора в объеме аппарата 1 между патрубками 18 и 19 и равенство скорости отбора топливного раствора из реактора 22 со скоростью его поступления в реактор 22.The excess of the volumetric flow of the pump 14 for pumping the fuel solution from the reactor 22 over the volumetric flow of the pump 15 for pumping the fuel solution into the reactor 22 through at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4 in combination with the provided overflow pipe 21 ensures the constant presence of the fuel solution in the volume apparatus 1 between the nozzles 18 and 19 and the equality of the rate of selection of the fuel solution from the reactor 22 with the speed of its entry into the reactor 22.
Установленный после насоса 15 для прокачки топливного раствора вентиль 6, запирающийся при выключении из работы насоса 15, предназначен для предотвращения поступления топливного раствора в реактор 22 самотеком после выключения из работы насоса 15.A valve 6 installed after the pump 15 for pumping the fuel solution, which is locked when the pump 15 is turned off, is designed to prevent the flow of the fuel solution into the reactor 22 by gravity after the pump 15 is turned off.
Оборудование контура охлаждения топливного раствора в реакторе 22, в состав которого входят расширительный бак 23, насос 16 для прокачки охлаждающей воды, теплообменный аппарат 31 «охлаждающая вода - техническая вода», теплообменный аппарат 30 «топливный раствор - охлаждающая вода» предназначено для охлаждения топливного раствора в реакторе 22 во время его работы.The equipment for the cooling solution of the fuel solution in the reactor 22, which includes an expansion tank 23, a pump 16 for pumping cooling water, a heat exchanger 31 "cooling water - industrial water", a heat exchanger 30 "fuel solution - cooling water" is designed to cool the fuel solution in the reactor 22 during its operation.
Байпасный трубопровод 3, оснащенный регулятором расхода 24, предназначен для замены в аппарате 1 топливного раствора с низкой объемной активностью Мо-99 на топливный раствор из реактора 22 с равновесной активностью Мо-99, минуя, по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4.Bypass line 3, equipped with a flow regulator 24, is designed to replace in the apparatus 1 a fuel solution with a low volumetric activity of Mo-99 with a fuel solution from a reactor 22 with an equilibrium activity of Mo-99, bypassing at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4.
Запорные вентили 7.2÷7.5 и 7.8÷7.11 предназначены для переключений сорбционных колонок 29.1÷29.4. Запорные вентили 7.1, 7.6, 7.7 и 7.12 предназначены для переключений наборов 12.1 и 12.2 сорбционных колонок 29.1÷29.4. Запорный вентиль 7.13 предназначен для включения в работу и выключения из работы системы 27 удаления газообразных продуктов деления. Запорный вентиль 7.14 предназначен для включения в работу и выключения из работы системы 25 отбора газообразных радиоизотопов из компенсационного объема 10 реактора 22 и выделения из них необходимых радиоизотопов. Запорный вентиль 7.15 предназначен для заполнения реактора 22 из, по меньшей мере, одного аппарата 2 и опорожнения в, по меньшей мере, один аппарат 2.Shut-off valves 7.2 ÷ 7.5 and 7.8 ÷ 7.11 are intended for switching sorption columns 29.1 ÷ 29.4. Shut-off valves 7.1, 7.6, 7.7 and 7.12 are intended for switching sets 12.1 and 12.2 of sorption columns 29.1 ÷ 29.4. The shutoff valve 7.13 is designed to turn on and off the system 27 of the removal of gaseous fission products. The shutoff valve 7.14 is designed to turn on and turn off the system 25 of the selection of gaseous radioisotopes from the compensation volume 10 of the reactor 22 and the allocation of the necessary radioisotopes from them. The shutoff valve 7.15 is designed to fill the reactor 22 from at least one apparatus 2 and to empty into at least one apparatus 2.
Защитный бокс 8 предназначен для размещения оборудования по выделению и очистке от примесей Мо-99.The protective box 8 is designed to accommodate equipment for the separation and purification of impurities Mo-99.
Каталитический регенератор воды 9 предназначен для регенерации воды в виде пара из кислорода и водорода, образующихся в топливном растворе за счет радиолиза воды и выходящих в компенсационный объем 10 реактора 22.The catalytic water regenerator 9 is designed to regenerate water in the form of steam from oxygen and hydrogen generated in the fuel solution due to radiolysis of water and entering the compensation volume 10 of the reactor 22.
Конденсатор 11 предназначен для конденсации водяного пара.The condenser 11 is designed to condense water vapor.
