Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u

Авторы патента:

Маршалкин Василий Ермолаевич (RU)

Повышев Валерий Михайлович (RU)

G21C1/00 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2619599:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (Госкорпорация "Росатом") (RU)
Федеральное государственное унитарное предприятие "Российский федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики" (ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ") (RU)

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 (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топливо с высоким обогащением по изотопу ²³⁵U (²³⁵U_0.9 ²³⁸U_0.1) 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 атомной энергетики, к способам эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов в уран-ториевом топливном цикле, обеспечивающим наработку изотопа ²³³U путем изменения спектра нейтронов. Возможность наработки изотопов урана в уран-ториевом топливном цикле реактора типа ВВЭР с использованием в качестве теплоносителя тяжелой воды (D₂O) при разбавлении ее в течение кампании легкой водой (Н₂О) будет способствовать увеличению длительности кампании и более глубокому выжиганию реакцией деления тяжелых ядер, что представляет несомненный интерес.

Все действующие в настоящее время энергетические реакторы работают в открытом уран-плутониевом топливном цикле. Это на два порядка ограничивает топливный ресурс ядерной энергетики и сопровождается наработкой большого количества высокоактивных отходов, в том числе плутония, что осложняет обеспечение нераспространения расщепляющихся материалов. Решение этих проблем ядерной энергетики связано с переходом на замкнутый топливный цикл (в том числе на торий-урановый) при воспроизводстве активных изотопов в процессе работы реактора.

Природный торий является моноизотопом ²³²Th с периодом полураспада T_1/2≈1,4×10¹⁰ лет и используется в реакторах в качестве сырьевого материала. При поглощении нейтрона ²³²Th преобразуется в ²³³U, делящийся нейтронами любой энергии. При поглощении нейтрона ядром ²³³U, он делится, выпустив два или три нейтрона. Это позволяет обеспечить наработку ²³³U при поглощении ядром ²³²Th нейтрона и поддержать цепную реакцию делением следующего ядра ²³³U. Таким образом, появляется возможность сжигания всего природного тория с выделением энергии ядерного деления в замкнутом уран-ториевом топливном цикле.

В США в Shippingport с 1977 по 1982 г.г. работал легководный реактор-бридер (LWBR) электрической мощностью 60 МВт на оксидном уран-ториевом (²³³U+²³²Th) топливе с обеспечением воспроизводства изотопа ²³³U (Nuclear Science and Engineering, v/102, p. 341-364, 1989 г.), однако дальнейшего развития данное направление не получило. В настоящее время за этот подход выступает компания под названием Lightbridge, Маклин, штат Вирджиния. Способ эксплуатации реактора LWBR включал первоначальную загрузку активной зоны (AЗ) реактора топливными сборками из смеси изотопов ²³³U+²³²Th, при этом материалом, способным к ядерному делению, являлся изотоп ²³³U. Поскольку этого изотопа в природе нет, для первоначальной загрузки его получали в реакторах, в которых может быть выполнено преобразование ²³²Th в ²³³U. Конструкция реактора LWBR была запатентована, (патент US 3957575, G21G 1/02, публик. 18.05.1976 г.) Конструкция AЗ включала 12 исходных одинаковых подвижных топливных сборок (ТВС) гексагональной формы, 12 стационарных топливных сборок в зоне воспроизводства и 15 отражающих модулей. Водотопливное отношение выбиралось в диапазоне 0.3-0.6 за счет плотного размещения в ТВС топливных стержней. Стержни исходных сборок и зоны воспроизводства выполнены неоднородными. Они включали центральную часть переменной длины из (²³³U-²³²Th)O₂ топлива, а также верхние и нижние части из ²³²Th. Модули отражателя изначально работали только на ²³²Th. В качестве замедлителя и теплоносителя AЗ реактора использовали легкую воду (Н₂О). Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляли в спектре, в котором доля тепловых нейтронов превалирует над долей быстрых нейтронов. Это позволило обеспечить необходимые условия, при которых изотоп ²³²Th переходил в способный к ядерному делению изотоп ²³³U. Регулировку работы реактора на мощности осуществляли путем контроля реактивности активной зоны, при понижении которой поддерживали критическое состояние реактора путем обеспечения баланса между нарабатывающимися ²³³U и поглотителями нейтронов. Обеспечение баланса осуществляли изменением аксиального положения исходных сборок относительно воспроизводящих, в результате чего менялось количество нейтронов, поглощаемых делящейся средой (²³³U), относительно воспроизводящей среды (²³²Th). В течение первых трех лет реактор работал с полной тепловой мощностью. В течение последних 2-х лет максимальный уровень мощности составлял в основном 80% от номинальной, перед отключением уровень мощности был постепенно снижен до 57%. Использование в реакторе LWBR (²³³U-²³²Th)O₂ топлива и легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя обеспечило размножение изотопа ²³³U.

