Ядерный реактор для производства изотопов



Ядерный реактор для производства изотопов
Ядерный реактор для производства изотопов

 


Владельцы патента RU 2497207:

Открытое Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А. Доллежаля" (RU)

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси. Барабан снабжен по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие. Технический результат - возможность перегрузки изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерным реакторам бассейнового типа для облучения материалов, в частности к реакторам для производства изотопов, таких, как 99Мо, 192Ir, 71Lu и др., а также для наработки ядерно-легированного кремния.

Из уровня техники известны исследовательские реакторы бассейнового типа, применяющиеся в том числе и для производства изотопов. Так, известен австралийский легководный реактор бассейнового типа OPAL (Open Pool Australian Light water), предназначенный для производства изотопов кобальта, хрома, молибдена и др. (см., например, Replacement Research reactor Project. SAR. Chapter 4. Buildings and structures. Prepared by INVAP for Australian Nuclear Science and Technology Organization, 2004, стр.48-59-http://www.arpansa.gov.au/pubs/regulatory/opal/op/SAR/ch4.pdf). Отражателем служит тяжелая вода, заполняющая корпус отражателя.

Реактор размещен в бассейне, заполненном деминерализованной водой, которая служит теплоносителем и радиационной защитой. Бассейн реактора отделен перегородкой от бассейна хранилища, предназначенного для хранения отработавших тепловыделящих сборок, слитков кремния, облучательных устройств и т.п. Транспортно-перегрузочные работы ведутся посредством погрузочно-разгрузочной машины через перегрузочный канал, соединяющий бассейн реактора и бассейн хранилища. Перегрузочный канал снабжен задвижкой, обеспечивающей при необходимости изоляцию бассейна реактора от бассейна хранилища. "Активная" вода бассейна реактора может смешиваться с водой хранилища через открытый перегрузочный канал. В штатном режиме работы функцию верхней биологической защиты выполняет слой чистой воды, подаваемой насосами. В таких аварийных ситуациях, как потеря электроснабжения, которая приводит к остановке насосов, верхняя биологическая защита отсутствует.

Из уровня техники известен также исследовательский реактор бассейнового типа, описанный в а.с. СССР 764533 и выбранный в качестве наиболее близкого аналога заявленного изобретения. В данном реакторе бак, заполненный теплоносителем, разделен вертикальной перегородкой на две части, в одной из которых расположена активная зона, а в другой - стеллаж для хранения отработанных ТВС и сменных деталей. В перегородке размещен механизм для передачи тепловыделяющих сборок через перегородку на стеллаж. Перемещение облученных изделий из бассейна реактора в бассейн хранилища может осуществляться только на остановленном реакторе.

Предлагаемый реактор для производства изотопов обеспечивает повышенную безопасность и надежность и позволяет осуществлять перегрузку изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах.

Предлагаемый ядерный реактор для производства изотопов содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств.

В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в нише размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками. В потолке ниши выполнено загрузочное отверстие, связывающее бассейны реактора и хранилища между собой. Уровень воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора.

Бассейн хранилища соединен с системой 1-го контура и системой химводоочистки, при этом проходное сечение между верхней торцевой поверхностью барабана и потолком ниши и диаметр сквозного загрузочного отверстия выбирают такими, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора, исходя из соотношения

Δ=P/ρ=(G/πDh)2·k/2g,

где Δ - разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища, ρ - плотность теплоносителя, G - расход теплоносителя из системы химфодоочистки в бассейн хранилища, D - диаметр загрузочного отверстия, h - высота проходного сечения, k - коэффициент сопротивления, g - ускорение свободного падения.

Верхняя часть перегородки снабжена биологической защитой от излучения.

Над бассейном реактора может быть установлена биологическая защита.

Перегрузочный барабан может быть установлен на опорной плите с подшипниками, при этом вращение барабана обеспечивается посредством приводного устройства.

Изобретение поясняется чертежами, где на фиг.1 показан вертикальный разрез реактора для производства изотопов, на фиг.2 - горизонтальный разрез реактора для производства изотопов.

Предлагаемый ядерный реактор для производства изотопов может быть реализован следующим образом. Металлический бак 1, служащий облицовкой бетонного корпуса биологической защиты, заполнен деминерализованной водой, являющейся теплоносителем, замедлителем, торцевым отражателем и радиационной защитой. Посредством герметичной вертикальной перегородки 2 бак разделен на два бассейна - бассейн 3 реактора и бассейн 4 хранилища. В бассейне 3 реактора размещены активная зона 5 и подводящий трубопровод 6 системы I-го контура, а в бассейне 4 хранилища - отводящий трубопровод 7 системы I-го контура, патрубок 8 от системы химводоочистки (ХВО), устройства 9 для хранения свежих и устройства 10 для хранения отработавших ТВС, устройства 11 для выдержки облучательных устройств и устройства 12 для выдержки слитков кремния.

Бассейн хранилища сверху закрыт разборным настилом 13 и связан с горячими камерами 14 - для отработавших ТВС, 15 - для изотопной продукции, 16 - для слитков кремния.

