Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем



Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем
Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем

 


Владельцы патента RU 2510085:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)

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.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, а последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработавшего ядерного топлива с добавкой нитрида обедненного урана (Смирнов B.C., Уманский А.А. Старт быстрых реакторов на обогащенном уране, Атоминформ, «Бюллетень по атомной энергии», №8, 2008, стр.26-31).

В известном способе в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, который содержит 238U и 235U в количестве 88% и 12% от массы тяжелых атомов топлива соответственно (общая масса тяжелых атомов составляет около 77 тонн), что обеспечивает изменение реактивности по кампаниям в пределах βэф и, как следствие, исключение разгона на мгновенных нейтронах в результате, например, самохода органов регулирования. Для стабилизации запаса реактивности и его изменения по кампании в пределах доли запаздывающих нейтронов βэфф критическую массу регенерированного топлива с добавкой нитрида обедненного урана корректируют путем изменения высоты топливного столба, плотности топлива, количества твэлов в тепловыделяющих сборках, распределения разных типов тепловыделяющих сборок по подзонам активной зоны, диаметра твэлов и топливных таблеток, количества регулирующих органов системы управления защитой, диаметра и высоты поглощающих элементов в составе регулирующих органов системы управления защитой. Концом переходного периода корректировки критической массы является начало кампании, в которой все упомянутые параметры активной зоны совпадают с таковыми в реакторе, разработанном для работы в равновесном режиме с нитридным уран-плутониевым топливом. Под равновесным режимом работы реактора понимается работа в замкнутом топливном цикле с малым, соизмеримым с эффективной долей запаздывающих нейтронов (βэф) изменением реактивности при выгорании топлива в течение кампании и регенерацией отработавшего ядерного топлива, заключающейся в удалении продуктов деления и части тяжелого металла регенерированного топлива, с заменой удаленного материала на равный ему по массе нитрид обедненного (отвального) урана без корректировки массы загружаемого топлива и соответственно изменения конструкции активной зоны.

Недостатком известного способа является необходимость значительного изменения конструкции активной зоны при каждой загрузке регенерированного топлива, что значительно усложняет и удорожает эксплуатацию ядерного реактора. Этот недостаток объясняется тем, что при работе реактора изменяется изотопный состав топлива - выгорает U235, нарабатывается Pu, накапливаются продукты деления, выделяемые при регенерации топлива и замещаемые на обедненный уран. Все эти составляющие имеют разный физический вес и неодинаково влияют на реактивность. Поэтому для сохранения величины реактивности в течение очередной кампании в пределах, соизмеримых с βэф, необходимо при перегрузке существенно корректировать критическую массу загружаемого регенерированного топлива за счет изменения конструкции активной зоны.

Задачей настоящего изобретения является создание способа эксплуатации в замкнутом топливном цикле ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который позволяет упростить и удешевить обслуживание реактора при сохранении требуемых ограничений по его реактивности в течение всего переходного периода от старта реактора на обогащенном нитридном урановом топливе вплоть до выхода его к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.

Техническим результатом заявленного изобретения является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменения реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет обеспечить необходимую критическую массу топлива в переходный период без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны.

Указанный технический результат достигается тем, что в известном способе эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, а последующие загрузки в переходный период производят нитридом смеси регенерированного из отработанного в предыдущей кампании топлива и обедненного урана,

согласно заявленному изобретению в стартовое загружаемое топливо добавляют плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива, при этом в стартовой загрузке используют нитрид обогащенного урана с содержанием изотопа 15N не менее 80 процентов от общего количества азота, а 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.

Отличительные признаки, касающиеся введения в состав стартовой топливной загрузки Pu в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива с одновременным увеличением содержанием изотопа 15N в пределах не менее 80 процентов от общего количества азота, позволяют уменьшить критическую массу стартовой загрузки топлива на 30 процентов по сравнению с известным способом, и стабилизировать изменение реактивности в пределах βэф., что объясняется более высокой реактивностью плутония по отношению к U235 и практически полным отсутствием поглощения нейтронов в азоте из-за увеличенного содержания изотопа 15N. Кроме этого, отличительный признак, касающийся уменьшения доли изотопа азота 15N в нитридном топливе, позволяет обеспечить компенсацию роста реактивности за счет замещения выгорающего U235 плутонием, поэтому корректировки критической массы новой загрузки из регенерированного топлива не требуется.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг.1 представлена таблица изменений топливной загрузки и состава топлива в переходном режиме от старта к равновесному режиму, а на фиг.2 приведен график изменения реактивности по кампаниям в зависимости от изменения изотопного состава топлива при выгорании.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют следующим образом.

