Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения



Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения
Выгорающие поглотительные материалы и установки для ядерных реакторов и способы их применения

 


Владельцы патента RU 2521591:

ДжиИ-Хитачи Ньюклеар Энерджи Америкас ЭлЭлСи (US)

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах, к элементам, содержащим эти материал, а также к способам их применения. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать природный иридий и обогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в составе таких элементов, как верхняя и нижняя стыковые накладки, трубка для воды, разделитель и технологический канал. Выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем реакторе. Технический результат - улучшение нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в традиционно неиспользуемых местах активной зоны. 3 н. и 6 з.п. ф-лы, 7 ил.

 

Область техники

Типичные воплощения и способы в общем относятся к материалам и элементам реакторов ядерных энергетических установок.

Уровень техники

Обычно ядерные энергетические установки включают активную зону реактора, снабженную топливом, размещенным в ней для получения энергии путем расщепления ядра. Распространенной в США конструкцией ядерных энергетических установок является размещение топлива в топливных стержнях, связанных между собой в виде топливной сборки или пучка топливных стержней, расположенного внутри активной зоны реактора. Энергию получают из ядерного топлива, обычно урана, посредством цепной реакции деления атомов топлива.

В стационарном режиме деления в реакторе топливо выделяет большое количество нейтронов, которые инициируют и поддерживают цепную реакцию деления. Обычно управления и поддерживания стационарного режима цепной реакции деления и соответствующей выработки энергии и норм безопасности достигают путем управления количеством нейтронов и потоком нейтронов внутри активной зоны. Управление потоком нейтронов может обеспечить достижение нескольких целей, включая, например, максимизирование выработки энергии, выравнивание облучения нейтронами и деления или «горения» топлива, минимизацию образования максимумов потока нейтронов и обеспечение запаса безопасности для безопасной эксплуатации и остановки реактора.

Традиционное управление потоком нейтронов имеет несколько форм. Выгорающие поглотители представляют собой одну из форм управления потоком нейтронов, традиционно используемых в ядерных реакторах. Выгорающие поглотители обычно поглощают поток нейтронов, таким образом снижая или «отравляя» реактивность топлива и интенсивность деления там, где они размещены. На базе инженерных знаний активной зоны реактора и физики реактора, конструктор может определять области активной зоны, подвергаемые нежелательной величине потока нейтронов, в конкретные моменты времени во время работы и размещать выгорающие поглотители в этих позициях. Таким образом, нежелательный поток можно понизить, что приводит к более равномерному и/или безопасному горению по всему топливу. Альтернативно, выгорающие поглотители можно размещать в теплоносителе активной зоны или замедлителе и снижать реактивность по всей активной зоне, потенциально обеспечивая более легкую остановку активной зоны и/или уменьшая упор на другие подходы управления потоком нейтронов, такие как контроль коэффициента использования стержня/лопасти.

Действие выгорающих поглотителей в работающей активной зоне также обычно ослабляется с течением времени. Чем больше нейтронов поглощает конкретный выгорающий поглотитель, тем хуже его способность к дальнейшему поглощению нейтронов. В связи с этим свойством выгорающие поглотители можно использовать для регулирования потока нейтронов или реактивности в определенные периоды времени при условии нежелательного количества потока нейтронов, например начало рабочих циклов, при этом имея минимальный эффект в другие периоды времени, когда эффект поглощения нежелателен, например конец рабочих циклов.

Традиционные выгорающие поглотители включают, например, соединения гадолиния и/или бора. Эти соединения и соответствующие элементы имеют высокое поглотительное поперечное сечение или вероятность для потока тепловых нейтронов, обычно встречающегося в легководных ядерных реакторах. По мере того как выгорающие поглотители поглощают нейтроны и понижают реактивность, они превращаются в другие элементы с более низкими поперечными сечения для тепловых нейтронов, таким образом «выгорая» с течением времени в работающей активной зоне. Соединениям гадолиния и/или бора обычно придают форму специальных стержней или топливных присадок. В таких формах выгорающие поглотители можно помещать в определенных аксиальных или радиальных местах внутри активной зоны, чтобы снизить нежелательные уровни потока нейтронов, прогнозируемые или экспериментально определенные в этих местах в определенные моменты времени. Традиционные выгорающие поглотительные элементы можно удалять из активной зоны и утилизировать после завершения каждого рабочего цикла и можно вводить новые выгорающие поглотительные элементы взамен старых в зависимости от новых характеристик активной зоны.

Описание изобретения

Изобретение относится к материалам, пригодным в качестве выгорающих поглотителей в ядерных реакторах. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут поглощать поток нейтронов или снижать реактивность в требуемых положениях внутри работающего ядерного реактора. Материалы по изобретению могут проявлять по существу пониженный поглотительный эффект при увеличении выдержки в потоке нейтронов. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению при выгорании образуют требуемые дочерние продукты, тем самым обеспечивая возможность размещения и применения для улучшения нейтронных характеристик и/или экранирования нейтронного потока в местах, которые традиционно исключали как неэкономичные. Выгорающие поглотительные материалы по изобретению могут включать, например, природный иридий и обогащенный иридий-193.

Изобретение относится к топливным элементам и/или другим элементам реактора, изготовленным и/или содержащим требуемое количество выгорающих поглотительных материалов по изобретению. Элементы по изобретению могут быть изготовлены, сформированы и размещены, чтобы обеспечить требуемые эффекты выгорающих поглотителей, в активной зоне ядерного реактора в традиционных местах и в местах, традиционно неиспользуемых из-за экономических соображений.

Способы по изобретению включают применение элементов по изобретению, включая определение мест, для которых благоприятны эффекты выгорающих поглотителей, изготовление элементов по изобретению из требуемого количества выгорающих поглотительных материалов по изобретению, размещение элементов по изобретению, выдержку элементов по изобретению в потоке внутри работающего ядерного реактора, удаление выгорающих поглотительных элементов по изобретению из активной зоны и/или сбор элементов по изобретению ради требуемых дочерних продуктов, получаемых из выгорающих поглотительных материалов по изобретению.