Вертикальная перегородка 2 выполнена сварной из нержавеющей листовой стали и представляет собой коробчатую оребренную конструкцию.

В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша 17, обращенная в бассейн 3 реактора и открытая в бассейн 4 хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан 18, предназначенный для перемещения ТВС, изотопной продукции и слитков кремния между бассейном 3 реактора и бассейном 4 хранилища и установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками. В потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие 19, связывающее бассейны реактора и хранилища между собой. Через отверстие 19 облученные изделия или ТВС устанавливаются в ячейку перегрузочного барабана 18. Ширина ниши 17 определяется диаметром перегрузочного барабана 18 и занимает около 1/3 перегородки; глубина ниши определяется диаметром загрузочного отверстия 19, которое, так же как и диаметр вертикальных ячеек в барабане, определяется максимальным диаметром перегружаемых изделий. Проходное сечением (зазор) между верхней торцевой поверхностью барабана 18 и потолком ниши 17, выбирают таким, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне 4 хранилища выше уровня воды в бассейне 3 реактора.

Пробка 20 может устанавливаться в загрузочное отверстие 19 для разделения бассейнов реактора и хранилища при остановке реактора.

Верхняя часть перегородки 2 на определенную глубину от зеркала воды снабжена биологической защитой от излучения активной зоны и активности воды I контура.

Над бассейном реактора может быть установлена биологическая защита 21, обеспечивающая защиту от излучения активной воды в бассейне реактора, что позволяет использовать перегрузочный барабан в таких аварийных ситуациях, как потеря электроснабжения, которая приводит к остановке насосов. Биологическая защита представляет собой металлическую плиту достаточной толщины.

Перегрузочный барабан может быть установлен на опорной плите 22 с подшипниками, при этом вращение обеспечивается посредством приводного устройства 23.

За пределами бака реактора в отдельных помещениях размещены система I-го контура 24 и система ХВО 25.

Предлагаемый реактор работает следующим образом.

Перегрузочное устройство, размещенное над бассейном 3 реактора, наводят на любую ячейку активной зоны 5 реактора. Производят захват ТВС, изотопной продукции (например, молибденовой мишени) или облученного кремния. Изотопная продукция и слитки кремния могут перегружаться на работающем реакторе, работы с ТВС ведутся на остановленном реакторе. Вращением перегрузочного барабана 18 под загрузочное отверстие 19 в потолке ниши 17 вертикальной перегородки 2 подводят соответствующую ячейку. Перегрузочное устройство с ТВС или изотопной продукцией, например, молибденовой мишенью, наводят на загрузочное отверстие 19 в нише вертикальной перегородки 2.

ТВС, изотопную продукцию или слитки кремния опускают в ячейку барабана 18. При помощи приводного устройства 23 барабан 18 поворачивают вокруг своей оси на требуемый угол так, что он переносит загруженные в него облученные изделия в бассейн 4 хранилища. В бассейне 4 хранилища облученные изделия перемещают из ячейки перегрузочного барабана 18 в оборудование для хранения ТВС, слитков кремния или облучательных устройств. После выдержки в бассейне 4 хранилища облученные изделия перемещают в горячие камеры 14, 15, 16.

Уровень воды в бассейне хранилища 4 поддерживают несколько выше уровня воды в бассейне реактора 3. Это может быть обеспечено следующим образом. При работе реактора на мощности теплоноситель из системы I контура 24 поступает через подводящий трубопровод 6 в бассейн реактора 3. Пройдя через активную зону 5, теплоноситель по отводящему трубопроводу 7 возвращается в систему I контура, откуда часть теплоносителя отбирается в систему ХВО 25 и через патрубок 8 подается в бассейн хранилища 4. Проходное сечение (зазор) между перегрузочным барабаном 18 и потолком ниши 17 подобрано таким образом, что уровень воды в бассейне хранилища 4 поддерживается несколько выше уровня воды в бассейне реактора 3 за счет подачи части теплоносителя от системы ХВО 25 в бассейн хранилища 4. Разница в уровнях воды предотвращает переток "активной" воды I контура из бассейна реактора в бассейн хранилища через загрузочное отверстие при работе реактора на мощности.

При остановке реактора для предотвращения перетока воды из бассейна реактора 3 в бассейн хранилища 4 в загрузочное отверстие 19 устанавливается пробка 20.

Приведенное выше описание можно пояснить следующим примером.

Площадь проходного сечения между перегрузочным барабаном 18 и потолком ниши 17:

S=πDh,

где D = 230 мм - диаметр загрузочного отверстия 19 исходя из максимального диаметра загружаемых в перегрузочный барабан 18 облученных изделий,

h=3 мм - высота проходного сечения.

Скорость воды в проходном сечении:

V-G/S,

где G=12 м3/ч - расход теплоносителя из системы ХВО 25 в бассейн 4 хранилища.