По меньшей мере, один набор 12.1÷12.2 параллельно установленных сорбционных колонок 29.1÷29.4, сорбирующих Мо-99 из топливного раствора, предназначен для распределения прокачиваемого в реактор 22 потока топливного раствора по параллельно установленным сорбционным колонкам и замены сорбционных колонок наборами.At least one set of 12.1 ÷ 12.2 of parallelly installed sorption columns 29.1 ÷ 29.4 sorbing Mo-99 from the fuel solution is intended to distribute the flow of the fuel solution pumped into the reactor 22 among the parallel installed sorption columns and replace the sorption columns with sets.
Система 25 предназначена для отбора газообразных радиоизотопов из компенсационного объема 10 реактора 22, выделения из них необходимых радиоизотопов и возврата невыделенных газообразных радиоизотопов в компенсационный объем 10.The system 25 is designed to select gaseous radioisotopes from the compensation volume 10 of the reactor 22, to extract the necessary radioisotopes from them, and to return unreleased gaseous radioisotopes to the compensation volume 10.
Система 26 предназначена для отвода тепла, выделяемого в топливном растворе короткоживущими радиоизотопами и охлаждения топливного раствора в аппарате 1 до оптимальной для сорбции температуры, от 20 до 35°С.System 26 is designed to remove heat generated in the fuel solution by short-lived radioisotopes and cool the fuel solution in apparatus 1 to an optimum temperature for sorption, from 20 to 35 ° C.
Система 27 предназначена для удаления газообразных продуктов деления из компенсационного объема 10.System 27 is designed to remove gaseous fission products from the compensation volume 10.
Фильтр 33 предназначен для очистки топливного раствора от продуктов коррозии.The filter 33 is designed to clean the fuel solution from corrosion products.
По меньшей мере, один ядерно-безопасный аппарат 2 предназначен для приготовления и корректировки топливного раствора.At least one nuclear-safe apparatus 2 is intended for the preparation and adjustment of a fuel solution.
Безопасность растворного реактора 22 обеспечивается штатными органами управления его реактивностью.The safety of the mortar reactor 22 is ensured by regular reactivity controls.
Безопасность аппарата 1 и, по меньшей мере, одного аппарата 2 достигнута их ядерно-безопасной конструкцией.The safety of apparatus 1 and at least one apparatus 2 is achieved by their nuclear-safe design.
Данное устройство обеспечивает непрерывное производство Мо-99, включающее:This device provides continuous production of Mo-99, including:
- заполнение оборудования контура циркуляции топливного раствора из, по меньшей мере, одного аппарата 2 приготовленным топливным раствором на основе соли уранила. В качестве топливного раствора может быть использован легководный раствор на основе уранилсульфата, UO2SO4×6H2O, или на основе уранилнитрата, UO2(NO3)2×6H2O, а также тяжеловодный раствор на основе уранилсульфата UO2SO4×6D2O, или на основе уранилнитрата, UO2(NO3)2×6D2O. Использование тяжеловодного топливного раствора будет предпочтительным, так как коэффициент замедления нейтронов тяжелой воды равен 20000, а легкой воды он равен 70, (Левин В.Е., «Ядерные реакторы, Госатомиздат, 1963);- filling the equipment of the circulation circuit of the fuel solution from at least one apparatus 2 with the prepared fuel solution based on uranyl salt. As a fuel solution, a light-water solution based on uranyl sulfate, UO 2 SO 4 × 6H 2 O, or based on uranyl nitrate, UO 2 (NO 3 ) 2 × 6H 2 O, as well as a heavy water solution based on uranyl sulfate UO 2 SO 4 can be used × 6D 2 O, or based on uranyl nitrate, UO 2 (NO 3 ) 2 × 6D 2 O. The use of a heavy water fuel solution will be preferable, since the neutron slowdown coefficient for heavy water is 20,000, and for light water it is 70, (Levin B. E., “Nuclear Reactors, Gosatomizdat, 1963);
- вывод реактора 22 на мощность штатными органами управления реактивностью;- conclusion of the reactor 22 to power by regular reactivity control bodies;
- наработку молибдена-99 в топливном растворе и его охлаждение в реакторе 22 при наработке молибдена-99;- the production of molybdenum-99 in the fuel solution and its cooling in the reactor 22 during the production of molybdenum-99;
- прокачку топливного раствора через оборудование контура;- pumping the fuel solution through the circuit equipment;
- выдержку топливного раствора для распада находящихся в нем короткоживущих радионуклидов в ядерно-безопасном аппарате 1, охлаждение топливного раствора до температуры, оптимальной для сорбции и сорбцию из него Мо-99.- holding the fuel solution for the decay of the short-lived radionuclides in it in a nuclear-safe apparatus 1, cooling the fuel solution to a temperature optimal for sorption and sorption of Mo-99 from it.