Краткое описание чертежей

Изобретение станет более понятно при описании в подробностях приложенных чертежей, где подобные элементы представлены подобными ссылочными номерами, причем указанные чертежи приведены только в качестве иллюстрации и, таким образом, не ограничивают представленное здесь изобретение.

На Фиг.1 показан пример топливной сборки, содержащей выгорающие поглотительные элементы по изобретению.

На Фиг.2 показано несколько примеров топливной сборки и выгорающих поглотительных элементов по изобретению в активной зоне реактора.

На Фиг.3 показана активная зона реактора с использованием периметрических зон воспроизводства по изобретению.

На Фиг.4 показана периметрическая зона воспроизводства по изобретению.

На Фиг. 5 представлен график преобразования массы иридия выгорающего поглотителя по изобретению в массу платины при более низких скоростях потока.

На Фиг. 6 представлен график преобразования массы иридия выгорающего поглотителя по изобретению в массу платины при более высоких скоростях потока.

На Фиг.7 представлена блок-схема, иллюстрирующая способы по изобретению для применения выгорающих поглотительных элементов по изобретению.

Подробное описание изобретения

Здесь описаны подробные иллюстративные примеры реализации изобретения. Однако конкретные конструкционные и функциональные подробности, описанные здесь, являются лишь показательными для целей описания изобретения. Однако изобретение может быть реализовано в различных альтернативных формах и их не следует ограничивать только типичными воплощениями, изложенными здесь.

Следует понимать, что, хотя для описания различных элементов здесь могут быть использованы термины первый, второй и т.д., эти элементы не следует ограничивать этими терминами. Эти термины используют только для того, чтобы отличить один элемент от другого. Например, первый элемент мог бы быть назван вторым элементом и, аналогично, второй элемент мог бы быть назван первым элементом без отклонения от области защиты изобретения. Как используют здесь, термин «и/или» включает любые и все сочетания одного или более соответствующих перечисленных объектов.

Следует понимать, что когда указано, что элемент «соединен», «связан», «состыкован», «прикреплен» или «закреплен» с другим элементом, он может быть непосредственно соединен или связан с другим элементом или может присутствовать промежуточный элемент. Напротив, когда указано, что элемент «непосредственно соединен» или «непосредственно связан» с другим элементом, промежуточный элемент отсутствует. Другие слова, используемые для описания взаимосвязи между элементами, следует интерпретировать подобным образом (например, «между» по отношению к «непосредственно между», «прилегающий» по отношению к «непосредственно прилегающий», и т.д.).

Терминология, используемая здесь, предназначена только для описания конкретных примеров реализации и не подразумевает ограничения изобретения. Как используют здесь, упоминание элемента в единственном числе подразумевает включение этого элемента также во множественном числе, если формулировка однозначно не указывает иначе. Следует понимать, что термины «содержит», «содержащий», «включает» и/или «включающий» при использовании здесь определяют присутствие установленных признаков, целых чисел, стадий, операций, элементов и/или компонентов, но не исключает заранее присутствие или добавление одного и/или более других признаков, целых чисел, стадий, операций, элементов, компонентов и/или их групп.

Также следует отметить, что в некоторых альтернативных реализациях упоминаемые функции/действия могут выполняться в другом порядке, чем указано в чертежах. Например, два чертежа, показанные последовательно, в действительности могут быть выполнены по существу параллельно или иногда могут быть выполнены в обратном порядке в зависимости от предполагаемой совокупности функциональных характеристик/действий.

В изобретении могут быть использованы нетрадиционные элементы, такие как выгорающие поглотители, для промышленных или других ядерных реакторов и можно неожиданно обеспечивать получение требуемых элементов и их изотопов по мере использования выгорающих поглотителей. Дочерние продукты, получаемые из выгоревших традиционных выгорающих поглотителей, могут иметь небольшую ценность и/или быть химически/радиоактивно небезопасными, но по изобретению можно получать дочерние изотопы и элементы, которые, напротив, имеют ценные и важные другие полезные свойства. Например, выгорающий поглотитель по изобретению, выполненный из иридия, может образовывать платину при выдержке в потоке нейтронов и его поглощении. Получаемая платина может иметь повышенную ценность, и находить альтернативные промышленные применения, и может не представлять опасности и/или не подлежать утилизации, как другие традиционные выгорающие поглотители.

Благодаря повышенным и ранее неизвестным полезным свойствам выгорающих поглотителей по изобретению и дочерних продуктов, получаемых из них, выгорающие поглотители по изобретению можно размещать в таких позициях в ядерном реакторе, которые обычно не используют в случае традиционных выгорающих поглотителей из-за стоимости такого размещения и/или требований к утилизации традиционных выгорающих поглотителей. Такое новое размещение может быть выгодным для нейтронных характеристик ядерного реактора с использованием выгорающих поглотителей по изобретению и обеспечивать получение дополнительных требуемых материалов.

Примеры выгорающих поглотителей

Выгорающие поглотители по изобретению в значительной степени поглощают поток нейтронов, включая поток тепловых нейтронов, обычно присутствующий в ядерных реакторах. После достаточной выдержки в работающем ядерном реакторе выгорающие поглотители по изобретению преобразуются в материалы, имеющие по существу более низкое поперечное сечение и больше не поглощающие в значительной степени поток нейтронов. Получаемые материалы обладают другим полезным свойством или ценностью за пределами реактора и их можно собирать для такого применения и/или из-за их ценности.

Выгорающие поглотители по изобретению могут включать природный иридий. Иридий представляет собой твердый металл, стойкий к коррозии, который можно непосредственно подвергать воздействию условий работающего реактора и который в достаточной степени сохраняет геометрические характеристики, так что его можно использовать без экранирующей оболочки или защитной оболочки внутри работающего ядерного реактора. Природный иридий включает стабильные изотопы иридий-191 (относительное количество ~37%) и иридий-193 (относительное количество ~63%). Иридий-191 имеет поперечное сечение для тепловых нейтронов примерно 750 барн и подвергается следующей реакции при воздействии потока нейтронов в традиционных легководных ядерных реакторах:

191Ir+1n→192Ir

Получаемый иридий-192 является нестабильным и подвергается бета-распаду до платины-192 с периодом полураспада примерно 74 суток таким образом:

192Ir→192Pt+β-

Получаемая платина-192 является стабильной и имеет поперечное сечение приблизительно 14 барн, что составляет менее одной десятой поперечного сечения исходного выгорающего поглотителя по изобретению, иридия-191.