С учетом условия работы реактора по кампаниям в течение всего переходного периода с малым изменением реактивности в пределах βЭф, стартовую загрузку осуществляют нитридным урановым топливом с обогащением по изотопу U235 в пределах от 9 до 11%, в который вводят плутоний от 2 до 4% по массе тяжелых атомов. По окончании каждой очередной кампании реактор останавливают на перегрузку, в течение которой отработанное ядерное топливо (ОЯТ) выгружают из активной зоны, предварительно расхолаживая, и далее отправляют на регенерацию, заключающуюся лишь в очистке ОЯТ от продуктов деления (ПД). Из полученной топливной смеси после частичного уменьшения ее массы и добавления нитрида обедненного урана, замещающего выделенные ПД, изготавливают новую загрузку.

Заявленный способ может быть реализован в ядерных реакторах на быстрых нейтронах мощностью от 2000 до 3000 МВт тепловых с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем разного типа: свинцовым, свинцово-висмутовым и натриевым. При мощностях менее 2000 МВт тепловых и при сохранении тех же параметров энергонапряженности топлива долю плутония в топливе необходимо увеличить из-за роста нейтронных утечек, что неблагоприятно отразится как на фабрикации такого топлива как из-за его радиоактивности, так и из-за роста плотностного эффекта в активной зоне. Количество плутония в заявленном способе определено расчетным путем.

В качестве примера реализации заявленного изобретения рассмотрен способ эксплуатации ядерного реактора БРЕСТ-1200 со свинцовым теплоносителем, нитридным урановым топливом и тепловой мощностью 2800 Мвт, у которого в качестве стартовой топливной загрузки используется нитрид обогащенного урана с добавкой плутония и который в течение четырех 5-летних кампаний и с подпиткой только нитрида обедненного (отвального) урана в течение всего срока эксплуатации переходит к работе на нитриде уран-плутониевого топлива в равновесном режиме. Расчеты нейтронно-физических характеристик стартовой и последующих топливных загрузок активной зоны БРЕСТ, включающие расчет изотопной кинетики, учитывающий изменение изотопного состава топлива при работе реактора (выгорание U и наработку Pu и ПД) проводились по многогрупповому 3D диффузионному коду CONSYST-TRIGEX. Расчеты позволили определить состав и геометрию активной зоны для стартовой топливной загрузки и на всех последующих этапах работы реактора по кампаниям вплоть до выхода к топливу равновесного состава. На основании результатов расчетов получены топливные и геометрические характеристики активной зоны БРЕСТ-1200 при работе реактора в равновесном режиме на нитридном уран-плутониевом топливе. Полученные характеристики были приняты для переходного режима: стартовой и последующих топливных загрузок нитрида обогащенного урана с добавкой плутония (Uобог-Pu)N. Исходя из результатов расчетов стартовая загрузка (Uобог-Pu)N топлива (масса тяжелых атомов составляет величину 58.46 т) имеет следующий состав топливных изотопов, выраженный в массовых процентах от массы тяжелого металла: U238 - 87, 1%, U235 - 9,1%, Pu - 3,8%, обогащение азота по изотопу 15N составляет 95%.

Работа реактора происходит следующим образом: после очередной топливной кампании производится очистка топлива от ПД и их замещение обедненным ураном. Из-за относительно большого содержания в регенерированном топливе плутония и высокого обогащения азота по изотопу 15N топливные загрузки для работы реактора не требуют корректировки по массе и не приводят к необходимости изменения конструкции активной зоны путем снижения ее высоты; регенерация топлива сводится к очистке от ПД и замены ПД. Во 2-ой кампании обогащение по 15N уменьшается до 85%, в 3-ей кампании обогащение по 15N уменьшается до 55%. В четвертой обогащение по 15N уменьшается до 25%. Начиная с 5-ой кампании используется природный азот и реактор работает в установившемся равновесном режиме, для работы в котором реактор БРЕСТ-1200 и был спроектирован. В течение переходного периода, значение βэф изменяется от ~0,65%, когда реактор в начальных кампаниях работает в основном на обогащенном уране, до ~0,4%, когда реактор переходит к работе на уран-плутониевом топливе. Анализ приведенного на фиг.2 графика изменения реактивности по кампаниям показывает, что изменение реактивности на всех этапах переходного периода не превышает βэф.