Кроме того, данное устройство обеспечивает:In addition, this device provides:
1. Ограничение разового увеличения реактивности реактора 22 значением 0,3 βэфф за счет выключения из работы насоса 15 при отсутствии топливного раствора в его всасывающем патрубке 4.1. The limitation of a one-time increase in the reactivity of the reactor 22 to 0.3 β eff due to the shutdown of the pump 15 in the absence of a fuel solution in its suction pipe 4.
2. Ограничение скорости ввода реактивности в реактор 22 значением 0,07 βэфф/с за счет соответствующего ограничения объемной подачи насоса 15.2. The limitation of the rate of input of reactivity into the reactor 22 to 0.07 β eff / s due to the corresponding limitation of the volumetric flow of the pump 15.
3. Постоянное наличие топливного раствора в объеме аппарата 1 между патрубками 18 и 19 и равенство скорости отбора топливного раствора из реактора 22 со скоростью его поступления в реактор 22 за счет превышения объемной подачи насоса 14 для откачки топливного раствора из реактора 22 над объемной подачей насоса 15 для прокачки топливного раствора в реактор 22 через по меньшей мере одну сорбционную колонку 29.1÷29.4 в сочетании с предусмотренным переливным трубопроводом 21.3. The constant presence of the fuel solution in the volume of the apparatus 1 between the nozzles 18 and 19 and the equality of the rate of selection of the fuel solution from the reactor 22 with the speed of its entry into the reactor 22 due to the excess of the volumetric flow of the pump 14 for pumping the fuel solution from the reactor 22 over the volumetric flow of the pump 15 for pumping the fuel solution into the reactor 22 through at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4 in combination with the provided overflow pipe 21.
4. Предотвращение поступления топливного раствора в реактор 22 самотеком за счет установленного после насоса 15 вентиля 6, запирающегося при выключении из работы насоса 15.4. Prevention of the flow of fuel solution into the reactor 22 by gravity due to the valve 6 installed after the pump 15, which is locked when the pump 15 is turned off.
5. Охлаждение находящегося в реакторе 22 топливного раствора. При использовании тяжеловодного топливного раствора в качестве охлаждающей воды следует использовать тяжелую воду, чтобы исключить присутствие легкой воды в реакторе 22. В состав контура циркуляции охлаждающей воды будет входить при этом находящийся в реакторе 22 теплообменный аппарат «тяжеловодный топливный раствор - охлаждающая тяжелая вода».5. Cooling is in the reactor 22 of the fuel solution. When using a heavy water fuel solution, heavy water should be used as cooling water in order to exclude the presence of light water in the reactor 22. The cooling water circulation circuit will include the “heavy water fuel solution - cooling heavy water” heat exchanger in the reactor 22.
6. Замену в аппарате 1 топливного раствора с низкой объемной активностью Мо-99 на топливный раствор из реактора 22 с активностью Мо-99, близкой к равновесной, через байпасный трубопровод 3, оснащенный регулятором 24 расхода топливного раствора, минуя, по меньшей мере, одну сорбционную колонку 29.1÷29.4.6. Replacement in the apparatus 1 of a fuel solution with a low volumetric activity of Mo-99 with a fuel solution from a reactor 22 with an activity of Mo-99 close to equilibrium through a bypass pipe 3 equipped with a regulator 24 of the flow of the fuel solution, bypassing at least one sorption column 29.1 ÷ 29.4.
7. Включение в работу и выключение из работы оборудования запорными вентилями 7.1÷7.15.7. Turning the equipment on and off from operation by shut-off valves 7.1 ÷ 7.15.
8. Размещение оборудования по выделению и очистке от примесей Мо-99 в защитном боксе 8.8. Placement of equipment for the separation and purification of Mo-99 impurities in a protective box 8.
9. Каталитическую регенерацию воды из кислорода и водорода, образующихся в топливном растворе за счет радиолиза воды и выходящих в компенсационный объем 10 реактора 22, и конденсацию водяного пара в конденсаторе 11.9. The catalytic regeneration of water from oxygen and hydrogen generated in the fuel solution due to radiolysis of water and leaving the compensation volume 10 of the reactor 22, and condensation of water vapor in the condenser 11.
