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

Авторы патента:

G21C1/30 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2624824:

Общество с ограниченной ответственностью "Финансовый партнер" (RU)

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.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу и устройствам преобразования ядерной энергии в тепловую, и предназначено для производства тепловой и электрической энергии с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных отходов, включая радиоактивные и химические.

В патенте РФ №2 238597 G21C 1/30 от 2003 г. «Способ преобразования ядерной энергии в тепловую энергию» предлагается облучать пучком релятивистских протонов глубоко подкритическую мишень из тяжелых химических элементов (свинец, висмут, торий и обедненный уран, а также их композиции). При этом содержимое мишени используют одновременно в качестве топлива и теплоносителя. Авторы отмечают ранее установленный факт, что с повышением энергии первичных частиц достигается более глубокое расщепление ядер мишени. Однако этому техническому решению присущи недостатки, к числу которых относятся низкая эффективность преобразования ядерной энергии в тепловую, неприемлемо высокие риски получения радиоактивных материалов, пригодных для ядерного терроризма, проблема утилизации потока нейтронов, порождаемых в материале мишени первично ускоренными частицами.

В патенте РФ №2 413314 от 2008 г. «Способ и комплекс преобразования ядерной энергии в тепловую» техническое решение заключается в ускорении пучка многозарядных ионов изотопов урана, тория, висмута и свинца до энергии, обеспечивающей образование потока каскадных нуклонов в глубоко подкритической мишени, куда направляют такой пучок. При этом для повышения интенсивности потока вторичных частиц и с целью его последующей утилизации предлагается активную зону мишени частично или полностью формировать из отработавшего ядерного топлива. К недостаткам этого технического решения относится низкая эффективность преобразования ядерной энергии в тепловую.

Наиболее близким по технической сущности к предложенному способу является способ преобразования ядерной энергии в тепловую, представленный в патенте РФ №2557616 от 26.06.2015 МПК G21C 1/30.

Ближайшим по технической сущности к предложенным устройствам является техническое решение по первому варианту устройства, представленному в патенте РФ №2557616 от 26.06.2015 МПК G21C 1/30 «Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)».

Недостатком известного способа является низкая эффективность преобразования ядерной энергии в тепловую вследствие неравномерности преобразования энергии в объеме мишени.

Недостатком известного устройства является необходимость замены мишени при ее использовании в течение достаточно длительного времени вследствие снижения эффективности энерговыработки из-за неизбежного уменьшения доли делящегося материала в активной зоне мишени.

Техническим эффектом при осуществлении предложенного способа являются повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую, снижение себестоимости энерговыработки.

Техническим эффектом при реализации предложенных устройств является снижение себестоимости энерговыработки, увеличение коэффициента использования установленной мощности.

Технический результат по способу преобразования ядерной энергии в тепловую достигают тем, что создают и ускоряют пучок ионов, облучают им материал глубоко подкритической мишени, получают в ней поток вторичных частиц, включающий два и более поколения ядерных фрагментов, и высвобождают внутриядерную энергию в мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, компенсируют убыль материала мишени, при облучении мишени осуществляют перемещение пучка ионов по ее поверхности в телесном угле полного поглощения ею потока вторичных частиц и одновременно перемешивают содержимое мишени.

Технический результат в устройстве преобразования ядерной энергии в тепловую достигают тем, что в первом варианте устройства, содержащем расположенные последовательно и соосно ускоритель пучка ионов и блок транспортировки пучка, а также ориентированную вертикально глубоко подкритическую мишень из жидкого расплава, включающего тяжелые химические элементы, в жаропрочном, радиационно- и коррозионностойком корпусе с открытым верхним торцом, блок теплового трансформера и резервный блок, устройство дополнительно оснащено блоком электромагнитной развертки пучка ионов в двух взаимно перпендикулярных плоскостях и блоком перемешивания содержимого мишени, при этом блок развертки пучка ионов расположен соосно между блоком транспортировки пучка и мишенью, а блок перемешивания содержимого мишени выполнен с возможностью электромагнитного контакта с ее материалом.