Другой природный иридиевый изотоп, иридий-193, имеет поперечное сечение для тепловых нейтронов примерно 110 барн и подвергается следующей реакции при воздействии потока нейтронов в традиционных ядерных реакторах:

193Ir+1n→194Ir

Получаемый иридий-194 является нестабильным и подвергается бета-распаду до платины-194 с периодом полураспада примерно 19 часов таким образом:

194Ir→194Pt+β-

Получаемая платина-194 является стабильной и имеет поперечное сечение приблизительно 1,1 барн, что составляет менее одной сотой поперечного сечения исходного выгорающего поглотителя по изобретению, иридия-193.

Таким образом, природный иридий может действовать в качестве выгорающего поглотителя, который изначально обладает умеренным эффектом поглощения нейтронов и в зависимости от количества используемого иридия и потока в работающем реакторе обладает незначительным эффектом поглощения нейтронов в более поздний момент времени, после выгорания. Количество и размещение природного иридия можно регулировать в зависимости от уровней и типов потоков, обнаруживаемых в работающем ядерном реакторе, чтобы получить требуемый эффект от выгорающего поглотителя, включая понижение образования максимумов потока и увеличение остаточной радиоактивности остановленного ядерного реактора. На Фиг.6 показан пример выгорающего поглотителя, одного моля иридия-191, превращающегося в платину-192 в течение двух лет в потоке нейтронов 1,44·1014, что может быть обычной интенсивностью потока, встречающегося в ядерных реакторах. Как показано на Фиг.6, существенная доля иридия может быть преобразована в платину в течение этого одного двухгодичного цикла. Поскольку некоторые промышленные ядерные энергетические установки работают в течение двух лет между циклами перезагрузки, допускающими доступ к активной зоне и/или сбор материалов, образованных в этих установках, иридий можно по существу преобразовать в платину в течение промышленных рабочих циклов, так что главным образом платину можно собрать из реактора в течение циклов перезагрузки. Примеры элементов, которые могут быть изготовлены из природного иридия, описаны ниже.

Платиновые изотопы, получаемые из выгорающего поглотителя по изобретению, природного иридия, являются стабильными и могут иметь значительную стоимость в денежном выражении и/или находить промышленное применение. Получаемую платину можно собирать непосредственно из любых выгорающих поглотительных элементов, изготовленных из природного иридия, как только остаточные радиоактивные изотопы распадутся до безопасных уровней нерадиоактивной платины. Альтернативно, платиновые изотопы можно сразу извлекать из выгорающих поглотительных элементов, изготовленных из природного иридия, прежде чем иридий-192 распадется до незначительных уровней радиоактивности путем химического экстрагирования в подходящем вспомогательном оборудовании, имеющем надлежащую защиту от радиации, таком как горячая камера и подобное оборудование. Дополнительно, количество и размещение природного иридия, используемого в качестве выгорающего поглотителя по изобретению можно выбирать так, чтобы обеспечить превращение в платину по существу всего природного иридия к концу известного рабочего цикла и охлаждения после цикла и манипуляций с топливными кассетами.

Другие выгорающие поглотители по изобретению могут включать отделенный изотоп иридий-193. Как обсуждалось выше, природный иридий содержит приблизительно 63% иридия-193, который можно отделить посредством известных механизмов изотопного разделения, таких как, например, способы изотопного разделения с использованием центрифуги или газодиффузионного типа. Таким образом, получаемые выгорающие поглотители по изобретению могут представлять собой по существу чистый изотоп иридий-193.

Чистый иридий-193 может обладать дополнительными благоприятными характеристиками в качестве выгорающего поглотителя по типичному изобретению. Как показано выше, иридий-193 имеет поперечное сечение в 100 раз больше, чем получаемая платина-194, и период полураспада порядка часов. Таким образом, выгорающие поглотительные элементы по изобретению, изготовленные из чистого иридия-193, могут иметь более существенный эффект в качестве выгорающего поглотителя и их можно извлекать из ядерных реакторов в виде по существу чистой, нерадиоактивной платины без необходимости значительного времени выдерживания и/или химического разделения.

Различные фазы материалов можно использовать в качестве выгорающих поглотителей по изобретению. Понятно, что жидкие или газообразные выгорающие поглотители или выгорающие поглотители, образующие жидкие или газообразные требуемые дочерние продукты, также можно использовать в качестве выгорающих поглотителей по изобретению при наличии подходящей защитной оболочки для размещения и/или сбора материалов и/или их продуктов. Твердые выгорающие поглотители по изобретению, включающие природный иридий и иридий-193, описанные выше, которые образуют только твердые требуемые дочерние продукты, включающие платину, можно формовать и использовать непосредственно в качестве выгорающих поглотительных элементов по изобретению, как описано ниже в следующем разделе.

Выгорающие поглотительные элементы по изобретению

Выгорающие поглотительные элементы по изобретению могут быть изготовлены или содержать любой из выгорающих поглотителей по изобретению, обсуждаемых выше, включая природный иридий и/или высокообогащенный иридий-193. Элементы по изобретению могут быть сконструированы и размещены в местах реактора, в которых присутствие выгорающего поглотителя выгодно, исходя из знаний специалиста в отношении физических и нейтронных характеристик конкретного реактора. Элементы по изобретению могут быть взаимозаменяемыми с элементами, традиционно присутствующими в ядерных реакторах, и/или могут быть новыми или специально разработанными исходя из свойств материала используемого выгорающего поглотителя по изобретению и конфигурации и потребностей конкретного реактора. Например, стыковые накладки пучка топливных стержней, консольные части, каналы, содержимое стержней, система трубопроводов, трубки для воды и т.д. могут быть целиком изготовлены или содержать выгорающие поглотители по изобретению.

Поскольку элементы по изобретению можно собирать ради ценных и/или полезных дочерних продуктов, включающих платину, элементы по изобретению можно помещать в областях реактора, для которых может быть выгодным присутствие выгорающих поглотителей, но которые традиционно не используют из-за стоимости размещения и утилизации традиционных выгорающих поглотительных элементов. В качестве примера такого применения, выгорающие поглотительные элементы по изобретению можно использовать для регулирования локального образования максимумов в случае свежих топливных компонентов.

