Патенты автора Алексеев Павел Николаевич (RU)
Изобретение относится к модульному ядерному реактору малой мощности на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Реактор содержит корпус с крышкой, с расположенными внутри него активной зоной, теплообменниками промежуточного контура, циркуляционными насосами с напорным коллектором, системой СУЗ, при этом корпус выполнен с двойными стенками с внутренней газовой полостью, с установленными в верхней части внутренней стенки корпуса плавками вставками, а наружная стенка корпуса выполнена с оребрением. Возможны варианты конструкции активной зоны реактора, сформированной вертикально установленными бесчехловыми тепловыделяющими сборками (ТВС), в том числе гетерогенными бесчехловыми ТВС, в которых применены топливные твэлы с МОКС - топливом и воспроизводящие твэлов с воспроизводящим материалом из сплава U-Zr или металлического урана с оксидным покрытием. Причем воспроизводящие твэлы равномерно распределены между топливными твэлами и их количество находится в соотношении 1 к 2 соответственно, а диаметр воспроизводящих твэлов больше диаметра топливных твэлов. Техническим результатом является повышение радиационной и пожарной безопасности реактора в режимах тяжелых аварий с потерей охлаждения активной зоны, его внутренней самозащищенности, возможность гибкого управления величиной характеристик активной зоны и работы с широким спектром изотопного состава и типов топлива и воспроизводящих материалов. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 3 табл., 9 ил.
Изобретение относится к области атомной энергии и может быть использовано в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем содержит вертикально установленные тепловыделяющие сборки активной зоны и боковой зоны воспроизводства. Тепловыделяющие сборки выполнены в виде металлоконструкции, жестко соединенной с головкой и хвостовиком. При этом внутри металлоконструкции размещены свободная засыпка микротвэлов активной зоны и зоны воспроизводства. Технический результат – повышение радиационной безопасности реактора на быстрых нейтронах в режимах тяжелых аварий с повышением температуры активной зоны, улучшение характеристик топливного цикла, уменьшение перепада давления и уменьшение расхода на прокачку теплоносителя, увеличение выходной среднесмешанной температуры теплоносителя, исключение больших усилий при извлечении отработавших тепловыделяющих сборок. 3 з.п. ф-лы, 6 ил.
Изобретение относится к области ядерных технологий, в частности к топливу АЭС на тепловых нейтронах. Топливная композиция для водоохлаждаемых реакторов АЭС на тепловых нейтронах включает смесь регенерированного плутония и обогащенного урана в виде оксидов, при этом в качестве обогащенного урана используется обогащенный регенерированный уран, при соотношении компонентов, определяемом энергетическим потенциалом, равным потенциалу свежеприготовленного топлива АЭС из обогащенного природного урана, обеспечивающим 100% загрузку активной зоны реактора. Изобретение позволяет полностью и одновременно утилизировать регенерированные уран и плутоний, выделенные из отработанного ядерного топлива. 5 з.п. ф-лы, 4 пр.
ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА // 2477898
Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя
ЦЕНТРИФУГА // 2470715
Изобретение относится к оборудованию для разделения, смеси жидкостей в поле действия центробежных сил, в частности к центрифугам для очистки масла
РЕГУЛЯТОР ДАВЛЕНИЯ // 2467375
Изобретение относится к трубопроводной арматуре и может быть использовано для регулирования расхода и давления рабочей среды (жидкости, газа или пара) в системах для машиностроительной, химической, газовой и других отраслей промышленности
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано при разработке легководных реакторов сверхкритического давления с перегревом пара
