Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора



Владельцы патента RU 2542329:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

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.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

Предшествующий уровень техники

Известны различные способы пассивации поверхностей стальных труб.

Например, известен способ пассивации внутренних поверхностей котловых труб и энергоблока, заключающийся в том, что пассивацию производят газообразным окислителем (кислородом), который вводят в рабочую среду в процессе растопки котла при отключенной турбине с контролем выноса окислов железа из тракта. При этом с самого начала растопки котла рабочую среду непрерывно переводят в состояние пароводяной смеси путем снижения давления и температуры среды. Тепловыделение в топке котла повышают ступенчато с переходом на новую ступень тепловыделения после прекращения выноса окислов железа на данном этапе очистки. Подачу окислителя производят, начиная с уровня давления в пароперегревательной части котла 1,0-1,2 МПа, и после достижения в пароперегревательной части котла давления 2,0-3,0 МПа и прекращения на этом этапе выноса окислов железа повышают давление и температуру рабочей среды котла до параметров, соответствующих выводу рабочей среды в пароперегревательной части котла из состояния пароводяной смеси, поддерживая такой режим до завершения процесса пассивации (патент РФ RU 2232937, F22B 37/48, 20.07.2004).

Известен способ пассивации стальных труб путем обработки их кислородсодержащим агентом, согласно изобретению в качестве кислородсодержащего агента используют воздух с добавлением кислорода или азота до концентрации не более 1,2 г/л, а обработку производят в течение 0,5-50,0 минут при скорости потока агента 50-200 м/с и 300-500°C (патент РФ RU 2190699, C23G 5/00, 10.10.2002). Данный способ предназначен для защиты от коррозии стальных труб различного диаметра и протяженности, к которым предъявляются требования эффективной защиты от коррозии, в особенности их труднодоступной внутренней поверхности. Способ предназначен для предприятий, производящих стальные трубы для промышленности.

Известен также способ кислородной очистки и пассивации внутренних поверхностей котельных труб очищающим агентом, представляющим собой смесь кислорода с питательной водой, или с паром, или с водопаровой смесью, причем концентрацию кислорода в очищающем агенте поддерживают в пределах 10-15 г/кг, а очистку производят в течение 4,5-5,5 часов при температуре очищающего агента 90-450°C (Патент РФ RU 2303745, F22B 37/48, 27.07.2007). Как указано в описании изобретения, данный способ обеспечивает эффективную очистку и пассивацию внутренней поверхности труб при сокращении энергозатрат, времени простоя энергооборудования.

Вместе с тем, назначение данного способа - пассивация внутренних поверхностей труб путем пропускания через трубы смеси кислорода с питательной водой, или с паром, или с водопаровой смесью. Этот способ не подходит для пассивации стальных элементов ядерной установки, так как условия работы, в т.ч. температурные режимы, а также материалы, используемые в конструкции этих устройств, принципиально различаются. Кроме того, требования к надежности работы для ядерных реакторов существенно выше, чем для оборудования котельных.

В частности, для ядерных реакторов с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем обычно используют следующие технологии обеспечения коррозионной стойкости конструкционных сталей в первом контуре:

- химическую или электрохимическую подготовку поверхности тепловыделяющего элемента (далее - ТВЭЛ);

- внеконтурную (заводскую) пассивацию (предварительное оксидирование) отдельных элементов и узлов в окислительных средах, например, в сплаве для элементов активной зоны, в углекислом газе для парогенераторов, в водяном паре для чехлов системы управления и защиты (СУЗ);

- отбраковку ТВЭЛов с оболочками из стали по результатам контроля толщины и качества предварительно сформированного на поверхности ТВЭЛов оксидного слоя.

Эти операции, как правило, производятся на заводе, производящем элементы первого контура ядерного реактора.

Предварительная подготовка и пассивация значительных поверхностей первого контура, как описано в указанном выше аналоге - RU 2190699, может существенно снизить интегральное потребление сталями растворенного кислорода и соответственно облегчить работу массообменных аппаратов или других средств поддержания кислородного потенциала теплоносителя, особенно на начальном этапе эксплуатации ядерного реактора.