10. Выделение Мо-99 с использованием, по меньшей мере, одного набора 12.1÷12.2 параллельно установленных сорбционных колонок, сорбирующих Мо-99 из топливного раствора.10. Isolation of Mo-99 using at least one set of 12.1 ÷ 12.2 of parallel-mounted sorption columns sorbing Mo-99 from the fuel solution.
11. Отбор оборудованием системы 25 газообразных радиоизотопов из компенсационного объема 10 реактора 22, выделение из них необходимых радиоизотопов и возврат невыделенных газообразных радиоизотопов в компенсационный объем 10.11. The selection of the equipment of the system 25 gaseous radioisotopes from the compensation volume 10 of the reactor 22, the allocation of the necessary radioisotopes from them and the return of undetected gaseous radioisotopes to the compensation volume 10.
12. Отвод тепла, выделяемого в топливном растворе короткоживущими радиоизотопами и охлаждение топливного раствора в аппарате 1 до оптимальной для сорбции температуры системой 26.12. The removal of heat generated in the fuel solution by short-lived radioisotopes and the cooling of the fuel solution in the apparatus 1 to the optimum temperature sorption system 26.
13. Удаление газообразных продуктов деления из компенсационного объема 10 оборудованием системы 27.13. Removing gaseous fission products from the compensation volume 10 by system equipment 27.
14. Очистку топливного раствора от продуктов коррозии в фильтре 33.14. Cleaning the fuel solution from corrosion products in the filter 33.
15. Приготовление и корректировку топливного раствора в, по меньшей мере, одном ядерно-безопасном аппарате 2.15. Preparation and adjustment of the fuel solution in at least one nuclear-safe apparatus 2.
Пример конкретного исполнения устройства для производства Мо-99.An example of a specific implementation of the device for the production of Mo-99.
1. Топливный раствор - тяжеловодный раствор на основе уранилсульфата, UO2SO4×6D2O.1. Fuel solution - a heavy water solution based on uranyl sulfate, UO 2 SO 4 × 6D 2 O.
2. Обогащение топлива ураном-235 менее 20% для целей нераспространения топлива.2. Enrichment of fuel with uranium-235 less than 20% for non-proliferation purposes.
3. Объем топливного раствора в реакторе 32 равен примерно 40 л.3. The volume of the fuel solution in the reactor 32 is approximately 40 L.
4. Заполняемый объем ядерно-безопасного аппарата 1 для выдержки топливного раствора 7 л.4. The fillable volume of a nuclear-safe apparatus 1 for holding a fuel solution of 7 l.
5. Объем ядерно-безопасного аппарата 2 для приготовления и корректировки топливного раствора 10 л.5. The volume of a nuclear-safe apparatus 2 for the preparation and adjustment of a fuel solution of 10 l.
6. Если принять 1 литр топливного раствора за эквивалент реактивности, равной 1 βэфф, то суммарный объем, складывающийся из объема аппарата 1 для выдержки между переливным патрубком 18 и сливным патрубком 19, объема сливного трубопровода 28 до всасывающего патрубка 4 насоса 15 и объема всасывающего патрубка 4 насоса 15 должен не превышать 300 мл, а объемная подача насоса 15 должна будет не превышать 70 мл/с.6. If we take 1 liter of fuel solution as the equivalent of reactivity equal to 1 β eff , then the total volume consisting of the volume of the apparatus 1 for holding between the overflow pipe 18 and the drain pipe 19, the volume of the drain pipe 28 to the suction pipe 4 of the pump 15 and the volume of the suction the nozzle 4 of the pump 15 should not exceed 300 ml, and the volumetric flow of the pump 15 should not exceed 70 ml / s.
7. Рабочая температура топливного раствора 80°С.7. The working temperature of the fuel solution is 80 ° C.
8. Мощность растворного реактора 22 равна 50 КВт.8. The capacity of the mortar reactor 22 is 50 kW.
9. Производительность устройства по Мо-99 составит ~800 Ки/неделю с калибровкой на шестой день.9. The performance of the device according to the Mo-99 will be ~ 800 Ci / week with calibration on the sixth day.
Параметры сорбционной колонки 29.1-29.4, мощности систем охлаждения диаметры трубопроводов и другие характеристики устройства определяют расчетом и экспериментально.The parameters of the sorption column 29.1-29.4, the power of the cooling systems, the pipe diameters and other characteristics of the device are determined by calculation and experimentally.
