Ядерный реактор на быстрых нейтронах

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 ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах (к быстрым реакторам).

Известен импульсный быстрый реактор, содержащий активную зону, которая окружена отражателем-замедлителем нейтронов, за которым в свою очередь размещены отдельные блоки дополнительного замедлителя, находящегося при криогенных температурах [1].

Недостатком этого реактора при производстве энергии является то, что он характеризуется коротким временем жизни нейтронов и пониженной безопасностью при скачках реактивности, сопоставимых и больше, чем доля запаздывающих нейтронов.

В качестве прототипа выбран быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий корпус, топливо в активной зоне, окруженной отражателем нейтронов, в прилегающей части к активной зоне которого размещен свинец, в котором более 90% изотопа 208Pb, а в периферийной части - материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом [2].

Указанный реактор обладает следующим недостатком. Увеличение времени жизни нейтронов в цепной реакции деления (в активной зоне) этого реактора ограничено высокой скоростью диффузии нейтронов из отражателя назад в активную зону, что приводит к недостаточно длительной задержке нейтронов при диффузии в отражателе. Поэтому безопасность этого реактора при скачках реактивности, заметно превышающих долю запаздывающих нейтронов, недостаточно высока и требуется использовать тепловыделяющие элементы с очень малой величиной постоянной времени твэла, характеризующего скорость отекания тепла из него в теплоноситель (малая тепловая постоянная твэла).

Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности быстрого реактора и исключении разгона реактора при скачках реактивности, заметно превышающих по величине долю запаздывающих нейтронов. При решении указанной задачи обеспечивается получение такого технического результата, как повышение безопасности быстрого реактора. Этот реактор по спектру нейтронов в активной зоне остается быстрым, но многократно замедляется цепная реакция на мгновенных нейтронах (в активной зоне), благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в слой свинцового отражателя, а затем в слой замедлителя с малым атомным весом, замедлившихся там до меньших скоростей и в результате диффузии возвратившихся в активную зону.

Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, содержащем корпус, топливо в активной зоне, окруженной отражателем нейтронов, в прилегающей части к активной зоне которого размещен свинец, в котором более 90% изотопа 208Pb, а в периферийной части - материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом, выбирают так, чтобы материал-замедлитель нейтронов находился в аморфном состоянии при криогенной температуре.

При этом в одном частном случае предлагается корпус реактора выполнить из слабо поглощающего нейтроны поликристаллического материала, например, сплава 92Mo-Zr и встроить в состав отражателя нейтронов.

В другом частном случае предлагается между корпусом и периферийной частью отражателя с материалом-замедлителем нейтронов с малым атомным весом разместить поликристаллический материал с большим атомным весом, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг.1 и фиг.2, содержит активную зону 1, которая набрана из тепловыделяющих сборок. Вокруг активной зоны 1 размещен свинцовый отражатель нейтронов 2, который предназначен для снижения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону 1.

Свинцовый отражатель нейтронов 2 может быть выполнен из блоков, каждый из которых содержит чехол 3, заполненный свинцом 4, доля изотопа 208Pb в котором более 90%. Для того чтобы повысить эффективность замедления эпитепловых нейтронов в глубине свинцового отражателя и сократить его габариты, за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом 5, например, графит.

Для дополнительного снижения скорости нейтронов и, следовательно, для увеличения времени задержки нейтронов, которые диффундируют к активной зоне, замедлитель нейтронов с малым атомным весом снабжен системой криогенного охлаждения 6.

Поскольку внутрикорпусные устройства быстрого реактора находятся при температурах, которые определяются термодинамической эффективностью преобразования тепловой энергии в электрическую, а периферийная часть отражателя снабжена криогенной системой охлаждения 6, то корпус реактора 7 разделяет свинцовую часть отражателя на «горячую» (внутрикорпусную) и на «холодную» (закорпусную.) Для дополнительной задержки недостаточно замедленных нейтронов в замедлителе с малым атомным весом между корпусом реактора и этим замедлителем дополнительно размещен поликристаллический замедлитель с большим атомным весом 8.