Однако в ходе реализации внеконтурной (заводской) пассивации были выявлены существенные технические недостатки, касающиеся, в основном, режима предварительного внеконтурного оксидирования ТВЭЛов с оболочками из стали типа ЭИ в открытых ваннах эвтектикой типа свинец-висмут. Внеконтурная пассивация (оксидирование) изделий в газовых средах (CO2, водяной пар) усложняла заводские технологии. Вместе с тем, необходимо отметить, что на этапе заводской пассивации присутствовала операция отбраковки готовых изделий, которая оказалась, судя по результатам эксплуатации установок, достаточно эффективной. При этом в ходе двух этапов отбраковки (после предварительных режимов подготовки стали и после заводской пассивации) брак составлял ~ 10% и более. Для внеконтурной пассивации парогенераторов, изготовленных из перлитных сталей, использовались специальные режимы их обработки в углекислом газе при повышенных температурах, которые совмещались с режимами отжига сварных соединений.

Следует при этом отметить, что выбор температурного и кислородного режимов заводской пассивации не является оптимальным, так как при такой обработке на поверхности сталей формируются оксидные пленки, включающие в свой состав плюмбоферритные фазы, не обладающие защитными свойствами.

Как показала практика, предварительная подготовка стальных поверхностей первого контура быстрого ядерного реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем по указанным выше причинам не может гарантировать достаточный уровень пассивации, при котором при взаимодействии поверхностей первого контура с жидкометаллическим теплоносителем (например, свинец, эвтектика свинец-висмут) на этих поверхностях будут минимизированы окислительные процессы.

В связи с изложенным выше для быстрых ядерных реакторов обычно предусматривают помимо заводской (внеконтурной) еще и внутриконтурную пассивацию стальных поверхностей, производимую в начальный период эксплуатации ядерного реактора.

В качестве ближайшего аналога изобретения выбрано техническое решение, относящееся к внутриконтурной пассивации конструкций энергетических быстрых реакторов, оснащенных средствами защиты от коррозии тепловыделяющих элементов и элементов конструкции первого контура, контактирующих с жидкометаллическим (свинцовым) теплоносителем (патент РФ RU 2456686, G21C 1/03, 20.07.2012).

Как указано в RU 2456686, при использовании свинцового теплоносителя возникают проблемы, связанные с коррозией элементов конструкции первого контура реактора. Изобретение согласно RU 2456686 направлено на подавление коррозии элементов конструкции первого теплового контура, в первую очередь элементов конструкции, установленных в активной зоне ядерного реактора за счет образования устойчивых пассивных карбидных пленок. Кроме того, изобретение обеспечивает защиту от механических повреждений антикоррозионных оболочек ТВЭЛов и защитных покрытий, образуемых на элементах конструкции первого контура. Решение данных задач связано с тем, что наиболее подвержены коррозии корпусные оболочки ТВЭЛов, находящиеся в сложных условиях эксплуатации, а именно в области горячего пятна, контактирующего со свинцовым теплоносителем в высокотемпературной части первого контура реактора. Существенное значение имеет так называемая динамическая коррозия, которая возникает и развивается вследствие циркуляции теплоносителя между участками первого контура, имеющими различную температуру. Чтобы обеспечить защиту от коррозии оболочек ТВЭЛ и элементов первого контура быстрого ядерного реактора со жидкометаллическим (свинцовым) теплоносителем, в теплоноситель введена пассивирующая добавка, в качестве которой использован углерод. При выполнении защитной оболочки корпусов ТВЭЛов из ванадия или ниобия (либо их сплава) происходит взаимодействие жидкометаллического теплоносителя (сплава свинец-углерод) с материалом защитной оболочки корпуса ТВЭЛа, что приводит к цементации поверхностного слоя оболочки. В результате этого на поверхности защитной оболочки образуется пассивное карбидное покрытие.

Данный способ имеет ограниченное применение, поскольку предполагает использование ТВЭЛов, в состав которых входит не только герметичный корпус, но и защитная оболочка, выполненная из ванадия или ниобия либо из сплава на основе ванадия и/или ниобия, а в качестве теплоносителя используется свинец. Ближайший аналог направлен на создание карбидной пленки, в основном, на поверхности защитной оболочки ТВЭЛов, при этом пассивация остальных элементов первого контура ядерного реактора (насосов, поверхности парогенераторов и др.), по-видимому, происходит менее интенсивно (в описании не указано, что материал этих элементов содержит ванадий, ниобий либо сплав на их основе).

