Реакторная установка



Реакторная установка
Реакторная установка
Реакторная установка

 


Владельцы патента RU 2522139:

Морозов Олег Николаевич (RU)

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, 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.

Известна ядерная энергетическая установка, содержащая корпус с крышкой, в котором размещены активная зона и парогенератор, отделенные друг от друга обечайкой. Над крышкой реактора установлен герметичный колпак, внутри которого размещен теплообменник второго-третьего контура, окруженный снаружи обечайкой, установленной с зазором относительно внутренней поверхности колпака и разделяющей отверстия в крышке реактора, через которые проходит питательная вода в опускные питательные трубы и отверстия, через которые проходит пар, выходящий из подъемных паровых труб парогенератора. Часть внутриреакторного пространства отделена от первого контура реактора оболочкой, имеющей форму стакана, и соединена с объемом первого контура через отверстия или трубу и образует компенсатор давления первого контура.

В процессе работы установки заполняют теплоносителем внутриреакторный объем корпуса и через отверстия часть пространства между корпусом и оболочкой. Далее подают газ в компенсатор давления и создают в первом контуре начальное давление, после чего производят разогрев реактора. Теплоноситель первого контура, нагреваясь в активной зоне, поднимается внутри обечайки и поступает в парогенератор, где, охладившись, опускается в пространстве между обечайкой и оболочкой под активную зону. Теплоноситель второго контура, нагреваясь в парогенераторе, превращается в пар и поднимается по подъемным паровым трубам через отверстия в крышке в кольцевой зазор между разделительной оболочкой и герметичным колпаком и поступает в теплообменник второго-третьего контура, где отдает тепло третьему контуру и конденсируется. Конденсат через отверстия в крышке поступает в опускные питательные трубы и в парогенератор.

(см. патент РФ, №2040051, Кл. G21C 1/00, 1995 г.)

В результате анализа выполнения известной реакторной установки необходимо отметить, что она обладает низким КПД и для ее функционирования необходима периодическая загрузка сырья в активную зону.

Известна реакторная установка, состоящая из активной зоны, помещенной в корпус отражателя нейтронов, и трубопровода, в котором установлен циркуляционный насос, связанного с теплообменником, соединенным с сепаратором. Установка оснащена смесителем, связанным с сепаратором, а выход смесителя соединен трубопроводом с активной зоной, с которой также связана емкость (бак) аварийного сброса топливного раствора, погруженная в бак системы пассивного отвода тепла. Активная зона, циркуляционный насос, теплообменник, сепаратор, смеситель объединены трубопроводами в единый контур циркуляции топливного раствора (первый контур циркуляции). Сепаратор связан также со смесителем трубопроводами, через которые в смеситель поступают из сепаратора соответственно жидкометаллический теплоноситель и очищенное ядерное топливо. К одному из трубопроводов подсоединен бак подпитки ядерным топливом. Выходы сепаратора предназначены для вывода отсепарированных продуктов распада топливного раствора. Теплообменник имеет выходы для подсоединения полезной нагрузки (второй контур циркуляции). Активная зона помещена в корпус отражателя нейтронов, внутри которого образован зазор, в зазоре циркулирует раствор ядерного сырья, служащий отражателем нейтронов. Данный зазор посредством трубопроводов через циркуляционный насос связан с сепаратором, оснащенным баком подпитки свежим ядерным сырьем и трубопроводом отвода ядерного топлива. Данный зазор также связан с теплообменником, имеющим выходы для подключения системы циркуляции охладителя. Полость зазора, насос, сепаратор, теплообменник объединены трубопроводами и образуют контур циркуляции через зазор сырьевого раствора в жидком металле (третий контур циркуляции) для охлаждения активной зоны.

