Устройство активной зоны уран-графитового реактора

 

Использование: в области ядерной энергетики, при устройстве облучательных каналов атомных реакторов, предназначенных для радиационной обработки крупногабаритных изделий или для легирования большего объема материала в энергетических канальных реакторах большой мощности (РБМК), при этом расширяются функциональные возможности активной зоны уран-графитового реактора. Сущность изобретения: в активной зоне уран-графитового реактора, образованного нижней, боковой и верхней конструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателей и коллектора парогазовой смеси, между трактами технологических каналов и трактами охлаждения отражателей выполняют хотя бы один канал для размещения облучаемого материала. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, устройства облучательных каналов атомных реакторов, предназначенных для радиационной обработки крупногабаритных изделий или большого объема материала, и может быть использовано, например, для легирования материалов в энергетических канальных реакторах большой мощности (РБМК).

Радиационные технологии широко применяются для получения материалов со специальными свойствами [1], в частности, в производстве радиационно-легированного кремния, который используется в современной радиоэлектронной и электротехнической промышленности для изготовления печатных плат, высокоомных сопротивлений, при изготовлении прямых преобразователей солнечной энергии [2] . Известно применение для радиационного легирования ускорителей [3]. В ряде публикаций [4, 5] сообщается о данных получения легированных радиационных материалов в активной зоне реактора с использованием специальных облучательных устройств. Однако количество поглощаемого в них материала и диаметр изделий ограничены размерами этих устройств. В настоящее время ставится задача по облучению кристаллов кремния с диаметром 300 мм. С помощью существующих облучательных устройств эту задачу не решить.

Ближайшим аналогом заявляемого изобретения является устройство активной зоны уран-графитового реактора, образованного нижней, боковой и верхней металлоконструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателей и коллектора парогазовой смеси [6].

Недостатком устройства по ближайшему аналогу является то, что в конструкции активной зоны уран-графитового реактора не предусмотрен канал для размещения материала, подвергаемого радиационной обработке, в частности, для обеспечения возможности облучения изделий с диаметром, превышающeм размеры технологических каналов.

Задача, решаемая изобретением, заключается в расширении функциональных возможностей использования активной зоны уран-графитового реактора в области радиационных технологий и, в частности, в обеспечении возможности облучения изделий большого диаметра.

Сущность изобретения состоит в том, что в активной зоне уран-графитового реактора, образованного нижней, боковой и верхней конструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателей и коллектора парогазовой смеси, предложено между трактами технологических каналов и трактами охлаждения отражателей выполнить хотя бы один канал для размещения облучаемого материала.

Только при наличии в активной зоне уран-графитового реактора специального канала для размещения облучаемого контейнера расширяются функциональные возможности активной зоны по реализации радиационных технологий, в частности, обеспечение радиационного легирования кремния, являющегося стратегическим сырьем радиоэлектронной и электротехнической отраслей промышленности. Указанное в формуле пространство для размещения канала под устройство с облучаемым материалом является наиболее эффективным с точки зрения оптимизации использования энергетического поля активной зоны, сохранения характеристик нейтронного поля в основном объеме активной зоны и технологичности проведения реконструкции активной зоны. При размещении в этой зоне двух каналов представляется возможным одновременно облучать различные материалы или один и тот же материал, но с разной длительностью радиационного воздействия.

На чертеже схематично изображена активная зона уран-графитового реактора, заключенная внутри металлоконструкций, состоящих из верхней, нижней (не показано) и боковой 1 конструкций. Внутри металлоконструкций находится графитовая кладка 2 с отражателем 3 и вертикальными трактами технологических каналов 4, каналов охлаждения отражателя 5, каналов системы управления и защиты 6 и коллектора парогазовой смеси (ПГС) 7. В районе расположения коллектора ПГС 7 между трактами технологических каналов 4 и трактами каналов охлаждения отражателя 5 выполнены каналы 8 для размещения материала в облучаемом устройстве 9. Позицией 10 обозначены трубопроводы каналов системы управления и защиты, а позицией 11 - трубопроводы пароводяных коммуникаций.

Работа устройства заключается в следующем. Реактор работает в штатном энергетическом режиме. В канал 8 загружают устройство 9 с облучаемым материалом. Материал подвергают радиационной обработке. По достижении требуемой интегральной дозы облучения устройство 9 с материалом извлекают из канала 8. В дальнейшем в канал 8 загружают следующую партию материала.

Заявляемое изобретение позволяет расширить функциональные возможности эксплуатируемых или вновь строящихся уран-графитовых реакторов наряду с производством тепловой и электрической энергии, организовать радиационную обработку материалов и изделий с широким спектром свойств, упростить процесс организации производства, повысить коэффициент использования ядерной энергетической установки и технико-экономические показатели работы АЭС.

Список литературы 1. И.Н. Воронов и др. Нейтронное легирование кремния на реакторе РБМК. - Письма в журнал теоретической физики, 1981 г., т. 7, вып. 12, с. 731-741.

2. В.А. Цыканов, Б.В. Самсонов. Техника облучения материалов в реакторах с высоким нейтронным потоком, М.: Атомиздат, 1973 г.

3. Патент ГДР N 156990, кл. C 30 B 31/20, 1982 г.

4. Авторское свидетельство N 1556403, кл. G 21 C 7/10.

5. Патент РФ N 2107957. Бюлл. N 9, 1998 г.

6. Н.А. Долежаль, Н.Я. Емельянов. Канальный ядерный энергетический реактор. Атомиздат, 1980 г., с. 12 - ближайший аналог.

Формула изобретения

Устройство активной зоны уран-графитового реактора, образованного нижней, боковой и верхней металлоконструкциями, внутри которых заключена графитовая кладка с отражателями и вертикальными трактами технологических каналов, каналов системы управления и защиты, каналов охлаждения отражателя и коллектора парогазовой смеси, отличающееся тем, что в боковом отражателе в районе коллектора, между трактами технологических каналов и трактами охлаждения отражателя, выполнен хотя бы один канал для размещения облучаемого материала.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ядерным реакторам транспортных установок, например, космического назначения

Изобретение относится к эксплуатации и ремонту ядерных реакторов и может быть использовано при проведении ремонтно-восстановительных работ на ядерных реакторах типа РБМК

Изобретение относится к устройствам для проведения экспериментов с применением преимущественно высокопоточных реакторов

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к критическим сборкам для моделирования крупных энергетических реакторов на быстрых нейтронах с плутониевым топ- ЛИВОМ

Изобретение относится к области ядерной энергетики, касается, в частности, конструкции ампулы облучательного устройства ядерного реактора типа РБМК и может быть использовано для производства источников гамма-излучения

Изобретение относится к ядерной технике и решает задачу испытания тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов в исследовательском ядерном реакторе при импульсном увеличении тепловой мощности, характерном для реактивностной аварии водяного энергетического реактора, и охлаждении твэлов проточным теплоносителем
Изобретение относится к области экспериментальных теплофизических исследований по безопасности атомных электростанций и может быть использовано для исследования способов закономерностей развития аварийных ситуаций при термомеханических разрушениях топливных каналов ядерного реактора, а также в промышленности и исследовательской практике при проведении различных тепловых испытаний

Изобретение относится к области экспериментальных теплофизических исследований по безопасности атомных электростанций и может быть использовано при реализации методов по изучению аварийных ситуаций, проблем одиночного и множественного разрушений топливных каналов ядерных реакторов типа РБМК, а также в промышленности и исследовательской практике при проведении различных тепловых испытаний

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для решения задачи испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Группа изобретений относится к средствам и способам получения радиоизотопов. Капсула (1) для удержания, облучения и элюирования вещества содержаит многоступенчатую трубку (10) с торцевыми частями (12, 14) и средней частью (16). В торцевых частях (12, 14) помещены кольцевые прокладки (20, 60) и фильтры (30, 40, 70, 80), при этом торцевые части (12, 14) могут быть герметизированы посредством торцевых крышек (50, 90), которые устанавливают прессовой посадкой в торцевые части (12, 14). Средняя часть (16) предназначена для заполнения веществом, которое должно быть облучено источником потока нейтронов. Компоненты капсулы выполнены из материалов с малым сечением захвата нейтронов, чтобы обработка капсулы (1) после выполнения этапа облучения могла быть безопасной. Капсула (1) также выполнена симметричной формы в виде колонны, предназначенной для облучения и элюирования, может быть использована для элюирования вещества, находящегося в средней части (16) капсулы (1), после выполнения этапа облучения. Кроме того, предлагаются способы изготовления и использования капсулы (1). Технический результат - повышение эффективности производства изотопов. 3 н. и 7 з.п. ф-лы, 17 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для проведения реакторных испытаний твэлов с экспериментальным топливом в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее корпус, кассету с закрепленными в ней тепловыделяющими элементами, дополнительно содержит замедляющие элементы. Технический результат - расширение возможности по формированию требуемых нейтронно-физических и мощностных характеристик при испытаниях твэлов, сокращение длительности испытаний для достижения требуемой глубины выгорания. 6. з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники, в частности к конструкциям внутренних блоков водо-водяных ядерных реакторов, используемых в ядерных установках АЭС малой мощности или другого назначения

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в уран-графитовых высокотемпературных ядерных реакторах с гелиевым теплоносителем

Изобретение относится к области атомной энергетики и используется в водоохлаждаемых и газоохлаждаемых ядерных реакторах

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в центральной нейтронной ловушке реактора для облучения мишеней с экспериментальными образцами при осуществлении их перегрузки без сброса давления в реакторе

Изобретение относится к средствам контроля движения гранулированных твердых тел по тракту пневмотранспортирования

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов. Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора предусматривает размещение бериллия в герметичном чехле. Чехол, определяющий форму блока, герметично соединяют с нижним концевиком, внутрь чехла засыпают гранулы бериллия, производят их уплотнение, затем герметично соединяют чехол с верхним концевиком. При этом при изготовлении блоков замедлителя уплотнение осуществляют до плотности 70-85% от теоретической, а при изготовлении блоков отражателя - до плотности 60-90% от теоретической. Технический результат - повышение экологичности изготовления за счет исключения технологических операций механической обработки, а также уменьшение влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх