Патенты автора Тошинский Георгий Ильич (RU)
Изобретение относится к ядерному реактору, прежде всего с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем на основе свинца или сплавов на основе свинца и висмута. Ядерный реактор на входе активной зоны содержит фильтр 5 с отверстиями 11, 12, расположенными на разной высоте фильтра 5, для прохода через них теплоносителя и улавливания частиц примесей. Размер отверстий 11 не превышает характерный размер минимального проходного сечения в активной зоне, и отверстия 11, 12 разнесены по высоте фильтра 5 таким образом, что никакая из частиц примесей не может одновременно перекрыть отверстия, расположенные на разной высоте. Причем фильтр содержит множество стаканов с донышками, размещенных по существу перпендикулярно первой плите и выступающих из первой плиты донышками вниз по потоку теплоносителя, причем в донышках выполнены отверстия. Техническим результатом является повышение степени очистки теплоносителя от частиц при несущественном снижении уровня естественной циркуляции теплоносителя. 5 з.п. ф-лы, 4 ил.
Изобретение относится к узлу крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора. Узел крепления содержит хвостовик (1) тепловыделяющей сборки, выполненный в виде наконечника, закрепленный во втулке (7) посадочного отверстия (5) нижней опорной плиты (2) активной зоны. Хвостовик (1) снабжен внешним буртиком (3) с закругленным торцом (4), втулка (7) выполнена разрезной. Причем соприкасающиеся поверхности нижнего торца (13) втулки (7) и внешнего буртика (4) хвостовика (1) выполнены в виде фасок, расположенных под углом (32-40)° относительно плоскости опорной плиты (2). Техническим результатом является обеспечение надежной фиксации тепловыделяющей сборки в опорной плите (2) в условиях длительного воздействия жидкометаллического теплоносителя. 11 з.п. ф-лы, 3 ил.
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.
Активная зона ядерного реактора // 2761857
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к активной зоне ядерных реакторов с размещением в ней бесчехловых тепловыделяющих сборок. Активная зона ядерного реактора включает шестигранные бесчехловые тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами, размещёнными по треугольной сетке, шаг размещения которых больше диаметра оболочек твэлов. Тепловыделяющие элементы снабжены дистанционирующими спиральными ребрами на оболочке и жестко зафиксированы с заданной угловой ориентацией таким образом, что обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла. Причем тепловыделяющие сборки размещены так, что тепловыделяющие элементы, расположенные на гранях тепловыделяющих сборок, образуют единую треугольную сетку c остальными тепловыделяющими элементами в активной зоне. Касание всех твэлов активной зоны «ребро-по-ребру» обеспечивается на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла. Техническим результатом является исключение ошибочного размещения ТВС в активной зоне и улучшение теплоотвода от тепловыделяющих элементов в ядерных реакторах. 9 з.п. ф-лы, 2 ил.
Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к тепловыделяющим сборкам для ядерных реакторов с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. Узел крепления тепловыделяющей сборки ядерного реактора содержит хвостовик тепловыделяющей сборки, заканчивающийся цанговым наконечником, лепестки которого снабжены внешними буртиками с закругленным торцом и закреплены в кольцевой проточке посадочного отверстия нижней опорной плиты активной зоны. На внутренних поверхностях буртиков лепестков цангового наконечника тепловыделяющей сборки выполнена осесимметричная проточка, в которой размещен по меньшей мере один упругий элемент. Изобретение обеспечивает надежную фиксацию тепловыделяющей сборки в опорной плите в условиях длительного воздействия жидкометаллического теплоносителя. 9 з.п. ф-лы, 3 ил.
Изобретение относится к ядерному реактору с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Во внутрикорпусном пространстве ядерного реактора, не занятом необходимым оборудованием, размещены с зазорами, обеспечивающими проток теплоносителя, контейнеры, заполненные материалом, отражающим или поглощающим нейтроны, с теплоемкостью большей, чем теплоемкость теплоносителя. Причем контейнеры размещены таким образом, что образовавшиеся зазоры формируют каналы с турбулентным режимом течения теплоносителя для охлаждения указанных контейнеров при его расходе, соответствующем номинальному уровню мощности ядерного реактора. Техническим результатом является повышение эффективности радиационной защиты внутрикорпусного оборудования ядерного реактора, увеличение теплоаккумулирующей способности первого контура, снижение веса ядерного реактора и улучшение его прочностных характеристик. 13 з.п. ф-лы, 5 ил.
Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к обеспечению безопасности ядерных реакторов (ЯР), прежде всего ЯР интегрального типа с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. ЯР содержит корпус реактора с нижней камерой, активной зоной, горячей камерой, верхней камерой и теплообменниками. Горячая камера размещена над активной зоной и содержит корпус по существу цилиндрической формы с патрубками отвода горячего теплоносителя, поступающего из активной зоны в теплообменники, и пробку. Корпус горячей камеры содержит внутреннюю обечайку и по меньшей мере одну дополнительную обечайку, установленную с зазором снаружи и концентрично внутренней обечайке и формирующую по меньшей мере один охлаждающий канал. Каждый патрубок содержит внутреннюю обечайку патрубка и по меньшей мере одну дополнительную обечайку патрубка, установленную с зазором снаружи и концентрично внутренней обечайке патрубка и формирующую по меньшей мере один охлаждающий канал патрубка. Техническим результатом является снижение тепловой нагрузки на элементы горячей камеры, прежде всего корпуса горячей камеры и патрубков отвода горячего теплоносителя, в том числе сглаживание и снижение градиента температур, возникающих в указанных элементах, и как следствие повышение срока их службы. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.
Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерных реакторов (ЯР) и может быть использовано в ЯР, преимущественно с жидкометаллическими, в частности с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (ТЖМТ). Сборка квадратной или шестигранной формы содержит стержневые твэлы, на наружной поверхности оболочки которых, выполненной из коррозионно-стойкой в ТЖМТ стали феррито-мартенситного класса, равномерно размещены по периметру спиральные ребра. Также сборка содержит нижнюю и верхнюю решетки, шплинтующую проволоку, проходящую через отверстия в концевиках твэлов и пазах решетки ТВС, оси которых ориентированы параллельно одной из граней ТВС, в которой указанные твэлы жестко зафиксированы в одной из решеток ТВС таким образом, что для каждого твэла в ТВС угол между осью отверстия в концевике твэла, через которое проходит шплинтующая проволока, и серединой основания одного из ребер на торце оболочки твэла, в котором фиксируется концевик с отверстием, соответствует углу, при котором обеспечивается касание твэлов «ребро-по-ребру» на высоте, на которой при работе реактора достигается максимальная температура оболочки твэла. Техническим результатом является повышение эксплуатационной надежности ТВС. 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.
Группа изобретений относятся к ядерной энергетике. Способ длительного хранения отработавшего ядерного топлива заключается в выгрузке топлива целиком без разборки активной зоны в составе блока выемного и его размещение в баке расхолаживания и хранения, размещенном в шахте с системой охлаждения и заполненном жидким сплавом свинец-висмут эвтектического состава, в котором обеспечены условия поддержания жидкого состояния сплава свинец-висмут и контроля его температуры для отвода остаточного тепловыделения. Извлекают и размещают бак во внутристанционном упаковочном контейнере без превышения допустимой температуры сплава свинец-висмут при отводе остаточного тепловыделения до затвердевания в нем сплава свинец-висмут. Перегружают бак в транспортно-упаковочный контейнер без принятия дополнительных мер по организации теплоотвода. Имеется также бак расхолаживания и хранения. Группа изобретений позволяет обеспечить упрощение процесса и сокращение срока перегрузки ядерного топлива с высоким уровнем остаточного тепловыделения. 2 н. и 10 з.п. ф-лы, 1 ил.
Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах с тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями. Способ характеризуется тем, что определяют значение повреждающей дозы быстрых нейтронов (число сна), вызывающее недопустимое снижение пластических свойств стали. Затем, при достижении соответствующего значения энерговыработки реактора, осуществляют изменение направления движения теплоносителя с рабочего на обратное. Далее выбирают время, в течение которого будет осуществляться отжиг элементов активной зоны, после чего выбирают и обеспечивают в режиме отжига за счет регулирования уровня мощности температуру не ниже такой, при которой обеспечивается восстановление пластических свойств стали в нижней части активной зоны за выбранное время. После истечения выбранного времени режим отжига завершают и осуществляют изменение направления движения теплоносителя с обратного на рабочее. Технический результат - возможность отжига радиационных дефектов и восстановления пластических свойств стали непосредственно в реакторе. 2 н. и 3 з.п. ф-лы.