На Фиг.1 представлен пример топливной сборки 100, содержащей несколько выгорающих поглотительных элементов по изобретению, признаки которых и влияние на реактор с использованием пучка 100 по изобретению обсуждаются ниже. Как показано на Фиг.1, топливная сборка 100 по изобретению может включать топливные стержни 118 и 119 полной и/или неполной длины, размещенные в канале 120. Между топливными стержнями 118 и 119 могут быть расположены разделители 115, обеспечивающие поперечное расстояние между стержнями. Трубки 110 для воды могут обеспечивать аксиальные каналы для потока воды через пучок 100 по изобретению. Верхняя стыковая накладка 130 и нижняя стыковая накладка 140 могут обеспечивать соединение и манипуляции с элементами на любом конце сборки 100 по изобретению.

Согласно изобретению верхняя стыковая накладка 130 и/или нижняя стыковая накладка 140 могут быть обеспечены на любом конце топливной сборки 100. Стыковые накладки 130/140 по изобретению могут быть изготовлены из выгорающих поглотителей по изобретению. Например, природный иридий или обогащенный иридий-193 можно использовать для изготовления верхней стыковой накладки 130 и нижней стыковой накладки 140 по изобретению. Благодаря своему положению, стыковые накладки 130/140 по изобретению могут поглощать нейтроны и оказывать умеренный поглотительный эффект сверху и снизу активной зоны реактора, включающей одну или более топливных сборок 100 по изобретению.

Верхняя стыковая накладка 130 и нижняя стыковая накладка 140 по изобретению могут включать различное количество выгорающего поглотителя по изобретению в ряде различных конфигураций. В зависимости от используемого количества выгорающего поглотителя стыковые накладки 130/140 по изобретению могут по существу преобразовываться в требуемые дочерние продукты и поглощать меньше нейтронов вблизи завершения рабочего цикла, когда поток нейтронов из реактора ниже. Таким образом, особенно в начале рабочего цикла, стыковые накладки 130/140 по изобретению могут снижать величину потока нейтронов, воздействию которого подвергаются элементы реактора сверху и снизу активной зоны, такие как нижняя напорная камера, оборудование осушки пара и т.д., улучшая рабочую характеристику этих элементов и предотвращая охрупчивание, вызываемое длительным воздействием потока нейтронов.

На Фиг.5 показан график для моля иридия, подвергающегося воздействию нейтронного потока интенсивностью 3·1013 н/см2, обычно обнаруживаемого на стыковых накладках 130/140, на протяжении нескольких лет. Как показано на Фиг.5, иридий по изобретению по существу преобразуется в платину в течение приблизительно от шести до восьми лет, что соответствует среднему сроку службы пучка топливных стержней в активной зоне промышленного ядерного реактора. Стыковые накладки 130/140, изготовленные из иридия, могут дополнительно поглощать поток нейтронов из активной зоны и снижать поток и его негативные воздействия на внешние элементы активной зоны.

Аналогично, канал 120, разделитель 115, трубки 110 для воды и оболочка стержней 118/119 полной и неполной длины, представленные на Фиг.1, могут представлять собой выгорающие поглотительные элементы по изобретению, изготовленные из выгорающих поглотителей по изобретению. Исходя из нейтронных характеристик активной зоны конкретного реактора, специалист может определить, какие элементы по изобретению являются наиболее эффективными при соответствии их эксплуатационным и/или экранирующим критериям выгорающего поглотителя и изготавливать пучок 100 по изобретению из подходящего сочетания традиционных выгорающих поглотительных элементов и выгорающих поглотительных элементов по изобретению. Отдельные элементы по изобретению могут быть физически сконструированы и содержать достаточное количество выгорающих поглотителей, чтобы отвечать этим эксплуатационным критериям.

Например, активная зона реактора может иметь известное образование максимумов потока в конкретных позициях активной зоны во время эксплуатации, и пучки 100 топливных стержней, размещенные в таких областях, могут быть снабжены дополнительными элементами по изобретению, изготовленными из выгорающих поглотителей по изобретению, чтобы как снизить образование максимумов, так и преобразовать элементы по изобретению в требуемые дочерние продукты.

После эксплуатации пучок 100 по изобретению может быть удален из активной зоны и собран ради требуемых дочерних продуктов, образованных в выгорающих поглотительных элементах по настоящему изобретению. Такой сбор может требовать продолжительного времени выдерживания и/или химического разделения, чтобы изолировать и собрать требуемые дочерние продукты. Например, если чистый иридий-193 используют для изготовления канала 120, имеющего толщину и расположение в активной зоне, достаточные для выгорания всего иридия-193 с образованием платины-194, сборку 100 по изобретению, снабженную каналом 120 по изобретению, можно удалить из активной зоны, и канал 120 по изобретению можно удалить из сборки 100 и использовать через небольшое время после этого в качестве источника платины-104.

На Фиг.2 представлена иллюстрация нескольких пучков 100 топливных стержней по изобретению и элементов активной зоны, которые могут быть изготовлены или содержать выгорающие поглотители по изобретению. Как показано на Фиг.2, один или более пучков 100 топливных стержней по изобретению, содержащих выгорающие поглотительные элементы по изобретению, можно помещать внутри активной зоны реактора, аналогично традиционному размещению топлива. Контрольные стержни или крестообразные контрольные лопасти 160 можно помещать в углах пучка поочередно, чтобы поглощать поток нейтронов и контролировать реактивность. Опора 170 для топлива может обеспечивать удерживание и выравнивание пучков 100 внутри активной зоны.

