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


 


Владельцы патента RU 2546662:

Открытое акционерное общество "АКМЭ-инжиниринг" (RU)

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.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение относится к способу обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик с помощью подгоночных стержней реактивности к ядерной энергетике и может быть использован в энергетических установках на быстрых нейтронах.

Предшествующий уровень техники

Известен способ управления ядерным реактором, в соответствии с которым отражатель, окружающий активную зону ядерного реактора, состоит из множества элементов, установленных с возможностью вращательного движения друг относительно друга таким образом, чтобы варьировать размер пустот или пустот свободного пробега нейтронов через отражатель для управления реактивностью активной зоны (GB 1148093, G21C 7/28, 1969 г.).

Известен способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора путем формирования активной зоны загрузкой тепловыделяющих сборок с распределенным поглотителем нейтронов в процессе программных перестановок и извлечений тепловыделяющих сборок, программных перемещений стержней системы управления и защиты и замены дополнительных поглотителей на частично выгоревшие тепловыделяющие сборки, при этом в процессе работы реактора после выгрузки всех дополнительных поглотителей часть полностью погруженных стержней системы управления и защиты заменяют на стержни кластерной конструкции, а в качестве топлива с распределенным поглотителем нейтронов используют уран-эрбиевое топливо начального обогащения по U235 на 0,2-0,5% выше начального обогащения уран-эрбиевого топлива, загруженного до извлечения стержней системы управления и защиты (RU 2218613, G21C 7/04, G21D 3/08, 2003 г.).

Известен способ исследования физических характеристик активной зоны высокотемпературного ядерного реактора с шаровыми тепловыделяющими элементами на критической сборке, заключающийся в том, что разогревают активную зону нагревателем, создающим определенное поле распределения температур по шаровой засыпке, далее производят изменение положения и размеров активной зоны и отражателей относительно заданного поля температур, создаваемого нагревателем, путем частичной замены по периферии активной зоны тепловыделяющих элементов на шары из материала отражателя и наоборот (SU 1831170, G21C 17/00, G21C 1/00, 1995 г.).

Известен способ построения подкритических ядерных устройств, управление которыми осуществляется частью отражателя, примыкающего к активной зоне и ядерный реактор, в котором реализован данный способ (патент RU 2167456, G21C 1/00, G21C 5/00, G21C 7/28, 20.05.2001). В ядерном реакторе, содержащем активную зону, замедлители нейтронов, делящиеся элементы, отражатели, в активной зоне выполнены пустоты в виде сквозных каналов, часть отражателей выполнены подвижными. Конструктивное оформление устройства позволяет сохранить в активных зонах спектры нейтронов, характерные для быстрых реакторов, получив при этом тепловой спектр нейтронов в полости с лазерными элементами. Исходя из полученных результатов и известных фактов по реакторам типа РБМК показано, что они могут быть преобразованы в подкритические реакторные устройства, управлять которыми достаточно частью бокового отражателя, исключая возможность образования локальных критических масс и преобразуя положительный паровой коэффициент реактивности в отрицательный.

Описанные выше аналоги не предназначены для обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в случае возникновения неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений.

В настоящее время в некоторых проектах реакторных установок на быстрых нейтронах для компенсации запаса реактивности на выгорание и управления нейтронной мощностью реактора используют алгоритм безопасного управления стержнями системы управления и защиты, в соответствии с которым от системы управления отключают часть стержней, погруженных в активную зону и компенсирующих выгорание. Остальные стержни обеспечивают поддержание критичности и управление мощностью. Таким образом, вся система компенсирующих стержней разделяется на две группы: группу отключаемых стержней, компенсирующих изменение реактивности за кампанию и не участвующих в автоматическом управлении установкой компенсирующей группы стержней, и группу рабочих компенсирующих стержней, которая совместно с регулирующими стержнями участвует в управлении установкой. Кампания реализуется интервалами (микрокампаниями), соответствующими выработке реактивности, равной эффективности одного или двух компенсирующей группы стержней.

Ближайшим аналогом изобретения является способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора с использованием "легких" регулирующих органов без предъявления к ним жестких требований по быстродействию и размещенных в блоках отражателя вблизи границы активной зоны, который примеряется в проекте реакторной установки на быстрых нейтронах БРЕСТ-ОД-300 с активной зоной, характеризуемой малыми величинами запасов и эффектов реактивности, позволяющей использовать "легкие" регулирующие органы без предъявления к ним жестких требований по быстродействию, разместив их в блоках отражателя вблизи границы активной зоны (http://technics.rin.ru/index/?a=3&id=610&).

Недостатком ближайшего аналога является ограничение его использования в случае неопределенности физических характеристик активной зоны ядерного реактора, обусловленной либо отсутствием экспериментальных данных о физических характеристик активной зоны, либо наличием запаса подкритичности меньшего доли запаздывающих нейтронов для соответствующей топливной загрузки реактора и не достаточного для компенсации неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений.

Раскрытие изобретения

Задача, решаемая изобретением, определяется необходимостью выполнения требований нормативной документации по подкритичности активной зоны РУ после взвода аварийной защиты не менее 1%, требует повышенной точности обоснования ключевых физических характеристик активной зоны, а именно точности определения загрузки активной зоны и точности определения весов стержней системы управления и защиты.

Решить поставленную задачу требуется в связи с тем, что при разработке и обосновании нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны должен быть учтен ряд неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений:

- технологических неопределенностей при изготовлении элементов активной зоны и составных частей РУ;

- погрешности расчетных значений основных функционалов (эффективного коэффициента размножения, «весов» стержней системы управления и защиты, полей энерговыделения);

- константных;

- методических;

- систематических.

Из уровня техники известно, что обеспечение точности определения загрузки активной зоны и точности определения весов стержней системы управления и защиты может быть достигнуто только физическими экспериментами на реакторе.

Заявленный способ позволяет обеспечить гарантированную подкритичность активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик при отсутствии экспериментов. Эта возможность обусловлена новыми существенными признаками изобретения, а именно, за счет размещения в боковом отражателе активной зоны подгоночных стержней реактивности, увеличивающих запас подкритичности (на величину не менее доли запаздывающих нейтронов), достаточный для компенсации неопределенностей, приводящих к отклонению фактических характеристик от проектных значений, при этом обогащение компенсирующих стержней активной зоны по изотопу бора B-10 меньше, чем обогащение подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны.

Техническим результатом, возникающим при реализации заявленного способа, является:

- исключение повышенного консерватизма, приводящего к более напряженным условиям работы поглощающих элементов (ПЭЛ) компенсирующей группы стержней (КС);

- исключение необходимости увеличения хода стержней компенсирующей группы и упрощение технологии контроля при изготовлении;

- исключение необходимости разработки ПЭЛ для каждого конкретного ядерного реактора, обеспечивающих требуемый запас подкритичности в течение всей кампании и обладающих соответствующей работоспособностью на весь срок службы активной зоны;

- упрощение алгоритма безопасного управления реактором.

Достижение всех указанных технических результатов обусловлено наличием в гнездах блока или блоков отражателя активной зоны или в гнездах отражателя активной зоны подгоночных стержней реактивности, установленных на уровне топливной части активной зоны, у которых обогащение стержней компенсирующих стержней активной зоны по изотопу бора B-10 меньше, чем обогащение подгоночных стержней реактивности в отражателе активной зоны.

При необходимости замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности либо установку таких подгоночных стержней с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, производят путем замены части блоков отражателя активной зоны на сменные блоки отражателя с подгоночными стержнями реактивности с требуемым обогащением.

За счет наличия подгоночных стержней реактивности улучшаются условия работы ПЭЛ компенсирующей группы стержней, так как основную работу по устранению отклонений фактических нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик активной зоны от проектных значений берут на себя подгоночные стержни реактивности бокового отражателя активной зоны. Соответственно упрощается алгоритм безопасного управления реактором. Вследствие того что обогащение подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны на уровне топливной части активной зоны выше, чем обогащение компенсирующих стержней активной зоны, более «грубое» регулирование производится за счет подгоночных стержней реактивности в боковом отражателе активной зоны. При этом получение характеристик активной зоны, приближенных к расчетным, при сборке активной зоны и при пуско-наладочных работах, а также в процессе эксплуатации обеспечивается меньшим ходом стержней компенсирующей группы.

Краткое описание фигур чертежей

На чертеже представлено схематическое изображение активной зоны ядерного реактора.

Осуществление изобретения

Ядерный реактор содержит корпус (на чертеже не показан), в котором размещены активная зона 1, вокруг которой расположен отражатель 2 активной зоны. Активная зона 1 содержит тепловыделяющие сборки, набранные из стержневых тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), при этом одна или несколько тепловыделяющих сборок содержат компенсирующие стержни с поглощающим элементом (ПЭЛом), образующие в совокупности компенсирующую группу стержней. Стержни компенсирующей группы стержней выполнены с возможностью их перемещения по высоте.

Отражатель 2 активной зоны может быть выполнен из отдельных блоков, установленных с возможностью замены (сменные блоки отражателя активной зоны). В конструкции отражателя 2 активной зоны (фиг.1) или в сменных блоках отражателя активной зоны предусмотрены гнезда, находящиеся на уровне топливной части активной зоны, предназначенные для установки в них подгоночных стержней реактивности. Отражатель 2 активной зоны или его отдельные блоки могут быть выполнены с возможностью установки и извлечения из их гнезд подгоночных стержней реактивности.

Обогащение стержней компенсирующей группы стержней активной зоны по изотопу бора B-10 выбирается меньшим, чем обогащение подгоночных стержней реактивности 3, установленных блоках отражателя активной зоны.

