Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах

Авторы патента:

G21C1/02 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2545170:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

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.

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к реакторам на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащим выемные блоки отражателя нейтронов.

Уровень техники

Из уровня техники известны реакторы на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащие блоки отражателей [см.: http://www.atomic-energy.ru/technology/36000], [патент RU 2408094, дата публикации 27.12.2012].

К блокам отражателя в реакторах на быстрых нейтронах, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, предъявляются следующие требования: защита от нейтронного и гамма-излучений не выемных не перегружаемых обечаек реакторной установки, расположенных снаружи отражателя; минимизация расхода теплоносителя, проходящего через блоки отражателя, так как объемное энерговыделение в металлоконструкциях отражателя меньше, чем в тепловыделяющих элементах на 2-3 порядка и более, и расход теплоносителя, который идет на охлаждение блоков отражателя, захолаживает при смешении теплоноситель, выходящий из твэльной части активной зоны; минимизация содержания конструкционных материалов в поперечном сечении блоков отражателя с целью уменьшения паразитного захвата нейтронов.

В настоящее время на атомных электростанциях (АЭС) с действующими реакторами на быстрых нейтронах, охлаждаемых натриевым теплоносителем, в блоках отражателя используется конструкция, где блоки состоят из трех частей: головки, средней части и хвостовика. Такие блоки отражателя крепятся хвостовиками к коллектору реактора, через который подается теплоноситель на охлаждение блоков. Дросселирование натриевого теплоносителя внутри блоков осуществляется шайбами, которые устанавливаются во внутреннюю полость блоков, а дросселирование теплоносителя, омывающего натрий, протекающего в межблочном пространстве, осуществляют снаружи хвостовика с помощью соединения типа «елочка», а также в верхней части чехла с помощью шайб. Все эти вышеуказанные дроссельные конструкции в натриевом теплоносителе достаточно компактны в силу того, что в натрии возможно локальное повышение скорости до 8÷10 м/сек, и можно проточные части дросселей выполнять с малой площадью проходного сечения для теплоносителя.

Осуществление изобретения

Задача, на решение которой направлено группа изобретений, состоит в создании конструкции блока отражателя реактора на быстрых нейтронах, обеспечивающей улучшенные теплогидравлические характеристики реакторной установки, охлаждаемой тяжелым жидкометаллическим теплоносителем с обеспечением предельных для тяжелого жидкометаллического теплоносителя значений по скорости смывания конструкции.

Технический результат, достигаемый при реализации заявляемой группы изобретений, состоит в повышении безопасности работы реактора на быстрых нейтронах за счет снижения температуры на оболочках тепловыделяющих элементов, которое достигается путем выравнивания температуры теплоносителя по радиусу активной зоны, повышении КПД реактора на быстрых нейтронах за счет повышения средне-смешанной температуры теплоносителя на выходе из активной зоны, т.е. температуры теплоносителя, прошедшего твэльную часть активной зоны, и температуры теплоносителя, прошедшего через блок отражателя, что достигается за счет повышения температуры теплоносителя, прошедшего через блок отражателя.

Заявляемый технический результат достигается за счет того, что реактор на быстрых нейтронах содержит активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенные вокруг активной зоны, включающие 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, также на внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве.

Также заявляемый технический результат достигается за счет того, что блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейронах включает корпус, в боковых стенках которого 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 и направляющую отведенный поток теплоносителя в его нижнюю часть, также на внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве.

Теплоноситель, прошедший между блоками отражателя, а затем через отверстия, выполненные в стенках корпуса, и вертикальные трубки, трижды проходит между нижней границей активной зоны (вход в активную зону) и верхней границей активной зоны (выход из активной зоны) и соответственно в три раза больше нагревается за счет поглощения излучений в самом теплоносителе, а также за счет последовательного по всему пути движения теплоносителя его прогрева в процессе охлаждения им металлоконструкций блоков отражателя, в которых происходит энерговыделение, связанное с поглощением ионизирующих излучений. Таким образом, вместо использования дросселей с высокой локальной скоростью теплоносителя применяется перенаправление потока теплоносителя по более длинному пути его движения, где достижение более высокого гидравлического сопротивления происходит за счет как поворотов потока теплоносителя внутри корпуса блока отражателя, так и за счет потерь на трение на более длинном пути потока, при этом гидравлическое сопротивление блоков отражателя увеличивается, а блоки отражателя и твэлы работают параллельно в гидравлической схеме первого контура реакторной установки, т.е. на них срабатывает общий гидравлический перепад на активной зоне, следовательно, больший расход теплоносителя будет направляться в твэльную часть активной зоны. Тем самым обеспечивается выравнивание температурного подогрева теплоносителя по радиусу активной зоны.

Выравнивание температурного подогрева теплоносителя, проходящего через активную зону и блоки отражателя, за счет увеличения потока теплоносителя, идущего в твэльную часть активной зоны, обеспечивает сужение максимальной температуры на оболочках тепловыделяющих элементов (температуры в горячем пятне), являющейся одним из главных ограничивающих факторов при определении критериев работоспособности оболочек тепловыделяющих элементов в реакторе на быстрых нейтронах, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

Кроме того, в частном случае реализации изобретения вертикальные трубки соединены с корпусом выше верхней границы активной зоны.

Кроме того, в частном случае реализации изобретения корпус блока отражателя нейтронов выполнен из конструкционной стали ферритно-мартенситного класса.

Кроме того, в частном случае реализации изобретения блок отражателя нейтронов дополнительно включает хвостовик.

Сведения, раскрывающие сущность изобретения

Фиг.1 - схема расположения элементов активной зоны реактора при треугольном размещении тепловыделяющих элементов.

Фиг.2 - блок отражателя (продольный разрез).

Реактор на быстрых нейтронах, схема расположения элементов которого показана на фиг.1, содержит активную зону 1, состоящую из тепловыделяющих сборок со стержневыми тепловыделяющими элементами (твэлы) 2, между которыми находится тяжелый жидкометаллический теплоноситель (ТЖМТ), преимущественно свинец или эвтектический сплав свинца и висмута. Активная зона 1 имеет нижнюю границу H₁ (вход в активную зону) и верхнюю границу H₂ (выход из активной зоны). Вокруг активной зоны 1 размещены блоки 3 отражателя нейтронов, которые предназначены для снижения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону 1.

Блок отражателя нейтронов, показанный на фиг.2, включает стальной корпус (чехол) 4, в боковых сторонах которого выполнены одно или несколько входных отверстий 5, предназначенных для отвода части потока 6 теплоносителя из межблочного пространства внутрь корпуса в сборный коллектор 5¹, одну или несколько вертикальных трубок 7, предназначенных для направления отведенного потока 6 теплоносителя в нижнюю часть корпуса 4 и соединенных с ним через коллектор 5¹ при помощи сварных швов. Вертикальные трубки 7 могут быть установлены параллельно продольной оси блока отражателя или могут быть закручены относительно его продольной оси. На внешней стороне корпуса 4 в верхней его части на участке от входных отверстий 5 до выхода из блока отражателя установлено дроссельное устройство 8, конструкция которого должна обеспечивать увеличенный отбор теплоносителя из межблочного пространства внутрь корпуса 4 за счет создания существенного, по отношению к отведенному потоку, гидравлического сопротивления на вертикальном участке в межблочном пространстве, при этом скорость теплоносителя в дроссельном устройстве 8 не должна превышать 2÷2,5 м/с с целью снижения эрозионно-коррозионных повреждений омываемых стенок корпуса 4. В предпочтительном варианте реализации изобретения дроссельное устройство 8 включает накладной стальной лист, приваренный одной стороной к стенке корпуса 4 и имеющий отгиб трапецеидальной или волнистой формы от поверхности стенки корпуса для улучшения протока теплоносителя под этим листом. В накладном листе предварительно выполнены прорези для регулировки расхода теплоносителя, идущего под накладной лист за счет подбора ширины и длины прорезей. Наружная сторона накладного листа одного блока отражателя должна соприкасаться или быть с небольшим зазором с наружной стороной листа накладного соседнего блока отражателя. Для увеличения эффективности работы дроссельного устройства 8 необходимо разместить накладные листы на каждой стенке корпуса 4 блока отражателя выше верхней границы H₂ активной зоны, чтобы перекрыть все щелевые зазоры между блоками отражателя. Стенка корпуса 4 блока отражателя под накладным листом дроссельного устройства 8 может иметь утончение для увеличения расхода теплоносителя, поступающего под накладной лист. Блок отражателя также включает хвостовик 9, предназначенный для крепления к основанию реактора. Корпус 4 блока отражателя, в предпочтительном варианте реализации изобретения, может быть выполнен из конструкционной стали ферритно-мартенситного класса, поскольку стали именно данного типа обладают свойствами коррозионной стойкости в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя, а также сохраняют хорошие пластические свойства при облучении высокими потоками нейтронов. Вертикальные трубки 7 предпочтительно закреплять в корпусе 4 выше верхней границы H₂ активной зоны 1, а не между нижней границей H₁ и верхней границей H₂ активной зоны 1 с целью уменьшения радиационного охрупчивания сварных швов в месте соединения трубок 7, так как между границами H₁ и H₂ активной зоны 1 проходят более высокие потоки нейтронов, а также вследствие того, что путь движения теплоносителя увеличивается при смещении отверстий вверх вдоль корпуса блока отражателя. Корпус 4 блока отражателя в поперечном сечении может иметь треугольную, квадратную, шестигранную или иную произвольную форму в зависимости от формы размещения используемых тепловыделяющих элементов 2.

Устройство работает следующим образом.

Активную зону 1 реактора на быстрых нейтронах загружают тепловыделяющими сборками со стержневыми тепловыделяющими элементами (твэлами) 2. Вокруг активной зоны 1 устанавливают блоки отражателя 3 нейтронов, таким образом, что входные отверстия 5, выполненные в боковых стенках корпуса 4, располагаются выше верхней границы H₂ активной зоны 1. Таким образом, часть потока 6 теплоносителя, проходящего верхнюю границу H₂ активной зоны 1, из межблочного пространства через отверстия 5 и сборный коллектор 5¹ поступает внутрь корпуса 4 блока отражателя, т.е. поворачивается на 90° от прямоточного межблочного потока теплоносителя снизу-вверх. Затем, повернув еще на 90°, отведенный поток 6 через вертикальные трубки 7, проходя верхнюю границу H₂ активной зоны 1 и нижнюю границу H₁ активной зоны 1, опускается в нижнюю часть корпуса 4, после чего поток 6 теплоносителя поворачивает на 180° и поднимается вверх корпуса 4, еще раз проходя через нижнюю границу H₂ активной зоны 1 и верхнюю границу H₂ активной зоны 1 вплоть до выхода из корпуса 4 блока отражателя.

Таким образом, предлагаемая гидравлическая схема движения отведенного потока 6 теплоносителя внутри корпуса 4 блока отражателя обеспечивает повышение подогрева теплоносителя, проходящего через блок отражателя, и выравнивание температурного подогрева теплоносителя по радиусу активной зоны 1 в зоне смешения, где смешиваются потоки теплоносителя, прошедшего твэлы и прошедшего через блок отражателя, за счет того, что часть потока теплоносителя, прошедшего между отражателями, трижды проходит между верхней границей H₂ и нижней границей H₁ активной зоны 1 и, соответственно, в три раза больше подогревается за счет поглощения излучений в теплоносителе и за счет последовательного нагрева при снятии энерговыделения с металлоконструкции блоков 3 отражателя. При выравнивании профиля температуры по радиусу активной зоны 1 повышается также средне-смешанная температура теплоносителя выше верхней границы H₂ активной зоны 1. Под средне-смешанной температурой принимается смешение температуры теплоносителя, прошедшего твэльную часть активной зоны 1 и через блок 3 отражателя. Такое выравнивание происходит за счет повышения температуры теплоносителя, прошедшего через блок 3 отражателя. При повышении средне-смешанной температуры теплоносителя на верхней границе H₂ из активной зоны 1 повышается КПД реакторной установки, т.е. при той же тепловой мощности, выделяемой в активной зоне 1, можно повысить мощность, выделяемую через теплоноситель второго контура в турбине (на чертежах не показано). Повышается энтальпия воды при том же расходе второго контура. Также за счет повышения средне-смешанной температуры на выходе из активной зоны 1 возможно сокращение поверхности теплообмена в парогенераторах при сохранении той же снимаемой мощности вторым контуром (на чертежах не показано).