Одна или более аксиальных зон 150 воспроизводства могут быть размещены на внешних каналах 120 пучков 100 топливных стержней. Аксиальные зоны 150 воспроизводства могут быть изготовлены из выгорающих поглотителей по изобретению, включающих природных иридий и/или обогащенный иридий-193. Аксиальные зоны воспроизводства могут быть размещены на пересечениях пучков или в других местах, в которых выгодно иметь эффект выгорающего поглотителя. Например, пересечения, на которых отсутствуют контрольные лопасти 160, могут подвергаться более сильному образованию максимумов потока, что приводит к неравномерному горению и пониженной остаточной радиоактивности остановленного ядерного реактора в начале топливного цикла. Аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению в этих положениях могут снижать образование максимумов и/или увеличивать остаточную радиоактивность остановленного реактора, повышая эффективность топлива и безопасность установки. Альтернативно, конструктор активной зоны может моделировать активную зону или иначе прогнозировать положения, в которых выгодно иметь эффект выгорающего поглотителя, в конкретные моменты времени в течение топливного цикла и размещать аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению в положениях, преимущественных для действия выгорающего поглотителя, согласно таким моделям или прогнозам.

Дополнительно, аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены с толщиной или другим размером, который может обеспечить требуемую степень действия выгорающего поглотителя. Поскольку аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены из выгорающего поглотителя по изобретению, такого как иридий-193, который оказывает существенный эффект снижения потока нейтронов при повышенном его поглощении, аксиальную зону 150 воспроизводства большей толщины можно использовать для позиций, в которых требуется повышенное действие выгорающих поглотителей. Дополнительно, поскольку аксиальные зоны воспроизводства могут иметь простую геометрию, применение иридия, который может быть нековким и трудным в обработке, может быть наиболее экономически целесообразным в аксиальных зонах 150 воспроизводства по изобретению, где не требуется обширной обработки при изготовлении.

Аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению можно прикреплять непосредственно к пучкам 100 топливных стержней через канал 120 или другой топливный элемент, или аксиальные зоны 150 воспроизводства могут быть прикреплены к другим элементам активной зоны. После выдержки в работающем ядерном реакторе и снижения и/или истощения их способности к поглощению потока, аксиальные зоны 150 воспроизводства можно удалять из активной зоны, возможно, вместе с удалением пучков 100 топливных стержней, и собирать ради требуемых дочерних продуктов, образующихся в них из выгорающих поглотителей, включающих платину. На Фиг.6 представлен график выдержки моля иридия в потоке нейтронов, 1,4·10 н/см2, обычно встречающегося в аксиальных зонах 150 воспроизводства, в течение приблизительно 800 суток. Как показано на Фиг.6, аксиальные зоны 150 воспроизводства по изобретению с использованием иридия-191 в качестве выгорающего поглотителя по существу преобразуются в платину в течение приблизительно 800 суток работы, что примерно соответствует одному двухгодичному топливному циклу промышленного легководного реактора.

Аналогично, опора 170 для топлива, контрольные лопасти 160 и/или другие нетопливные элементы активной зоны могут представлять собой выгорающие поглотительные элементы по изобретению, изготовленные из выгорающих поглотителей по изобретению. Исходя из нейтронных характеристик активной зоны конкретного реактора специалист может определить, какие элементы по изобретению являются наиболее эффективными при соответствии эксплуатационным и/или экранирующим критериям выгорающего поглотителя и изготавливать элементы 150, 160, 170 и т.д. исходя из подходящего сочетания традиционных выгорающих поглотительных элементов и выгорающих поглотительных элементов по изобретению подходящих размеров. Отдельные элементы по изобретению могут быть физически сконструированы и содержать достаточное количество выгорающих поглотителей, чтобы отвечать этим эксплуатационным критериям.

На Фиг.3 показано поперечное сечение активной зоны 300 реактора. Несколько пучков 100 топливных стержней по изобретению и/или другие элементы активной зоны, изготовленные или содержащие выгорающие поглотители по изобретению, обсуждаемые выше, могут быть включены в активную зону 300 реактора. Как показано на Фиг.3, одна или более периметрических зон 320 воспроизводства, содержащих выгорающие поглотительные элементы по изобретению, могут быть размещены между пучками 100 топливных стержней и стенкой/кожухом 310 реактора. Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены из выгорающих поглотителей по изобретению, включающих природный иридий и обогащенный иридий-193. Периметрические зоны 320 воспроизводства могут быть размещены в местах, в которых выгодно действие выгорающего поглотителя, и/или в позициях, защищающих критические элементы активной зоны от потока нейтронов. Например, стенка 310 реактора может становиться хрупкой с течением времени и при воздействии потока нейтронов высокой интенсивности в активной зоне 300 работающего реактора. Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению, защищающие стенку 310, могут снижать охрупчивание, вызываемое воздействием нейтронов, повышая срок службы сосуда и безопасность. Альтернативно, конструктор активной зоны может моделировать активную зону или иначе прогнозировать положения, в которых выгодно иметь эффект выгорающего поглотителя, в конкретные моменты времени в течение топливного цикла и размещать периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению в положениях, преимущественных для действия выгорающего поглотителя, согласно таким моделям или прогнозам.

Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены с толщиной или другим размером, который может обеспечить требуемую степень действия выгорающего поглотителя. Поскольку периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены из выгорающего поглотителя по изобретению, такого как иридий-193, который оказывает существенный эффект снижения потока нейтронов при повышенном его поглощении, периметрическую зону 320 воспроизводства большей толщины можно использовать для позиций, в которых требуется повышенное действие выгорающих поглотителей, включая эффекты экранирования. Дополнительно, поскольку периметрические зоны 320 воспроизводства могут иметь простую геометрию, применение иридия может быть особенно экономически целесообразным в периметрических зонах 320 воспроизводства по изобретению, где не требуется обширной обработки при изготовлении.

Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению можно прикреплять непосредственно к стенке 310 и/или пучкам 100 топливных стержней, или периметрические зоны 320 воспроизводства могут быть прикреплены к другим элемента активной зоны. Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению могут быть изготовлены в форме пластинчатых листов, либо плоских, либо, например, выполненных из стержней, содержащих выгорающие поглотители по изобретению. На Фиг.4 показана периметрическая зона 320 воспроизводства по изобретению, выполненная из выгорающих поглотительных стержней 410. В этом примере реализации выгорающие поглотительные стержни 410 могут быть выполнены в виде полых трубок, содержащих выгорающие поглотители по изобретению, такие как природный или обогащенный иридий. Зона 320 воспроизводства по изобретению может также включать сплошные стержни 410 или сплошную плоскую пластину. Периметрическая зона 320 воспроизводства может включать ручку 420, прикрепленную к концу зоны 320 воспроизводства, чтобы обеспечить возможность размещения лопасти, перемещения и/или другого манипулирования. Как обсуждалось в отношении других примеров элементов, содержащих выгорающие поглотители по изобретению, периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению можно выдерживать в работающем ядерном реакторе и их способность поглощать поток медленно снижается и/или истощается. Периметрические зоны 320 воспроизводства по изобретению можно удалять из активной зоны и собирать ради требуемых дочерних продуктов, образующихся в них из выгорающих поглотителей, включающих платину.

Способ по изобретению

Выше описаны выгорающие поглотители по изобретению и содержащие их элементы по изобретению, ниже обсуждают способы по изобретению с использованием этих поглотителей и элементов. Следует понимать, что любые из вышеописанных элементов по изобретению можно использовать в способах по изобретению, но указанные способы не ограничиваются этим. Аналогично, следует понимать, что любые из вышеописанных выгорающих поглотительных материалов по изобретению и требуемых дочерних продуктов можно использовать и получать в способах по изобретению, но способы по изобретению не ограничиваются этим.

На Фиг.7 показана блок-схема, иллюстрирующая способы по изобретению. Способы по изобретению, в которых используют элементы, включающие выгорающие поглотители по изобретению, включают определение мест, в которых выгодно иметь эффекты выгорающих поглотителей, включающие поглощение потока и/или защиту от радиоактивного излучения, на стадии S100. Определение может включать моделирование величины потока активной зоны исходя из других характеристик активной зоны, таких как места размещения топлива и обогащение. Альтернативно, определение может быть основано на знаниях специалиста, которому хорошо известна активная зона, или основано на прошлых рабочих характеристиках активной зоны. Дополнительно, на стадии S100 можно определить используемое количество выгорающего поглотителя по изобретению на основании поглотительной способности используемого поглотителя, величины поглощаемого потока нейтронов и количества образующегося требуемого дочернего продукта. Стадию S100 можно выполнять с помощью устройства для обработки информации или ее может рассчитать конструктор.

На стадии S110 можно изготавливать элементы по изобретению, содержащие требуемое количество выгорающих поглотительных материалов по изобретению, определенное на стадии S100. Элементы по изобретению могут быть очень похожи на традиционные элементы, которые они могут замещать. Альтернативно, элементы по изобретению могут иметь измененные размеры и/или геометрию, чтобы вмещать используемое количество выгорающего поглотителя, определенное на стадии S100. Элементы по изобретению могут быть изготовлены полностью из выгорающих поглотительных материалов по изобретению или могут включать эти материалы, возможно, в герметичных областях внутри элементов. Изготовление элементов по изобретению на стадии S110 может включать известные способы горячей штамповки, фасонирования и другой обработки материала, используемого для изготовления элементов по изобретению, включающих выгорающие поглотители по изобретению.

На стадии S120 элементы по изобретению, изготовленные на стадии S110, размещают в местах, определенных на стадии S100, внутри активной зоны. Размещение на стадии S120 можно проводить во время перерыва в эксплуатации топлива, когда активная зона реактора доступна, в конце топливного цикла. Размещение можно осуществлять одновременно с размещением топливной сборки, особенно если элементы по изобретению размещают внутри топливных сборок или прикрепляют к ним.

На стадии S130 элементы по изобретению, содержащие выгорающие поглотители по изобретению, могут подвергать выдержке в потоке внутри работающего ядерного реактора. Стадия S130 может включать типичные воплощения, обеспечивающие требуемое действие выгорающего поглотителя внутри работающей активной зоны и образующие требуемые дочерние продукты в результате такой выдержки.

На стадии S140 выгорающие поглотительные элементы по изобретению можно удалять и/или собирать ради требуемых дочерних продуктов, получаемых в результате выдержки на стадии S130. Удаление на стадии S140 можно осуществлять во время перерыва в эксплуатации топлива или в другое время, когда активная зона реакции доступна, и можно осуществлять одновременно с перестановкой/удалением топлива. Сбор требуемых дочерних продуктов может включать обеспечение возможности распада элементов по изобретению до безопасных уровней радиоактивности или химическое отделение требуемых продуктов от нежелательных и/или радиоактивных продуктов.

Поскольку типичные воплощения изобретения и способы обеспечивают эффекты выгорающих поглотителей в таких позициях и образование требуемых дочерних продуктов в таком количестве и такой чистоты, что невозможно достичь в традиционных пучках топливных элементов и элементах активной зоны, изобретение позволяет обеспечить более благоприятные нейтронные характеристики активной зоны реактора, экранирование и безопасность при пониженных эксплуатационных расходах, благодаря ценности получаемых дочерних продуктов.

Таким образом, описаны типичные воплощения изобретения и способы; при этом специалисту понятно, что типичные воплощения можно изменять путем обычных экспериментальных исследований и без дополнительной изобретательской деятельности. Например, типичные воплощения и способы можно обсуждать со ссылкой на признаки и элементы обычно встречающихся в США легководных реакторов для выработки электроэнергии; однако типичные воплощения и способы могут быть пригодны для многообразия различных типов реакторов, встречающихся по всему миру. Изменения не следует считать отклонением от сущности и объема защиты изобретения, и все такие модификации, которые очевидны для специалиста, включены в область защиты изобретения, изложенную в прилагаемой формуле изобретения.

Номер Обозначение
S100 Определение места размещения и количества
S110 Изготовление элементов исходя из определения
S120 Размещение элементов исходя из определения
S130 Выдержка элементов
S140 Сбор элементов
100 Топливная сборка/пучок
115 Разделитель
118 Топливный стержень полной длины
119 Топливный стержень неполной длины
120 Канал
130 Верхняя стыковая накладка
140 Нижняя стыковая накладка
150 Аксиальная зона воспроизводства
160 Контрольные лопасти
170 Нижняя напорная камера
300 Активная зона реактора
310 Кожух/стенка реактора
320 Периметрические зоны воспроизводства

1. Способ эксплуатации ядерного реактора, включающий использование (S120/S130) по меньшей мере одного моля иридия в качестве выгорающего поглотителя в ядерном реакторе, причем выгорающий поглотитель включают по меньшей мере в один из элементов, выбранных из верхней стыковой накладки (130), нижней стыковой накладки (140), трубки для воды, разделителя (115) и технологического канала (120).

2. Способ по п.1, в котором выгорающий поглотитель включают по меньшей мере в один из элементов, выбранных из аксиальной зоны (150) воспроизводства, прикрепленной к каналу (120) топливной сборки (100), и периметрической зоны (320) воспроизводства между активной зоной (300) ядерного реактора и стенкой (310) сосуда ядерного реактора.

3. Способ эксплуатации ядерного реактора, включающий:
изготовление (S110) по меньшей мере одного элемента, включающего выгорающий поглотитель, причем выгорающий поглотитель включают по меньшей мере в один из элементов, выбранных из верхней стыковой накладки (130), нижней стыковой накладки (140), трубки для воды, разделителя (115) и технологического канала (120), при этом выгорающий поглотитель сконструирован для размещения на месте внутри ядерного реактора;
размещение (S120) по меньшей мере одного элемента по месту;
выдержку (S130) по меньшей мере одного элемента в ядерном реакторе при эксплуатации;
удаление (S140) по меньшей мере одного элемента из ядерного реактора и
сбор (S150) требуемых продуктов из по меньшей мере одного элемента, причем требуемые продукты образуются на стадии выдержки.

4. Способ по п.3, дополнительно включающий:
определение (S100) места внутри ядерного реактора для размещения выгорающего поглотителя и количества используемого выгорающего поглотителя, причем определение основано по меньшей мере на нейтронных характеристиках реактора, характеристиках радиоактивного экранирования ядерного реактора и нейтронных характеристиках выгорающего поглотителя, где на стадии определения (S100) количество используемого выгорающего поглотителя определяют так, что по существу весь выгорающий поглотитель преобразуют в требуемые продукты в течение рабочего цикла ядерного реактора.

5. Способ по п.3, в котором ядерный реактор представляет собой промышленный ядерный реактор и в котором стадия выдержки (S130) включает инициирование промышленной выработки энергии в ядерном реакторе.

6. Способ по п.3, в котором выгорающий поглотитель представляет собой по меньшей мере один из элементов, выбранных из природного иридия и чистого иридия-193, и в котором требуемые продукты включают платину.

7. Выгорающий поглотительный элемент для применения в ядерном реакторе, содержащий выгорающий поглотитель, включенный в по меньшей мере один из элементов, выбранных из верхней стыковой накладки (130), нижней стыковой накладки (140), трубки для воды, разделителя (115) и технологического канала (120), причем выгорающий поглотитель по существу преобразуется только в платину после выдержки в потоке нейтронов в работающем ядерном реакторе, при этом выгорающий поглотитель имеет нейтронное сечение по меньшей мере в 10 раз больше, чем у платины.

8. Элемент по п.7, представляющий собой по меньшей мере один из элементов, выбранных из аксиальной зоны (150) воспроизводства, прикрепленной к каналу (120) топливной сборки (100), и периметрической зоны (320) воспроизводства, между активной зоной (300) ядерного реактора и стенкой (310) сосуда ядерного реактора.

9. Элемент по п.7, в котором масса выгорающего поглотителя такова, что по существу весь выгорающий поглотитель преобразуется в платину в течение рабочего цикла ядерного реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы.

Изобретение относится к области регулирования внутриреакторных процессов, касается, в частности, регулирования скорости накопления изотопа кобальта-60 в дополнительных поглотителях с кобальтом, и может быть использовано при решении практических вопросов, направленных на увеличение скорости накопления изотопа кобальта-60 в ядерном канальном ядерном реакторе.
Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для управления ядерной установкой с реактором водо-водяного типа при изменении мощности реактора или внешней нагрузки.

Изобретение относится к ядерным реакторам, в частности к управляющим сборкам реактора. .
Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к способам управления мощностью группы ядерных реакторов, и может быть использовано для повышения радиационной безопасности и снижения дозозатрат при проведении ремонтных работ на реакторном оборудовании для снижения дефектности оболочек твэлов.

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к атомной энергетике и направлено на повышение внутренней самозащищенности и безопасности канальных ядерных реакторов. .

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. .

Группа изобретений относится к организации движения потока теплоносителя в ядерных реакторах. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. Технический результат - устранение зависимости работы реактора от свойств роста конструкционных материалов, вызванных нейтронным облучением. 2 н. и 52 з.п. ф-лы, 55 ил.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно указанного модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно указанного модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с указанным модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в указанный модуль ядерного деления. Технический результат - повышение эффективности теплосъема ядерного реактора. 2 н. и 9 з.п. ф-лы, 55 ил.

Изобретение относится к электротехнике и может быть использовано в качестве электропривода, в частности в системах автоматического управления положением и перемещением регулирующего органа (РО) ядерного реактора. Технический результат состоит в повышении надежности и расширении функциональных возможностей и области за счет увеличения перегрузочной способности, то есть предельного электромагнитного момента при вращении ротора на подъем регулирующего органа в двигательном режиме и при вращении ротора на опускание регулирующего органа под действием собственного веса в генераторном режиме. Электропривод содержит зубчатый статор с равномерно распределенными зубцами и многофазной обмоткой, включающей по две параллельные ветви в каждой фазе с выводами для подключения к источнику переменного напряжения или тока. На валу зубчатого ротора, расположенного внутри статора, размещен магнитоэлектрический индуктор, имеющий зубчатый магнитопровод, образующий по окружности ротора полюса чередующейся полярности, количество зубцов которого равно числу зубцов ротора. Индуктор установлен на валу так, что зубцы его магнитопровода смещены относительно зубцов ротора на угол, не превышающий одной четвертой части полюсного деления в направлении действия момента от веса регулирующего органа. 5 ил.