Во втором варианте устройства, содержащем расположенные последовательно и соосно ускоритель пучка ионов и блок транспортировки пучка, а также ориентированную вертикально глубоко подкритическую мишень, включающую тяжелые химические элементы, в жаропрочном радиационно- и коррозионностойком корпусе с открытым верхним торцом и связанные с ней блок теплового трансформера и резервный блок, мишень имеет сыпучее содержимое, устройство дополнительно оснащено блоком электромагнитной развертки пучка ионов в двух взаимно перпендикулярных плоскостях и блоком перемешивания содержимого мишени, а в нижней части корпуса мишени выполнено отверстие, при этом блок развертки пучка ионов расположен соосно между блоком транспортировки пучка и мишенью, а блок перемешивания содержимого мишени выполнен с возможностью механического контакта с содержимым мишени через оба отверстия в ее корпусе.

При этом сыпучее содержимое мишени может быть выполнено в виде тепловыделяющих элементов обтекаемой формы.

В предложенном способе преобразования ядерной энергии в тепловую под телесным углом полного поглощения потока вторичных частиц понимают угол, внутри которого осуществляют перемещение первичного пучка ускоренных ионов посредством блока его развертки с тем, чтобы создаваемый таким пучком поток вторичных частиц не выходил за пределы объема содержимого мишени. Характеристики телесного угла, за пределы которого не выходит поток вторичных частиц, образующийся в материале мишени, при фиксированном направлении первичного пучка к ее внешней поверхности экспериментально определены и опубликованы, в частности (В.С. Барашенков, В.Д. Тонеев. Взаимодействие высокоэнергетических частиц и атомных ядер с ядрами. М.: Атомиздат, 1972, гл. 3). Это позволяет расчетным путем определить телесный угол перемещения первичного пучка, в пределах которого поток вторичных частиц еще поглощается материалом мишени.

Совместное и одновременное использование операций развертки пучка и перемешивания содержимого мишени, а также средств их реализации является необходимым и достаточным условием достижения указанного технического эффекта. Развертка пучка и непрерывное перемешивание содержимого мишени способствуют повышению эффективности соответствующего преобразования его нуклидного состава под пучком и в потоке вторичных частиц, уменьшению амплитуды колебаний значений сопутствующей энерговыработки с соразмерным снижением энергонапряженности при регулярно осуществляемой компенсации убыли содержимого мишени (посредством резервного блока). Это обеспечивает достижение стационарного режима энерговыработки устройством и его поддержание, в принципе, неограниченно долго.

Предложенные способ и устройства поясняют Фиг. 1-3.

На Фиг. 1 представлен общий вид первого варианта устройства преобразования ядерной энергии в тепловую, реализующего предложенный способ.

На Фиг. 2 представлен общий вид второго варианта устройства, реализующего предложенный способ.

На Фиг. 3 представлена укрупненная циклограмма работы обоих вариантов устройства в стационарном режиме.

Цифрами на фигурах чертежей обозначены:

1 - ускоритель пучка ионов,

2 - блок транспортировки пучка,

3 - блок развертки пучка,

4 - глубоко подкритическая мишень полного поглощения,

5 - блок перемешивания содержимого мишени,

6 - резервный блок,

7 - тепловой трансформер,

8 - запорное устройство,

9 - трубопровод подпитки мишени,

10, 11, 12, 13 - трубопроводы теплоносителя,

14 - открытый верхний торец мишени,

15 - отверстие в нижней части мишени.

В обоих вариантах устройства (см. Фиг. 1 и 2) выход ускорителя линейного обратной волны 1 (УЛОВ, см. А.С. Богомолов, Т.С. Бакиров. Ионные ускорители для использования в индустрии. М.: Куна, 2012, 87 с. ) соосно сопрягают со входом блока транспортировки пучка 2. К выходу последнего также соосно подключают вход блока развертки пучка 3. Ориентированную вертикально мишень 4 размещают соосно ниже выхода блока развертки пучка 3 на удалении, необходимом для снижения негативного воздействия ионизирующего излучения от нее на оборудование этого блока.

Форму и размеры мишени 4 выбирают из условия обеспечения полного поглощения в ее содержимом развернутого первичного пучка и потока вторичных частиц для изначально задаваемых параметров получения и извлечения образующегося там избыточного тепла.

Различие обоих вариантов устройства друг от друга обусловлено их предназначением и проявляется в конструкции и составе мишени 4, блока перемешивания содержимого мишени 5, резервного блока 6 и теплового трансформера 7.

Первый вариант устройства (см. Фиг. 1) включает мишень 4 с содержимым в виде жидкого расплава, включающего актинидные элементы, и ориентирован на утилизацию отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, прочих долгоживущих радионуклидов, а также других промышленных радиоактивных и химических отходов, и сопряженную с ней генерацию электрической и тепловой энергии, в том числе для внешних потребителей.

Для гомогенизации жидкого расплава, включающего тяжелые химические элементы, используют блок перемешивания 5 с возможностью электромагнитного контакта с содержимым мишени 4. Примерами реализации такого блока могут служить устройства, представленные, например, в патентах РФ 2571971, 2567970, 2453395.

Второй вариант устройства (см. Фиг. 2) на основе мишени 4 с сыпучим содержимым предназначен преимущественно для крупномасштабной промышленной тепло- и электрогенерации, в том числе в составе ядерно-технологических комплексов широкой номенклатуры с соразмерным выжиганием отработавшего ядерного топлива и малых актинидов, включение которых в содержимое мишени 4 способствует повышению энерговыработки устройства.

Перемешивание сыпучего содержимого мишени 4 осуществляют посредством соответствующего блока, имеющего механический контакт с материалом мишени через верхнее 14 и нижнее 15 отверстия в ее корпусе. Примером реализации такого блока может служить устройство, конструкция которого представлена в монографии А.Я. Столяревский. Ядерно-технологические комплексы на основе высокотемпературных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1988, с. 36.

В обоих вариантах устройства (см. Фиг. 1, 2) резервный блок 6 и блок теплового трансформера 7 имеют возможность механического контакта с содержимым мишени 4.

При этом резервный блок 6 располагают над мишенью 4 для обеспечения естественной подачи его материала при открытом запорном устройстве 8 для компенсации убыли содержимого мишени 4. Отметим в этой связи, что основное состояние запорного устройства 8 - «закрыто».

Агрегатное состояние содержимого резервного блока соответствует таковому для содержимого мишени в обоих вариантах устройства (жидкий расплав в первом, сыпучее содержимое - во втором). Соответственно этому осуществляется и отвод избыточного тепла из мишени через трубопроводы теплоносителя 10-13. В первом варианте устройства отвод тепла обеспечивается посредством жидкометаллического теплоносителя, в качестве которого для первого контура теплового трансформера 7 может использоваться само содержимое мишени. Во втором варианте устройства для отвода тепла из мишени используется газообразный теплоноситель, предпочтительно гелий.

Предложенный способ реализуют в двух вариантах устройства следующим образом.

В первом варианте устройства (см. Фиг. 1) пучок релятивистских ионов из ускорителя 1 через блоки транспортировки 2 и развертки пучка 3 направляют через открытый верхний торец 14 в мишень 4.

Ионы пучка инициируют в атомных ядрах содержимого мишени 4 каскадные процессы их разрушения с сопутствующим, как правило, выделением внутриядерной энергии. Порождаемый ими вторичный поток частиц обеспечивает основную энерговыработку в мишени 4 посредством деления ядер актинидных элементов. На излете этого потока, представленного преимущественно нейтронами, немалая его доля поглощается ядрами актинидов, способствуя повышению до известных пределов калорийности содержимого мишени 4. Другая часть этого потока нейтрализуется осколками ядер актинидов с последующей их трансмутацией. Далее посредством блока перемешивания содержимого мишени 5 часть исходных и трансмутированных ядер продуктов деления (в составе смеси с актинидами) перемещается в верхнюю часть мишени, где разрушается (тоже, как правило, с выделением энергии) первичным пучком и в потоке вторичных частиц высокой энергии. Благодаря регулярно осуществляемой посредством резервного блока 6 компенсации убыли содержимого мишени 4 в ней достигается таким образом и поддерживается, в принципе, неопределенно долго равновесная пропорция между продуктами разрушения атомных ядер и актинидами.

Образующиеся в мишени излишки тепла посредством циркуляционных петель, включающих трубопроводы теплоносителя 10-13 теплового трансформера 7, выводят и затем либо целиком преобразуют в электрическую энергию с последующей передачей соответствующей ее доли внешним потребителям, либо частично используют для разнообразных технологических целей в виде высоко- и низкопотенциальной тепловой энергии.

Во втором варианте устройства (см. Фиг. 2.) реализация способа преобразования ядерной энергии в тепловую осуществляется аналогично описанному для первого устройства.

Работа устройств осуществляется в соответствии с циклограммой (см. Фиг. 3).

В ходе штатной эксплуатации первого варианта устройства полностью исключается извлечение из мишени 4 ее содержимого в форме жидких и/или твердых радиоактивных отходов. Радиоактивные материалы, возникающие при эксплуатации второго варианта устройства в виде исчерпавшего ресурс механической прочности сыпучего содержимого его мишени 4, направляют либо на рефабрикацию с последующей их загрузкой в подобную мишень, либо превращают в жидкий расплав для последующего использования в качестве содержимого мишени первого варианта устройства.