Недостатком данного аналога является наличие подвижных топливных сборок в AЗ, что требует существенной модификации AЗ и качественно усложняет эксплуатацию реактора, особенно реакторов большой мощности. Следует отметить, что при перемещении подвижных топливных сборок возможно возникновение трудностей в управлении реактором из-за возможных деформаций стержней.

Известен другой способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа ²³³U (патент RU 2541516, публик. 20.02.2015), который частично устраняет недостатки предыдущего способа и выбран в качестве ближайшего аналога.

Для упрощения регулирования реактивности реактора, повышения равномерности распределения энерговыделения и эффективности регулирования мощности реактора, а также повышения безопасности эксплуатации и увеличения ресурса активной зоны способ, выбранный в качестве ближайшего аналога, включает следующие операции:

- осуществление первоначальной загрузки реактора оксидным уран-ториевым топливом с массовым соотношением изотопа ²³³U к тяжелому металлу в активной зоне, равным 0,072;

- использование изотопа ²³³U в качестве материала, способного к ядерному делению;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми;

- использование в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелой воды, при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0;

- управление работой реактора на мощности путем удержания критического состояния (K_∞=1) и обеспечения баланса между нарабатывающимися изотопами ²³³U и поглотителями нейтронов, осуществляют при непрерывном разбавлении тяжелой воды (D₂O) легкой водой (Н₂O) в течение всей кампании реактора при выборе объемного соотношения состава теплоносителя D₂O/H₂O в соответствии с выражением (α D₂O+(1-α) Н₂O), где коэффициент α, который зависит от скорости выгорания топлива, скорости наработки поглотителей, времени эксплуатации реактора и т.д. выбирают из диапазона 1≥α≥0,8.

Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (²³³U-²³²Th)O₂таблеток. Начало работы реактора характеризуется выгоранием изотопа ²³³U и наиболее эффективной наработкой поглотителя нейтронов ²³³Ра. В способе эксплуатации AЗ, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав теплоносителя, с темпом, соответствующим скорости выгорания топлива и наработки поглотителя нейтронов, уменьшают содержание тяжелой воды в течение кампании реактора до значения 0,8 (к концу 6 года). Это разбавление сопровождается смягчением спектра нейтронов и понижением удельного содержания ²³³U, необходимого для поддержания критического состояния. Наработка поглотителей нейтронов (осколки деления, ²³⁴U, ²³³Ра…) сопровождается дополнительной наработкой ²³³U, превышающей его выгорание, что и обеспечивает расширенное воспроизводство изотопа ²³³U.

В ближайшем аналоге обеспечивается расширенное воспроизводство изотопа ²³³U, что накладывает ограничение на длительность кампании.

Техническим результатом предлагаемого способа является увеличение длительности кампании без перегрузки топлива.

Указанный технический результата достигается за счет того, что в способе эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа ²³³U, включающем первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D₂O), формирование интенсивности 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 состояний, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом ²³³U и поглотителями нейтронов путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (Н₂О), при этом в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топливо с обогащением по изотопу ²³⁵U (²³⁵U_0.9 ²³⁸U_0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, причем разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.

Управление работой реактора можно осуществлять при пониженной удельной мощности.

При использовании в качестве топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топлива происходит выгорание активного изотопа ²³⁵U, которое сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа ²³³U и активных изотопов ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования, что позволяет увеличить длительность кампании без перегрузки топлива.

Применение в качестве топлива высокообогащенного по изотопу ²³⁵U (²³⁵U_0.9 ²³⁸U_0.1) урана с торием позволяет повысить длительность кампании в ~4 и более раз из-за того, что нейтроны деления в основном поглощаются торием (из-за его высокого содержания) с наработкой изотопа ²³³U, характеризующегося образованием наибольшего числа вторичных нейтронов на поглощенный нейтрон. При этом нарабатываемый изотоп ²³⁴U, поглощая нейтрон, нарабатывает хорошо делящийся изотоп ²³⁵U, деление которого и радиационный захват нейтронов которым и замыкает этот эффективно работающий укороченный цикл. Из-за этого цикла вероятность поглощения нейтронов нарабатываемыми изотопами ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс, понижается на порядок в ²³³U-²³²Th топливе относительно стандартного уран-уранового топлива. Вместе с этим нарабатываемые осколки деления и актиниды, поглощающие нейтроны, останавливают цепную реакцию деления.

При той же загрузке реактора повышение длительности кампании возможно понижением его мощности путем соответствующего понижения рабочей плотности потока нейтронов. При этом дополнительно повышается относительная вероятность β-распада ²³³Ра в ²³³U и его наработка относительно вероятности радиационного захвата нейтронов ²³³Ра и его перевода в ²³⁴U, минуя активный изотоп ²³³U, что улучшает нейтронный баланс и способствует увеличению времени кампании. Понижение мощности реактора способствует повышению безопасности его работы.

На фиг. 1 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.

На фиг. 2 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.

На фиг. 3 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 211 Вт/см.

На фиг. 4 представлена временная зависимость изотопного состава в топливе при его облучении в течение 11 лет (опущены наработка осколков деления и выгорание тория) при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.

На фиг. 5 - удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление, в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.

На фиг. 6 - удельные значения (кг/т) изотопов топлива, испытавших радиационный захват нейтронов; в зависимости от времени облучения при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.

Примером конкретного выполнения заявляемого способа может служить способ эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР с U-Th оксидным топливом с наработкой изотопа ²³³U, в качестве теплоносителя и замедлителя AЗ в котором используют тяжелую воду при ее разбавлении в течение кампании легкой водой.

Топливные стержни исходных сборок выполняют однородными из (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)О₂ таблеток. Нейтронно-физические расчеты были выполнены для однотвэльной ячейки, предложенной МАГАТЭ (для реактора PWR) с заменой энергетического плутония высокообогащенным ураном (оружейным), легкой воды тяжелой водой, внешнего радиуса ячейки 0,85 см на 0,80 см, для мощности 211 Вт/см и для в 2 раза пониженной (105,5 Вт/см) мощности.

При запуске реактора в качестве теплоносителя используют тяжелую воду, с ее содержанием, близким к 100%, получаемую, например, в промышленной установке по дезинтегрированию ассоциатов молекул тяжелой и легкой воды (патент RU 2163929 С2 С12М 1/33, публик. 10.03.2001), либо способом многоступенчатого изотопного обмена (патент RU 2060801 C1 B01D 59/28, публик. 27.05.96), либо из подземных вод (патент RU 2393987 С2 С01В 5/02, публик. 10.07.2010). В начале кампании топливо состоит из двуокиси высокообогащенного урана (²³⁵U_0,9 ²³⁸U_0,1), и двуокиси тория с удельным содержанием 139 кг и 861 кг на тонну тяжелого металла соответственно. В течение облучения критическое состояние (K_∞=1) ячейки поддерживается разбавлением тяжелой воды легкой водой Н₂О в соответствии с выражением (α D₂O+(1-α) Н₂О), где коэффициент α выбирают от единицы до 0,5, что обеспечивает возможность 11 лет непрерывной работы реактора. Разбавление можно осуществить, выполнив соединение контура теплоносителя с водяным объемом, в котором находиться легкая вода для его разбавления. Это соединение формируют на участке трубопровода после прохождения теплоносителя через парогенератор. Разбавление осуществляют с обеспечением постоянного впрыскивания легкой воды в контур теплоносителя.

При этом выгорают Th, ²³⁵U, ²³⁸U, накапливаются изотопы ²³³U, ²³⁴U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu, накапливаются осколки деления и реализуется Th-U-Pu топливный цикл. Ядра сырьевого изотопа Th испытывают деление на стадиях последовательного прохождения изотопов ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, делящихся нейтронами любой энергии, что обусловливает их глубокую трансмутацию реакцией деления. Ядра ²³⁵U и ²³⁸U аналогично испытывают дополнительное деление на стадиях последовательного прохождения изотопов ²³⁹Pu, ²⁴¹Рu. Последовательный радиационный захват нейтронов изотопами ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu ухудшает нейтронный баланс в системе, но является неизбежной потерей нейтронов для обеспечения выгорания этих изотопов делением на стадиях прохождения ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu. Поглощение нейтронов нарабатываемыми осколками деления и конструкционными элементами оболочки твэла является основной паразитной причиной понижения реактивности топлива и ухудшения нейтронного баланса. Обращает на себя внимание интенсивное (в соответствии с мощностью реактора) накопление осколков деления, практически линейное выгорание тория, быстрое понижение содержания изотопа ²³⁵U. При этом нарабатывается и достигает равновесного состояния изотоп ²³³U, нарастает содержание ²³⁴U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Pu.

Детальная картина изотопного преобразования, начиная с ²³³U, при облучении в течение 11 лет представлена на фиг. 1, где опущены наработка осколков деления и выгорание тория. На фиг. 1 видно следующее. Содержание изотопа ²³³U достигает максимального значения при времени работы реактора Т≈8 лет и начинает уменьшаться с дальнейшим ростом времени облучения. Содержание изотопа ²³⁵U замедляет падение с ростом времени облучения, но продолжает падать. До Т≈7 лет происходит рост содержания изотопа ²³⁹Pu, нарабатываемого на ²³⁸U, и его уменьшение при дальнейшем продолжении облучения. Это говорит о том, что после Т≈8 лет облучения выгорание активных изотопов становится превалирующим процессом относительно их наработки, а наработка поглотителей нейтронов ограничивает воспроизводство активных изотопов. В течение всего времени облучения наблюдается рост чисел поглощающих нейтроны изотопов ²³⁴U, ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu. При этом следует обратить внимание на рост чисел изотопов ²³⁶U, ²³⁷Np, ²³⁸Pu, нарабатываемых на ²³⁵U, поглощающих нейтроны и предшествующих делящемуся нейтронами любой энергии изотопу ²³⁹Pu, что качественно ухудшает нейтронный баланс. На фиг. 2 приведены удельные значения (кг/т) изотопов, испытавших деление в зависимости от времени облучения. Видно, что основными делящимися изотопами являются стартовый ²³⁵U и нарабатываемый ²³³U. Причем рост числа делений ²³⁵U замедляется в соответствии с его выгоранием с ростом времени облучения, a ²³³U увеличивается в соответствии с его наработкой с ростом времени облучения. Имеет место рост числа делений изотопов ²³²Th, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu, а также пороговых изотопов, характеризующихся малыми вероятностями деления. На фиг. 3 представлены удельные значения (кг/т) изотопов урана, нептуния, протактиния и плутония, испытавших радиационный захват нейтронов в зависимости от времени облучения. Видно, что радиационный захват нейтронов стартовыми изотопами ²³²Th, ²³⁵U и интенсивно нарабатываемым ²³³U является максимальным. Поглощение нейтронов изотопами ²³²Th, ²³⁴U, ²³⁸U и ²³⁸Pu сопровождается наработкой хорошо делящихся изотопов ²³³U, ²³⁵U и ²³⁹Pu. Обращает на себя внимание значимый рост радиационного захвата нейтронов изотопами ²³⁶U, ²³⁷Np, ^23SPu, заселяемыми в последовательном захвате нейтронов и ухудшающими нейтронный баланс. Поглощение нейтронов изотопом ²³³Ра будет сопровождаться еще и потерей изотопа ²³³U, в который распадается ²³³Ра. Поглощение нейтронов изотопом ²³¹Ра будет сопровождаться наработкой изотопа ²³²U, радиоактивный ряд которого характеризуется большой радиологической опасностью, что является технологическим барьером на пути несанкционированного распространения урана.

На рисунках 4, 5, 6 приведены соответственно временная зависимость изменения удельных значений (кг/т) изотопного состава топлива, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших деление, удельных значений (кг/т) изотопов, испытавших радиационный захват нейтронов, при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см.

Использование тяжелой воды в качестве теплоносителя увеличивает интенсивность радиационного захвата нейтронов в резонансной области их энергии тяжелыми ядрами и усиливает доплеровский коэффициент реактивности, что также повышает безопасность работы реактора. Максимальное значение эффективной доли запаздывающих нейтронов деления ²³⁵U улучшает управление реактором. Выгорание активного изотопа ²³⁵U сопровождается наработкой значимого количества более активного изотопа ²³³U и активных изотопов ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, что позволяет говорить о сохранении нейтронного потенциала ядерного топлива и возможности его дальнейшего использования. В таблице приведена зависимость коэффициента α от времени облучения 11 лет при удельной мощности 211 Вт/см и 24 лет при удельной мощности 105,5 Вт/см. Виден разный уровень требуемой скорости разбавления тяжелой воды легкой водой для поддержания критического состояния.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет продлить время кампании до 11 лет при удельной мощности ячейки 211 Вт/см и до 24 лет при удельной мощности ячейки 105,5 Вт/см, обеспечить глубокое выгорание (~90%) стартового изотопа ²³⁵U и эффективную наработку (~40 кг/т) изотопа ²³³U. Работа реактора без запаса реактивности качественно повышает его безопасность.

1. Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа ²³³U, включающий первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным уран-ториевым топливом, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду (D₂O), формирование интенсивности 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 (H₂O), отличающийся тем, что в качестве оксидного уран-ториевого топлива для первоначальной загрузки активной зоны реактора используют (²³⁵U_α²³⁸U_β²³²Th_1-α-β)O₂ топливо с высоким обогащением по изотопу ²³⁵U (²³⁵U_0..9 ²³⁸U_0.1) и выбором объемов вода/топливо в диапазоне значений 1,5-1,7, а разбавление тяжелой воды легкой водой осуществляют до момента, когда легкая вода займет половину состава.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что управление работой реактора осуществляют при пониженной удельной мощности.

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).

Быстрый импульсный реактор с модуляцией реактивности // 2611570

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Быстрый импульсный реактор содержит активную зону, корпус реактора (5), модулятор реактивности, защитный экран (4).

Ядерный реактор // 2609900

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.

Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом // 2609895

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.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем // 2608596

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.

Двухфлюидный реактор // 2608082

Изобретение относится к ядерным реакторам с контуром циркуляции жидкого ядерного топлива, в которых не используется контур циркуляции топлива для одновременного отвода тепла.

Ядерные реакторы и относящиеся к ним способы и устройства // 2606507

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.

Инициатор деления ядер // 2605605

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.

Способ формирования импульсов мощности импульсного ядерного реактора // 2602507

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.

Ядерный реактор канального типа // 2601963

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.

Проволочные проставки для наращиваемых структурных реакторов // 2621852

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Проволочная проставка включает в себя участок или сегмент, установленный между внешней трубой реактора и одним или несколькими компонентами реактора, расположенными внутри трубы. Компоненты реактора и внешняя труба предотвращены от вхождения в непосредственный контакт друг с другом расположением проволочной проставки. Проволочная проставка может быть закреплена к компоненту реактора на одном из ее концов или кольцевой прокладке, расположенной между компонентами реактора, установленными друг над другом. Предотвращение компонентов реактора от контакта с внешней трубой способствует потоку текучей среды через реактор и может улучшить теплоотдачу и эффективность реактора для проведения каталитических реакций. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 13 ил.

Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов // 2621853

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса. Конус и груз расширения могут быть скользяще расположены на центральной опоре. Расширение конусов в радиальном направлении выдавливает компоненты реактора радиально наружу к внешней трубе, которая вмещает компоненты реактора и расширяемое центральное устройство. Расширение компонентов реактора к внешней трубе содействует нагреву для осуществления каталитических реакций, улучшения теплоотдачи и эффективности реактора. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 7 ил.

Ядерный растворный реактор // 2624823

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора. Корпус активной зоны, сорбционная колонка, насос, емкости, топливные трубки с арматурой, дополненные устройством для удаления из топлива раствора натечек воды помещены внутрь многокорпусного сосуда с соединением цилиндрических корпусов короткими патрубками, заполненного водой с давлением выше поддерживаемого в топливном растворе. Изобретение позволяет повысить радиационную безопасность гомогенного растворного реактора при сохранении ядерной безопасности. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты) // 2624824

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов. Энергогенерация осуществляется посредством облучения пучком релятивистских ионов глубоко подкритической мишени на основе актинидов с введением операций развертки пучка ускоренных ионов и перемешивания содержимого мишени, осуществляемых блоками развертки и перемешивания. Техническим результатом является повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 3 ил., 2 пр.

Комплекс ядерных растворных реакторов // 2630259

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках. Порядок ускоренной выгрузки нуклидного продукта может обеспечиваться дополнительными или резервными технологическими петлями, предусматриваемыми в составе комплекса. Также возможно применение циркониевого сплава в качестве материала холодильника в активной зоне реактора. Техническим результатом является ускорение выгрузки нуклидного продукта с сокращением его потерь из-за распада, сокращение простоев реакторов, возможность непрерывной работы технологического оборудования и персонала при повышенной частоте процедур выгрузки. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Система виброизоляции ядерного реактора подводной лодки // 2630780

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания. Виброизолятор выполнен в виде цилиндрической пружины, которая состоит из двух частей со встречно направленными концами, одна часть из которых имеет витки прямоугольного сечения, а другая часть пружины выполнена полой, при этом встречно направленный конец первой части размещен в полости второй. Зазоры сегментного профиля контактирующих частей пружины заполнены антифрикционной смазкой. Зазоры в первой части винтовой пружины выполнены с витками прямоугольного сечения, которую охватывает трубка из демпфирующего материала. Зазоры заполнены крошкой из фрикционного материала. Изобретение позволяет создать высокоэффективную виброизоляцию ядерного реактора. 2 ил.

Способ интенсификации тепломассообмена и устройство для его реализации (варианты) // 2631120

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией. Разработан способ безопасной принудительной интенсификации тепломассообмена в химически и радиационно-активных веществах, который заключается в воздействии на вещество с помощью генератора возвратно-поступательных колебаний через одну или несколько буферных газообразных или жидких нейтральных сред, заполняющих соединительные каналы между активным веществом и генератором колебаний. Приведено три варианта реализации способа в ядерных реакторах растворного типа и один вариант реализации в жидкосолевом ядерном реакторе. Технический результат – интенсификация тепломассообмена, получение большего количества наработанных медицинских изотопов и электрической и тепловой энергии в гомогенных реакторах. 5 н. и 17 з.п. ф-лы, 6 ил.

Ядерная установка с реактором с жидкометаллическим теплоносителем // 2632814

Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс. ≤CFe≤7,3 10-3% масс.; 0% масс. (точно) <СCr≤2,8⋅10-3% масс.; 0% масс. (точно) <CNi≤2,8⋅10-3% масс. Техническим результатом является увеличение возможностей оптимизации режимов ядерной установки за счет поддержания в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi, возможности контролировать предельный уровень примесей железа, хрома, никеля в ЖМТ ядерной установки при создании, эксплуатации и выводе из эксплуатации ядерной установки с реактором с ЖМТ при обеспечении ненарушения пределов повреждения ее твэлов за счет поддержания в ЖМТ ядерной установки в приведенных диапазонах CFe, СCr и CNi. 1 з.п. ф-лы.

Ядерный растворный реактор // 2633712

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата. Охлаждение раствора обеспечивается погруженным в него холодильником змеевикового типа, по которому прокачивается охлаждающая вода от внешнего контура. Образующиеся в растворе радиолитические водород и кислород в составе парогазовой смеси прокачиваются через катализатор, рекомбинируют, а продукт рекомбинации - водяной пар - после охлаждения возвращается в реактор в виде воды, чем поддерживается материальный баланс активной зоны. Выделение медицинских изотопов производится из раствора путем его отбора. Предусмотрена работа заявленного устройства при разрежении в газовой подушке, что исключает выход радиоактивных продуктов из корпуса и системы рекомбинации в случае потери герметичности, а также низкой концентрации водорода в парогазовой смеси, исключающей возможность взрыва. Предусмотрена также принудительная циркуляция раствора в пределах корпуса реактора и принудительная прокачка парогазовой смеси по контуру каталитической рекомбинации. Техническим результатом является увеличение мощности реактора при сохранении условий высокой безопасности за счет снижения температуры и парциального давления водяных паров, возможности увеличения объемного расхода парогазовой смеси и соответствующего снижения концентрации водорода. 1 ил.

Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа урана 233u // 2634476

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О. Управление работой реактора на мощности осуществляется путем удержания его в критическом состоянии, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом 233U и поглотителями нейтронов, а также наработку актиноидов, включающих делящиеся изотопы 235U, 239Pu и 241Pu, путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой Н2О, при этом процесс эксплуатации активной зоны реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с возможностью перехода в следующих кампаниях к работе на торий-уран-плутониевом топливе равновесного изотопного состава. Техническим результатом является повышение эффективности использования ядерного топлива при упрощении обращения с радиоактивными отходами. 3 табл., 3 ил.