Раскрытие изобретения

Задачей изобретения является обеспечение надежной внутриконтурной пассивации стальных поверхностей элементов первого контура ядерного реактора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем за счет создания в начальный период эксплуатации ядерного реактора условий для развития окислительного процесса, который обеспечит требуемый уровень пассивации.

Учитывая имеющиеся физические ограничения известных средств по возможной интенсивности введения кислорода в теплоноситель, не исключается ситуация, в которой потребление кислорода вследствие окислительных реакций будет превышать скорость его введения в тяжелый жидкометаллический теплоноситель, что означает невозможность поддержания требуемого кислородного режима указанного теплоносителя. Наиболее проблемным в этом плане является начальный этап эксплуатации ядерного реактора. Ситуация осложняется и тем, что начальный этап формирования оксидных пленок, формирующихся на стальных изделиях, погруженных в тяжелый жидкометаллический теплоноситель, в настоящее время не может быть корректно рассчитан. Поэтому погрешности в оценках начальных скоростей окисления сталей велики, и их трудно сопоставлять с возможностями средств технологии тяжелого жидкометаллического теплоносителя.

Решение этих задач позволяет при дальнейшей работе ядерного реактора поддерживать сохранность пассивирующей пленки на поверхности стальных элементов исключительно за счет использования штатных средств массообмена, используемых в ядерном реакторе.

Технология внутриконтурной пассивации с применением ИАЗ позволяет получить следующе технические результаты:

- обеспечить коррозионную стойкость образцов сталей, не подвергавшихся какой-либо предварительной специальной подготовке к эксплуатации в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя;

- снизить в начальный период эксплуатации ядерного реактора максимальные скорости потребления кислорода, которые по мере оксидирования поверхностей первого контура снижаются;

- уменьшить производительность по растворенному кислороду технологических средств введения кислорода в теплоноситель, поддерживающих в начальный период эксплуатации ядерного реактора необходимый кислородный режим.

С учетом того, что ТВЭЛы могут быть предварительно запассивированы, расход кислорода на их окисление может быть дополнительно существенно снижен.

На указанные технические результаты оказывают влияние следующие существенные признаки способа внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора.

Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора, заключающийся в том, что создают защитную пленку на поверхности элементов первого контура ядерного реактора за счет введения в теплоноситель первого контура вещества, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, при этом при монтаже ядерного реактора до заполнения его теплоносителем первого контура на место, предназначенное для размещения активной зоны, устанавливают имитатор активной зоны, заполняют реактор теплоносителем, разогревают теплоноситель до температур, обеспечивающих условия пассивации, после чего удаляют имитатор активной зоны и монтируют на его месте штатную активную зону.

При этом в качестве теплоносителя первого контура используется жидкометаллический теплоноситель.

При этом внутриконтурную пассивацию проводят в два этапа, причем первый этап проводится в режиме изотермической пассивации, при которой в жидкометаллический теплоноситель вводят кислород, а второй этап проводится в режиме неизотермической пассивации.

При этом режим изотермической пассивации проводится при температуре T=300°C-330°C.

При этом в жидкометаллический теплоноситель вводят кислород с термодинамической активностью а=10-1÷10-3.

При этом термодинамическую активность кислорода а=10-1÷10-3 и температуру Т=300°C-330°C поддерживают в течение времени t=220 (±20) часов.

При этом режим неизотермической пассивации проводится при включенном насосе или насосах.

При этом уровень мощности насоса или насосов равен 30 и более процентам от номинального.

При этом поддерживают концентрацию кислорода на уровне Co2=(1-4)*10-6% масс.

При этом термодинамическую активность кислорода а повышают до a=10-2÷10-4.

При этом уровень мощности насоса или насосов, равный 30 и более процентам от номинального, концентрацию кислорода на уровне Co2=(1-4)*10-6% масс. и термодинамическую активность кислорода a=10-2÷10-4 поддерживают в течение времени t=550 (±50) часов.

При этом имитатор активной зоны представляет собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массово-габаритные характеристики.

Как и в прототипе (RU 2456686), для внутриконтурной пассивации стальных поверхностей первого контура быстрого ядерного реактора создают защитную пленку на поверхности элементов первого контура реактора за счет введения в тяжелый жидкий теплоноситель первого контура ядерного реактора вещества, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки.

