Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов


 


Владельцы патента RU 2542740:

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов и систем с внешними источниками нуклонов, предназначенных для сжигания трансурановых химических элементов. Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов содержит подкритическую активную зону, содержащую элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник нуклонов высокой энергии. Активная зона состоит из микротопливных частиц, диспергированных в жидкометаллический теплоноситель, циркулирующий по замкнутому контуру, на верхний слой которого направлен пучок нуклонов высокой энергии. В качестве нуклонов используют протоны с энергией выше 800 МэВ, пучок которых проходит через блок развертки, на выходе которого угол пучка составляет более 45°. Технический результат - упрощение конструкции, повышение производительности реактора. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов и систем с внешними источниками нуклонов, предназначенных для сжигания трансурановых химических элементов.

Нерешенность проблемы утилизации отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), содержащего накопленные долгоживущие радиоактивные продукты деления и минорные актиниды, является одним из серьезных препятствий для развития традиционной атомной энергетики.

На сегодняшний день отработанные тепловыделяющие сборки (ТВС), содержащие ОЯТ, не подвергаются переработке, а просто размещаются в комплексе пристанционных хранилищ действующих АЭС, ожидая разработки эффективных технологий переработки и создания соответствующих производственных мощностей. В качестве основного способа снижения активности реализуется просто их длительная выдержка.

Количество и активность отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), хранящегося только на Красноярском горно-химическом комбинате в хранилище ОТВС, по официальным данным превышает 3000 тонн ОЯТ (по урану). При полном объеме хранилища в 6 тысяч тонн суммарная активность составит 6 млрд. кюри [http://nuclearno.ru/text.asp?332], что примерно на два порядка больше радиоктивного выброса во время чернобыльской аварии. Для решения этой проблемы предложено выжигание минорных актинидов (Np237, Am241, Am243, Cm242, Cm244). Одним из вариантов является решение, предложенное в патенте RU 2178209, опубл. 10.01.2002, в соответствии с которым пучок частиц высокой энергии направляют в камеру для взаимодействия с тяжелыми ядрами, содержащимися в камере, для производства нейтронов высокой энергии. Полученные нейтроны размножают в докритических условиях с помощью процесса воспроизводства и деления. Процесс производства и деления проводят внутри камеры. Проблемой при выжигании минорных актинидов в таком способе является повышенный риск потери контроля над управляемостью реактора.

Предложена также трансмутация радиоактивных отходов и устройство для ее осуществления, изложенные в патенте RU 2212072, опубл. 10.09.2003, в котором взаимодействие пучка нейтронов от нейтронного генератора осуществляют на свинцовой матрице с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами, затем их замедляют и размножают в подкритической активной зоне на тепловых нейтронах. Для осуществления этого центральная мишень устройства выполнена в виде свинцовой матрицы с распределенными в ней ядерным топливом и радиоактивными отходами. Недостаток способа - малая энергонапряженность активной зоны и, следовательно, низкая производительность и эффективность способа. Известен способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом, например расплавом фторидов металлов, содержащего внутри корпуса выше активной зоны напорную камеру жидкого топлива, дно которой перфорировано отверстиями, стержневую систему аварийной защиты активной зоны и систему отвода тепла ядерной реакции посредством циркуляции инертного газа, например гелия, с последующей передачей тепла в теплообменниках, размещенных внутри корпуса, для утилизации, отличающийся тем, что активную зону создают потоком струй жидкого топлива, при этом упомянутый поток струй образует посредством отверстий в дне упомянутой камеры и отводят на свободный уровень жидкого топлива /патент RU 2246767, опубл.: 20.02.2005 Бюл. №5/. Такой способ не снимает проблем ввода пучка нуклонов.

Известен также ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов, содержащий подкритическую активную зону, содержащую упомянутые элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник расщепляющих нейтронов, отличающийся тем, что активная зона работает на подкритичном уровне, по существу, равном разности между желательной долей pt запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей р запаздывающих нейтронов в активной зоне, и предусмотрены средства измерения в реальном масштабе времени мгновенного потока n(t) нейтронов в активной зоне, средства учета реакции встречных пучков для регулирования в реальном масштабе времени мощности внешнего источника на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей ps запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности /патент RU 2267826, опубл.: 10.01.2006 Бюл. №01 - прототип/. Такой реактор позволяет осуществлять контроль доли pt запаздывающих нейтронов в активной зоне, а, значит, обладает повышенной безопасностью, но не решает проблемы ввода пучка нуклонов в активную зону и повышения производительности реактора.