В соответствии с заявленным способом на этапе сборки активной зоны 1 производят компенсацию технологических неопределенностей, погрешностей (константная, методическая, систематическая) расчетных значений основных функционалов (эффективного коэффициента размножения, «весов» стержней системы управления и защиты, полей энерговыделения) следующим образом.

После сборки активной зоны 1 проводят физические измерения подкритичности активной зоны по известным методикам и производят сравнение полученных характеристик с проектными значениями.

При наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями, в реакторе на уровне топливной части активной зоны 4 устанавливают подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности.

После установки подгоночных стержней реактивности на уровне топливной части активной зоны проводят дополнительные физические измерения подкритичности активной зоны и в случае, если вновь будет выявлено расхождение значений полученных характеристик с проектными значениями, производят замену части блоков отражателя 2 активной зоны с подгоночными стержнями реактивности на сменные блоки отражателя с подгоночными стержнями реактивности, имеющими другое обогащение, а именно необходимое и достаточное для получения заданного в проекте значения подкритичности.

Кроме того, возможна компенсация технологических неопределенностей, погрешностей без замены части блоков отражателя активной зоны. В этом случае устанавливают подгоночные стержни реактивности в гнезда отражателя 2 или блока (блоков) отражателя либо извлекают подгоночные стержни реактивности из гнезд отражателя 2 или блока (блоков) отражателя и на их место устанавливают подгоночные стержни реактивности с требуемым обогащением, позволяющим обеспечить получение заданного значения подкритичности.

Более тонкое регулирование характеристиками активной зоны производится ПЭЛ стержней компенсирующей группы стержней активной зоны, установленных в активной зоне в тепловыделяющих сборках.

Количество подгоночных стержней реактивности и блоков бокового отражателя с установленными в них подгоночными стержнями реактивности определяется после проведения нейтронно-физических измерений по проверке сдаточных характеристик активной зоны при ее сборке.

Использование подгоночных стержней реактивности позволяет иметь больший запас регулирования в процессе эксплуатации ядерного реактора вследствие того, что на долю ПЭЛ компенсирующей группы стержней приходится регулирование характеристик активной зоны, работающей в режиме, приближенном к расчетному, как при пуско-наладочных работах, так и в процессе эксплуатации возможно за счет меньшего хода стержней компенсирующей групп.

Например, для конкретной конструкции активной зоны обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора B-10 может быть больше (до 80-90%), чем обогащение по изотопу бора B-10 компенсирующих стержней активной зоны, которые могут составлять 40-50%. В других случаях обогащение по изотопу бора B-10 компенсирующих стержней активной зоны может достигать 90%, тогда обогащение подгоночных стержней может быть до 96%. Но их эффективность будет зависеть от количества стержней в активной зоне с 93%. Если их мало и среднее обогащение менее 93%, тем выше будет эффективность подгоночных стержней, чем выше их обогащение.

1. Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности, характеризующийся тем, что после сборки активной зоны проводят физические измерения подкритичности активной зоны и производят 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 с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, причем подгоночные стержни реактивности располагают в отражателе активной зоны, при этом обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 выбирают большим, чем обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны.

2. Способ по п. 1, характеризующийся тем, что подгоночные стержни реактивности располагают в одном, нескольких или во всех блоках отражателя активной зоны, при этом установку подгоночных стержней реактивности производят путем монтажа блоков отражателя активной зоны с установленными внутри них подгоночными стержнями реактивности, расположенными на уровне топливной части активной зоны.

3. Способ по п. 1, характеризующийся тем, что подгоночные стержни реактивности устанавливают в гнездах отражателя активной зоны.

4. Способ по п. 2, характеризующийся тем, что после установки подгоночных стержней реактивности на уровне топливной части активной зоны проводят дополнительные физические измерения подкритичности активной зоны и при расхождении значений полученных характеристик с проектными значениями производят замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, причем замену подгоночных стержней реактивности производят путем снятия одного или нескольких блоков отражателя активной зоны и установки на их место сменных блоков отражателя с подгоночными стержнями реактивности с требуемым обогащением.

5. Способ по п. 3, характеризующийся тем, что после установки подгоночных стержней реактивности на уровне топливной части активной зоны проводят дополнительные физические измерения подкритичности активной зоны и при расхождении значений полученных характеристик с проектными значениями производят замену подгоночных стержней реактивности с недостаточным обогащением на подгоночные стержни реактивности с обогащением, обеспечивающим получение заданного в проекте значения подкритичности, причем замену производят путем извлечения из гнезд отражателя одних подгоночных стержней реактивности и установки на их место других с требуемым обогащением.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

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.
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.
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 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.

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.

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.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, заключенные в трубчатую оболочку, погружены в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Твэлы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков. Технический результат - снижение уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечение более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную зону. 2 ил.
Наверх