Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора. По требуемым параметрам импульса мощности задают зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов. Рассчитывают по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени. Включают орган регулирования реактивности в виде кнопки и запускают орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов. Движение модулятора реактивности обеспечивают согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени. Технический результат - формирование требуемых импульсов мощности импульсного ядерного реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

 

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при управлении импульсными ядерными реакторами.

Известен способ формирования импульсов мощности посредством модулятора реактивности, примыкающего к активной зоне реактора и выполненного в виде двух отражателей расположенных соосно, применяемый в импульсном реакторе ИБР-2 [Шабалин Е.П. Импульсные реакторы на быстрых нейтронах. М.: Атомиздат, 1976; с. 89-101].

Формирование импульсов мощности происходит за счет периодического изменения реактивности реактора ИБР-2 в результате перемещения части отражателя по отношению к активной зоне реактора при вращении модулятора реактивности. Заданная частота вращения модулятора реактивности позволяет получить определенные параметры импульса мощности (частоту следования импульсов в реакторе, длительность импульса, энерговыделение в импульсе, максимальную мощность в максимуме импульса). Конструкцией модулятора реактивности предусмотрено четыре частоты следования импульсов, отличающихся скоростью вращения модулятора.

Недостатком известного способа является невозможность обеспечения движения модулятора реактивности по закону изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени, так как характеристики модулятора реактивности не могут быть оперативно изменены, что не позволяет формировать импульсы мощности с требуемыми параметрами.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому способу является способ формирования импульсов мощности ядерного реактора путем модуляции реактивности посредством движущегося модулятора, состоящего минимум из трех коаксиальных цилиндров, охватывающих активную зону по высоте [Устройство для модуляции реактивности ядерного реактора. А.с. СССР на изобретение №387621, опубл. 15.05.1985].

Формирование импульсов мощности происходит при вращении цилиндров с дискретно нанесенным на боковые поверхности поглотителем нейтронов за счет периодического изменении поверхности поглощения. Меняя количество вращающихся цилиндров и их скорость вращения, можно получать импульсы мощности с различной скважностью.

Недостатком известного способа является невозможность обеспечения движения модулятора реактивности по закону изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени, так как в нем варьируется только скважность импульсов, что не позволяет формировать импульсы мощности с требуемыми параметрами.

Задача изобретения заключается в исключении указанного недостатка, а именно в обеспечении движения модулятора реактивности импульсного ядерного реактора по закону изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени для формирования импульсов мощности с требуемыми параметрами.

Для исключения указанного недостатка в способе формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора, обеспечивающем модуляцию реактивности, в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности в пределах активной зоны импульсного ядерного реактора предлагается:

- по требуемым параметрам импульса мощности задавать зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов;

- рассчитывать по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени;

- включать орган регулирования реактивности в виде кнопки;

- запускать орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов;

- движение модулятора реактивности обеспечивать согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени.

Соотношение (1), по которому рассчитывают реактивность импульсного ядерного реактора, следует из уравнения кинетики ядерного реактора в интегро-дифференциальной форме [Юферов А.Г. О численном решении интегральных уравнений точечной нейтронной динамики ядерного реактора. Препринт ФЭИ-2977. 2003. - 36 с.], учитывает взаимосвязь следующих параметров: r - реактивность, 1/с; n - мощность, Вт; - натуральный логарифм мощности реактора; t - время, с; τ - переменная интегрирования по времени, с; h - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов, 1/с и определяют по:

В одном частном случае реализации способа предлагается функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов задавать в виде конечного набора ее значений, а расчет реактивности импульсного ядерного реактора выполнять по соотношению (2), представляющему собой запись уравнения (1) в конечно-разностном виде, и учитывающему взаимосвязь следующих параметров: r - реактивность, 1/с; n - мощность, Вт; h - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов, 1/с; Т - шаг по времени для расчета мощности реактора, с; k, - индексы, соответствующие определенному моменту времени:

В другом частном случае реализации способа предлагается функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов задавать в виде набора экспонент:

а расчет реактивности импульсного ядерного реактора выполнять по соотношению (4), получаемому при подстановке (3) в (1), и учитывающему взаимосвязь следующих параметров: r - реактивность, 1/с; n - мощность, Вт; βэф - эффективная доля запаздывающих нейтронов; Λ - время генерации мгновенных нейтронов, с; a j - доля предшественников запаздывающих нейтронов, λj - постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов, 1/с; j - индекс, соответствующий номеру группы предшественников запаздывающих нейтронов; t - время, с; τ - переменная интегрирования по времени, с:

Примеры конкретного осуществления способа.

Пример 1. Для получения импульса мощности с требуемыми параметрами в виде синусоидальной положительной полуволны с амплитудой А, частотой синусоидального колебания , фоновым значением мощности n0, задают зависимость мощности реактора от времени по соотношению:

Затем подставляют зависимость (5) в соотношение (4) и получают необходимый закон изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени (6), по которому выполняют движение модулятора реактивности импульсного ядерного реактора.

где , 0≤t≤Δ; Δ - ширина импульса, с; А - амплитуда импульса; - частота синусоидального колебания, Гц; n0 - фоновый уровень мощности, Вт.

Закон изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени (6) для генерации импульса мощности в форме синусоидальной положительной полуволны с амплитудой 100 относительных единиц, шириной 20 мс, частотой синусоидального колебания 25 Гц и фоновом уровне мощности 1 относительная единица в случае использования в формуле (6) констант запаздывающих нейтронов, приведенных в таблице, и времени генерации мгновенных нейтронов, равном 0,001 с, проиллюстрирован графиком на фиг. 1.

Пример 2. Для получения импульса мощности с требуемыми параметрами в виде формы импульса - треугольник, скорости нарастания s и ширины импульса Δ задают зависимость мощности реактора от времени по соотношению:

Затем подставляют зависимость (7) в соотношение (4) и получают необходимый закон изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени (8) по которому выполняют движение модулятора реактивности импульсного ядерного реактора.

где s - скорость нарастания/спада импульса, 1/с.

Закон изменения реактивности импульсного ядерного реактора от времени (8) для генерации треугольного импульса мощности со скоростью нарастания 99900 с-1 и шириной 20 мс в случае использования в формуле (8) констант запаздывающих нейтронов, приведенных в таблице, и времени генерации мгновенных нейтронов, равном 0,001 с, проиллюстрирован графиком на фиг. 2.

Технический результат - формирование требуемых импульсов мощности импульсного ядерного реактора. Он достигается за счет движения модулятора реактивности по соотношению, учитывающему изменение реактивности импульсного ядерного реактора от времени.

1. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора, обеспечивающий модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности в пределах активной зоны импульсного ядерного реактора, отличающийся тем, что по требуемым параметрам импульса мощности задают зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов, рассчитывают по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени, включают орган регулирования реактивности в виде кнопки и запускают орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов, а движение модулятора реактивности обеспечивают согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов задают в виде конечного набора ее значений, а расчет реактивности импульсного ядерного реактора выполняют по соотношению:

где
r - реактивность, 1/с;
n - мощность, Вт;
h - функция распада предшественников запаздывающих нейтронов, 1/с;
k - индекс, соответствующий определенному моменту времени;
l - индекс, соответствующий определенному моменту времени;
T - шаг по времени для расчета мощности, с.

3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов задают в виде набора экспонент, а расчет реактивности импульсного ядерного реактора выполняют по соотношению:

где
r - реактивность, 1/с;
n - мощность, Вт;
βэф - эффективная доля запаздывающих нейтронов;
Λ - время генерации мгновенных нейтронов, с;
a j - доля предшественников запаздывающих нейтронов,
λj - постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов, 1/с;
j - индекс, соответствующий номеру группы предшественников запаздывающих нейтронов;
t - время, с;
τ - переменная интегрирования по времени, с.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции ядерных реакторов канального типа. Активная зона реактора состоит из ячеек, содержащих в центре их симметрии канал с ядерным топливом и теплоносителем, окруженный замедлителем нейтронов.

Изобретение относится к способам эксплуатации ядерных реакторов, предназначенных для наработки делящихся химических элементов. Способ эксплуатации ядерного реактора в топливном цикле с расширенным воспроизводством делящихся изотопов включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, содержащими делящийся материал и сырьевые изотопы, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых сырьевые изотопы переходят в способные к ядерному делению изотопы, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между вырабатывающимися нейтронами и поглощением нейтронов.

