Патенты автора Лемехов Вадим Владимирович (RU)
Изобретение относится к атомной технике, а именно к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца и его сплавов с поглощающими элементами. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем содержит вентилируемый поглощающий элемент, выполненный в виде ограниченной концевыми деталями со сквозными каналами трубчатой оболочки, в которую помещен поглотитель нейтронов – карбид бора. Оболочка и концевые детали выполнены из хромисто-кремниевой стали ферритно-мартенситного класса. Диаметр таблеток меньше внутреннего диаметра оболочки и определяется по формуле: dтабл ≤ [Dвн. обл - 0,55 (Dвн. обл /12) 0,25] [1-0,01а⋅(ψ - 1)] (мм), где dтабл - диаметр таблетки поглотителя (мм), Dвн. обл - внутренний диаметр оболочки (мм), а - удельное распухание карбида бора (%/%), ψ - глубина выгорания атомов бора (%). Технический результат – повышение надежности и увеличение ресурса поглощающего элемента при эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца или его сплавов. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к области ядерной техники и может быть применено в бесчехловых регулирующих тепловыделяющих сборках жидкометаллического ядерного реактора. Бесчехловая тепловыделяющая сборка жидкометаллического ядерного реактора содержит тепловыделяющие элементы, установленные в дистанционирующих решетках вокруг центрального шестигранного канала, в котором размещен рабочий орган системы управления и защиты с возможностью ввода в активную зону под действием силы Архимеда. Центральный шестигранный канал снабжен верхним и нижним ограничителями осевого перемещения рабочего органа. Рабочий орган выполнен с гексагональным поперечным сечением и состоит по меньшей мере из двух звеньев, шарнирно соединенных между собой и снабженных элементами для дистанционирования относительно шестигранного центрального канала. Технический результат – гарантированное срабатывание рабочего органа для обеспечения его осевого перемещения в центральном шестигранном канале и ввода в активную зону, исключение вероятности случайного извлечения рабочего органа из тепловыделяющей сборки, а также максимальное использование площади центрального шестигранного канала с целью увеличения количества поглощающего материала в рабочем органе. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к устройствам для взятия проб в жидком или текучем состоянии и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем для отбора проб расплавленного теплоносителя. Устройство содержит емкость для фиксации пробы 1, воздушную трубку 2, полость которой сообщена с полостью емкости 1, и механизм перемещения 3 емкости 1. Емкость 1 выполнена с крышкой 4 и днищем с отверстием, диаметр которого меньше диаметра капли отбираемой жидкости. Сообщение полости трубки 2 с полостью емкости 1 осуществлено через крышку 4. Внутри цилиндра 1 размещен запирающий элемент 5, материал которого имеет плотность меньше плотности отбираемой жидкости, за счет чего он имеет возможность перемещения по высоте при изменении уровня пробы в емкости 1. Изобретение позволяет исключить закупорку полости трубки застывающим металлом и возможность вытекания пробы в процессе транспортировки. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерный технике. Способ обнаружения негерметичных тепловыделяющих элементов сборок ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем заключается в том, что над ТВС в активной зоне устанавливают устройства контроля герметичности тепловыделяющих сборок и под давлением в теплоноситель подают газ, который вместе с растворенными в теплоносителе газообразными продуктами деления затем выводят из реактора к датчикам контроля радиоактивности. В трубу устройства контроля вставляют цилиндрическую пробку из материала с каналами для прохода барботажной трубки и выхода газа и N устройств контроля герметичности, число устройств N выбирают не менее 4, одно устройство размещают над центральной ТВС, а остальные устройства располагают вокруг этого устройства на расстоянии Rn, Rn - расстояние от центральной ТВС до ТВС первого или второго, проводят контроль радиоактивности газообразных продуктов на работающем на мощности реакторе и, если уровень радиоактивности превышает допустимые значения, делают вывод о разгерметизации твэл в той части активной зоны. Изобретение позволяет сократить простой реактора из-за поиска тепловыделяющих сборок с поврежденными твэлами, расширить спектр контролируемых продуктов деления.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, к радиационному анализу материалов. Установка для определения выхода летучих веществ из жидкометаллического теплоносителя в газовую среду содержит петлю циркуляции газа, включающую емкость с нагревательными элементами, в нижней части которой расположен теплоноситель, а в верхней - патрубки подвода и отвода газа, холодильник, расходомер и компрессор для прокачки газа. Установка дополнительно снабжена циркуляционным насосом для теплоносителя. Емкость в нижней части снабжена патрубками подвода и отвода теплоносителя. Патрубки соединены соответственно с выходом и входом циркуляционного насоса с формированием петли циркуляции теплоносителя. Петля циркуляции теплоносителя снабжена контейнером с исследуемым веществом, датчиком активности кислорода, массообменником, фильтром и нагревательными элементами для упомянутых элементов петли циркуляции теплоносителя, а петля циркуляции газа снабжена барботером и адсорбером, расположенными после холодильника. Изобретение позволяет повысить точность исследований. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Блок бокового отражателя изготовлен из стали марки 16Х12МВСФБР-Ш и снабжен внутренней проточной полостью, выход из которой расположен в верхнем торце блока. Полость занимает от 0.85 до 0.9 поперечного сечения блока и выполнена двухходовой с высотой опускного участка, составляющей от 0.45 до 0,65 высоты подъемного участка. Технический результат изобретения состоит в том, что температура элементов конструкции блока оказывается в области меньшего их радиационного повреждения, при этом уменьшаются гидравлические потери в блоке. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к средствам обнаружения поврежденных тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Устройство содержит цилиндрический корпус c перфорацией 2 в нижней части, верхний торец которого загерметизирован с отверстием для прохода барботажной трубки 3 для подачи в корпус 1 сверху-вниз газа-носителя. В корпусе 1 также установлена цилиндрическая пробка, состоящая из двух коаксиально расположенных и плотно прилегающих своими боковыми поверхностями друг к другу частей. Внутренняя часть 4 пробки представляет собой цилиндр с каналом для прохода барботажной трубки 3. Внешняя часть 5 пробки выполнена в виде втулки. На наружных поверхностях частей 4 и 5 пробки выполнено, по крайней мере, по одному винтовому каналу 6 и 7 соответственно. Между верхним торцом пробки и заглушкой образована верхняя полость 8, а между нижним торцом пробки и нижним краем корпуса 1 - нижняя полость 9. В корпусе 1 выше перфорации 2 выполнены отверстия 10 для выхода газа. Датчики активности газообразных продуктов деления детектора излучения 11 установлены в области верхней полости 8. Технический результат - повышение точности обнаружения дефектных ТВС. 1 ил.
Изобретение относится к устройствам для взятия проб в жидком или текучем состоянии и может быть использовано в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем для отбора проб расплавленного теплоносителя. Устройство содержит емкость 1 для фиксации отобранной пробы теплоносителя, трубку 2 и трубопровод 3 для подключения емкости к линии вакуум-насоса. Емкость 1 установлена снаружи боковой стенки реактора. Нижний торец емкости 1 герметично закрыт днищем, в котором выполнено отверстие 4 для выхода отобранной пробы с возможностью его перекрытия на период отбора пробы. Для подачи пробы теплоносителя в емкость 1 к ней одним концом присоединена трубка 2. Второй конец трубки 2 свободный и расположен за пределами емкости 1 ниже места сообщения трубки 2 с емкостью 1 и предназначен для погружения в теплоноситель. Канал 7 в боковой стенке реактора выполнен наклонным для прохода трубки устройства во внутриреакторное пространство. Обеспечивается упрощение конструкции устройства и улучшение радиационной обстановки при отборе пробы. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.
Изобретение относится к области теплообменных аппаратов с подвижным промежуточным теплоносителем, а именно к теплообменным аппаратам погружного типа для ядерного реактора со свинцовым теплоносителем. Аппарат содержит корпус, внутри которого размещены теплообменные трубы. Корпус разделен на секции: перфорированную нижнюю и верхнюю с контуром воздушного охлаждения. Каждая секция содержит сборный и раздающий коллекторы, которые соединены между собой трубами теплообменной поверхности с образованием контура циркуляции промежуточного теплоносителя для передачи тепла от нижней секции к верхней. Технический результат - повышение безопасности за счет исключения попадания радиоактивных веществ из радиоактивного теплоносителя ядерного реактора в контур воздушного охлаждения. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.
ДРОССЕЛЬНО-РЕГУЛИРУЮЩЕЕ УСТРОЙСТВО // 2514328
Изобретение относится к области машиностроения, к устройствам регулирования расхода рабочей среды в трубопроводе путем дросселирования потока среды, проходящего через дросселирующий элемент, создающий перепад давления между входом в устройство и выходом из него и пропускающее требуемый расход среды. Дроссельно-регулирующее устройство содержит корпус, в котором расположено седло с пересекающимися между собой под углом от 70 до 110 градусов каналами для протока среды и регулирующий орган, установленный с возможностью изменения площади проходного сечения каналов седла. Изобретение направлено на повышение коэффициента гидравлического сопротивления без снижения пропускной способности дроссельно-регулирующего устройства, снижение скорости протекания потока рабочей среды через каналы седла, что позволяет устранить процессы эрозии, кавитации, вибрации и перевести работу дроссельно-регулирующего устройства в область длительной устойчивой работы, а также расширить диапазон регулирования расхода рабочей среды. 4 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартового загрузки используют нитрид обогащенного урана, в который вводят плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.
СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ // 2501101
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе. В качестве стартовой загрузки используют обогащенное в пределах от 13 до 15 процентов урановое топливо, в которое дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменении реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. 2 ил.
Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартовой загрузки используют нитрид обогащенного до 12,5-14 процентов урана, в который вводят нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.
КОРРОЗИОННО-СТОЙКАЯ АУСТЕНИТНАЯ СТАЛЬ // 2499075
Изобретение относится к области металлургии, а именно к коррозионно-стойким аустенитным сталям с повышенным содержанием кремния для использования в ядерной энергетике при изготовлении теплообменного оборудования, работающего при высокой температуре в контакте с пароводяной средой и тяжелым свинцовым жидкометаллическим теплоносителем, в частности, для изготовления теплообменных тонкостенных труб, работающих при 550°С. Сталь содержит, мас.%: углерод 0,005-0,04, кремний 1,6-3,0, марганец 0,5-2,0, хром 18,2-21,0, никель 13,0-18,0, молибден 1,8-3,8, азот 0,1-0,4, ванадий 0,01-0,5, вольфрам 0,1-1,0, ниобий 0,01-0,5, бор 0,0005-0,008, железо и неизбежные примеси остальное. Повышается стойкость против коррозионного растрескивания в хлоридсодержащей среде, а также повышается ударная вязкость, пластичность и прочность при сохранении уровня коррозионной стойкости в тяжелом жидкометаллическом теплоносителе. 1 табл., 3 пр.