Отличием заявленного способа является то, что при монтаже ядерного реактора до заполнения его жидким теплоносителем первого контура на штатное место, предназначенное для размещения активной зоны, устанавливают имитатор активной зоны (далее - ИАЗ), представляющий собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны (в том числе тепловыделяющих сборок), а также их массовые характеристики.

Далее заполняют реактор тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, разогревают теплоноситель до температур, обеспечивающих условия пассивации.

Внутриконтурную пассивацию проводят в два этапа, первый из которых включает режим изотермической пассивации при температуре T=300-330°C при выключенных насосах при повышенной термодинамической активности кислорода a=10-1÷10-3 и поддерживают указанную температуру и активность кислорода в течение t=220±20 часов, а второй этап предусматривает неизотермическую пассивацию при включенных насосах при уровне их мощности, равном или более 30% от номинального, в течение t=550±50 часов, при этом поддерживают концентрацию кислорода на уровне Co2=(1-4)*10-6% масс. при повышенной термодинамической активности кислорода a=10-2÷10-4, после чего удаляют имитатор активной зоны и монтируют на его месте штатную активную зону, при этом температура теплоносителя растет от T=300-330°C до уровня, необходимого для пассивации (T=410-420°C).

В дальнейшем при работе в штатном режиме в жидкометаллическом теплоносителе поддерживается достигнутая концентрация кислорода.

Использование полномасштабного ИАЗ в режиме горячей обкатки, обеспечивающего моделирование обтекания всех элементов первого контура ядерного реактора, позволяет повысить коррозионную стойкость конструкционных сталей в первом контуре с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем путем оксидирования сталей в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя и снизить потребную концентрацию кислорода в «штатном» режиме концентрации кислорода не менее (Co2=(1-10)*10-6% масс.)

Предварительная (внеконтурная, например, заводская) пассивация таких элементов первого контура, как активная зона и парогенераторы, позволяет снизить интенсивность потребления кислорода примерно на 50% при работе в штатном режиме, при этом наибольший эффект достигается при пассивации парогенераторов (~30%) за счет того, что они имеют большую площадь поверхности, контактирующую с жидкометаллическим теплоносителем. Существенным преимуществом заявленного способа является то, что при соблюдении указанных режимов формируются тонкие сплошные и прочные защитные (от коррозии) оксидные пленки. Как показали исследования, в штатном (рабочем) режиме для эффективного снижения интенсивности окислительного взаимодействия сталей с теплоносителем достаточно на начальном этапе работы ядерного реактора сформировать пленки толщиной ~1-2 мкм.

При использовании заявленного способа повреждения оксидного слоя, сформировавшегося в потоке тяжелого жидкометаллического теплоносителя в процессе стендовых коррозионных испытаний незапассивированных образцов сталей первого контура, при выбранной концентрации кислорода, не происходили какие-либо коррозионные повреждения при продолжении испытаний, а наоборот происходило «залечивание» повреждений и формирование требуемой толщины, прочности и сплошности оксидного слоя.

В обоснование заявленного способа внутриконтурной пассивации был выполнен значительный комплекс экспериментальных исследований. В частности, применительно к наиболее ответственным элементам первого контура - ТВЭЛам (сталь ЭП-823), при повышенных температурах (t=620-650°C), на базе 1000-5000 часов с хорошей статистикой (десятки кампаний) было показано, что предварительное оксидирование в расплаве обеспечивает надежную антикоррозионную защиту всей поверхности стали. Последнее обстоятельство является существенным, поскольку на образцах-свидетелях, выполненных без какой-либо защиты, в том числе без предварительного оксидирования, в ходе этих же испытаний время от времени со статистическим разбросом обнаруживались очаги коррозии питтингового характера.

Осуществление изобретения

Исходя из экспериментальных данных, наиболее приемлемым режимом является внутриконтурная пассивация с температурой 410-420°C при повышенной концентрации кислорода (Co2~1*10-5% масс.), что позволяет совместить режим пассивации, длящийся от 2 до 4 недель, с другими пусконаладочными работами и не приводит к неоправданному затягиванию пуска реакторной установки в эксплуатацию.

