СПОСОБ УДАЛЕНИЯ He ИЗ ТЯЖЕЛОВОДНОГО КОНТУРА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Российский патент 2008 года по МПК G21F9/00 G21D3/08 

Изобретение относится к технике ядерных реакторов, а именно к способам улучшения радиационной обстановки на АЭС и снижения дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Основным источником ядерной энергии после исчерпания богатых месторождений урана станут легководные реакторы с тяжеловодным замедлителем нейтронов. Разработано несколько типов таких реакторов (ACR-700, ACR-1100), начинается строительство реактора в Индии (Атомная энергия за рубежом. 2004, №6). В России завершается строительство экспериментального реактора ПИК с тяжеловодным замедлителем (Ерыкалов А.Н. и др. "Конструкция активной зоны и отражателя реактора ПИК" Препринт ПИЯФ - 2472, Гатчина, 2002).

Принцип устройства таких реакторов заключается в следующем: легкая вода под давлением охлаждает активную зону реактора и переносит тепло от зоны в парогенератор; тяжеловодный замедлитель окружает активную зону и служит для термолизации нейтронов. Тяжеловодный замедлитель находится в поле интенсивного гамма-нейтронного облучения, поэтому он снабжен отдельным контуром для охлаждения тяжелой воды. Этот контур включает циркуляционный насос, терморасширительный бак и охлаждаемый теплообменник.

При работе реактора дейтерий тяжелой воды захватывает нейтроны и превращается в радиоактивный изотоп водорода - тритий:

²D+¹n→³T

Тритий распадается с периодом полураспада 12,36 года и превращается в ³He -

³T→³Не+е^-

В нейтронном поле реактора ³He захватывает нейтрон и снова превращается в тритий:

³He+¹n→³T+¹H

Процесс накопления трития в тяжеловодном замедлителе нейтронов проанализирован в работе (Ерыкалов А.Н. «Расчетная концентрация трития в тяжеловодном реакторе» Ж. «Атомная Энергия», т.99, №3, сентябрь 2006). Установлено, что в том случае, если ³He остается в замедлителе, концентрация трития в контуре линейно возрастает со временем. Если образующийся ³He непрерывно удаляется из контура, то рост концентрации замедляется за счет естественного распада трития, и его концентрация стабилизируется на допустимом уровне. Известен способ прямой детритизации тяжелой воды, основанный на разделении тяжелых изотопов водорода - дейтерия и трития (The Tritium Extraction Plant of the LAUE-LANGEVIN Institute. Pautrot G.P., Amauld J.P. "American Nuclear Society (1975), Vol.220, 202-203"). Для очистки тяжелой воды от трития на тяжеловодных реакторах смесь D₂O - DTO и молекулярного D₂ пропускают через катализатор. Происходит обменная реакция

TDO+D₂↔DT+D₂O,

в результате которой тритий извлекается в молекулярный дейтерий. Полученную смесь газов D₂ и DT тщательно осушают, очищают от примеси O₂ и N₂ и охлаждают ниже 252°С. Жидкий дейтерий подвергают ректификации в многоступенчатой ректификационной колонне. Концентрат DT отбирают из куба колонны, а очищенный D₂ нагревают до +100°С и снова направляют на извлечение трития из D₂O.

Известен менее энергоемкий способ разделения изотопов дейтерия и трития без криогенной ректификации D₂ (RU 2148426, 21.04.1998).

Однако, кроме высокой энергоемкости, процессам изотопного разделения дейтерия и трития присущ особый недостаток - недопустимое сочетание высокой радиоактивности и взрывоопасности смеси D₂ - DT.

Процесс разделения тяжелых изотопов водорода можно заменить процессом непрерывного удаления из тяжеловодного контура реактора образующегося ³He. В этом случае концентрация трития в контуре будет уменьшаться за счет естественного распада трития, пока не стабилизируется на допустимом уровне.

Не изменяя ядернофизических свойств тяжеловодного замедлителя нейтронов, удалять ³He из объема D₂O можно, продувая его чистым ³He, или молекулярным D₂, или паром D₂O.

В первом случае возникает необходимость создания установки для разделения изотопов гелия. Из-за высокой растворимости гелия в тяжелой воде при повышенном давлении эта установка будет энергоемкой и большой по объему. Известно, что термодиффузионное разделение ³He и ³He возможно (Physical Review, Second Series, V.74, No.8, October 15, 1948, s.946), но ему мешает примесь молекул ³He, которая образуется в реакторе при радиолизе тяжелой воды. Применению D₂ мешает его взрывоопасность, недопустимая в контакте с высокоактивной тяжелой водой.

