Патенты автора УИТМЕР Чарльз (US)
УСОВЕРШЕНСТВОВАННАЯ НЕЙТРОННАЯ СИСТЕМА // 2621968
Изобретение относится к системе моделирования ядерного реактора. Технический результат заключается в автоматизации моделирования и симуляции ядерного реактора. Система содержит интерфейс моделирования для определения стандартизированных данных моделирования абстрактной модели ядерного реактора, преобразования этих данных в данные моделирования ядерного реактора, определяющие модель ядерного реактора, симулятор, включающий множество модулей симулятора, включающих модуль нейтронного симулятора, модуль симулятора выгорания топлива, модуль термогидравлического симулятора и модуль симулятора характеристик материала, причем симулятор связан с интерфейсом моделирования и сконфигурирован для генерирования данных симуляции для интерфейса моделирования, причем интерфейс моделирования сконфигурирован для избирательной и итерационной посылки данных моделирования ядерного реактора в выбранные модули симулятора для формирования данных симуляции ядерного реактора, приема данных симуляции ядерного реактора, анализа и обновления данных моделирования и данных симуляции для их сохранения, стандартизации обновленных данных моделирования ядерного реактора, базу данных, связанную с интерфейсом моделирования и сконфигурированную для приема стандартизированных данных. 28 з.п. ф-лы, 40 ил., 3 табл.
ИНИЦИАТОР ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР // 2605605
Изобретение относится к инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива. Технический результат - эффективное создание и распространение дефлаграционной волны деления ядер. 10 з.п. ф-лы, 39 ил.
Изобретение относится к эксплуатации реакторов на бегущей волне. Способ эксплуатации реактора включает стадию, на которой фронт горения бегущей волны распространяют вдоль первого и второго измерений в нескольких тепловыделяющих подсборках в активной зоне реактора, и стадию, на которой управляемо перемещают эти подсборки вдоль первого направления, что определяет форму фронта горения. При этом управляемое перемещение подсборок вдоль первого измерения производят радиально и спирально. Технический результат - оптимизация режима горения ядерного топлива, повышение уровня его выгорания. 3 н. и 41 з.п. ф-лы, 61 ил.
Изобретение относится к управлению реактором деления на бегущей волне. Способ управления включает стадию определения формы фронта горения бегущей волны нейтронного деления и стадию, на которой определяют перемещение в активной зоне нескольких выбранных тепловыделяющих сборок в зависимости от требуемой формы фронта. Реализация способа обеспечивается электрическими схемами, предназначенными для определения требуемой формы фронта горения и для определения перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе. Работа системы обеспечивается программируемыми аппаратными средствами. Технический результат - повышение глубины выгорания топлива и длительности кампании реактора. 3 н. и 103 з.п. ф-лы, 61 ил.
Изобретение относится к формированию активной зоны ядерного реактора. Предложена система для перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе на бегущей волне, содержащая электрические схемы, предназначенные для определения требуемой формы волны горения в нескольких тепловыделяющих подсборках ядерного деления, а также для определения перемещения выбранных нескольких подсборок. При этом перемещение подсборок осуществляют радиально и спирально. Также предложен ядерный реактор, содержащий такую систему. Технический результат - повышение глубины выгорания топлива. 2 н. и 62 з.п. ф-лы, 10 ил.
ПЕРЕДВИЖЕНИЕ МАТЕРИАЛОВ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ // 2554072
Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение средней скорости изменения количества материала и потока в ячейке, определение обновленного количества материала в ячейке на основании средней скорости изменения и корректировку обновленного количества материала в ячейке не некое количество. Технический результат - возможность управления бегущей волной деления. 2 н. и 28 з.п. ф-лы, 22 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 2 н. и 19 з.п. ф-лы, 205 ил.
Изобретение относится к быстрым реакторам с нейтронно-делительной волной. В изобретении охарактеризованы реактор ядерного деления, способы работы реактора ядерного деления и способы управления избыточной реактивностью в реакторе ядерного деления. Способ управления избыточной реактивностью включает деление ядерного топлива и воспроизведение делящегося материала в центральной области активной зоны, перестановку сборок с делящимся и воспроизводящим материалом, так что образуется стоячая волна воспроизведения делящегося материала и деления ядерного топлива. Технический результат - повышение уровня выгорания топлива. 3 н. и 42 з.п. ф-лы, 68 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного реактора деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления, клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса, и керамическую трубную решетку для отвода тепла. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 2 н. и 20 з.п. ф-лы, 205 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления и клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 17 з.п. ф-лы, 204 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов. Технический результат - возможность моделирования оптимального материального состава активной зоны реактора на бегущей волне. 2 н. и 29 з.п. ф-лы, 22 ил.
Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления. Осуществляют управление средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом. Газообразный продукт деления (ГПД) собирают в резервуаре, отделяют продукт в конденсированной фазе от газообразного продукта путем пропускания газообразного продукта деления через фильтр. Технический результат - снижение вероятности выхода ГПД в атмосферу, увеличение выгорания топлива. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 204 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам деления. Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного реактора деления содержит тепловыделяющий элемент ядерного деления, соединенный с ним корпус клапана для помещения газообразных продуктов деления, клапан, предназначенный для управляемой вентиляции газообразных продуктов деления из объема корпуса, и керамическую трубную решетку для отвода тепла. Технический результат - повышение надежности тепловыделяющего модуля, увеличение кампании реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 205 ил.
УПРАВЛЯЕМОЕ УДАЛЕНИЕ ЛЕТУЧЕГО ПРОДУКТА ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ И ТЕПЛА, ВЫСВОБОЖДАЕМОГО ВОЛНОЙ ГОРЕНИЯ // 2537505
Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, в частности к способам управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. В способе используется тепловыделяющая сборка, которая содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Способ включает соединение подузла управления текучей средой с кожухом, выполненным с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива, и циркуляцию отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 15 з.п. ф-лы, 213 ил.
Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. Технический результат - повышение эффективности теплосъема в ядерном реакторе. 12 з.п. ф-лы, 55 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, а именно к тепловыделяющим сборкам, выполненным с возможностью управляемого удаления летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. Тепловыделяющая сборка содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Подузел управления текучей средой соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучего продукта ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 41 з.п. ф-лы, 213 ил.
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора на бегущей волне. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора деления выполнена с возможностью управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. Тепловыделяющая сборка содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Подузел управления текучей средой соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 35 з.п. ф-лы, 213 ил.
Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно указанного модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с указанным модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в указанный модуль ядерного деления. Технический результат - повышение эффективности теплосъема ядерного реактора. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 55 ил.
Группа изобретений относится к организации движения потока теплоносителя в ядерных реакторах. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. Технический результат - устранение зависимости работы реактора от свойств роста конструкционных материалов, вызванных нейтронным облучением. 2 н. и 52 з.п. ф-лы, 55 ил.
Группа изобретений относится к вентилируемым тепловыделяющим элементам ядерного реактора. Способ предусматривает использование тепловыделяющей сборки с кожухом, выполненным с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Способ включает использование подузла управления текучей средой, который соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучих продуктов ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, с помощью подузла управления текучей средой осуществляют циркуляцию отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - возможность управляемого удаления летучих продуктов ядерного деления и тепла, высвобождаемых волной горения в ядерном реакторе деления на бегущей волне. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 213 ил.
Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управление местоположением, скоростью и профилем фронта горения также управляет флюенсом нейтронов, как это испытывается конструкционными материалами тепловыделяющей сборки, с целью снижения риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. Изобретение направлено на оптимизацию управления глубиной выгорания топлива. 3 н. и 55 з.п. ф-лы, 71 ил.
Изобретение относится к конструктивным элементам ядерного реактора на бегущей волне деления. Узел управления потоком теплоносителя соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управляет потоком теплоносителя в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. 18 з.п. ф-лы, 54 ил.
Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает оболочку, стенки которой герметично закрывают пену ядерного топлива, включающую множество взаимосвязанных открытых полостей или множество закрытых полостей. Полости предоставляют возможность расширения пены в сторону полостей; данное расширение может быть обусловлено выработкой тепла и/или образованием газообразных продуктов деления. Полости сжимаются или уменьшаются в объеме при расширении пены. Давление на стенки оболочки существенно снижается из-за того, что пена расширяется в сторону или даже внутрь полостей, а не в сторону стенок оболочки. Таким образом, полости обеспечивают пространство, в которое может расширяться пена. Технический результат - снижение вероятности выхода продуктов деления в теплоноситель. 7 н. и 147 з.п. ф-лы, 18 ил.
ИНИЦИАТОР ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР // 2483371
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам