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении безопасности ядерного реактора для сжигания трансурановых химических элементов, упрощения его конструкции и повышения производительности. Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе для сжигания трансурановых химических элементов, содержащем подкритическую активную зону, содержащую упомянутые элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник нуклонов высокой энергии, активная зона состоит из микротопливных частиц, диспергированных в жидкометаллический теплоноситель, циркулирующий по замкнутому контуру, на верхний слой которого направлен пучок нуклонов высокой энергии.

При этом:

- в качестве нуклонов используют протоны с энергией выше 800 МэВ, пучок которых проходит через блок развертки, на выходе которого угол пучка составляет более 45°;

- выход жидкометаллического теплоносителя из активной зоны соединен со входом теплообменника с возможностью естественной циркуляции;

- в качестве жидкометаллического теплоносителя используют свинец;

- микротопливные частицы имеют керамическое покрытие;

- плотность микротопливных частиц отличается от плотности жидкометаллического теплоносителя не более, чем на 10%;

- контур жидкометаллического теплоносителя содержит устройства ввода микротопливных частиц, а также фильтры, установленные с возможностью удержания и вывода микротопливных частиц из тракта;

- активная зона окружена отражателем нейтронов или бланкетом, содержащим изотопы урана, плутония или тория, а внутри активной зоны установлен внутренний отражатель нейтронов, содержащий центральный канал для прохода жидкометаллического теплоносителя.

Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов показан на фигуре.

Основные элементы: 1 - ускоритель, 2 - подвод электроэнергии, 3 - протонопровод, 4 - блок развертки пучка, 5 - окно, 6 - полость, 7 - циркулирующий жидкометаллический теплоноситель, 8 - труба подъема, 9 - внутренний отражатель, 10 - теплообменник, 11 - подвод теплоносителя 2-го контура, 12 - боковой отражатель, 13 - фильтр вывода топлива, 14 - выгоревшее миктротопливо, 15 - подвод свежего микротоплива, 16 - устройство ввода микротопливных частиц.

Примером реализации изобретения ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов, описанный ниже.

В излагаемом примере осуществления изобретения ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов, выполненный в соответствии с данным изобретением, работает следующим образом (см. фигуру).

В ускорителе 1 с помощью подвода электроэнергии 2 формируется и ускоряется пучок высокоэнергетичных протонов, подаваемых в протонопровод 3, по которому с использованием магнитных систем направляется в блок развертки пучка 4, отклоняющего пучок таким образом, чтобы создать конус пучка протонов с углом отклонения не менее 45°. Активная зона реактора образована внутри бокового отражателя 12 и включает в себя циркулирующий жидкометаллический теплоноситель 7, содержащий свинец, в котором диспергированы микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие, а также внутренний отражатель 9, например, выполненный в форме кольца или тора. Сформированный и развернутый пучок протонов направляют через окно 5 в полость 6 активной зоны реактора, образованную над поверхностью циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7, подаваемого через трубу подъема 8, расположенную в центре внутреннего отражателя 9, предназначенного для формирования нейтронного поля заданной конфигурации. При попадании на поверхность циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7, содержащего свинец, в котором диспергированы микротопливные частицы, имеющие керамическое покрытие, протоны с энергией выше 800 МэВ вызывают реакции неупругого взаимодействия со свинцом с образованием нейтронов высокой энергии. При энергии пучка протонов, бомбардирующих мишень 1÷2 ГэВ, выход нейтронов с энергией Е<10,5 МэВ, определяется тем, что зависимость среднего числа нейтронов с энергией <10,5 МэВ на единицу энергии пучка имеет в этом диапазоне энергий максимум и далее медленно спадает с повышением энергии.