Реализация технологии внутриконтурной пассивации стальных поверхностей с использованием имитатора активной зоны быстрого ректора с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем осуществляется в виде отдельных этапов и предусматривает обязательное выполнение следующих технологические операций:

- установку ИАЗ на штатное место активной зоны реакторной установки;

- заполнение реактора тяжелым жидкометаллическим теплоносителем;

- разогрев теплоносителя до температур, обеспечивающих условия пассивации;

- внутриконтурную пассивацию, которая включает режимы изотермической пассивации (T=300-330°C, t~220 часов) и режимы неизотермической пассивации (при уровне мощности насосов, более или равном 30% от номинального, в течение t~550 часов) при повышенной термодинамической активности кислорода (a=10-1÷10-3 в изотермическом режиме и a=10-2÷10-4 в неизотермическом режиме);

- удаление ИАЗ.

Далее после установки вместо ИАЗ штатной активной зоны при эксплуатации быстрого ядерного реактора в рабочем режиме постоянно поддерживают необходимую концентрацию кислорода, что обеспечивает непрерывную пассивацию стальных деталей, которая протекает при штатных параметрах по температуре теплоносителя, но менее интенсивно, чем при осуществлении заявленного способа с использованием ИАЗ.

1. Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора, заключающийся в том, что создают защитную пленку на поверхности элементов первого контура ядерного реактора за счет введения в теплоноситель первого контура вещества, взаимодействующего с материалом элементов первого контура с образованием защитной пленки, при этом при монтаже ядерного реактора до заполнения его теплоносителем первого контура на место, предназначенное для размещения активной зоны, устанавливают имитатор активной зоны, заполняют реактор теплоносителем, разогревают теплоноситель до температур, обеспечивающих условия пассивации, после чего удаляют имитатор активной зоны и монтируют на его месте штатную активную зону.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя первого контура используется жидкометаллический теплоноситель.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что внутриконтурную пассивацию проводят в два этапа, причем первый этап проводится в режиме изотермической пассивации, при которой в жидкометаллический теплоноситель вводят кислород, а второй этап проводится в режиме неизотермической пассивации.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что режим изотермической пассивации проводится при температуре T=300°C-330°C.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что в жидкометаллический теплоноситель вводят кислород с термодинамической активностью a=10-1÷10-3.

6. Способ по п.5, отличающийся тем, что термодинамическую активность кислорода a=10-1÷10-3 и температуру T=300°C-330°C поддерживают в течение времени t=220(±20) часов.

7. Способ по п.3, отличающийся тем, что режим неизотермической пассивации проводится при включенном насосе или насосах.

8. Способ по п.7, отличающийся тем, что уровень мощности насоса или насосов равен 30 и более процентам от номинального.

9. Способ по п.7, отличающийся тем, что поддерживают концентрацию кислорода на уровне Co2=(1-4)*10-6% масс.

10. Способ по п.7, отличающийся тем, что термодинамическую активность кислорода а повышают до a=10-2÷10-4.

11. Способ по п.7, отличающийся тем, что уровень мощности насоса или насосов, равный 30 и более процентам от номинального, концентрацию кислорода на уровне Co2=(1-4)*10-6% масс. и термодинамическую активность кислорода a=10-2÷10-4 поддерживают в течение времени t=550(±50) часов.

12. Способ по п.1, отличающийся тем, что имитатор активной зоны представляет собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массово-габаритные характеристики.



 

Похожие патенты:
Заявленное изобретение относится к способу эксплуатации водяных ядерных реакторов, в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством 233U.

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.

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.
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.

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.

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.

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.

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.

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.