Пример конкретного применения устройства для производства Мо-99.An example of a specific application of the device for the production of Mo-99.
Заполняют из аппарата 2 растворный реактор 22 и остальное оборудование контура циркуляции тяжеловодным раствором на основе уранилсульфата. Выводят реактор 22 на мощность 50 кВт и нарабатывают в топливном растворе Мо-99. Во время наработки Мо-99 включают в работу каталитический регенератор 9 и получают водяной пар из дейтерия и кислорода, выходящих в компенсационный объем 10 реактора 22. В конденсаторе 11 водяной пар конденсируется, и образованная тяжелая вода стекает обратно в топливный раствор. Таким образом, поддерживается постоянным содержание тяжелой воды как замедлителя нейтронов в топливном растворе. Открытием запорного вентиля 7.14 газообразные радиоизотопы, выходящие в компенсационный объем 10, могут быть отобраны в оборудование системы 25, где из них будут выделены необходимые радиоизотопы, а остальные возвращены в компенсационный объем 10. Отвод тепла, выделяемого в тяжеловодном топливном растворе короткоживущими радиоизотопами, и охлаждение топливного раствора в аппарате 1 до температуры от 20°С до 35°С выполняет оборудование системы 26. Открытием запорного вентиля 7.13 газообразные радиоизотопы могут быть удалены из компенсационных объемов 10 оборудованием системы 27. Находящийся в реакторе 22 топливный раствор охлаждают, используя для охлаждения оборудование контура циркуляции охлаждающей воды. Для улучшения баланса тепловых нейтронов будет целесообразным использовать тяжелую воду в качестве охлаждающей воды.The solution reactor 22 and the rest of the equipment of the circulation circuit are filled from the apparatus 2 with a heavy water solution based on uranyl sulfate. The reactor 22 is brought out to a power of 50 kW and is produced in a Mo-99 fuel solution. During the run-time, Mo-99, the catalytic regenerator 9 is turned on and water vapor is obtained from deuterium and oxygen leaving the compensation volume 10 of the reactor 22. Water vapor condenses in the condenser 11, and the resulting heavy water flows back into the fuel solution. Thus, the content of heavy water as a neutron moderator in the fuel solution is kept constant. By opening the shut-off valve 7.14, the gaseous radioisotopes entering the compensation volume 10 can be taken into the equipment of the system 25, where the necessary radioisotopes will be extracted from them, and the rest will be returned to the compensation volume 10. The heat released in the heavy water fuel solution by short-lived radioisotopes and cooling the fuel solution in the apparatus 1 to a temperature of from 20 ° C to 35 ° C is performed by the equipment of the system 26. By opening the shut-off valve 7.13, gaseous radioisotopes can be removed from the compensation volume 10 of the equipment of the system 27. The fuel solution located in the reactor 22 is cooled using the cooling water circuit equipment for cooling. To improve the thermal neutron balance, it will be advisable to use heavy water as cooling water.
После достижения объемной активности Мо-99 в топливном растворе, близкой к равновесному значению, включают в работу насос 14 для откачки топливного раствора из реактора. Открывают запорные вентили на входе и выходе, по меньшей мере, одной сорбционной колонки 29.1-29.4. Включают в работу насос 15 и начинают непрерывный процесс выделения Мо-99 из топливного раствора. После достижения максимальной активности Мо-99 в, по меньшей мере, одной работающей сорбционной колонке поток топливного раствора переводят на, по меньшей мере, одну другую сорбционную колонку. Колонку с Мо-99 промывают, десорбируют Мо-99 и переводят в резерв. Полученный раствор Мо-99 очищают от радионуклидных и химических примесей.After the volumetric activity of Mo-99 in the fuel solution is reached, which is close to the equilibrium value, the pump 14 is turned on to pump the fuel solution from the reactor. Open the shut-off valves at the inlet and outlet of at least one sorption column 29.1-29.4. Turn on pump 15 and begin the continuous process of isolating Mo-99 from the fuel solution. After reaching the maximum activity of Mo-99 in at least one working sorption column, the flow of the fuel solution is transferred to at least one other sorption column. The Mo-99 column is washed, Mo-99 is desorbed and transferred to the reserve. The resulting solution of Mo-99 is purified from radionuclide and chemical impurities.
Мо-99 выделяют непрерывно из топливного раствора, содержащего Мо-99 с объемной активностью, близкой к равновесному значению, поэтому производительность устройства по Мо-99 будет максимальной.Mo-99 is isolated continuously from a fuel solution containing Mo-99 with a volumetric activity close to the equilibrium value, therefore, the performance of the device according to Mo-99 will be maximum.