Комплекс экспериментальных исследований [см. В.И. Юревич, P.M. Яковлев, В.А. Николаев, В.Г. Ляпин, И.О. Цветков, Н.С. Амелин. Образование нейтронов при взаимодействии релятивистских протонов и дейтонов со свинцовыми мишенями. Препринт ОИЯИ, Дубна, Р1-2005-79] на цилиндрической электроядерной свинцовой мишени диаметром 20 см и высотой 60 см показал, что при энергии протонов 2 ГэВ в неупругих соударениях с ядрами свинца в рассматриваемой мишени в среднем ~ 800 МэВ уходит на образование нейтронов и ~ 1200 МэВ на ионизационные потери, эмиссию заряженных частиц, ядерных фрагментов и образование новых частиц. Тепловыделение в мишени составляет примерно 60% энергии пучка, ~ 40% энергии пучка идет на образование нейтронов, при этом 31% - это кинетическая энергия нейтронов, из которых 27% уносят нейтроны с энергией выше 20 МэВ. Свинец не делится нейтронами с энергией ниже 14.5 МэВ, но имеет небольшую делимость, около 5%, при энергиях частиц в области нескольких сотен МэВ. Свыше 800 МэВ сечение деления свинца составляет около 60 мбарн [см. Взаимодействие пучка протонов с массивной свинцовой мишенью при энергиях до 100 ГэВ. Препринт Воронков А.В., Соболевский Н.М., ИПМ им. М.В. Келдыша РАН, Москва, 2000]. Изотоп 238U имеет делимость до 20% на быстрых нейтронах и более 50% под действием частиц с энергией до 1 ГэВ. В таблице [там же] даны результаты расчета среднего числа реакций и выходы нейтронов для мишени на основе свинца с бланкетом из природного урана (238U) для энергии протонов 1 ГэВ. Заливкой выделены данные, относящиеся к адронному каскаду. Все числа нормированы на 1 протон.

Таблица
Мишень Pb + Бланкет 238U Мишень Pb Бланкет 238U Вся сборка
Упругое рассеяние 4.34 4.52 8.86
Неупругое рассеяние 4.19 3.65 7.84
в том числе деление 0.026 1.12 1.15
Ядра-продукты - - 8.98
Выход нейтронов, En>14.5 МэВ - - 0.042
Источник нейтронов En>14.5 МэВ - - 37.4
Выход нейтронов, En<14.5 МэВ - - 2.53
Деление (n,f) 0 5.91 5.91
Захват (n,с) 0.18 48.2 48.4
Неупругое рассеяние (n,n′) 9.54 204.8 214.3
Реакция (n, 2n) 0.62 1.35 1.97

Адронный каскад включает нейтроны с энергией выше 14.5 МэВ и все остальные адроны (протоны, пионы, каоны, антинуклоны).

Активная зона содержит подкритический состав: свинец, в котором диспергированы микротопливные частицы, содержащие помимо сырьевых изотопов урана, и тория, и минорных актинидов, также делящийся материал (235U, 233U или плутоний). Низкий уровень подкритичности реактора дает возможность уменьшить максимальную мощность внешнего источника в 20-30 раз по сравнению с обычной гибридной системой и не накладывает, в то же время, ограничений на долю запаздывающих нейтронов. Поэтому реактор используется в качестве усилителя внешнего источника нейтронов.

Параметры активной зоны (загрузка топлива, энергонапряженность и другие) могли бы быть приняты близкими к другим быстрым реакторам с жидкометаллическим свинцовым топливом, в частности по проекту БРЕСТ. В этом случае энергонапряженность активной зоны составит 100-150 кВт/л, загрузка топлива (уран-плутониевого) около 20 т (при мощности реактора 1000 МВттепл), количество свинца в активной зоне около 40 т, общее количество свинца около 60 т при расходе 60 т/с (температура входа/выхода свинца, °С: 420/540).

Размеры микротопливных частиц могли бы быть близкими к тем, которые освоены применительно к реакторам типа ВТГР (диаметр около 400 мкм) с покрытием на основе керамики, устойчивой в свинце, например, Si3N4). Доля микротопливных частиц в активной зоне по объему составит около 10-20% при использовании металлического топлива или 20-30% при использовании топлива на основе нитридов урана и плутония. Применению металлического топлива благоприятствуют низкие температуры топлива (до 600°С) при высоких параметрах термодинамики и эффективности цикла выработки электроэнергии (до 44-48%), которая может производиться при отводе тепла от циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7, выход которого из активной зоны соединен со входом теплообменника 10 с возможностью естественной циркуляции. Тепло в теплообменнике 10 отводится теплоносителем, поступающим через подвод теплоносителя 11. В качестве теплоносителя может использоваться как водяной пар, так и сверхкритический диоксид углерода.

Как показано в работе [см. Основы создания малоактивируемого свинцового теплоносителя с изотопным обогащением для перспективных ядерно-энергетических установок. Г.Л. Хорасанов, А.И. Блохин ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. УДК 621.039.526], длительная эксплуатация природного свинца в быстром реакторе, в течение 10-30 лет, приводит к наработке в нем стабильного изотопа висмута, Bi-209, в количествах 1-3 кг на 1 т свинца благодаря радиационному захвату нейтрона ядром Pb-208 и последующему бета-распаду ядра Pb-209.

Нарабатываемый висмут служит источником образования альфа-активных изотопов полония Ро-210 и висмута Bi-210m, а также долгоживущих гамма-активных изотопов висмута Bi-207 и Bi-208. Особую опасность вызывает генерация радионуклида Ро-210, радиотоксичность которого, в случае тяжелой аварии с разгерметизацией корпуса и выбросом нуклидов в атмосферу, эквивалентна вредности всех остальных радионуклидов, включая 1-131 и Cs-137. Отработавший в течение 30-ти лет теплоноситель освобождается от радиационного контроля по Ро-210 только через 100 лет выдержки. Для распада до безопасного уровня другого радионуклида, изотопа висмута Bi-207, потребуется несколько сотен лет выдержки.

В электроядерных установках, в свинцовых мишенях, облучаемых быстрыми протонами, появляется дополнительный канал генерации радионуклидов Bi-207 и Bi-208 за счет ядерных реакций с участием протонов. Вклад этих реакций столь велик, что можно говорить о проблеме накопления изотопа Bi-207 в мишенях из природного свинца для управляемых ускорителями подкритических быстрых реакторов. В этой связи, как предложено в работе [см. Основы создания малоактивируемого свинцового теплоносителя с изотопным обогащением для перспективных ядерно-энергетических установок. Г.Л. Хорасанов, А.И. Блохин ГНЦ РФ ФЭИ, Обнинск. УДК 621.039.526], может оказаться целесообразным использовать в качестве циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7 свинца, обогащенного изотопом свинца, Pb-206.

Перезагрузка топлива на основе микротопливных частиц могла бы производиться на ходу, без остановки реактора за счет применения фильтров вывода топлива 13, выводящих выгоревшее миктротопливо 14 из циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7, с одновременной работой подвода свежего микротоплива 15 за счет устройства ввода микротопливных частиц 16.

Целесообразно применять микротопливные частицы, плотность которых с учетом свободной полости и покрытия из керамики была бы близка к плотности циркулирующего жидкометаллического теплоносителя 7, то есть около 10-11 кг/л, для того, чтобы избежать стратификации микротопливных частиц в циркулирующем жидкометаллическом теплоносителе 7 и, тем самым, избежать неравномерности гидродинамических и нейтронно-физических полей.

В качестве сырьевого топлива в микротопливные частицы может входить торий. В этом варианте наработанный уран 233U выводится в составе выгоревшего миктротоплива 14, а вместо урана 233U при подводе свежего микротоплива 15 добавляют плутоний Pu для интенсификации сжигания.

При получении пучков заряженных частиц большой мощности в непрерывном режиме для уменьшения габаритов установки, повышения ее мощности и сейсмостойкости и целесообразно пропускать пучок частиц через линейный ускоритель 1, а затем в участки протонопровода 3, соединенные друг с другом магнитными узлами поворота, с последующим направлением в блок развертки пучка 4, как это, например, описано в патенте РФ №2152142, опубл. 27.06.2000. В первую очередь, в таких системах эффективны технологии уникального российского трехмерного модульного компактного ускорителя протонов на обратной волне (УЛОВ), в западной аббревиатуре - BWLAP/ABC3D.