Использование заявленного способа позволит в течение 4-6 кампаний длительностью по 4-6 лет осуществить постепенный переход к работе быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем на нитридном уран-плутониевом топливе.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, который осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе, при этом в качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, а последующие загрузки в переходный период производят нитридом смеси регенерированного из отработанного в предыдущей кампании топлива и обедненного урана, отличающийся тем, что в стартовое загружаемое топливо добавляют плутоний в количестве от 2 до 4% от массы тяжелых атомов топлива, при этом в стартовой загрузке используют нитрид обогащенного урана с содержанием изотопа 15N не менее 80% от общего количества азота, а в каждой последующей загрузке содержание изотопа 15N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30% по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

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.

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.

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.

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также в нефтегазовой, химической и других отраслях промышленности. Технический результат - оперативность проникновения в реакторное пространство, возможность многократного вскрытия и восстановления плотного гелиевого шва, сокращение трудоемкости демонтажа и обратной сборки крышки, снижение поглощенной дозы облучения персоналом. Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора включает траверсу, кольцеобразное основание и заглушку, к вертикальным отбортовкам которых приварены тонкостенные юбки с ориентированным расположением волокон проката. Юбки выполнены в виде обратных усеченных конусов с сопрягающимися поверхностями и соединены между собой сварным швом по торцевым поверхностям. Траверса снабжена узлами крепления к горизонтальной отбортовке основания и заглушке. 3 ил.
Изобретение относится к лазерной технике и технике формирования пучков заряженных частиц и генерации потоков электромагнитного излучения. Изобретение может использоваться, в частности, для разработки и получения источников импульсного (когерентного) электромагнитного ионизирующего излучения в гамма- и рентгеновском диапазонах спектра. Исходный оптический импульс мощного фемтосекундного источника лазерного излучения фокусируется в вакуумном объеме с помощью системы фокусировки на газообразной мишени-конвертере, выполненной, например, в виде газовой струи. Варьированием параметров мощного фемтосекундного источника лазерного излучения и системы фокусировки достигается требуемая интенсивность лазерного импульса для эффективной генерации потока электронов. Поток электронов от мишени-конвертора проходит через селектор-концентратор, в котором выделяют поток электронов с энергиями, достаточными для возбуждения ядерных состояний, и фокусируют на мишени, содержащей ядра возбуждаемого изотопа. Далее излучение, образующееся при распаде возбужденных ядерных состояний, поступает на устройство регистрации. 2 н. и 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора. Опорная решетка сформирована из множества ортогонально скомпонованных полос в конфигурации многоместной тары с гнездами с уголковыми задней и/или передней кромками, которые предназначены для нарушения взаимосвязи вихрей, сходящих с кромок полос решетки изменением фазы вихрей. Технический результат - снижение вероятности резонансной вибрации полос. 2 н. и 33 з.п. ф-лы, 13 ил.

Изобретение относится к подмоторному кронштейну (20) главного насосного агрегата с приводом от двигателя для водо-водяного энергетического ядерного реактора. Подмоторный кронштейн включает верхний фланец (21) и фиксирующие средства (10), пригодные для обеспечения крепления поперечных зажимных средств (60) указанного главного насосного агрегата с приводом от двигателя. Главный насосный агрегат с приводом от двигателя включает электродвигатель (30), который содержит нижний фланец (31), пригодный для соединения с указанным верхним фланцем (21) указанного подмоторного кронштейна (20). Подмоторный кронштейн (20) отличается тем, что фиксирующие средства (10) включают кольцевой элемент (50), располагающийся на верхнем фланце (21) подмоторного кронштейна (20) и пригодный для фланцевания между верхним фланцем (21) подмоторного кронштейна (20) и нижним фланцем (31) двигателя (30). Фиксирующие средства (10) включают по меньшей мере один радиальный вырост, в котором располагается пространство (62), пригодное для размещения зажимных средств (60). Технический результат - упрощение крепления насосного агрегата, применимость для различной архитектуры монтажа реактора. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил.
Заявленное изобретение относится к способу эксплуатации водяных ядерных реакторов, в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми. При этом в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D2O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H2O), смягчая спектр нейтронного потока. Техническим результатом является упрощение регулирования реактивности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны. 2 з.п. ф-лы.
Наверх