Поэтому участок корпуса реактора 7, который, по существу, будучи встроенным в отражатель, должен быть выполнен из слабо поглощающего нейтроны материала, например, сплава Mo-Zr и для холодных нейтронов должен быть прозрачен. Это сокращает длину пути замедленных нейтронов внутри материала корпуса реактора и, следовательно, сокращает число соударений нейтронов с ядрами материала и поглощения ими. В соответствии с законом Вульфа-Брэгга материал этого участка корпуса должен находиться в поликристаллическом состоянии [3]. А так как за корпусом размещен поликристаллический материал с большим атомным весом, то через него будут фильтроваться в сторону активной зоны преимущественно холодные нейтроны из периферийной криогенной части отражателя.

Как известно, рассеяние холодных нейтронов в поликристаллических замедлителях носит пороговый характер (в соответствии с законом Вульфа-Брэгга) и, следовательно, замедлитель в периферийной части (в данном случае с малым атомным весом) становится практически прозрачным для медленных («холодных») нейтронов. Это значит, что, во-первых, дальнейшее замедление нейтронов практически прекращается, а во-вторых, резко возрастает утечка нейтронов из этой области. Чтобы эти паразитные эффекты не проявлялись, необходимо, чтобы замедлитель с малым атомным весом по своей структуре находился в аморфном состоянии.

Замедленные нейтроны из глубины отражателя диффундируют частично в сторону активной зоны 1, достигая ее и принимая участие в продолжении цепной реакции деления. Вклад этих нейтронов в цепную реакцию происходит с временной задержкой, определяемой их замедлением, охлаждением и диффузией в материалах отражателя.

Для того чтобы замедленные нейтроны из толщи отражателя имели заметную вероятность достичь активной зоны 1 и оказать влияние на цепную реакцию деления, нужно, чтобы длина диффузии замедленных нейтронов была сопоставима или больше, чем среднее смещение быстрых нейтронов из активной зоны вглубь отражателя в процессе их замедления.

Как известно, среднее смещение замедляющихся нейтронов вглубь отражателя 2 характеризуется корнем квадратным из величины возраста нейтронов при замедлении до области тепловых энергий. Поэтому длина диффузии замедленных нейтронов, возвращающихся в активную зону, должна превышать по крайней мере половину величины среднего смещения замедляющихся нейтронов, чтобы заметная их часть смогла достичь активной зоны. В то же время, для свинца природного состава величина длины диффузии в четыре с лишним раза короче, чем величина смещения нейтронов при замедлении. Поэтому при использовании свинца природного состава замедленные нейтроны в глубине отражателя имеют малую вероятность вернуться в активную зону и этот эффект практически незаметен. Когда же в отражателе нейтронов размещается свинец, в изотопном составе которого доля изотопа 208Pb составляет более 90%, то указанные параметры миграции нейтронов выполняются и эффект замедления цепной реакции достигается.

Для увеличения времени задержки нейтронов в периферийном слое отражателя материалы этого слоя поддерживаются при криогенной температуре, что обеспечивает дополнительное замедление нейтронов до меньших скоростей. Таким образом, эти нейтроны, по существу, попадают в категорию так называемых «холодных» нейтронов. При этом их скорость с характерной величины 2200 м/с для тепловых нейтронов (293 K) до «холодных» (30 K или 3 K) снижается в 3,1 или в 10 раз, соответственно. В такой же мере возрастает и время их диффузии в периферийном слое отражателя. Но, при одном условии, если исключаются интерференционные эффекты при рассеянии этих холодных нейтронов, связанные с тем, что длина волны де Бройля нейтрона оказывается больше, чем расстояние между ядрами замедлителя. Для того чтобы эти интерференционные эффекты не проявлялись, необходимо, чтобы материал периферийной части замедлителя с малым атомным весом по своей структуре находился в аморфном состоянии [3]. При таком «беспорядочном» взаимном расположении соседних ядер упомянутые интерференционные эффекты взаимно компенсируют друг друга и поэтому не проявляются.