Давление теплоносителя:

P=V2·k·ρ/2g,

где ρ=1000 кг/м3 - плотность теплоносителя,

k=1,5 - коэффициент сопротивления,

g≈10 м/с2 - ускорение свободного падения.

Таким образом, разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища:

Δ=P/ρ=(G/πDh)2·k/2g=0,178 м=178 мм.

1. Ядерный реактор для производства изотопов, содержащий бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств, отличающийся тем, что в нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в нише размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси и снабженный по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке которой выполнено сквозное загрузочное отверстие, при этом уровень воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что бассейн хранилища соединен с системой I-го контура и системой химводоочистки, при этом проходное сечение между верхней торцевой поверхностью барабана и потолком ниши и диаметр сквозного загрузочного отверстия выбирают такими, чтобы обеспечивалось поддержание уровня воды в бассейне хранилища выше уровня воды в бассейне реактора, исходя из соотношения Δ=P/ρ(G/πDh)2·k/2g, где Δ - разница уровней теплоносителя в бассейнах реактора и хранилища, ρ - плотность теплоносителя, G - расход теплоносителя из системы химводоочистки в бассейн хранилища, D - диаметр загрузочного отверстия, h - высота проходного сечения, k - коэффициент сопротивления, g - ускорение свободного падения.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что вертикальная перегородка над нишей снабжена биологической защитой от излучения.

4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что над бассейном реактора установлена биологическая защита.

5. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что перегрузочный барабан установлен на опорной плите с подшипниками, при этом вращение барабана обеспечивается посредством приводного устройства.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3).

Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива.
Изобретение относится к созданию энергетических ядерных реакторов нового поколения на быстрых нейтронах, активная зона которых представляет собой расплавленные смеси хлоридов, содержащих делящиеся изотопы непосредственно контактирующими с жидким теплоносителем -расплавленным свинцом.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрывная реакция осуществляется путем периодического взрывания заряда внутри прочного герметичного корпуса, принимающего образуемую от взрыва энергию, которую отводят из корпуса для ее дальнейшего использования.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов.

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом. .

Реактор // 2475870
Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств (ЯЭУ) большой единичной мощности.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартовой загрузки используют нитрид обогащенного до 12,5-14 процентов урана, в который вводят нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе. В качестве стартовой загрузки используют обогащенное в пределах от 13 до 15 процентов урановое топливо, в которое дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменении реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. 2 ил.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком. Активное вещество (1) включает лазерную среду (4), не пороговый делящийся ядерный материал (7) и замедлитель (3) нейтронов. Запальный импульсный ядерный реактор состоит из активной зоны, содержащей делящийся ядерный материал, и модулятора реактивности (5). В качестве делящегося ядерного материала в запальном импульсном ядерном реакторе используют пороговый делящийся ядерный материал (9). В подкритическом лазерном блоке в качестве не порогового делящегося ядерного материала (7) используют, например, уран-233, уран-235, плутоний-239. В запальном импульсном ядерном реакторе в качестве порогового делящегося ядерного материала (9) используют, например, нептуний-237, плутоний-240 и, по меньшей мере, одну активную зону. Технический результат состоит в повышении энергии и мощности импульса накачки лазерной среды. 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора. При этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора. Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Технический результат - возможность проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации реактора или при вводе его в эксплуатацию. 20 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны. Между внутренней поверхностью корпуса 7 реактора и перегородкой 6 расположен промежуточный теплообменник 15, сконфигурированный для охлаждения теплоносителя 21 первого контура, и электромагнитный насос 14, сконфигурированный для нагнетания охлажденного теплоносителя 21 первого контура. Нейтронный защитный экран 8, поддерживаемый верхней опорной плитой 29 сверху, расположен ниже электромагнитного насоса 14. Верхняя опорная плита 29 имеет проем 29а. Между выпуском 14b электромагнитного насоса 14 и верхней опорной плитой 29 расположен механизм 17 направления теплоносителя, сконфигурированный для направления нагнетаемого теплоносителя 21 первого контура из электромагнитного насоса 14 к нейтронному защитному экрану через проем 29а верхней опорной плиты 29. Технический результат - повышение герметичности по теплоносителю первого контура и упрощение ремонтопригодности. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 19 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартового загрузки используют нитрид обогащенного урана, в который вводят плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп 15N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос. Внутри разделительной оболочки находится активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся с парогенератором в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором. Вход насоса соединен с верхним холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем коллекторы разделены горизонтальной перегородкой, причем нижний кольцевой напорный коллектор сообщен с раздаточным коллектором активной зоны. Технический результат - улучшение эксплуатационных характеристик реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов. Реакторная установка содержит реактор, в корпусе которого размещена активная зона. Контур охлаждения включает теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора. Активная зона реактора образована в его корпусе в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой. Полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством трубопроводов, в каждом из которых установлен циркуляционный насос. Установка оснащена как минимум одной емкостью, размещенной в одной из активных зон и связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны. Технический результат - непрерывный цикл установки, нахождение радиоактивных веществ внутри корпуса. 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.
Наверх