Патенты автора Ошейко Юрий Викторович (RU)
УСТРОЙСТВО ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА // 2762377
Изобретение относится к устройству защиты ядерного реактора с высокотемпературным теплоносителем. Устройство содержит питающую сеть электрического тока, поглощающие стержни (4, 4a, 4b), выполненные с возможностью введения в активную зону для целей аварийной защиты, с исполнительными механизмами, оснащенными удерживающими электромагнитами для удержания в заданном положении, а также поглощающие стержни (5) дополнительной аварийной защиты и общий электрический разъединитель 11 тока питающей сети электрического тока. Питающая сеть выполнена таким образом, что электрический ток проходит последовательно через обмотки удерживающих электромагнитов всех поглощающих стержней. В цепь электрического тока включены по меньшей мере один прямодействующий термический разъединитель (8) тока, размещенный в изолированном от теплоносителя чехле в потоке горячего теплоносителя или на выходе из активной зоны, а также по меньшей мере один электрический разъединитель (11) тока, размещенный в изолированном от теплоносителя чехле поглощающего стержня (5) выше поглощающего стержня (5), снабженного термочувствительным разъединителем тока (9) с плавким замком. Техническим результатом является обеспечение срабатывания всех поглощающих стержней при возникновении аварийной ситуации. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
ВНУТРИСКВАЖИННЫЙ КОЛЬЦЕВОЙ НАГРЕВАТЕЛЬ // 2756155
Изобретение относится к устройствам для добычи нефти с применением тепла и может найти применение при разработке нефтяных залежей. Внутрискважинный нагреватель содержит коаксиально расположенные друг относительно друга внешнюю и внутреннюю трубы. Внешняя стенка внутренней трубы и внутренняя стенка наружной трубы расположены с кольцевым зазором, в котором расположен по меньшей мере один тепловыделяющий элемент. При этом пространство между указанными стенками заполнено свинцом и с боковых сторон закрыто пробками, а тепловыделяющий элемент выполнен или содержит в качестве источника энергии радиоактивный материал на основе изотопов кобальта или европия. Техническим результатом является снижение энергетических затрат на обработку пласта. 2 з.п. ф-лы, 4 ил.
Заявлен ядерный реактор интегрального типа (варианты). Теплообменник размещен коаксиально с активной зоной в кольцевом пространстве, образованном между внутренней обечайкой, внутри которой размещены активная зона, входной и выходной коллекторы и защитная пробка, и разделительной обечайкой внутри корпуса реактора, формирующей опускной кольцевой канал и отделяющей нисходящий холодный поток от горячего восходящего потока теплоносителя. Причем теплообменник выполнен витым и секционированным по теплоносителю второго контура так, что трубки секций теплообменника сгруппированы во входных и выходных камерах теплоносителя второго контура, размещенных на патрубках на крышке реактора. Нижняя часть теплообменника размещена выше окон, выполненных во внутренней обечайке, через которые горячий теплоноситель поступает из выходного коллектора активной зоны на вход теплообменника, а холодный теплоноситель из верхней части теплообменника поступает непосредственно в кольцевую буферную емкость с уровнем теплоносителя под крышкой реактора, из которого свободным переливом поступает в опускной кольцевой канал и далее во входной коллектор активной зоны. Техническим результатом является уменьшение металлоемкости реактора, повышение эффективности использования внутреннего объема реактора, повышение безопасности при течах трубок теплообменника, а также обеспечение возможности отвода остаточного тепловыделения в период времени после извлечения защитной пробки до выгрузки топлива. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к области энергетического машиностроения и может быть использовано в атомной энергетике. Способ маневра мощностью ядерного энергоблока с газотурбинным энергопреобразователем включает согласованное изменение мощности ядерного реактора и наполнения второго контура газом при неизменных температурах в ядерном реакторе и сохранении экономичности ядерного энергоблока в диапазоне нагрузок. По сигналу из электрической сети об уровне потребляемой мощности изменяют уровень мощности ядерного энергоблока с помощью автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6) до уровня, соответствующего уровню нагрузки в сети, путем сбалансированного изменения плотности нейтронного потока в активной зоне (7), расхода теплоносителя первого контура (4) и давления газа второго контура (5) по сигналам автоматической системы управления мощностью ядерного энергоблока (6), передаваемым по линиям с обратной связью (11) управления плотностью нейтронного потока, циркуляцией теплоносителя первого контура, давлением газа второго контура и расходом теплоносителя системы охлаждения. Технический результат состоит в повышении экономичности и надежности ядерного энергоблока. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.