Если же материал находится в кристаллическом (поликристаллическом) состоянии, то рассеяние нейтронов, чья длина волны больше, чем удвоенный шаг кристаллической решетки этого материала (закон Вульфа-Брэгга [3]), существенно ослабляется и замедлитель становится, по существу, прозрачным для нейтронов, что влечет за собой как беспрепятственное быстрое перемещение нейтронов, так и их потери.

В то же время материал прочного корпуса, который, как правило, содержит нуклиды с заметным поглощением нейтронов, должен быть «прозрачен» для диффундирующих к активной зоне медленных нейтронов, обеспечивая их прямые прострелы через толщину корпуса. Для этого материал корпуса должен находиться в поликристаллическом состоянии. В качестве примера материала для участка корпуса реактора на уровне активной зоны - отражателя можно назвать сплав на основе изотопно-обогащенного 92Mo с цирконием (сечение захвата нейтронов тепловых энергий изотопа 92Mo составляет 0.02 барна).

Как показано на Фиг.2, для увеличения времени диффузии нейтронов из периферийной части отражателя к активной зоне целесообразно между корпусом и отражателем с малым атомным весом (находящимся при криогенной температуре) разместить поликристаллический материал с большим атомным весом 8, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%. Технический результат заключается в пропускании из периферийной части отражателя предпочтительно замедленных и холодных нейтронов с энергией ниже порога Вульфа-Брэгга.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствие с данным изобретением, работает следующим образом.

В активную зону 1 быстрого реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами), и после подачи в активную зону теплоносителя выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне 1 рождаются быстрые нейтроны. Они претерпевают рассеяние, замедление и поглощение в активной зоне.

Причем часть нейтронов претерпевает утечку в отражатель нейтронов 2, окружающий активную зону реактора. В результате диффузии и замедления эти нейтроны углубляются в толщу отражателя, удаляясь от активной зоны. Поскольку при приближении энергии нейтронов к области тепловых энергий замедление на материале отражателя с тяжелым атомным весом становится слабым, то прилегающий к нему замедлитель с легким атомным весом 3 это замедление делает более эффективным. Если средняя относительная потеря энергии нейтроном на свинце составляет ξ=ΔE/E=0.096, то на графите ξ=ΔE/E=0.158, т.е. в 16 с лишним раз выше. Однако, средняя температура нейтронов в замедлителе, а значит и их средняя энергия будет определяться температурой замедлителя. Дополнительное замедление диффузии нейтронов может быть достигнуто при охлаждении замедлителя. Например, при охлаждении замедлителя в аморфном состоянии с 300 K до 3 K энергия термализованных нейтронов упадет почти в 100 раз, а скорость диффузии, соответственно, в 10 раз. Это приведет к замедлению диффузии нейтронов при возвращении в активную зону и, соответственно, к увеличению задержки нейтронов в отражателе по отношению к цепной реакции деления. Этот фактор приведет к увеличению времени жизни нейтронов по отношению к цепной реакции деления в активной зоне реактора.

Для увеличения диффузии холодных нейтронов из периферийной части отражателя к активной зоне целесообразно между корпусом и отражателем с малым атомным весом (находящимся при криогенной температуре) разместить поликристаллический материал с большим атомным весом, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%. Это позволит пропускать из периферийной части отражателя предпочтительно замедленные и холодные нейтронов с энергией ниже порога Вульфа-Брэгга. Таким образом, внешняя часть отражателя нейтронов будет работать как своеобразный фильтр. В него будут попадать из активной зоны замедляющиеся нейтроны, а вытекать в сторону активной зоны преимущественно медленные и холодные нейтроны, а недостаточно замедленные нейтроны будут оставаться в криогенном замедлителе для дальнейшего замедления.

