Ядерный реактор



Ядерный реактор
Ядерный реактор
Ядерный реактор
Ядерный реактор
Ядерный реактор
Ядерный реактор
Ядерный реактор

 


Владельцы патента RU 2594889:

Общество с ограниченной ответственностью "Научно-технический центр инноваций" (RU)

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем. В активной зоне расположены первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, и вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты. Реактор также содержит камеры подвода и отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой. Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов. 8 з.п. ф-лы, 7 ил.

 

[0001] Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности.

[0002] В соответствии с классификацией, принятой МАГАТЭ (B.J. Csik Assessment of the world market for small and medium reactors. IAEA-TECDOC-999, Vienna, 1998) в настоящее время, атомными реакторами малой мощности являются реакторы, мощность которых не превышает 300 МВт. К реакторам средней мощности относят реакторы с мощностью от 300 до 700 МВт. Реакторы с мощностью более 700 МВт отнесены к реакторам большой мощности.

[0003] Изначально, реакторы малой мощности применялись в военной сфере и использовались на подводных лодках. Гражданская атомная энергетика в период своего становления многое заимствовала от военных разработок. Но ставка была сделана на АЭС от 600 до 1000 МВт. Такое развитие атомной энергетики возможно и целесообразно для промышленно развитых стран, имеющих развитые электрические сети, квалифицированный персонал, технологии, растущий потенциал потребления энергии и средства на реализацию дорогостоящих проектов.

[0004] Однако большинство развивающихся стран не имеют достаточно развитой инфраструктуры, сети электропередач, достаточной плотности населения и средств на большие амбициозные проекты. В этих странах строить крупную электростанцию в одном месте - не лучший вариант развития энергетики на данном этапе. Это будет еще менее эффективно, если атомная энергия используется не для получения электричества, а, к примеру, для опреснения воды или отопления. В этой связи актуально использовать атомные станции очень малой мощности с реакторами, мощность которых не превышает 25-40 МВт.

[0005] Атомные станции малой и особо малой мощности имеют хорошие перспективы ввиду неустойчивости цен на органическое топливо и тенденции к его удорожанию. Использование ядерного топлива обеспечивает гораздо большую стабильность.

[0006] Кроме значительных преимуществ в сфере топливоснабжения, побудительными мотивами для применения атомных станций очень малой мощности должны служить присущие им экологические достоинства. Особенно это актуально для природы северных районов и островных экосистем, так как они обладают слабыми возможностями к самовосстановлению.

[0007] Другое преимущество атомной энергетики - возможность многоцелевого использования атомных станций малой и особо малой мощности путем комбинированного производства электроэнергии, горячей воды и пара, обессоливания воды и т.д. Относительная простота топливоснабжения в совокупности с длительной кампанией топлива (7-15 лет) и небольшая мощность единичного реакторного блока делают такой вид энергии доступным и экономически выгодным.

[0008] В связи с изложенным в мире активно разрабатываются реакторы для таких атомных станций, причем особое внимание уделяется обеспечению большого ресурса работы (до 60 лет) с проведением перегрузок активной зоны реактора не чаще чем один раз в 10 лет.

[0009] Так известен реактор на быстрых нейтронах для энергетической установки малой мощности с большим (длительным) интервалом замены топлива (Small, fast neutron spectrum nuclear power plant with a long refueling interval, US Patent 8767902, G21C 1/02, 2014). Данный реактор использует в качестве теплоносителя жидкий натрий и предназначен для выработки энергии в диапазоне от 50 до 100 МВт, а интервал замены топлива составляет 20 лет.

[0010] Использование жидкого металла позволяет обеспечить высокую энергонапряженность топлива, высокий коэффициент воспроизводства, повышенный КПД термодинамического цикла и не требует высокого давления, что повышает безопасность реакторной установки. Специфической проблемой быстрых реакторов, прежде всего с натриевым теплоносителем, является большое положительное значение натриевого пустотного эффекта реактивности, что весьма отрицательно сказывается на его безопасности в аварийных ситуациях с опустошением активной зоны или кипением натрия.

[0011] Известен также реактор для теплоснабжения мощностью 300 кВт с ресурсом работы 60 лет без постоянного эксплуатационного персонала (Ю.А. Казанский, В.А. Левченко, Е.С. Матусевич, Ю.С. Юрьев и др. Саморегулируемый реактор сверхмалой мощности для теплоснабжения - «МАСТЕР ИАТЭ». «Известия вузов. Ядерная энергетика». №3, с. 63, 2003).

[0012] Недостатки этого реактора состоят в том, что он не удовлетворяет международным требованиям по нераспространению ядерных материалов, т.к. для его работы необходимо ядерное топливо с обогащением около 40%, а малая мощность реактора и используемое топливо и материалы активной зоны обусловливают высокую стоимость вырабатываемой энергии. Кроме того, хорошие технические и нейтронно-физические свойства "однотвэльного" реактора стали непреодолимой преградой на пути увеличения мощности.

[0013] Известен канальный ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем (патент RU 2088981, G21C 1/02, 1997). Преимущества реакторов на быстрых нейтронах канального типа перед корпусными состоят в том, что канальная компоновка представляет возможность индивидуального регулирования расхода теплоносителя в топливных каналах, обеспечивая оптимальный температурный режим для ТВЭЛов.

[0014] Пространство между каналами может быть использовано для размещения органов систем управления и защиты (СУЗ). Существенным положительным моментом при этом является независимость органов СУЗ от первого контура охлаждения реактора - стержни регулирования не могут быть выброшены из активной зоны потоком теплоносителя, что, безусловно, повышает надежность СУЗ и безопасность реактора в целом.

[0015] Отсутствие заполненного теплоносителем корпуса реактора дает важное преимущество канальному реактору с точки зрения сейсмической устойчивости особенно при использовании свинцово-висмутового теплоносителя. В случае повреждения корпуса реактора последствия от опустошения активной зоны или от горения натрия будут значительно более тяжелыми, чем при повреждении отдельного канала. Ресурс корпуса ограничен его радиационной и термической стойкостью. Замена корпуса в энергетической установке практически невозможна, в то время как чехлы каналов могут регулярно по мере необходимости заменяться на новые и таким образом время жизни реакторной установки может быть значительно увеличено.

[0016] Канальная компоновка облегчает задачу отвода остаточного тепла в случае прекращения циркуляции теплоносителя в первом контуре, а также значительно упрощает решение проблемы рассредоточения кориума в случае расплавления активной зоны для предотвращения образования вторичной критической массы.

[0017] Предлагаемое изобретение является дальнейшим развитием и совершенствованием конструкции реакторов малой и особо малой мощности канального типа, спектр нейтронов которых смещен в область промежуточных и быстрых энергий.

[0018] Технический результат изобретения заключается в расширении арсенала технических средств ядерных реакторов за счет создания конструкции ядерного реактора с тепловой мощностью порядка 30 МВт с увеличенным ресурсом работы и улучшенными массогабаритными параметрами реактора в целом.

[0019] Кроме того, предлагаемая конструкция реактора обеспечивает улучшение процесса теплообмена за счет повышения равномерности и эффективности теплосъема и удельной мощности активной зоны ядерного реактора без увеличения скорости теплоносителя.

[0020] Указанный технический результат достигается за счет того, что ядерный реактор содержит корпус с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые (топливные) технологические каналы, предназначенные для циркуляции по ним теплоносителя, и расположенные в активной зоне вторые (управляющие) технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, реактор также содержит камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой.

[0021] Первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке. Тепловыделяющие сборки (ТВС) установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура. Вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура. Межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов (или, другими словами, имеющие малое сечение поглощения нейтронов).

[0022] В частном случае выполнения изобретения отражатель может состоять из бокового отражателя, выполненного, например, в виде пакета колец, верхнего и нижнего отражателей.

[0023] В другом частном случае выполнения изобретения в качестве материала межтрубного пространства может быть применен циркониевый сплав, имеющий малое сечение поглощения нейтронов.

[0024] Еще в одном частном случае выполнения изобретения исполнительные агрегаты системы управления и защиты могут быть расположены на верхней части (крышке) камеры отвода теплоносителя первого контура.

[0025] Также в качестве элементов системы управления и защиты, размещаемых во-вторых технологических каналах, могут быть использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.

[0026] Кроме того, предпочтительно выполнение изобретения, чтобы в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты был использован В4С, обогащенный до 80% по 10В.

[0027] Также предпочтительно, чтобы в качестве поглощающего материала регулирующих стержней был использован В4С с содержанием до 20% по 10В.