Важным является и то, что использование предлагаемого реактора помимо эффекта от сжигания трансурановых химических элементов и наработки топлива обеспечит снижение объема ремонтных работ, снижение вредного радиоактивного воздействия на окружающую среду, сокращение транспортно-технологических операций с радиоактивными веществами и простоя реактора, снижение дозовых нагрузок на персонал, увеличение коэффициента использования мощности и выработки электроэнергии, повышение безопасности реактора. Применение предложенного способа решило задачу повышения безопасности ядерного реактора для сжигания трансурановых химических элементов, упрощения его конструкции и повышения производительности, снижения дозовых нагрузок на персонал, увеличения выработки электроэнергии.

1. Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов, содержащий подкритическую активную зону, содержащую упомянутые элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник нуклонов высокой энергии, отличающийся тем, что активная зона состоит из микротопливных частиц, диспергированных в жидкометаллический теплоноситель, циркулирующий по замкнутому контуру, на верхний слой которого направлен пучок нуклонов высокой энергии.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве нуклонов используют протоны с энергией выше 800 МэВ, пучок которых проходит через блок развертки, на выходе которого угол пучка составляет более 45°.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что выход жидкометаллического теплоносителя из активной зоны соединен со входом теплообменника с возможностью естественной циркуляции.

4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в качестве жидкометаллического теплоносителя используют свинец.

5. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что микротопливные частицы имеют керамическое покрытие.

6. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что плотность микротопливных частиц отличается от плотности жидкометаллического теплоносителя не более чем на 10%.

7. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что контур жидкометаллического теплоносителя содержит устройство ввода микротопливных частиц и фильтры, установленные с возможностью удержания и вывода микротопливных частиц из контура.

8. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что активная зона окружена отражателем или бланкетом, содержащим изотопы урана, и/или плутония, и/или тория.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано преимущественно для перегрузки тепловыделяющих сборок (ТВС) в ядерных реакторах с жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам обеспечения безопасности при перегрузке ОТВС реактора ВВЭР-1000 из транспортных чехлов в чехлы хранилища, и предназначено для использования в водонаполненных хранилищах отработавшего ядерного топлива.

Изобретение относится к технологии кристаллизационного выделения и очистки продуктов. Заявленный способ кристаллизационного выделения и очистки гексагидрата нитрата уранила включает непрерывную кристаллизацию гексагидрата нитрата уранила из концентрированного азотнокислого раствора нитрата уранила, разделение кристаллов гексагидрата нитрата уранила и маточного раствора, промывку кристаллов, сбор и выгрузку промытых кристаллов.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к устройствам для хранения отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), и может быть использовано в «сухом» хранилище, а также в защитных камерах хранилищ ОЯТ и АЭС.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к средствам для обеспечения безопасности при перегрузке ампул с пучками отработавших тепловыделяющих элементов (твэлов) реактора РБМК-1000 в пеналы, и предназначено для использования в камере комплектации пеналов (ККП) сухого хранилища или на АЭС в качестве аварийного инструмента.

Изобретения относятся к ядерной технике, в частности к транспортированию и перегрузке облученных твэлов дисперсионных в алюминиевой оболочке высокообогащенных типа ДАВ-90 (далее «блоков ОДАВ») в транспортный упаковочный контейнер (ТУК).

Изобретение относится преимущественно к канальным реакторам АЭС типа РБМК с графитовой кладкой активной зоны. Способ включает снижение температуры облучения графита путем уменьшения аксиальной неравномерности термического сопротивления газового зазора технологического канала графитового ядерного канального реактора за счет заполнения газового зазора гелием с содержанием газовых примесей не выше 2%.

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано в устройствах для резки чехла с отработавшим ядерным топливом в ячейке хранилища. Устройство содержит вертикально-сверлильный станок, который установлен на платформе, расположенной с возможностью поворота относительно вертикальной оси на опорной кольцевой плите.

Изобретение относится с средствам манипуляции тепловыделяющими сборками (TBC) в ядерном реакторе. Машина (2) для загрузки TBC включает в себя направляющую мачту (10) и телескопически опускаемые из направляющей мачты (10) и снова поднимаемые телескопические элементы в виде центроискателя (12), грейфера (14) тепловыделяющего элемента и грейфера (16) элемента управления.