Изобретение относится к системам теплосъема ядерного реактора на бегущей волне. Узел управления потоком соединен с модулем ядерного деления, выполненным с возможностью создания бегущей волны горения в местоположении относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком управляет потоком текучей среды в ответ на местоположение относительно модуля ядерного деления. Узел управления потоком содержит подузел регулятора потока, выполненный с возможностью работы в соответствии с рабочим параметром, связанным с модулем ядерного деления. Кроме того, подузел регулятора потока является перестраиваемым в соответствии с заранее заданным входом в подузел регулятора потока. Более того, узел управления потоком содержит каретку, соединенную с подузлом регулятора потока для регулировки подузла регулятора потока, чтобы изменить поток текучей среды в модуль ядерного деления. Технический результат - повышение эффективности теплосъема в ядерном реакторе. 12 з.п. ф-лы, 55 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне, а именно к тепловыделяющим сборкам, выполненным с возможностью управляемого удаления летучего продукта ядерного деления и тепла, высвобождаемого волной горения в ядерном реакторе. Тепловыделяющая сборка содержит кожух, выполненный с возможностью вмещения пористой массы ядерного топлива с летучим продуктом ядерного деления. Подузел управления текучей средой соединен с кожухом и выполнен с возможностью управления удалением по меньшей мере части летучего продукта ядерного деления из пористой массы ядерного топлива. Кроме того, подузел управления текучей средой выполнен с возможностью циркуляции отводящей тепло текучей среды через пористую массу ядерного топлива для удаления тепла, произведенного массой ядерного топлива. Технический результат - обеспечение глубокого выгорания топлива и длительной кампании. 41 з.п. ф-лы, 213 ил.

Предлагаемое изобретение относится к оборудованию системы защиты и диагностики ядерного реактора на быстрых нейтронах на АЭС. Устройство защиты ядерного реактора АЭС, имеющей все необходимые известные измерители режимов работы АЭС и системы управления защит АЭС, содержит, по крайней мере, два стержня аварийной защиты для гашения цепной реакции при авариях, по крайней мере, два механически соединенных с поворотной пробкой крыши корпуса реактора механизма горизонтального и вертикального перемещения, два направляющих элемента для беспрепятственного перемещения вниз стержней аварийной защиты, два магнитопровода и два якоря магнитопровода, две катушки магнитопровода, два коммутационных аппарата с системами управления, а также дополнительный источник питания, который соединен с системой управления второго коммутационного аппарата. Магнитопроводы с катушками жестко соединены с соответствующими механизмами горизонтального и вертикального перемещения, а якоря соединены с головками стержней аварийной защиты. Якоря магнитопровода выполнены из магнитного материала с регулируемой за счет химического состава температурой Кюри. Это позволяет при возникновении аварии автоматически отключать от питающей сети первую и вторую катушки первого и второго магнитопроводов. Во втором типоисполнении устройство защиты содержит две ускоряющих пружины. Технический результат - увеличение быстродействия системы защит АЭС. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления. Осуществляют управление средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом. Газообразный продукт деления (ГПД) собирают в резервуаре, отделяют продукт в конденсированной фазе от газообразного продукта путем пропускания газообразного продукта деления через фильтр. Технический результат - снижение вероятности выхода ГПД в атмосферу, увеличение выгорания топлива. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 204 ил.

Изобретение относится к способам содействия в работе ядерного реактора. Создают запрос с использованием интерфейса (31) человек-машина, взаимодействующего со компьютером (32) содействия работе, который использует программу (32а) трехмерных нейтронных вычислений, решающую уравнение диффузии и именуемую программой содействия работе. Однонаправленно передают из системы (10) мониторинга работы активной зоны реактора в компьютер (32) набор данных (13), которые отражают аппаратные, геометрические, нейтронные характеристики и рабочие условия активной зоны. Эти данные (13) определяются трехмерной нейтронной программой (12) мониторинга, корректирующей изотопный баланс активной зоны по мере выгорания топлива и периодически решающей уравнение диффузии в режиме реального времени. Программа (12) установлена на втором отдельном компьютере мониторинга, который предназначен для определения изменения в поведении активной зоны реактора с использованием программы (32а) содействия работе, где данные (13) используются в качестве входных данных для программы (32а). Технический результат - отслеживание реальных, а не оцененных рабочих условий. 15 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к системам управления и защиты ядерного реактора. Привод управления содержит электродвигатель, разделительную электромагнитную муфту, датчики конечных положений, верхний подшипник, силовую гайку, винт, корпусную трубу, тягу. Корпус силовой гайки жестко соединен с тягой, выполненной в виде полого перемещаемого рабочего штока, в котором размещен винт с несамотормозящейся резьбой и нижний подшипник, снабженный центрирующей втулкой. Корпусная труба жестко закреплена на крышке реактора и внутри снабжена, как минимум, двумя направляющими выступами. Снаружи весь привод снабжен герметичным колпаком, при этом на верхнем фланце корпусной трубы установлены электродвигатель с редуктором и электромагнитным тормозом, разделительная электромагнитная муфта, верхний подшипник, а на корпусе силовой гайки выполнены пазы, взаимодействующие с выступами корпусной трубы, центрирующими силовую гайку и обеспечивающими полому перемещаемому рабочему штоку только возвратно-поступательное движение. Технический результат - улучшение вибрационных характеристик привода. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к системам управления и защиты (СУЗ) ядерных реакторов на быстрых нейтронах. Привод поглощающего стержня аварийной защиты ядерного реактора включает электропривод, редуктор и механизм реечный. Электропривод содержит электродвигатель бесконтактный на постоянных магнитах, установленный в корпусе электропривода, с датчиком положения ротора двигателя, редуктор для изменения частоты вращения электропривода для получения требуемых скоростных и силовых характеристик привода По оси механизма реечного установлена рейка зубчатая для обеспечения возвратно-поступательного перемещения соединенного с ней поглощающего стержня СУЗ посредством шестерни реечной. На внутреннем валу механизма реечного установлена сцепная зубчатая электромагнитная муфта с бесконтактным токоподводом с обеспечением возможности жесткого и синхронного механического сцепления полумуфт, при этом привод содержит муфту обратного хода, кинематически связанную с шестерней реечной для исключения подскока рейки при сбросах, пружину сброса рейки и датчики положения рейки зубчатой. Технический результат - уменьшение времени ввода отрицательной реактивности в активную зону ядерного реактора при аварийных ситуациях, повышение надежности конструкции привода стержня аварийной защиты. 8 з.п. ф-лы, 4 ил.
Наверх