В процессе работы реакторной установки, как правило, одновременно функционируют все ее контуры. Топливный раствор постоянно прокачивается через активную зону циркуляционным насосом и, проходя через активную зону, ядерное топливо вступает в цепную реакцию благодаря наличию вокруг нее отражателя нейтронов и оптимальной форме активной зоны. В ходе цепной реакции теплоноситель с ядерным топливом разогревается до высокой температуры и поступает в теплообменник, оставаясь при этом внутри труб первого контура циркуляции. Сразу по выходу из активной зоны цепная реакция прекращается из-за того, что отсутствие отражателя и форма труб создают большую потерю нейтронов. Поэтому после выхода из активной зоны топливный раствор действует как теплоноситель. Раствор поступает в теплообменник, где отдает свое тепло хладагенту, прокачиваемому через теплообменник по трубам второго контура циркуляции. Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.

Охлажденный раствор ядерного топлива, прошедший через теплообменник первого контура, поступает в сепаратор, где происходит разделение раствора на составляющие - ядерное топливо отделяется от жидкометаллического теплоносителя и продуктов распада. Жидкометаллический теплоноситель поступает через трубопровод в смеситель, туда же через трубопровод поступает очищенное от продуктов распада ядерное топливо, где они снова смешиваются. При необходимости осуществляется подпитка смеси ядерным топливом из бака. Концентрация делящегося изотопа в растворе определяется текущими задачами и с помощью смесителя может гибко меняться в ходе работы в очень широком диапазоне. Из смесителя раствор с ядерным топливом снова поступает в активную зону реактора посредством циркуляционного насоса и далее работа продолжается аналогично изложенному выше.

В процессе работы реактора, сырьевой раствор, циркулирующий в корпусе (в зазоре), охлаждает активную зону реактора снаружи, предохраняя ее, таким образом, от перегрева. Это позволяет достигать больших температур внутри активной зоны без угрозы ее расплавления. При необходимости охлаждения сырьевого раствора, нагретого при контакте с активной зоной, в третьем контуре (циркуляции сырья) устанавливают теплообменник, который обеспечивает снижение температуры сырьевого раствора и получение дополнительного количества тепла.

(см. патент РФ на полезную модель №90609, кл. G21C 1/24 2010 г.) - наиболее близкий аналог.

В результате анализа конструкции данной установки необходимо отметить, что данная конструкция реактора обеспечивает эффективный отвод тепла из активной зоны, при этом, все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводится из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и поступает в теплообменник, эффективность теплоотдачи которого с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне.

При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак аварийного сброса. Здесь цепная реакция прекращается из-за большой потери нейтронов, а остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение. Таким образом, аварийное «расхолаживание» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.

Однако данная установка имеет проходящий вне корпуса реактора протяженный первый контур, в котором вместе с теплоносителем циркулируют ядерное топливо и высокорадиоактивные продукты деления. Протяженность первого контура повышает вероятность его течи, а вместе с ней и опасность прорыва высокорадиоактивных веществ в окружающую среду или в теплоноситель второго контура. Это понижает безопасность реактора. Также наличие только двух контуров затрудняет применение в первом контуре теплоносителей, активно взаимодействующих с нейтронами (например, натрия или жидких расплавов некоторых солей). При прохождении активной зоны такой теплоноситель становится радиоактивным и может заражать радиоактивностью теплоноситель второго контура, который передаст радиоактивность, например, турбогенератору и приведет к облучению персонала.

Техническим результатом настоящего изобретения является разработка реакторной установки, функционирующей в непрерывном цикле, обладающей высоким КПД, безопасной в эксплуатации, в которой радиоактивные вещества (особенно продукты распада), циркулируя по первому контуру, всегда остаются внутри корпуса реактора. Это предотвращает их попадание в окружающую среду, повышая безопасность реактора. Наличие промежуточного контура циркуляции делает возможным безопасное применение в первом контуре веществ, активно взаимодействующих с нейтронами. Такими веществами являются, например, натрий или соли щелочных металлов. При наличии трех контуров теплоноситель третьего контура при всех условиях защищен от заражения радиоактивностью.