Даже при скачке реактивности 1.3 βef, т.е. заметно больше доли запаздывающих нейтронов, что, как известно, в обычном реакторе соответствует разгону на мгновенных нейтронах, благодаря задержке нейтронов в отражателе период разгона составит «всего лишь» около 0.1 сек. А если учесть, что тепловая постоянная твэла (постоянная времени твэла) для быстрых реакторов с металлическим, хорошо проводящим тепло топливом, тоже составляет приблизительно 0.1 сек, то при таком разгоне около половины тепловыделения в твэле будет успевать стекать в теплоноситель. При этом будут успевать срабатывать почти все обратные связи, имеющиеся в конструкции активной зоны. Разумно предусмотренные в конструкции отрицательные обратные связи должны будут скомпенсировать упомянутый скачок реактивности и сохранить целостность активной зоны и реактора.

Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы в изотопном составе свинца отражателя доля изотопа 208Pb составляла более 90% 208Pb. Свинец такого состава можно получить при добыче руды из Th- и (Th-U)-месторождений [4-6], где свинец является конечным продуктом радиоактивного распада тория и урана. В добываемой на этих месторождениях руде содержание изотопа 208Pb в свинце более 90%.

Расчетные оценки показывают, что проектная величина времени жизни мгновенных нейтронов для прототипа реактора БРЕСТ-300-ОД составляет приблизительно 0.5 микросекунды (отражатель - свинец природного изотопного состава). При замене природного свинца отражателя на 100% 208Pb и дополнительно охлажденный графит, размещенный в периферийной его части, среднее время жизни мгновенных нейтронов может возрасти до величины больше 0.1 миллисекунды, т.е. увеличиться более чем в 200 раз.

Таким образом, технический результат состоит в повышении безопасности реактора на быстрых нейтронах, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине даже превышающим долю запаздывающих нейтронов.

Список литературы

1. Куликов С.А., Шабалин Е.П. (ОИЯИ, г.Дубна). Оптимизация параметров замедлителей ИБР-2М. - Атомная энергия, т.115, вып.1, июль 2013, стр.41-44.

2. Куликов Г.Г., Шмелев А.Н., Апсэ В.А. (РФ). Ядерный реактор на быстрых нейтронах. Патент на изобретение №2461084, приоритет изобретения 28 декабря 2010 г., МПК 21С, 1/00.

3. И.И. Гуревич, В.П. Протасов. Нейтронная физика. Учебное пособие для ВУЗов. - М.: Энергоатомиздат, 1997. 416 с.

4. Каталог изотопных дат пород украинского щита. Киев: «Наукова думка», 1978 г., стр.90-91, 136-137.

5. Jose Marcus Godoy, Maria Luiza D.P. Godoy, Claudia C. Aronne. Application of inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometry for the determination of monazite ages by lead isotope ratios. - Journal of Brasilian Chemical Society, Vol.18, №5, Sao Paulo, 2007, pp.154-162.

6. A.O. Nier, R.W. Tompson, B.F. Murphey. The Isotopic Constitution of Lead and the Measurement of Geological Time. III. - Physical Review, Vol.60, July 15, 1941, pp.112-117.

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий корпус, топливо в активной зоне, окруженной отражателем нейтронов, в прилегающей части к активной зоне которого находится слой свинца, с содержанием в нем более 90% изотопа 208Pb, а в периферийной части - слой материала-замедлителя нейтронов с малым атомным весом, отличающийся тем, что в периферийной части отражателя слой материала-замедлителя нейтронов с малым атомным весом находится в аморфном состоянии при криогенной температуре.

2. Ядерный реактор на быстрых нейтронах по п.1, отличающийся тем, что корпус реактора выполнен из слабо поглощающего нейтроны поликристаллического материала, например, сплава 92Mo-Zr и встроен в отражатель нейтронов.

3. Ядерный реактор на быстрых нейтронах по пп.1, 2, отличающийся тем, что между корпусом и периферийной частью отражателя с материалом-замедлителем нейтронов с малым атомным весом размещен поликристаллический материал с большим атомным весом, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%.



 

Похожие патенты:

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.

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 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.

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. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.
Наверх