Продувка паром D₂O потребует нагрева до температуры кипения всего циркуляционного потока тяжелой воды, а затем его охлаждения, что потребует значительных энергетических затрат.

Заявленный способ основан на принципе удаления гелия-3 из третированной тяжелой воды. При этом использовано аномальное свойство гелия: более высокая растворимость в кипящей воде, чем в холодной.

Технической задачей, поставленной в настоящем изобретении, является снижение энергетических затрат, а также снижение дозовых нагрузок на обслуживающий персонал.

Эта задача достигается за счет того, что растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока тяжелой воды сначала в слой кипящей тяжелой воды (меньший по объему), переводят в поток пара тяжелой воды, отделяют от пара тяжелой воды в ректификационной колонне и удаляют гелий-3 из дефлегматора колонны потоком поддавливающего сухого газа, предпочтительнее азота.

На чертеже представлена схема реализации способа удаления ³He из тяжеловодного контура легководного реактора (с устройством для удаления ³He). Контур включает бак с тяжеловодным отражателем - 1, циркуляционный насос -2, терморасширительный бак - 3, электронагреватели - 4, ректификационную колонну - 5, дефлегматор с газовой подушкой - 6, направляющий экран - 7, теплообменник - 8.

Способ заключается в следующем.

Циркуляционный насос - 2 создает круговой поток тяжелой воды, в которой находится растворенный гелий - 3, из отражателя реактора - 1 через терморасширительный бак - 3 в теплообменник - 8. В терморасширительном баке - 3 система экранов - 7 направляет поток D₂O с растворенным гелием - 3 под слой кипящей воды (верхний слой воды кипит, т.к. в верхней части терморасширительного бака - 3 находятся электронагреватели - 4). При контакте D₂O с кипящей D₂O ³He переходит в кипящую воду - здесь проявляется аномальное свойство гелия - 3: его растворимость в кипящей воде выше, чем в холодной.

Поток пара D₂O подхватывает ³He и увлекает его в ректификационную колонну - 5. При разделении смеси D₂O - ³He весь гелий и продукты радиолиза D₂O собираются в газовой подушке дефлегматора - 6 ректификационной колонны - 5. Из дефлегматора - 6 ³He удаляют потоком сухого газа, предпочтительнее азотом. Флегма D₂O, практически не содержащая гелий - 3, скатывается вниз и через воронку уходит в теплообменник - 8.

Объем воды в кипящем слое меньше объема D₂O в замедлителе нейтронов, а объем испаряемой воды меньше кипящей, поэтому энергетические затраты на осуществление заявленного способа много меньше затрат прямого способа - нагрева и продувки паром всего циркуляционного потока D₂O.

Способ для извлечения ³He не требует каких-либо изменений в тяжеловодном контуре реактора, только в терморасширительный бак встраивается система направляющих экранов, нагреватели и ректификационная колонна.

Пример осуществления способа.

Тяжеловодный отражатель нейтронов исследовательского реактора ПИК (Ерыкалов А.Н. и др. "Конструкция активной зоны и отражателя реактора ПИК" Препринт ПИЯФ - 2472, Гатчина, 2002) содержит 9 т D₂O реакторной чистоты (99,7%). Циркуляционный насос, производительностью 20 л/мин, перекачивает тяжелую воду через терморасширительный бак и теплообменник трубчатого типа. Терморасширительный бак, емкостью 100 л, содержит 80 л D₂O. В кипящем состоянии находятся только верхние 20-25 л тяжелой воды. Вода до кипения доводится 8 электронагревателями по 2 кВт. Ректификационная колонна заполнена спирально-призматической насадкой 3×3×0,25 мм из нержавеющей стали 12Х18Н10Т. Плотность орошения 0,15 кг/см² час. Дефлегматор колонны заполнен азотом при давлении 2,5 атм. Дефлегматор снабжен дополнительным устройством для осушки отходящего газа, сжижения N₂ и сбора ³He.

Способ позволяет поддерживать концентрацию трития в контуре на уровне 12 Ku/л.

Способ предназначен для использования в технике ядерных реакторов, а именно в способах улучшения радиационной обстановки на АЭС. Способ заключается в удалении ³He из тяжеловодного контура ядерного реактора. Растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D₂O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D₂O, отделяют от пара в ректификационной колонке и удаляют из дефлегматора колонки вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота. Снижаются дозовые нагрузки на обслуживающий персонал. 1 ил.

Способ удаления ³He из тяжеловодного контура ядерного реактора, заключающийся в том, что растворенный в воде гелий-3 извлекают из потока D₂O в слой кипящей тяжелой воды, переводят в поток пара D₂O, отделяют от пара в ректификационной колонне и удаляют из дефлегматора колонны вместе с током поддавливающего газа, предпочтительнее азота.