Патенты автора ПЕТРОСКИ Роберт К. (US)
Изобретение относится к ядерному топливу в виде расплава солей, которое можно применять в некоторых конструкциях жидкосолевых реакторов. Ядерное реакторное устройство включает активную зону реактора, включающую способную к ядерному делению топливную соль, содержащую по меньшей мере 0,01 мол.% UCl4. При этом топливная соль имеет температуру плавления менее 800°C и содержание урана в ней составляет примерно 61 мас.% и теплообменник, предназначенный для переноса тепла от топливной соли к охлаждающему агенту. Изобретение позволяет снижать коррозию компонентов реактора. 12 з.п. ф-лы, 4 табл., 27 ил.
КОНСТРУКЦИЯ ЯДЕРНОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ // 2671002
Группа изобретений относится к реакторам ядерного деления и тепловыделяющим сборкам. Канал для ядерной тепловыделяющей сборки содержит трубчатый корпус, имеющий боковую стенку с внутренней поверхностью и наружной поверхностью и выполненный с возможностью вмещения ядерного топлива в тепловыделяющей области, и удлиненный элемент, проходящий от наружной поверхности вдоль по меньшей мере части тепловыделяющей области и имеющий контактную поверхность, выполненную с возможностью стабилизации канала во время работы ядерной тепловыделяющей сборки, причем удлиненный элемент дополнительно имеет углубление, проходящее внутрь от контактной поверхности. Имеется также тепловыделяющая сборка ядерного реактора. Группа изобретений позволяет компенсировать внутреннее давление внутри соседних каналов, чтобы эффективно снизить нагрузку из-за давления, действующего на каналы, до разницы между двумя соседними канальными сборками. 2 н. и 58 з.п. ф-лы, 22 ил.
Тепловыделяющая сборка // 2648687
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам и способам изготовления и применения этих сборок. Тепловыделяющая сборка содержит топливный канал, первую полую конструкцию, имеющую первую геометрию поперечного сечения, по меньшей мере один размер которой изменяется под напряжением, и вторую полую конструкцию, имеющую вторую геометрию поперечного сечения. Вторая полая конструкция расположена снаружи первой полой конструкции, а вторая геометрия поперечного сечения отличается от первой геометрии поперечного сечения. Вторая полая конструкция выполнена с возможностью распределения через себя, по меньшей мере, части напряжения первой полой конструкции без, по существу изменения своего размера и геометрии. Первая полая конструкция и вторая полая конструкция содержат проходки, обеспечивающие возможность протекания текучей среды в пространство, образованное между первой полой конструкцией и второй полой конструкцией. Технический результат – обеспечение различными конструктивными элементами топливного канала совместного распределения механических напряжений, возникающих от давления газа или теплоносителя внутри топливного канала, не допуская при этом существенных конструктивных изменений самого внешнего элемента. 6 н. и 41 з.п. ф-лы, 10 ил.
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.
Изобретение относится к устройствам, способам их создания и способам для управления реактивностью в ядерном реакторе деления. Устройство пассивного управления реактивностью содержит термозависимый приводящий материал и материал, изменяющий параметр поглощения нейтронов, отличающийся от приводящего материала. Часть материала, изменяющего параметр поглощения нейтронов, находится в физическом контакте с частью приводящего материала. При этом материал, изменяющий параметр поглощения нейтронов, может перемещаться с помощью приводящего материала в выбранную часть активной зоны. Технический результат - повышение эффективности управления реактивностью реактора. 6 н. и 37 з.п. ф-лы, 18 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.
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.