По окончании эксплуатационного ресурса обоих устройств или при досрочном выводе их из эксплуатации по иным причинам радиоактивные материалы блоков 4-7 и инфраструктуры 8-13 могут послужить в качестве топлива аналогичных устройств, в том числе следующего поколения.

Таким образом, использование предлагаемого изобретения позволяет создать и развернуть ядерную энергетику, отвечающую требованиям МАГАТЭ: практическая неограниченность запасов топливного сырья, естественная безопасность ядерных энергетических установок, обеспечение режима нераспространения, неизменность радиационного фона Земли.

1. Способ преобразования ядерной энергии в тепловую, заключающийся в том, что создают и ускоряют пучок ионов, облучают им материал глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, включающий два и более поколения ядерных фрагментов, и высвобождают внутриядерную энергию в мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, компенсируют убыль материала мишени, отличающийся тем, что при облучении мишени осуществляют перемещение пучка ионов по ее поверхности в телесном угле полного поглощения ею потока вторичных частиц и одновременно перемешивают содержимое мишени.

2. Устройство для реализации способа по п. 1, содержащее расположенные последовательно и соосно ускоритель пучка ионов и блок транспортировки пучка, а также ориентированную вертикально глубоко подкритическую мишень из жидкого расплава, включающего тяжелые химические элементы, в жаропрочном радиационно- и коррозионностойком корпусе с открытым верхним торцом, блок теплового трансформера и резервный блок, отличающееся тем, что устройство дополнительно оснащено блоком электромагнитной развертки пучка ионов в двух взаимно перпендикулярных плоскостях и блоком перемешивания содержимого мишени, при этом блок развертки пучка ионов расположен соосно между блоком транспортировки пучка и мишенью, а блок перемешивания содержимого мишени выполнен с возможностью электромагнитного контакта с ее материалом.

3. Устройство для реализации способа по п. 1, содержащее расположенные последовательно и соосно ускоритель пучка ионов и блок транспортировки пучка, а также ориентированную вертикально глубоко подкритическую мишень, включающую тяжелые химические элементы, в жаропрочном радиационно- и коррозионностойком корпусе с открытым верхним торцом и связанные с ней блок теплового трансформера и резервный блок, отличающееся тем, что мишень имеет сыпучее содержимое, устройство дополнительно оснащено блоком электромагнитной развертки пучка ионов в двух взаимно перпендикулярных плоскостях и блоком перемешивания содержимого мишени, а в нижней части корпуса мишени выполнено отверстие,

при этом блок развертки пучка ионов расположен соосно между блоком транспортировки пучка и мишенью, а блок перемешивания содержимого мишени выполнен с возможностью механического контакта с содержимым мишени через оба отверстия в ее корпусе.

4. Устройство по п. 3, отличающееся тем, что сыпучее содержимое мишени выполнено в виде тепловыделяющих элементов обтекаемой формы.

Похожие патенты:

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.

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.

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.

Способ эксплуатации ядерного реактора в уран-ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233u // 2619599

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.

Натриевый контур ядерной установки с реактором на быстрых нейтронах // 2614136

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.

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.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем // 2638561

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле. В заявленном способе предусмотрен переход в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, в котором активную зону разделяют на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную и осуществляют загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана. При этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР с разным обогащением тяжелого металла по плутонию, а затем - регенерацию отработанного топлива, заключающуюся в частичной очистке отработанного топлива от осколков деления и добавке нитрида обедненного урана после каждой кампании. Техническим результатом является выравнивание мощности по кампаниям и изменение реактивности в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов при одинаковых диаметрах твэлов, высоте активной зоны и плотности топлива в каждой кампании без дополнительной корректировки, т.е. без изменения конструкции активной зоны. 3 ил.

Ядерный реактор на расплавах солей // 2644393

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам достигается за счет любого одного или более процессов из следующих: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей и генерирование колебаний потока топливной соли внутри каналов. Расплавы солей делящихся изотопов полностью удерживаются в каналах во время работы реактора. Технический результат – улучшение теплообмена между солевым расплавом и стенками топливных каналов. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 10 ил.

Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока аэс с турбонасосами прокачки теплоносителя // 2645719

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.

Реакторная установка для производства изотопной продукции // 2646864

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.