[0028] В частном случае выполнения изобретения часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Gd2O3.

[0029] Также часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок может быть выполнена с выгорающим поглотителем Er.

[0030] Вышеизложенное представляет собой краткое изложение сущности изобретения и, таким образом, может содержать упрощения, обобщения, включения и/или исключения подробностей; следовательно, специалистам в данной области техники следует принять во внимание, что данное краткое изложение сущности изобретения является только иллюстративным и не подразумевает какое-либо ограничение.

[0031] Для лучшего понимания сути предлагаемого технического решения ниже приводится описание конкретного примера выполнения изобретения, не являющееся ограничительным примером практической реализации ядерного реактора в соответствии с данным изобретением со ссылками на чертежи, на которых представлено следующее.

[0032] На фиг. 1 изображен разрез аксонометрического вида общей конструктивной схемы реактора в соответствии с настоящим изобретением.

[0033] На фиг. 2 изображена конструкция камер подвода и отвода теплоносителя первого контура с расположением первых технологических каналов.

[0034] На фиг. 3 изображено конструктивное выполнение подвеса тепловыделяющих сборок и вторых технологических каналов

[0035] На фиг. 4 изображено конструктивное выполнение первых технологических каналов с тепловыделяющими сборками.

[0036] На фиг. 5 изображено поперечное сечение активной зоны реактора.

[0037] На фиг. 6 изображен вид А на фиг. 5.

[0038] На фиг. 7 изображен вид Б на фиг. 5.

[0039] Принципиальная конструктивная схема реактора показана на фиг. 1. Реактор образован металлическим корпусом 1, внутри которого расположена активная зона 2 реактора, сформированная отражателем 3. Внутри активной зоны 2 расположены первые технологические каналы 4, предназначенные для циркуляции теплоносителя первого контура, и вторые технологические каналы 5, предназначенные для размещения в них элементов системы управления и защиты (СУЗ).

[0040] Над активной зоной 2 реактора расположены камера 6 подвода теплоносителя первого контура и камера 7 отвода теплоносителя первого контура, разделенные перегородкой 8. Сверху камеры 7 отвода теплоносителя первого контура расположены исполнительные агрегаты 9 системы СУЗ.

[0041] Отражатель 3 включает в себя боковой отражатель, выполненный в виде пакета отдельных колец 10, нижний отражатель 11 и верхний отражатель 12. В качестве материала отражателя 3 применен сплав Al-Be.

[0042] Как показано на фиг. 2, камера 6 подвода теплоносителя первого контура образована крышкой 13 корпуса 1 реактора, боковой стенкой (обечайкой) 14 и перегородкой 8. На боковой стенке 14 расположены патрубки 15 (фиг. 3), по которым теплоноситель первого контура поступает в камеру 6 от циркуляционных насосов. В качестве теплоносителя первого контура используется легкая вода Н2О.

[0043] Как показано на фиг. 3, камера 7 отвода теплоносителя первого контура образована перегородкой 8, боковой стенкой (обечайкой) 16 и верхней крышкой 17. На боковой стенке 16 расположены патрубки 18, по которым теплоноситель первого контура из камеры 7 поступает в теплообменник, который может быть выполнен в виде парогенератора.

[0044] Первые (топливные) технологические каналы 4 (фиг. 2) выполнены в виде трубок Фильда, содержащих каждая внешнюю трубу 19 и внутреннюю трубу 20. Внешняя труба 19 вварена в крышку 13 корпуса 1 реактора, представляющую собой трубную доску с отверстиями, расположенными по треугольной решетке. Внутренняя труба 20 вварена в перегородку 8 между камерой 6 подвода и камерой 7 отвода теплоносителя первого контура, которая (перегородка) также выполнена в виде трубной доски с отверстиями, соответствующими отверстиям крышки 13.

[0045] Вторые (управляющие) технологические каналы 5 (фиг. 3) образованы каждый трубой 21, расположенной в активной зоне 2 реактора, и трубой 22, проходящей через камеру 6 подвода и камеру 7 отвода теплоносителя первого контура и изолирующей второй технологический канал от теплоносителя. Пространство 23 (фиг. 4) между технологическими каналами в активной зоне 2 реактора заполнено циркониевым сплавом Э-110, имеющим малое сечение поглощения нейтронов.

[0046] Расположение первых и вторых каналов в активной зоне 2 реактора показано на фиг. 5.

[0047] На верхней крышке 17 (фиг. 3) камеры 7 отвода теплоносителя первого контура установлены подвески тепловыделяющих сборок 24. ТВС 24 представляет собой конструкцию, состоящую из центрального стержня 25, на нижнем конце которого закреплен пучок из восемнадцати ТВЭЛов 26 стержневого типа. На верхнем конце центрального стержня 25 расположен специальный фланец 27 для уплотнения подвески ТВС 24 на верхней крышке 17 и захвата тепловыделяющей сборки при установке и извлечении ее из активной зоны 2.

[0048] Теплоноситель от циркуляционных насосов через патрубки 15 подается в камеру 6 подвода теплоносителя к первым технологическим каналам. Затем, как показано на фиг. 2, по зазору между внешней трубой 19 и внутренней трубой 20 трубок Фильда поступает, предварительно подогреваясь, в активную зону 2 реактора. Далее, как показано на фиг. 4, теплоноситель поступает во внутреннюю трубу 20, где расположена тепловыделяющая сборка 24. Проходя через ТВС, теплоноситель окончательно нагревается до необходимой температуры и возвращается в камеру 7 отвода теплоносителя, откуда через патрубки 18 подается на теплообменник.

[0049] Такое выполнение топливных каналов позволяет практически вдвое уменьшить линейные размеры активной зоны реактора, в нашем случае высоту. При этом повышается равномерность и эффективность теплосъема за счет отдачи части тепла на выходе теплоносителя из внутренних труб 20 теплоносителю на входе во внешние трубы 19. Также улучшается распределение тепловой нагрузки ТВЭЛов по их длине.

[0050] Конструкция реактора получается простой, обеспечивающей полную компенсацию температурных деформаций. Все это позволяет обеспечить большой расход теплоносителя через активную зону, что повышает удельную мощность реактора и дает возможность получить тепловую мощность 20-50 МВт при малых габаритах.

[0051] В качестве топлива ТВЭЛов описываемого реактора выбран обогащенный диоксид урана. Преимущества - наилучшее освоение этого вида топлива, подтвержденное применением в течение тысяч реакторолет. Обогащение урана для производства ядерного топлива ограничено 20% в соответствии с требованиями МАГАТЭ для предотвращения распространения ядерного оружия. Обогащение выбрано равным 19% по содержанию урана 235 (обогащение, близкое к серийному топливу для реакторов БН-800). Выбор предельно-возможного значения обогащения способствует сокращению размеров активной зоны и достижению требуемого запаса реактивности и высокой глубины выгорания.

[0052] Для обеспечения длительной работы реактора без перегрузки требуется большой (около 22%) запас реактивности. Компенсация такого запаса при минимальном количестве поглощающих стержней в активной зоне и обеспечение внутренней самозащищенности достигнуты за счет использования топлива с выгорающим поглотителем. В качестве выгорающего поглотителя использован эрбий (Er) и гадолиний (Gd2O3).

[0053] Расположение и состав ТВЭЛов тепловыделяющей сборки 24 показано на фиг. 7. ТВС содержит три ТВЭЛа 28, содержащих Er, три ТВЭЛа 29, содержащих Gd2O3, и двенадцать ТВЭЛов 30, не содержащих выгорающий поглотитель.

[0054] Управление реактором осуществляется посредством тринадцати регулирующих органов 31 СУЗ (фиг. 2), каждый из которых выполнен в виде пакета из семи поглощающих стержней 32 (фиг. 6). Все пакеты поглощающих стержней СУЗ разделены по своему назначению на следующие группы:

- четыре пакета 33 компенсирующих стержней, обеспечивающих компенсацию запаса реактивности реактора, обусловленную потерей реактивности в результате выгорания топлива;

- два пакета 34 регулирующих стержней, обеспечивающих регулирование и поддержание мощности реактора в процессе его работы;

- семь пакетов 35 стержней аварийной защиты, обеспечивающих быстрое снижение мощности и перевод реактора в подкритическое состояние при нарушениях нормальной эксплуатации и аварийных ситуациях.

[0055] Как показано на фиг. 5 двенадцать пакетов поглощающих стержней расположены по шестигранному периметру и один пакет (аварийной защиты) - в центре активной зоны. Пакеты 34 регулирующих стержней находятся симметрично относительно центра активной зоны.