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 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.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор на быстрых нейтронах содержит активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенных вокруг активной зоны. Блоки включают стальной корпус, в боковых стенках которого выше верхней границы активной зоны выполнено по меньшей мере одно входное отверстие для отведения части потока теплоносителя из межблочного пространства внутрь корпуса, по меньшей мере одну вертикальную трубку, установленную в корпусе, по которой отведенный поток теплоносителя, проходя через верхнюю и нижнюю границу активной зоны, поступает в его нижнюю часть. На внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве. Технический результат - повышение безопасности работы реактора на быстрых нейтронах, повышение КПД реактора на быстрых нейтронах, снижение теплообменной поверхности в парогенераторе. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности. При этом обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 выбирают большим, чем обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны. Техническим результатом является оптимизация условий работы поглощающих элементов компенсирующей группы стержней, в том числе исключение необходимости увеличения их хода и упрощение технологии контроля при изготовлении, а также упрощение алгоритма безопасного управления реактором. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм. Сверлят сквозное отверстие диаметром 100±5 мм. Нагревают слитки-заготовки до температуры 1120-1140°C и прошивают в стане поперечно-винтовой прокатки в гильзы размером 480×вн.315×2500 мм. Гильзы прокатывают в передельные горячедеформированные трубы-заготовки размером 337×28×8000 мм в калибре 340 мм на дорнах 282/286 мм с вытяжкой µn=3,79, обжатием по диаметру Δ=29,8% и подачами гильз в очаг деформации m=16-18 мм. Трубы-заготовки правят с использованием температуры прокатного нагрева и режут на две трубы-заготовки размером 337×28×4000 мм. Трубы-заготовки растачивают и обтачивают. Перекатку труб-заготовок на станах ХПТ 450 и ХПТ 250 ведут по маршрутам: 325×12×4000---273×8×6680---219×4×16100 мм. Трубы режут и прокатывают на стане ХПТ 250 в трубы-заготовки размером 194×2,5×14100 мм. С одного из концов труб-заготовок сверлят отверстие под шкворень тянущей цепи. Трубы-заготовки профилируют в шестигранные трубы размером «под ключ» 175±0,4×2,5+0,3/-0,2×14100 мм. Обеспечивается снижение расходного коэффициента металла.

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов. Технический результат - возможность моделирования оптимального материального состава активной зоны реактора на бегущей волне. 2 н. и 29 з.п. ф-лы, 22 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем. Один реактор при эксплуатации является рабочим, другой либо удаляется, либо находится в готовности к эксплуатации. Реакторы поочередно подключаются к контуру циркуляции. Активная зона каждого реактора размещается в корпусе по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус рабочего реактора для обеспечения реакции деления в области энерговыработки его активной зоны и значительно короче активной зоны. В рабочем реакторе при эксплуатации возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на участке энерговыработки активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлечением «свежего» топлива в процесс деления. Теплосъем осуществляется прокачиванием теплоносителя через активную зону в корпусе работающего реактора. Технический результат - непрерывная на много лет эксплуатация установки без перегрузок. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды. Реактор имеет в высокой степени однородную саморегулирующуюся активную зону со сроком службы, составляющим десятилетия, и не требует использования механизмов регулирования реактивности внутри активной зоны в процессе работы для обеспечения необходимой безопасности. В одном из вариантов используется высокотемпературный гелиевый теплоноситель, исходная двухсегментная круговая активная зона в критическом состоянии, карбидное топливо, система сбора газообразных продуктов деления, керамическая оболочка и керамические внутренние компоненты. Технический результат - экономичная выработка энергии на нескольких поколениях активной зоны реактора с добавлением лишь минимальных количеств воспроизводящего материала для каждого поколения. 16 з.п. ф-лы, 12 ил.

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов. Активная зона содержит три части - центральную, промежуточную и периферийную, которые сформированы тепловыделяющими сборками с твэлами с различной высотой топливного столба в твэлах центральной, промежуточной и периферийной частей при одинаковой оболочке. Радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в продольном сечении ступенчатой формой. Радиус центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 эффективного радиуса активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны. Технический результат - упрощение конструкции активной зоны с отрицательным пустотным эффектом реактивности и эффективное выравнивание энерговыделения по ее радиусу. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов. В прилегающей части к активной зоне отражателя находится свинец, в котором более 90% изотопа 208Pb, а в периферийной части - материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом в аморфном состоянии при криогенной температуре. Технический результат - исключение разгона реактора при скачках реактивности, заметно превышающих по величине долю запаздывающих нейтронов. При этом в одном частном случае корпус реактора выполняют из слабо поглощающего нейтроны поликристаллического материала, например, сплава Mo-Zr и встраивают в состав отражателя нейтронов. В другом частном случае между корпусом и периферийной частью отражателя с материалом-замедлителем нейтронов с малым атомным весом размещают поликристаллический материал с большим атомным весом, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12. Между трубопроводом и корпусом установлены два фланца. Между фланцами закреплены несколько расположенных один в другом компенсаторов. Внешние полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, заполнены средой под давлением. Технический результат - повышение эффективности виброизоляции трубопровода. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
© Патентный поиск, поиск патентов на изобретения - FindPatent.RU 2012-2024
Политика конфиденциальности 2015-02-20 2015-02-20T00:56:49
Наверх