Изобретение относится к ядерной технике. Устройство пассивного регулирования давления в оболочке ядерной энергетической установки содержит агрегат (40) распыления жидкости в оболочке и трубопровод (42) подачи жидкости, предназначенный для подачи жидкости в распыляющий агрегат (40).

Изобретение относится к исследовательским реакторам на сферическом топливе. Реактор может быть использован для производства электроэнергии, производства водорода, отопления, сжижения угля и газификации.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к реакторам малой и особо малой мощности. Ядерный реактор содержит корпус с отражателем.

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 инициаторам деления ядер для ядерных реакторов и способам их применения. Способ инициирования деления ядер включает инициирование по меньшей мере одной дефлаграционной волны деления ядер по меньшей мере в одной активной зоне реактора с дефлаграционной волной деления ядер, содержащей первый материал ядерного топлива, с помощью по меньшей мере одного вставляемого и извлекаемого инициатора деления ядер, содержащего второй материал ядерного топлива. Технический результат - эффективное создание и распространение дефлаграционной волны деления ядер. 10 з.п. ф-лы, 39 ил.

Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них. Расщепляющийся материал включает природный, обогащенный, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный оружейный плутоний, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или их комбинацию. Технический результат – возможность эффективного управления спектральными характеристиками и критичностью реактора. 3 н. и 14 з.п. ф-лы, 11 ил., 3 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла. Охлаждение осуществляется посредством дополнительного контура теплоносителя, который находится в непосредственном тепловом контакте с каналом для жидкого топлива. Это позволяет полностью исчерпать преимущества жидкого топлива и одновременно оптимизировать контур теплоносителя. Технический результат - улучшенная нейтронная экономика реактора, позволяющая дезактивировать собственные долгоживущие продукты распада, чтобы нужно было хранить только радиоактивные отходы с коротким периодом полураспада. Более того, используя избыток нейтронов, можно дезактивировать радиоактивные составляющие в отработанных тепловыделяющих элементах или производить медицинские радиоизотопы. 3 н. и 15 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники, в частности к области очистки жидкометаллического теплоносителя. Технической задачей является создание горячей ловушки, размещаемой в активной зоне ядерного реактора и использующей для подогрева очищаемого теплоносителя ее тепловыделения. В активной зоне ядерного реактора, образованной тепловыделяющими сборками 1, размещены горячие ловушки 2. Корпус горячей ловушки выполнен идентично корпусу тепловыделяющей сборки, а внутри корпуса расположен патрон 9 с материалом, предназначенным для поглощения примесей, находящихся в жидкометаллическом теплоносителе. Технический результат - упрощение конструкции реактора и его эксплуатации, повышение надежности корпуса реактора. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом. Реактор-конвертер подпитывается низкообогащенной смесью сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не более, чем в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, а также отвальным ураном, поэтому реактор не требует производств внешнего топливного цикла. Использование в качестве теплоносителя полисилазана позволяет улучшить нейтронно-физические характеристики топливного цикла, увеличить коэффициент воспроизводства. Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом состоит из корпуса низкого давления с размещенной активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и внутрикорпусных устройств (ВКУ) с установленными в центральные отверстия колонн ВКУ технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), корпус низкого давления заполнен теплоносителем, в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах, заполнен жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопителе продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом корпус низкого давления выполнен из высокопрочного титанового сплава, например марки ВТ3-1, ВТ6, ВТ6С, ВТ14 или ВТ22, защищенного изнутри нанопористым композитом на основе нитрида бора, а теплоноситель выполнен на основе полисилазана следующего стехиометрического состава: Si315N3C12D22. Накопитель продуктов деления ТВС содержит нанопористый сорбционный материал для удаления газообразных продуктов деления и продуктов деления с высокой упругостью пара, например, на основе SiАlON при дисперсности микропор в интервале 5-15 Å, и материал-поглотитель продуктов деления с низкой упругостью пара. 