Указанный технический результат обеспечивается тем, что в реакторной установке, содержащей реактор, в корпусе которого размещена активная зона, контур ее охлаждения, включающий теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора, новым является то, что активная зона реактора образована в корпусе реактора в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой, причем 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 циркуляционных трубопроводов, причем установка оснащена как минимум одной емкостью, связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны и размещенной в одной из полостей активной зоны. В активной зоне может быть установлено несколько емкостей, каждая из которых связана с линией циркуляции хладагента.

Сущность заявленного изобретения поясняется графическими материалами, на которых:

- на фиг.1 - реакторная установка/ общий вид;

- на фиг.2 - реакторная установка, вид сбоку, осевой разрез;

- на фиг.3 - реакторная установка, горизонтальный разрез по центральной части реактора.

Реакторная установка содержит реактор, объем корпуса 1 которого является активной зоной. Объем корпуса 1 перегородкой 2 разделен на две полости. Наиболее целесообразно с точки зрения технологичности изготовления и эксплуатации, чтобы корпус 1 имел цилиндрическую форму, что вовсе не означает, что его форма не может быть иной, например овальной или многогранной. Размеры корпуса могут быть различными и диктуются, в основном, функциональным назначением установки. Перегородка 2 выполнена таким образом, что образует замкнутый объем, например, имеет в поперечном сечении форму цилиндра, овала или многогранника. Перегородка установлена в корпусе 1 реактора таким образом, что ее нижний (в плоскости чертежа) срез расположен на некотором расстоянии от дна корпуса 1, образуя щель 3. Форма перегородки, как правило, повторяет форму корпуса 1 и расположена в корпусе таким образом, что их поверхности эквидистантны. Это наиболее технологично. Полость, образованную внутренней поверхностью стенки корпуса 1 и наружной поверхностью стенки перегородки 2, обозначим «а», а полость внутри перегородки - «б». Полости «а» и «б» сообщены друг с другом в нижней части реактора через щель 3, как уже было отмечено выше, а в верхней - посредством циркуляционных трубопроводов 4. В трубопроводе установлен циркуляционный насос 5. Количество трубопроводов 4 может быть различным и зависит, в основном, от размеров реактора. Полости «а», «б» и трубопроводы 4 с циркуляционными насосами 5 образуют первый контур циркуляции, предназначенный для циркуляции топливного раствора. Весьма важно, что данный контур не выходит за пределы реактора.

В полости «а» установлены емкости (например, баллоны) 6, трубопроводами 7 связанные с теплообменниками 8. В трубопроводах, связывающих их, установлены циркуляционные насосы 9. Емкости 6, теплообменники 8 и связывающие их трубопроводы образуют второй контур циркуляции, предназначенный для циркуляции теплоносителя, не содержащего ядерных компонентов (например, соль, жидкий металл и т.д.). Количество емкостей и теплообменников данного контура может быть различным и зависит, в основном, от размеров реактора, его производительности, вида используемого топливного раствора. Теплообменник 8 (каждый теплообменник, если их несколько) трубопроводами 10 связан с линией (не показана) циркуляции посредством циркуляционных насосов (не показаны) хладагента (например, воды). Это третий контур циркуляции. Он предназначен для охлаждения теплоносителя второго контура и подачи нагретого до заданной температуры хладагента (воды) третьего контура на дальнейшее использование (в турбину энергоблока для получения электрической энергии или тепловую сеть для обеспечения теплом и горячей водой потребителей).

Полости «а» и «б» трубопроводом (позицией не обозначен) связаны с емкостью (баком) 11 аварийного сброса топливной смеси. Емкость 11 помещена в емкость 12 (бак) пассивного отвода тепла. Емкостей 11 и 12 может быть несколько.

Топливный раствор, используемый в установке, представляет собой теплоноситель, в качестве которого могут быть использованы жидкий металл (например, натрий, висмут и т.д.) или расплав какого-либо химического соединения (например, соли). В теплоноситель вводится ядерное топливо (уран, плутоний, торий) или его химическое соединение (соль, оксид, карбид, нитрид и т.д.).

