Патенты автора Никель Кирилл Альбертович (RU)
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при организации естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах. Для создания движущего напора циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре ядерного реактора на быстрых нейтронах без теплопередачи от реактора перед заполнением трубопроводов и оборудования подъемного и опускного участков контура осуществляют их электронагрев до температур T1 и Т2, которые выбирают из условия выполнения неравенства: ρ1(Т1)⋅g⋅ΔН1>ρ2(T2)⋅g⋅ΔH2+ΔР, где ρ1(T1) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т1 трубопроводов на подъемном участке; ρ2(T2) - плотность жидкометаллического теплоносителя при температуре Т2 трубопроводов на опускном участке; ΔH1 - разница высот между входом и выходом подъемного участка; ΔН2 - разница высот между входом и выходом опускного участка; ΔР - гидравлическое сопротивление контура; g - ускорение силы тяжести. Технический результат – обеспечение запуска естественной циркуляции за счет создания движущего напора циркуляции и обеспечение требуемого направления естественной циркуляции жидкометаллического теплоносителя в контуре теплоотвода без передачи тепла от ядерного реактора. 2 ил.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР БАССЕЙНОВОГО ТИПА // 2562228
Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа. Система охлаждения активной зоны и отражателя реактора содержит активную зону и отражатель, расположенные в заполненном теплоносителем бассейне реактора. Активная зона и отражатель размещены в корпусе, выполненном в виде короба с двумя обечайками и нижней опорной решеткой с отверстиями. Активная зона расположена во внутренней обечайке корпуса, а отражатель расположен во внешней обечайке. Высоту внутренней обечайки выбирают из условия обеспечения такого расхода теплоносителя за счет естественной циркуляции, при котором обеспечивается расхолаживание активной зоны без превышения допустимых значений температур оболочек тепловыделяющих элементов. Технический результат - обеспечение расхолаживания активной зоны и отражателя в аварийных ситуациях. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ ПРОИЗВОДСТВА ИЗОТОПОВ // 2497207
Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси. Барабан снабжен по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие. Технический результат - возможность перегрузки изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к системам безопасности ядерного реактора. Система аварийного расхолаживания ядерного реактора бассейнового типа содержит емкость аварийного расхолаживания, расположенную в бассейне реактора и сообщающуюся посредством трубопровода с подзонным пространством, которое образовано горизонтальной разделительной перегородкой, расположенной ниже активной зоны, и днищем бассейна. Емкость соединена с пространством над уровнем теплоносителя в бассейне посредством воздушника. Диаметр трубопровода, соединяющего емкость аварийного расхолаживания с подзонным пространством, выбирают таким, чтобы начальный расход теплоносителя через активную зону обеспечивал непревышение допустимых значений температуры тепловыделяющих элементов. Технический результат - предупреждение перегрева тепловыделяющих элементов. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