Изобретение относится к устройствам для фрагментации длинномерных радиоактивных изделий. Установка содержит подъемный механизм с кареткой, перемещающей изделие из шахты, механизм фиксации изделия, режущий механизм, контейнер для приема фрагментов изделия. Каретка подъемного механизма размещена в шахте под изделием, а над шахтой расположен механизм фиксации, снабженный синхронно выдвигающимися штоками, обжимающими боковую поверхность изделия во время резки. Режущий механизм расположен над механизмом фиксации, а над ним установлен поворотный механизм с захватом отделяемого фрагмента изделия, который обеспечивает удержание фрагмента при резке и его последующее перемещение в контейнер. Режущий механизм снабжен сабельной пилой с узким ножовочным полотном и приводом круговой подачи пилы, которые обеспечивают одновременное возвратно-поступательное и круговое движение полотна. При этом на приводе круговой подачи пилы установлен ролик для подпружинивания свободного края полотна, а также пластинчатая заслонка, расположенная в плоскости реза с зазором вдоль полотна по всей его длине. Технический результат - возможность обрабатывать сложные многокомпонентные длинномерные изделия с повышенными поперечными размерами, возможность сортировать фрагменты по компонентам и их раздельно контейнировать. 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к управлению реактором деления на бегущей волне. Способ управления включает стадию определения формы фронта горения бегущей волны нейтронного деления и стадию, на которой определяют перемещение в активной зоне нескольких выбранных тепловыделяющих сборок в зависимости от требуемой формы фронта. Реализация способа обеспечивается электрическими схемами, предназначенными для определения требуемой формы фронта горения и для определения перемещения тепловыделяющих сборок в ядерном реакторе. Работа системы обеспечивается программируемыми аппаратными средствами. Технический результат - повышение глубины выгорания топлива и длительности кампании реактора. 3 н. и 103 з.п. ф-лы, 61 ил.

Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу извлечения пробки и блока выемного реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ извлечения пробки и блока выемного при перегрузке ядерного реактора заключается в предварительном монтаже перегрузочного оборудования, выемке пробки из реакторного моноблока, а также транспортировке и размещении пробки в шахте для пробки, выгрузке блока выемного, его транспортировке и размещении блока выемного в шахте для разборки блока выемного. Технический результат заключается в извлечении из ядерного реактора пробки и блока выемного без тепловыделяющих сборок с помощью комплекса перегрузочного оборудования в радиационно-безопасных условиях. 10 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к транспортированию, выгрузке и размещению пучков тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 в пеналах сухого хранилища. Чехол контейнера содержит установленные на нижней диафрагме центральную трубу, трубчатые элементы (гнезда) для выемных кассет, жестко соединенные между собой ребрами в несколько ярусов. В ребрах выполнены соосные отверстия с образованием ячеек для размещения ампул с пучками твэлов. На диафрагме внутри гнезд и под ячейками установлены торцевые подпружиненные элементы, снабженные внутри гнезд присоединенным к их верхней части опорным диском, а под ячейками - опорными площадками. Суммарное усилие торцевых подпружиненных элементов, установленных под выполненными в ребрах ячейками, назначается с учетом количества торцевых подпружиненных элементов и веса загруженных пучками твэлов ампул. Технический результат - обеспечение транспортирования пучков твэлов с нормальными и повышенными значениями прямолинейности и наружного диаметра, а также взаимодействие трубчатых демпферов ампул, расположенных в ячейках боковых ребер с торцевыми подпружиненными элементами независимо от их взаимного расположения. 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретения относится к ядерной технике, в частности к перегрузке ампул с пучками тепловыделяющих элементов реактора РБМК-1000 из транспортного чехла в пеналы сухого хранилища. Крышка для перегрузки съемных решеток пенала, загруженных ампулами и включающих присоединенные к основанию вертикальные стойки с пазами и ячейки для размещения ампул с пучками твэлов, содержит диск с центральным грибком и захватным буртом. В центральном грибке установлен замок, управляющий выдвижением замыкающих стержней с ползунами. Ползуны выполнены с верхними и нижними пластинами, расположенными по обе стороны диска и соединенными вертикальными ребрами, установленными в направляющих пазах диска. При установке диска на вертикальные стойки нижние пластины ползунов расположены на одном уровне с пазами вертикальных стоек и выполнены с возможностью вхождения в пазы. Технический результат - возможность зацепления крышкой съемной решетки, загруженной ампулами, за вертикальные стойки. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно области ядерных реакторов с жидким теплоносителем, и, в частности, может быть использовано для отработки режимов перемещения пробки реактора на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Способ определения оптимальных параметров процесса перемещения пробки ядерного реактора заключается в том, что на стенде для испытания, по меньшей мере, 5 раз перемещают в макете коробки переходной макет пробки с установленным на ней макетом приспособления для транспортировки пробки на 5 этапах при разных усилиях, имитирующих выталкивающую силу, действующую на пробку. Определяют оптимальные параметры перемещения механизмов подъема макета коробки переходной. Выталкивающую силу имитируют гидроцилиндром дискретно. При этом на каждом этапе задают значение давления в гидроцилиндре, соответствующее рассчитанному усредненному значению выталкивающей силы, действующей на пробку на соответствующем диапазоне глубин погружения. По экспериментальным данным осуществляют выбор оптимальных параметров процесса перемещения пробки ядерного реактора. Технический результат - уменьшение времени простоя в ходе проведения регламентных и ремонтных работ. 7 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к атомной технике, а именно к устройству для установки и извлечения длинномерного оборудования из ядерных реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, в частности натриевым. Перегрузочное устройство (ПУ) для установки и извлечения из ядерного реактора длинномерного оборудования включает мост, тележку, корзину, двухканальный контейнер с биологическими защитами, стойку с технологическим оборудованием, системы точного наведения, редуктор с приводом поворота контейнера, поворотную плиту, подвижную защиту, защитное кольцо с центрирующими элементами, переходные трубы и штанги-удлинители. При этом переходные трубы, герметично установленные на поворотные пробки реактора, снабжены устройствами управления захватами и устройством подъема подвижной защиты в виде механизмов винт-гайка. Двухканальный контейнер оборудован шиберным устройством и оснащен шариковыми захватами, перемещаемыми при помощи “толкающих” цепей. Технический результат - расширение арсенала средств перегрузки длинномерного оборудования. 10 ил.

Изобретение относится к способам и устройствам для растворения отработавшего ядерного топлива предварительно измельченных тепловыделяющих сборок (ТВС) атомных реакторов. Способ включает загрузку измельченных ТВС, подачу реагентов, растворение топлива с помощью реагентов, промывку нерастворившихся кусков и последующую выгрузку, включающую операцию удаления нерастворимых кусков ТВС воздействием сжатым газом. Двухфазный поток мелких абразивных частиц, образующийся в процессе осуществления стадии удаления нерастворимых кусков, переводят в распыленное состояние, создают условия для дробления потока и формируют боковые потоки во все стороны. Устройство содержит наружный и внутренний корпуса, образующие кольцевую реакционную полость, узел загрузки, средство (устройство) для выгрузки, включающее решетчатую перегородку с соплами, расположенную в нижней части устройства под реакционной полостью. Подрешеточное пространство разделено перегородками не менее чем на четыре секции-камеры. В каждой перегородке имеется округлое переливное отверстие, расположенное не ниже двух минимальных размеров последнего от дна подрешеточного пространства и боковых стенок. Технический результат - повышение производительности установки. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано, преимущественно, для перегрузки выемной части насосных агрегатов в ядерных реакторах с тяжело-жидкометаллическим теплоносителем. Устройство перегрузки содержит контейнер с захватом, установленный в коробку переходную, и переходник, предназначенный для состыковки выемной части насосного агрегата с захватом контейнера. Устройство позволяет обеспечивать преодоление значительной нагрузки при извлечении и погружении в ориентированном состоянии с отслеживанием состояния устройства и работоспособности механизмов устройства при воздействии высоких температур теплоносителя. Изобретение направлено на расширение арсенала технических средств. 5 ил.
Наверх