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам, а более точно к их конструктивным элементам, применяемым для фиксации трубного пучка, закрепленного на поверхности ядерного реактора, испытывающей при эксплуатации вибрационные и термические нагрузки. Ядерный реактор содержит корпус 1, на днище которого концентричным трубным пучком закреплены трубы 2 СУЗ ядерного реактора. Для придания жесткости трубному пучку ядерный реактор снабжен пространственной фермой, которая состоит из поперечных плит 3 с отверстиями, кольцевых элементов 4 и стержней 5. Трубный пучок располагают внутри кольцевых элементов 4. Кольца 4 снабжены подпружиненными фиксаторами, упирающимися в периферийные трубы 2. На боковой поверхности плит 3 выполнены профилированные выемки, в которые устанавливают периферийный ряд труб. Технический результат - обеспечение термического расширения периферийно расположенных труб при сохранении их жесткости при вибрационных и тепловых нагрузках. 3 ил.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4). Активная зона помещается в корпус реактора (5). Модулятор реактивности, охватывающий по всей высоте активную зону, установлен за корпусом реактора (5) коаксиально с ним и состоит из двух частей, подвижной и неподвижной (8). Неподвижная часть модулятора реактивности выполнена из одного отражателя нейтронов. Подвижная часть модулятора реактивности выполнена из металлической цилиндрической оболочки (6) с накладкой из поглотителя нейтронов (7) и содержит вкладыш (1) из делящегося материала высотой на полную высоту активной зоны и на полную толщину металлической цилиндрической оболочки (6) подвижной части модулятора реактивности в азимутальном направлении. Вкладыш чередуется с накладкой из поглотителя нейтронов (7). Подвижная часть модулятора реактивности расположена между корпусом реактора (5) и неподвижной частью модулятора реактивности (8) с зазором по отношению к ним. Технический результат - получение более мощных и коротких импульсов в реакторе. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к натриевым контурам ядерных установок с реактором на быстрых нейтронах. Отдельные модули парогенератора (1) подключены по отдельности к стороне впуска натрия впускными соединительными трубопроводами (7), которые снабжены встроенным защитным элементом (9), одновременно присоединенным к разгрузочному трубопроводу (8) и к впускному коллектору (5), и дополнительно соединены с впускным патрубком натрия (6). На выпускной стороне натрия отдельные модули парогенератора (1) отдельно соединены через выпускную камеру (18) с выпускной соединительной трубой (10), которая заведена в буферную емкость (2), которая далее соединяется с патрубком выпускной ветви натрия (16). Далее, одновременно разгрузочные трубки (8) присоединены к первому резервуару (3) системы аварийной защиты. Этот резервуар (3) связан как с буферной емкостью (2) облегченной ветвью (12) с как минимум одной первой мембраной (11), так и со вторым резервуаром (4) системы аварийной защиты с по меньшей мере одной второй мембраной (13). На втором резервуаре (4) системы аварийной защиты предусмотрен выпуск (15). Технический результат – повышение безопасности ядерной установки. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U и предназначено для проведения первоначальной загрузки активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом. В качестве указанного топлива используют (235Uα238Uβ232Th1-α-β)O2 топливо с высоким обогащением по изотопу 235U (235U0.9 238U0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D2O). При этом формируют интенсивность нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, и управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н2О) до момента, когда легкая вода займет половину состава. Техническим результатом является возможность продления времени кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, а также возможность обеспечения глубокого выгорания (~90%) стартового изотопа 235U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа 233U. 1 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретение относится к области ядерной техники. Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора обеспечивает модуляцию реактивности в импульсном ядерном реакторе при движении модулятора реактивности импульсного ядерного реактора в пределах активной зоны реактора. По требуемым параметрам импульса мощности задают зависимость мощности реактора от времени и функцию распада предшественников запаздывающих нейтронов. Рассчитывают по соотношению реактивность импульсного ядерного реактора с использованием заданных функций распада предшественников запаздывающих нейтронов и зависимости мощности реактора от времени. Включают орган регулирования реактивности в виде кнопки и запускают орган управления движения модулятора реактивности, состоящий из электродвигателя, приводов и элементов передачи движения модулятора реактивности в виде поглотителя и отражателя нейтронов. Движение модулятора реактивности обеспечивают согласно соотношению, учитывающего изменение реактивности импульсного ядерного реактора во времени. Технический результат - формирование требуемых импульсов мощности импульсного ядерного реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 табл., 2 ил.

Наверх