Реакторная установка работает следующим образом.

Для работы установки полости «а» и «б» корпуса 1 реактора заполняют доверху топливным расплавом или раствором. Включают циркуляционные насосы 5, которые засасывают разогретый теплоноситель из верхней части полости «б» и перекачивают его через трубы 4 в верхнюю часть полости «а». По нему горячий теплоноситель спускается вниз, обтекая и разогревая емкости 6, и через щель 3 поступает снова в нижнюю часть полости «б», внутренний объем активной зоны. Здесь он поднимается снизу вверх к циркуляционным насосам. Таким образом, топливный раствор циркулирует по первому контуру, который целиком расположен в корпусе 1 реактора. Внутри активной зоны, благодаря оптимальной геометрии корпуса (т.е. такой, что при данном объеме площадь ее поверхности близка к минимальной, например к сферической) и наличию отражателя (в статике он не обозначен), протекает ядерная реакция. Она разогревает ядерное топливо и теплоноситель первого контура до высокой температуры. Из-за конвекции разогретая топливная смесь поднимается вверх, облегчая работу циркуляционных насосов. Здесь разогретая смесь всасывается циркуляционными насосами 5 и по трубам 4 поступает в полость "а" активной зоны. Здесь под действием силы тяжести и под напором насосов смесь опускается вниз, отдавая по дороге тепло емкостям 6 второго контура циркуляции и нагревая теплоноситель второго контура. Далее частично остывшая топливная смесь через щель 3 поступает в нижнюю часть полости "б" и снова поднимается вверх на вход циркуляционных насосов 5.

Теплоноситель второго контура, прокачиваемый насосами 9 через баллоны 6 снизу - вверх, разогревается и через трубы 7 поступает в теплообменник 8, где отдает тепло теплоносителю третьего контура, а сам, частично остывший, поступает снова на вход насосов 9. Теплоноситель третьего контура (например, вода), прокачиваемый снизу - вверх по трубам 10 насосами (не показаны), отбирает тепло у теплоносителя второго контура и передает его на полезную нагрузку.

Разогретый хладагент данного контура может использоваться, например, для обогрева помещений и/или получения электроэнергии, для чего в него могут встраиваться турбина и электрогенератор.

Наряду с производством тепла данный реактор может использоваться для трансмутации в его активной зоне долгоживущих радиоактивных отходов. В его топливную смесь первого контура могут вводиться продукты распада, оставшиеся от твердотвэльных реакторов (например минорные актиниды). Здесь они под воздействием нейтронов будут трансмутировать в менее опасные вещества, годные уже для безопасного захоронения. Такой реактор-пережигатель способен радикально изменить состав и количество отходов радиохимической промышленности, сделать доступным их надежное захоронение.

Несомненным достоинством конструкции данной установки является то, что среда, циркулирующая по каждому контуру, не смешивается со средами других контуров.

Все агрегаты реакторной установки, испускающие в ходе работы радиоактивное излучение (например, активная зона, теплообменники, контуры циркуляции и т.д.), закрываются отражателем и биозащитой (не показаны), защищающими персонал от излучений.

Данная конструкция реактора имеет то преимущество, что в ней решена принципиальная проблема, возникающая при эксплуатации ядерных реакторов, - эффективный отвод тепла. Реактор может производить тепло в любом количестве, но только при условии, чтобы все образующееся при этом огромное количество тепла из него немедленно отводилось.

При данной конструкции реактора все тепло, произведенное в активной зоне, немедленно выводится из нее вместе с топливным раствором, в котором оно и производится, и передается второму контуру, где эффективность теплоотдачи с помощью известных средств можно сделать практически любой. Это позволяет поднять энергонапряженность и температуру в активной зоне до какого угодно высокого уровня. Практическим пределом повышения температуры в активной зоне является только тугоплавкость материалов, из которых изготовлены стенки активной зоны и первого контура.