1. Реактор на быстрых нейтронах, содержащий активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенные вокруг активной зоны, причем каждый из блоков отражателей содержит корпус, отличающийся тем, что в боковых стенках корпуса 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, также на внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что по меньшей мере одна вертикальная трубка соединена с корпусом выше верхней границы активной зоны.

3. Блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейронах, включающий корпус, в боковых стенках которого 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 и направляющую отведенный поток теплоносителя в его нижнюю часть, также на внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве.

4. Блок отражателя по п.3, отличающийся тем, что вертикальные трубки соединены с корпусом выше верхней границы активной зоны.

5. Блок отражателя по п.3, отличающийся тем, что корпус блока отражателя нейтронов выполнен из конструкционной стали ферритно-мартенситного класса.

6. Блок отражателя по п.3, отличающийся тем, что блок отражателя нейтронов дополнительно включает хвостовик.

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 внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора // 2542329

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.

Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u // 2541516

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

Подмоторный кронштейн главного насосного агрегата с приводом от двигателя для водо-водяного энергетического ядерного реактора // 2538184

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.

Опорная решетка ядерной тепловыделяющей сборки // 2537693

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.

Способ и устройство генерации импульсного гамма-излучения короткоживущих изомеров атомных ядер // 2536319

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.

Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора // 2534743

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.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы // 2529638

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.

Сироты способ осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной // 2528630

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.

Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации // 2524397

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.

Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик // 2546662

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.

Способ производства шестигранных труб-заготовок размером "под ключ" 175×2,5+0,3/-0,2×2680+20/-0 мм из стали марки 16х12мвсфбр-ш (эп823-ш) для реакторов на быстрых нейтронах // 2547362

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.

Управление ядерным реактором и его моделирование // 2549178

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.

Ядерная установка и способ ее эксплуатации // 2549182

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.

Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов // 2549369

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 на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания // 2549829

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.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах // 2556036

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.

Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора подводной лодки // 2556235

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.

Способ восстановления ресурсных характеристик топливных ячеек активной зоны уран-графитового канального энергетического реактора // 2556889

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм. Способ состоит в корректировке геометрических размеров графитовых блоков. В каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки, определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны колонн с одинаковым направлением прогиба. Работы в каждой из выбранных зон ведут раздельно. Извлекают часть технологических каналов с прогибом, превышающим норму, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны. Натяжителем создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу. При достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают и выполняют калибровку ячеек колонн. Технический результат - сокращение объема и сроков выполнения ресурсно-восстановительных работ. 9 ил.

Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) // 2557616

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер. Причем пучок релятивистских ионов ускоряют до энергии, при которой путем разрушения материала мишени получают два и более поколений продуктов мультифрагментного разрушения атомных ядер и высвобождают внутриядерную энергию в течение срока, превышающего длительность накопления и замены продуктов разрушения на материал для облучения. При этом поток вторичных частиц утилизируют, а облученный материал охлаждают и направляют на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования. Изобретение обеспечивает повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую и утилизацию долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры. 4 н.п. ф-лы, 13 ил., 1 табл.