Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания

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 и предназначено для использования в реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов.

Перспективное развитие атомной энергетики связано с созданием энергетических реакторов на быстрых нейтронах, применение которых позволит решить принципиальные проблемы эффективного и безопасного использования ядерного топлива при замыкании ядерного топливного цикла и обеспечения экологической безопасности. В настоящее время ведется разработка проектов реакторов на быстрых нейтронах нового поколения с нитридным уран-плутониевым топливом и свинцовым теплоносителем. Выбор принципиальных конструктивных решений и обеспечение безопасности таких ядерных реакторов в значительной мере базируется на исследовании различных коэффициентов и эффектов реактивности, значение которых зависит в первую очередь от ядерных и физических свойств топлива, теплоносителя и других материалов, а также от размеров и конструкции активной зоны.

Известна конструкция реактора БН-800, активная зона которого составлена из тепловыделяющих сборок (ТВС) шестигранной формы, в средней части которых размещено уран-плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны (Багдасаров Ю.Е., Кочетков Л.А. и другие. Реактор БН-800 - новый этап развития реакторов на быстрых нейтронах. IAEA-SM, №284/41, vol.2, p 209-216, 1985). Внутри корпуса ТВС размещены стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы), по зазорам между твэлами снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Недостатком реактора БН-800 с позиций ядерной безопасности является высокое значение натриевого пустотного эффекта реактивности. Это существенно снижает ядерную безопасность реактора в аварийных ситуациях, приводящих к кипению натрия или к осушению активной зоны.

Известна активная зона большого реактора на быстрых нейтронах с центральной полостью, которая способна подавлять натриевый пустотный эффект реактивности до минимального значения и гарантировать безопасность в переходных процессах без аварийной остановки реактора (Ru 2126558). Активная зона в соответствии с этим изобретением выполнена в виде ТВС, которые установлены по кольцу и формируют центральную полость значительных размеров, системы управляющих стержней, а также устройств и материалов, которые могут поступать внутрь полости для аварийной остановки реактора. Изобретение позволяет уменьшить пустотный эффект реактивности за счет увеличения утечки нейтронов через полость значительного размера в центральной части активной зоны в условиях потери или кипения натриевого теплоносителя. Однако использование активной зоны такой конфигурации приводит к увеличению габаритов реактора и снижению экономических показателей РУ.

Известна модифицированная конструкция быстрого натриевого реактора с уран-плутониевым топливом (Ru 2029397). Активная зона этого реактора, как и реактора БН-600, составлена из ТВС шестигранной формы, в средней части которых размещено уран-плутониевое топливо, а в торцовых зонах размещены верхние и нижние воспроизводящие экраны. В центральной части каждой ТВС на высоту активной зоны и воспроизводящих экранов выполнена сквозная полость диаметром 0,3÷0,8 от эффектного диаметра ТВС. Остальные твэлы размещены внутри корпуса ТВС с зазорами между собой, по которым снизу вверх проходит теплоноситель - расплавленный натрий. Такая конструкция ТВС обеспечивает увеличение утечки нейтронов из активной зоны реактора в торцовые отражатели при аварийных ситуациях, за счет чего достигается уменьшение натриевого пустотного эффекта реактивности. Снижение реактивности и увеличение утечки нейтронов через сквозную полость в ТВС достигается только при удалении значительного количества твэлов из центральной части ТВС. Использование такого решения приводит к снижению мощности реактора или к необходимости повысить обогащение ядерного топлива или увеличить размеры активной зоны.

Однако в активной зоне такой конструкции не обеспечивается высокий уровень утечки нейтронов из активной зоны реактора в торцовые отражатели при аварийных ситуациях, что не позволяет значительно уменьшить натриевый пустотный эффект реактивности. Это обусловлено тем, что утечка нейтронов и снижение пустотного эффекта реактивности реализуется за счет использования большого количества (n) полостей относительно небольшого диаметра, которые расположены в центре каждой ТВС. Расчеты показывают, что использование для этих целей одной полости заданного объема обеспечивает в n раз большую эффективность утечки нейтронов по сравнению с суммарным эффектом утечки нейтронов через n каналов, которые имеют такой же суммарный объем.

Известен быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, который включает активную зону с зональным распределением уран-плутониевого нитридного ядерного топлива по ее радиусу (Ru 2173484). Ядерное топливо расположено в оболочках твэлов, зазор между топливом и оболочкой заполнен материалом с высокой теплопроводностью, например свинцом. Твэлы собраны в ТВС, которые охлаждаются свинцовым теплоносителем. Массовое соотношение урана и плутония в топливе выбрано в интервале от 5,7 до 7,3 и одинаково по всей активной зоне. Активная зона выполнена с радиальным зонированием размещения топлива и содержит по крайней мере две подзоны: центральную и периферийную. В периферийной подзоне размещено больше топлива и меньше теплоносителя, чем в центральной подзоне. Распределение содержания ядерного топлива и теплоносителя в подзонах осуществляется путем изменения величины шага между твэлами и/или использования твэлов с разными диаметрами в центре и на периферии. В верхней части твэлов размещены газовые полости высотой не менее 0,8 высоты топливного столба.

Изобретение позволяет обеспечить равномерность скоростей выгорания топлива и скоростей воспроизводства плутония в центральной части и на периферии активной зоны, снизить разность температур твэлов и теплоносителя по радиусу, а также повысить ядерную безопасность реактора в случае возникновения аварийных ситуаций, например, связанных с потерей теплоносителя. Подробно описанная в этом изобретении конструкция реактора, активной зоны, ТВС и твэлов позволяет получить и другие технические результаты, в частности снизить запас реактивности реактора до оптимального уровня, улучшить теплопередачу от топлива к оболочкам твэлов, снизить термомеханическое взаимодействие топлива с оболочками твэлов, снизить давление внутри твэлов. Зональное профилирование содержания уран-плутониевого нитридного топлива и теплоносителя по радиусу активной зоны в изобретении по патенту Ru 2173484 осуществляют или за счет использования в центральных и периферийных ТВС твэлов с разными диаметрами и/или использования разной плотности их компоновки. Так, в частности, отношение диаметров твэлов ТВС периферийной подзоны и твэлов ТВС центральной подзоны выбрано равным 1,12, а отношение шагов между твэлами ТВС центральной подзоны и между твэлами ТВС в периферийной подзоне выбрано равным 1,18. Таким образом практическое использование этого изобретения связано с необходимостью организации производства ядерного топлива, твэлов и ТВС нескольких типоразмеров, что приводит к увеличению затрат на производство ядерного топлива.

Задача изобретения состоит в создании простой конструкции активной зоны реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем большой мощности с высоким уровнем внутренне присущей безопасности и эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны.

Технический результат изобретения состоит в формировании конструкции активной зоны с отрицательным или близким к нулю пустотным эффектом реактивности и с эффективным выравниванием энерговыделения по радиусу активной зоны.

Технический результат достигается тем, что активная зона реактора большой мощности на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо с определенной массовой долей топлива (т.е. объемной долей с корректировкой на плотность топлива путем умножения на отношение плотности используемого топлива к теоретической плотности εmν·ρит), причем топливо размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС, которые формируют центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой.

В соответствии с частным вариантом решения технический результат достигается тем, что при массовой доле εm>0,305 диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку) для диаметров, лежащих в диапазоне от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.

В соответствии с частным вариантом решения ТВС для создания центральной и промежуточной частей активной зоны (содержащая корпус, головку, чехол, хвостовик, и размещенные между ними с помощью дистанцирующих элементов твэлы) при массовой доле εm>0,305 содержит твэлы с высотой топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны, выбранной в диапазоне от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.

Твэл (содержащий трубчатую оболочку с торцевыми заглушками, внутри оболочки размещены уран-плутониевое топливо, конструктивные элементы и газовая полость) для создания ТВС центральной части активной зоны содержит топливный столб с высотой от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, а для создания ТВС, формирующих ступенчатую промежуточную часть активной зоны (как минимум одну ступеньку) содержит топливный столб с высотой в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах периферийной части, в верхней части газовой полости размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень из карбида вольфрама.

Предлагаемая конструкция активной зоны, а также ТВС и твэла для формирования ее центральной части может быть положена в основу создания реактора с внутренне присущими свойствами безопасности:

- отрицательным пустотным эффектом при изменении плотности свинца во всем реакторе;

- отрицательным коэффициентом реактивности при изменении плотности свинца во всем реакторе,

- существенно меньшим положительным плотностным эффектом по теплоносителю в активной зоне реактора, что способствует росту иммунитета против ряда тяжелых аварий.

Сущность изобретения состоит в особенности конструкции центральной части активной зоны, которая оказывает значительное влияние на характеристики безопасности реактора на быстрых нейтронах. Предложенное распределение топлива в активной зоне, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой, по своему влиянию на пустотный эффект сравнимо с эффектом от уплощения центральной части активной зоны, что увеличивает утечку нейтронов и позволяет достичь для этой части отрицательного значения пустотного эффекта. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также поглотителя нейтронов, установленного в верхней части твэлов, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта и для всего реактора.

Увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора, как следует из баланса нейтронов, является основным «инструментом» снижения пустотных эффектов реактивности. Такое увеличение избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора способствует радикальному снижению положительных пустотных эффектов для активных зон больших объемов и даже достижению отрицательных пустотных эффектов для всех зон реактора.

Для повышения избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора используются:

- высокоплотное топливо, в том числе мононитридное;

- композиции активных зон с повышенной долей топлива, увеличенным диаметром твэлов и т.п.

- уплощенные геометрические формы активной зоны.

Геометрические размеры активной зоны напрямую определяют уровень утечки и величины пустотных эффектов. При жестких нейтронных спектрах, повышенных долях топлива в активной зоне и, следовательно, высоких уровнях избыточной генерации нейтронов в активной зоне реактора и экономном расходовании нейтронов максимизация утечки с целью подавления пустотных эффектов сводится, по существу, к двум типам геометрических компоновок:

радикально уплощенным активным зонам, в которых можно достигнуть относительно больших объемов и интегральных мощностей, и

модульным конфигурациям с относительно небольшими единичными объемами и мощностями.

Расчеты подтверждают, что все активные зоны с плотным топливом, увеличенной долей топлива и, следовательно, повышенной генерацией нейтронов на одно деление обладают заметно сниженными пустотными эффектами.

Концепция активных зон с плотными топливами и плотными компоновками с относительно большими долями топлива в активной зоне, когда весь запас избыточных нейтронов направлен на снижение пустотных эффектов реактивности, является наиболее привлекательной для реализации гарантированного подавления риска тяжелых аварий.

Из общих соображений ясно, что для придания реакторам внутренне присущей безопасности, пустотные эффекты реактивности должны быть отрицательными по величине и небольшими по модулю, поскольку большие по модулю отрицательные эффекты реактивности в ряде аварийных ситуаций могут вызвать быстрый и опасный ввод положительной реактивности.

Достижение критической загрузки при уменьшении высоты топлива в центральной части активной зоны достигается путем увеличения высоты топливных столбов в направлении от центра к периферийной части активной зоны. В предложенной конструкции активной зоны выравнивание энерговыделения достигается за счет размещения топлива в форме ступеней, сформированных ТВС с разной высотой топливных столбов (массы топлива) в твэлах. Особенностью предлагаемого решения является реализация ступенчатого радиального распределения топлива в центральной, промежуточной и периферийной частях активной зоны с помощью использования в этих частях активной зоны топлива с однородной по обогащению топливной композицией, а твэлов и ТВС с идентичными геометрическими параметрами.

На фиг.1 приведены продольные сечения твэлов для ТВС периферийной, промежуточной и центральной частей активной зоны реактора, выполненные в соответствии с предложенным решением.

На фиг.2 приведена схема размещения ядерного уран-плутониевого топлива в активной зоне реактора в соответствии с предложенным решением, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой.

Твэл ТВС для формирования периферийной части активной зоны (фиг.1а) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба высотой Н. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.

Твэл ТВС для формирования центральной части активной зоны и промежуточной части, которая в продольном сечении характеризуется ступенчатой формой распределения топлива (фиг.1в) состоит из трубчатой оболочки 1 с концевыми деталями 2 и 3, внутри оболочки 1 размещено уран-плутониевое топливо 4 в виде столба топливных таблеток высотой h. Высота h задается в диапазоне от 0,5 до 0,8 Н для центральной части и от 0,55 до 0,9 Н для промежуточной. В верхней части твэла сформирована полость 5, заполненная инертным газом. В верхней части газовой полости 5 размещено средство для поглощения нейтронов, например, стержень 6 из карбида вольфрама высотой 5 см, а также конструктивный элемент для фиксации топлива, выполненный, например, в форме пружины 7.

На фиг.2 представлена схема размещения уран-плутониевого топлива в активной зоне, которая в поперечном осевом сечении характеризуется ступенчатой формой. При реализации этой схемы ТВС промежуточная часть активной зоны в пределах диаметра от d1 до d2 образует ступень и содержит твэлы, схема которых представлена на фиг.1в. Диаметр центральной части активной зоны d1 выбирается от 0,4 до 0,5 от ее эффективного диаметра D. Группа ТВС промежуточной части расположена в пределах диаметра d2, который выбирается в диапазоне от 0,5 до 0,85 эффективного диаметра активной зоны D и содержит твэлы с высотой топливного столба h.

В предлагаемом изобретении ТВС и твэлы активной зоны формируют ступенчатую форму распределения. Заявителем не обнаружено технических решений, содержащих признаки, связанные с формированием патентуемого распределения топлива в активной зоне, которое характеризуется в продольном осевом сечении ступенчатой формой. Такое решение по простоте и используемым средствам принципиально отличается от реализации зонального распределения топлива с помощью изменения диаметра твэлов и шага их размещения по радиусу активной зоны. Уменьшение высоты топлива в центральной части активной зоны приводит к пространственно-энергетическому перераспределению потока нейтронов, увеличению утечки нейтронов из центральной части активной зоны и, следовательно, к уменьшению положительной составляющей пустотного эффекта реактивности. Этот эффект в совокупности с влиянием бокового и торцевых отражателей, а также влиянием поглотителя нейтронов, размещенного в верхней части газовой полости твэла, обеспечивает достижение отрицательного значения пустотного эффекта для реактора в целом.