Так как внутри активной зоны нет ни тепловыделяющих элементов, ни каких-либо конструкций, то нет и угрозы их расплавления. Такому реактору не страшны аварии с потерей теплоносителя, так как это означает и потерю ядерного топлива с неизбежной остановкой реактора.

При необходимости аварийной остановки реактора весь разогретый топливный раствор сбрасывается в бак 11 аварийного сброса, погруженный в бак 12 системы пассивного отвода тепла, заполненной водой, подпитываемой по трубопроводу (не показан). Здесь цепная реакция прекращается из-за большой потери нейтронов, а остаточное тепло передается водяной рубашке и уходит на ее испарение. Таким образом, аварийное «расхолаживание» реактора происходит без участия каких-либо перекачивающих систем. Это гарантирует расхолаживание реактора даже при аварийном отключении энергии и остановке циркуляционных насосов.

В первый контур циркуляции (или параллельно с ним) могут встраиваться устройства (не показаны), которые могут в режиме реального времени изменять топливный состав, удаляя из него продукты распада и добавляя свежее ядерное топливо. Процесс перезагрузки топлива, как и выведение из него радиоактивных отходов, может таким образом осуществляться без остановки реактора, поэтому он не подвержен отравлению продуктами распада и может постоянно работать на максимальной мощности, а коэффициент использования топлива у него может быть близок к 100%.

Выводимые из реактора радиоактивные отходы могут идти на переработку с выделением из них ценных радиоактивных препаратов.

Вокруг активной зоны такого реактора может быть расположено ядерное сырье, например уран-238 или торий-232 (не показано), которое под воздействием нейтронов, излучаемых реактором, будет превращаться в ядерное топливо.

Таким образом, данная реакторная установка может производить несколько видов продукции, то есть является многофункциональной.

Реакторная установка, содержащая реактор, в корпусе которого размещена активная зона для топливного раствора, контур ее охлаждения, включающий теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора, отличающаяся тем, что активная зона реактора образована в корпусе реактора в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой, причем 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 одного или нескольких циркуляционных трубопроводов, каждый из которых имеет возможность соединения с насосом, причем установка оснащена как минимум одной емкостью, связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны и размещенной в одной из полостей активной зоны.



 

Похожие патенты:

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.

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 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 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.
Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей. Способ заключается в установке имитатора активной зоны, представляющего собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массовые характеристики, на место, предназначенное для размещения штатной активной зоны. Далее заполняют реактор тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, разогревают теплоноситель до температуры, обеспечивающей условия пассивации, и проводят внутриконтурную пассивацию в два этапа. Первый этап включает режим изотермической пассивации при соблюдении режимов, определенных для этого этапа, а второй режим включает неизотермическую пассивацию, проводимую при других режимах. После этого удаляют имитатор активной зоны и устанавливают на его место штатную активную зону. Способ обеспечивает коррозионную стойкость поверхностей стальных элементов в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя и позволяет снизить в начальный период эксплуатации ядерного реактора максимальные скорости потребления кислорода. 11 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к наполнению водой главного контура (1) и удалению воздуха из главного контура ядерного реактора с водяным охлаждением. Способ включает в себя этап размещения устройства (30) для соединения и жидкостной изоляции, которое соединено с горячей ветвью (3) каждой петли охлаждении (11, 12) главного контура таким образом, чтобы, по существу, изолировать от внутренней стороны бака узел горячих ветвей. Способ также включает в себя этап нагнетания воды через контур (50) нагнетания, по меньшей мере, на одной горячей ветви (3) до тех пор, пока каждая петля охлаждения не будет наполнена водой с удалением воздуха из парогенератора (6), и до тех пор, пока уровень (20) воды в баке не будет выше боковых отверстий (21) бака, которые соответствуют петлям (11, 12), после чего соединительное устройство (30) извлекается из бака. Изобретение относится также к соединительному устройству (30), содержащему телескопические соединительные элементы (321). Технический результат - предотвращение образования воздушных пробок. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 6 ил.
Наверх