Получен технический результат изобретения, повышена производительность устройства за счет ликвидации простоев оборудования, выделения Мо-99 из топливного раствора с объемной активностью Мо-99, близкой к равновесному значению, и использования лучшего замедлителя нейтронов.The technical result of the invention is obtained, the device’s productivity is improved by eliminating equipment downtime, isolating Mo-99 from a fuel solution with a volume activity of Mo-99 close to the equilibrium value, and using the best neutron moderator.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011154165/02A RU2516111C2 (en) | 2011-12-30 | 2011-12-30 | Mo-99 PRODUCTION PLANT |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2011154165/02A RU2516111C2 (en) | 2011-12-30 | 2011-12-30 | Mo-99 PRODUCTION PLANT |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2011154165A RU2011154165A (en) | 2013-07-10 |
| RU2516111C2 true RU2516111C2 (en) | 2014-05-20 |
Family
ID=48787390
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2011154165/02A RU2516111C2 (en) | 2011-12-30 | 2011-12-30 | Mo-99 PRODUCTION PLANT |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2516111C2 (en) |
Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5596611A (en) * | 1992-12-08 | 1997-01-21 | The Babcock & Wilcox Company | Medical isotope production reactor |
| US5910971A (en) * | 1998-02-23 | 1999-06-08 | Tci Incorporated | Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99 |
| RU2296712C2 (en) * | 2005-05-24 | 2007-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского" | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method |
-
2011
- 2011-12-30 RU RU2011154165/02A patent/RU2516111C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US5596611A (en) * | 1992-12-08 | 1997-01-21 | The Babcock & Wilcox Company | Medical isotope production reactor |
| US5910971A (en) * | 1998-02-23 | 1999-06-08 | Tci Incorporated | Method and apparatus for the production and extraction of molybdenum-99 |
| RU2296712C2 (en) * | 2005-05-24 | 2007-04-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации-Физико-энергетический институт им. А.И. Лейпунского" | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU2011154165A (en) | 2013-07-10 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2413020C1 (en) | Procedure and device for production of molybdenum-99 | |
| Magomedbekov et al. | Water distillation as a method of detritiation of heavy-water moderator | |
| CN110752045B (en) | Purging system and method for volume control box of nuclear power station | |
| Zverev et al. | RITM-200: new-generation reactor for a new nuclear icebreaker | |
| RU2516111C2 (en) | Mo-99 PRODUCTION PLANT | |
| CN105883971A (en) | Transformation method of power generating unit condensation water treatment system | |
| US20160372226A1 (en) | System and method for collecting 3he gas from heavy water nuclear reactors | |
| RU2296712C2 (en) | Method of production of molybdenum-99 and device for realization of this method | |
| Saltanov et al. | World experience in nuclear steam reheat | |
| US3378450A (en) | Method and apparatus for recovering boric acid in nuclear reactor plants controlled with boric acid | |
| CN104147928B (en) | A kind of containing the quick minimizing technology of protium in hydrogen tritide isotope gas | |
| CN104318968A (en) | Process and device for treating tritium-containing water in nuclear power plant based on electrolysis and low-temperature distillation cascade process | |
| RU126185U1 (en) | INSTALLATION FOR CLEANING LIQUID RADIOACTIVE WASTE FROM TRITIUM | |
| US3222254A (en) | Method of controlling the reactivity of a nuclear reactor | |
| RU2646864C1 (en) | Reactor plant for producing isotope products | |
| Castle | NGNP reactor coolant chemistry control study | |
| CN110265166A (en) | A kind of no boron PWR nuclear power plant cvcs | |
| CA2016922C (en) | Vapour phase catalytic exchange apparatus | |
| Liang et al. | A cleanup machine using reverse osmosis method to remove silica from boric acid tank at maanshan nuclear power station | |
| Bornea et al. | The prediction of tritium level reduction of NPP Cernavoda using CTRF | |
| US3151031A (en) | Method of regulating the operation of homogeneous nuclear reactors | |
| RU174134U1 (en) | PLANT FOR CLEANING HEAVY WATER FROM TRITIUM AND PROTIA | |
| JPH03503805A (en) | Auxiliary volume control and chemical circuit for the primary circuit of pressurized water reactors | |
| JP2895267B2 (en) | Reactor water purification system | |
| CN118942752A (en) | Measurement and control methods for oxidation operation during nuclear power plant overhaul |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20141231 |