По аналогии с описанной выше трехступенчатой схемой размещения топлива может быть реализована активная зона с четырьмя и более ступенями, сформированными ТВС с различной высотой топлива в твэлах. Выбор высоты топлива в твэлах ТВС центральной части активной зоны влияет на распределение мощности по ее радиусу. Результаты расчетов показывают, что ступенчатая форма распределения топлива в активной зоне приводит к более равномерному распределению мощности по радиусу активной зоны. Различная высота топлива в твэлах стержневого типа ТВС, которая ступенчато увеличивается от центра активной зоны к ее периферии дает возможность уменьшить неравномерность распределения мощности по радиусу активной зоны, что позволяет повысить среднюю энергонапряженность и оптимизировать топливную загрузку активной зоны.

Пример реализации активной зоны реактора БР-1200 на основе предлагаемого технического решения при радиальным распределением топлива по объему активной зоны, которое характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой. Активная зона реактора БР-1200 со свинцовым теплоносителем тепловой мощностью 2800 МВт с эффективным диаметром 576 см сформирована из 692 чехловых ТВС, каждая из которых содержит 169 твэлов с уран-плутониевым нитридным топливом. Подогрев теплоносителя в активной зоне составляет 120°C, а максимальная скорость теплоносителя около 2 м/с. Первая ступень центральной части активной зоны содержит 127 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 68 см. Вторая ступень центральной части активной зоны содержит 270 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 78 см. Периферийная часть активной зоны содержит 295 ТВС, каждая из которых сформирована твэлами с высотой топливного столба 88 см. Все твэлы ТВС центральной, промежуточной и периферийной частей активной зоны выполнены с наружным диаметром оболочки 10,0 мм и размещены в треугольной решетке с шагом 13 мм. Отношение диаметра центральной части активной зоны к ее эффективному диаметру составляет 0,404, а отношение высот топлива в твэлах первой и второй ступени центральной части активной зоны к высоте топлива в периферийной ее части составляет, соответственно, 0,77 и 0, 89.

В реализованном примере активной зоны быстрого реактора со свинцовым теплоносителем мощностью 2800 МВТ активная зона состоит из чехловых ТВС, в которой используется принцип ступенчатого профилирования топливной загрузки по радиусу активной зоны высотой топливного столба при использовании твэлов с геометрически одинаковыми оболочками, достигается выравнивание поля энерговыделения с коэффициентом неравномерности по радиусу, не превышающим 1,27 и отрицательным пустотным эффектом для всего реактора. Таким образом, преимущества предлагаемой конструкции активной зоны со ступенчатым размещением топлива по ее радиусу, а также конструкций ТВС и твэлов для ее реализации позволяют повысить безопасность реакторной установки со свинцовым теплоносителем большой мощности и создать базу для повышения его технико-экономических характеристик.

1. Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем содержит однородное уран-плутониевое нитридное топливо, которое размещено в геометрически одинаковых оболочках цилиндрических твэлов, твэлы размещены в ТВС, которые формируют, центральную, промежуточную и периферийную части активной зоны, причем твэлы ТВС различных частей активной зоны выполнены с различной высотой топливного столба, а радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в ее продольном осевом сечении ступенчатой формой.

2. Активная зона по п.1, отличающаяся тем, что при массовой доле εm>0,305 диаметр центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 от эффективного диаметра активной зоны, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку) для диаметров, лежащих в диапазоне от 0,5 до 0,85 от эффективного диаметра активной зоны, выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.

3. ТВС для создания центральной и промежуточной частей активной зоны по п.1 или п.2, содержащая корпус, головку, чехол, хвостовик и размещенные между ними с помощью дистанцирующих элементов твэлы, отличающаяся тем, что при массовой доле εm>0,305 она содержит твэлы, высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части активной зоны составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, высоты топливных столбов, формирующих ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), выбраны в диапазоне от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны.

4. Твэл для создания ТВС по п.3, содержащий трубчатую оболочку с торцевыми заглушками, внутри оболочки размещены уран-плутониевое топливо, конструктивные элементы и газовая полость, отличающийся тем, что он содержит топливный столб с высотой от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны, и топливные столбы, формирующие ступенчатую промежуточную часть (как минимум одну ступеньку), высотой от 0,55 до 0,9 от высоты топливного столба в твэлах периферийной части, а в верхней части газовой полости размещено средство для поглощения нейтронов, например стержень из карбида вольфрама.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

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.

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 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.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 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.

Наверх