[0056] В качестве поглотителя для компенсирующих стержней и стержней аварийной защиты выбран В4С, обогащенный до 80% по 10B, а в качестве поглотителя для регулирующих стержней выбран В4С с содержанием до 20% по 10В.

[0057] Предлагаемое изобретение не ограничивается описанным выше вариантом его практической реализации. Так, например, можно предположить использование внутренних конструкций, имеющих форму, количество составных частей и расположение, отличные от тех, которые были описаны здесь.

1. Ядерный реактор, содержащий корпус с отражателем, образующим активную зону, расположенные в активной зоне первые технологические каналы, предназначенные для циркуляции теплоносителя, расположенные в активной зоне вторые технологические каналы, предназначенные для размещения элементов системы управления и защиты, и тепловыделяющие сборки, отличающийся тем, что, дополнительно содержит разделенные перегородкой камеру подвода теплоносителя первого контура и камеру отвода теплоносителя первого контура, первые технологические каналы выполнены в виде трубок Фильда, наружные трубы которых закреплены на дне камеры подвода теплоносителя первого контура, а внутренние трубы закреплены на перегородке, тепловыделяющие сборки установлены во внутренних трубах трубок Фильда на подвесах, закрепленных на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура, вторые технологические каналы изолированы от камер подвода и отвода теплоносителя первого контура, а межтрубное пространство активной зоны заполнено средой или материалом, прозрачными для нейтронов.

2. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что отражатель включает в себя боковой отражатель в виде пакета колец, верхний и нижний отражатель.

3. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве материала межтрубного пространства применен циркониевый сплав.

4. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что исполнительные агрегаты системы управления и защиты расположены на верхней части камеры отвода теплоносителя первого контура.

5. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве элементов системы управления и защиты использованы поглощающие стержни аварийной защиты, компенсирующие и регулирующие поглощающие стержни.

6. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала в компенсирующих стержнях и стержнях аварийной защиты использован В4С, обогащенный до 80% по 10В.

7. Ядерный реактор по п. 4, отличающийся тем, что в качестве поглощающего материала регулирующих стержней использован В4С с содержанием до 20% по 10В.

8. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Gd2O3.

9. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что часть ТВЭЛов тепловыделяющих сборок выполнена с выгорающим поглотителем Er.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах.

Изобретение относится к циклу преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Цикл имеет первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора, связанного с реактором, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние, с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующим исходному состоянию «ядерного цикла», вторую стадию, на которой второе расширение пара из промежуточного состояния осуществляется до получения пара в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения пара, третью стадию, на которой пар подвергают сушке и перегреву, и четвертую стадию, на которой осуществляется третье расширение пара для его приведения из перегретого состояния во второе влажное состояние.

Изобретение относится к очистке газовой среды от водорода. Система очистки имеет дожигатель водорода, состоящий из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и кислородосодержащего наполнителя, например, в виде оксида металла, размещенного в корпусе, подводящий и отводящий трубопроводы, запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей водород, и запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей кислород.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах c теплоносителем в виде свинца или его сплава.

Изобретение относится к космическим аппаратам (КА), может быть использовано для обеспечения отведения на заданное расстояние ядерной энергетической установки (ЯЭУ) от приборно-агрегатного отсека КА.

Изобретение относится к способам эксплуатация АЭС. В пиковые часы электрической нагрузки газотурбинная установка вырабатывает дополнительную электроэнергию, в котле-утилизаторе генерируется пар, перегреваемый в пароводородном перегревателе и направляемый в дополнительную паровую турбину, также вырабатывающую дополнительную электроэнергию.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к энергетическим ядерным реакторам, и может найти применение на атомных теплоэлектростанциях (АТЭС) и различного назначения энергетических установках.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Пары балок, стыкующихся крайними балками с космическим аппаратом, размещены по трем продольным плоскостям вокруг космического аппарата.

Изобретение относится к радиационной защите в составе ядерной энергетической установки для космического аппарата. Защита в местах прохода трубопроводов снабжена вставками из теплозащитного материала, например, на основе кварцевых волокон, закрепленными на внешней поверхности защиты и отделяющими трубопроводы от герметизирующей оболочки контейнера с гидридом лития.

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ), используемым в качестве источников электрической энергии космических аппаратов. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород.

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.

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 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.

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.

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.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы).

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.

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.
Наверх