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

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.

 

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Наиболее близким по совокупности существенных признаков к изобретению является способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, включающем разделение активной зоны на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную и периферийную, загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана, а далее - регенерацию отработанного топлива и загрузку подзон регенерированным топливом с добавкой нитрида обедненного урана после каждой кампании, при этом при для центральной и промежуточной подзон в стартовой загрузке используют нитрид обогащенного урана (Смирнов B.C., Уманский А.А. Старт быстрых реакторов на обогащенном уране. Атоминформ, «Бюллетень по атомной энергии», №8, 2008, стр. 26-31).

В известном способе для выравнивания мощности и профилирования топливной загрузки все три подзоны активной зоны имеют одинаковый состав топлива, но отличаются при этом диаметром твэлов - твэлы с наименьшим диаметром располагают в центральной подзоне, а с наибольшим - в периферийной. В качестве стартового загружаемого топлива используют нитрид обогащенного урана, который содержит 238U и 235U в количестве 88% и 12% от массы тяжелых атомов топлива соответственно (общая масса тяжелых атомов составляет около 77 тонн), что обеспечивает изменение реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов βэф и, как следствие, исключение разгона на мгновенных нейтронах в результате, например, самохода органов регулирования.

Регенерация топлива заключается в полной очистке ОЯТ от продуктов деления. Из полученной топливной смеси путем уменьшения ее массы и добавления требуемого количества обедненного урана изготавливается новая загрузка с откорректированной плотностью топлива в радиальных подзонах, обеспечивающая выравнивание мощности ТВС, необходимый запас реактивности, и приближение конструкции активной зоны к проектной для работы в равновесном режиме на уран-плутониевом нитридном топливе.

Под приближением конструкции активной зоны к проектной понимается изменение ее конструкции: высоты топливного столба, плотности топлива, количества твэлов в тепловыделяющих сборках, диаметра твэлов и топливных таблеток, количества регулирующих органов системы управления защитой, диаметра и высоты поглощающих элементов в составе регулирующих органов системы управления защитой и т.д.

Под равновесным режимом работы реактора понимается работа в замкнутом топливном цикле с малым, соизмеримым с эффективной долей запаздывающих нейтронов (βэф) изменением реактивности при выгорании топлива в течение кампании, изотопный состав которого не меняется от одной кампании другой, и без корректировки массы загружаемого топлива и соответственно изменения конструкции активной зоны.

Недостатком известного способа является необходимость изменения конструкции активной зоны при каждой загрузке регенерированного топлива переходного периода, а также деление активной зоны на подзоны с твэлами разных диаметров, что значительно усложняет и удорожает эксплуатацию ядерного реактора. Этот недостаток объясняется тем, что при работе реактора изменяется изотопный состав топлива - выгорает U235, нарабатывается Рu, накапливаются продукты деления, выделяемые при регенерации топлива и замещаемые на обедненный уран. Все эти составляющие имеют разный физический вес и неодинаково влияют на реактивность. Поэтому для сохранения величины реактивности в течение очередной кампании в пределах, соизмеримых с βэф, необходимо при перегрузке существенно корректировать критическую массу загружаемого регенерированного топлива за счет изменения конструкции активной зоны. Разделение активной зоны на подзоны по диаметрам твэлов для выравнивания подогревов теплоносителя связано с одинаковым составом загружаемого топлива во всех подзонах.

Технической проблемой настоящего изобретения является создание способа эксплуатации реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле, который позволяет упростить и удешевить обслуживание реактора при сохранении требуемых ограничений по его реактивности в течение всего переходного периода от старта реактора на нитридном урановом топливе вплоть до выхода его к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме.

Техническим результатом заявленного изобретения 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.

Технический результат достигается тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, включающий разделение активной зоны на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную, загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана, при этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана, а далее - регенерацию отработанного топлива и загрузку подзон регенерированным топливом с добавкой нитрида обедненного урана после каждой кампании,

- в стартовую загрузку промежуточной подзоны с нитридом обогащенного урана добавляют нитрид плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением тяжелого металла по плутонию пределах от 5 до 7% по массе,

- а в стартовой топливной загрузке периферийной подзоны используют нитрид обедненного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением по плутонию в пределах от 13 до 14,5% по массе тяжелого металла,

кроме того, регенерацию топлива зон осуществляют отдельно друг от друга,

при этом в периферийной зоне после каждой кампании осколки удаляют полностью,

а в центральной и промежуточной зонах:

во второй кампании оставляют 22% и 12% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

в третьей кампании оставляют 42% и 22% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

в четвертой - 48% и 26% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

а начиная с 5-й кампании в центральной и промежуточной подзонах осколки деления оставляют с увеличением массы оставляемых осколков по экспоненциальному закону с насыщением m=а⋅(1-e-α⋅t), где а и α - константы определяемые глубиной выгорания за одну кампанию, m - масса осколков, t - время, е - экспонента.

Для того чтобы реактивность реактора при выгорании урана-235 и накоплении плутония оставалась в пределах, соизмеримых с βэф для исключения аварий с разгоном на мгновенных нейронах и сохранении конструкции активной зоны реактора неизменной, необходимо в переходный период обеспечить постоянство критической массы топлива и профилирование энерговыделения по радиусу активной зоны.

Постоянство критической массы в переходный период достигается за счет оставления части осколков в топливе, а уменьшение радиального коэффициента неравномерности (профилирование энерговыделения по радиусу) - профилированием по радиусу активной зоны содержания осколков в топливе.

Профилирование содержания осколков деления в активной зоне обусловлено профилированием стартовой загрузки топлива по изотопному составу в активной зоне.

В связи с вышесказанным, отличительный признак, касающийся введения в подзоны активной зоны топлива разного по содержанию продуктов деления и делящихся изотопов урана и плутония, позволит использовать твэлы одинакового размера, так как различное по составу топливо по разному выгорает, а разное количество осколков деления в подзонах позволяет профилировать их нейтронно-физический вес, что, в свою очередь, ведет к выравниванию энерговыделения.

Отличительный признак, касающийся добавления в состав стартовой топливной загрузки промежуточной зоны нитрида плутония энергетического состава, позволяет выравнивать распределение энерговыделения по радиусу за счет большего нейтронно-физического веса энергетического плутония по сравнению с ураном-235, используемого в прототипе, что, кроме того, приводит и к снижению стартовой топливной загрузки.

Использование в периферийной подзоне нитрида обедненного урана вместо обогащенного позволяет добиться полного воспроизводства плутония в периферийной подзоне, а добавление плутония энергеческого состава вместо урана-235 позволяет избежать проблемы низкой энергонапряженности топлива периферийной подзоны при работе реактора с малым запасом реактивности и связанной с ней проблемой удлинения переходного периода от стартовой топливной загрузки к равновесному уран-плутониевому топливу за счет выравнивания энерговыделения.

Использование плутония из ОЯТ ВВЭР 20-25-летней выдержки позволяет уменьшить переходный период топливной загрузки ввиду близости изотопного состава плутония ОЯТ ВВЭР 20-25 лет выдержки к изотопному составу плутония в равновесном режиме, и, кроме того, снизить количество короткоживущего, но очень реактивного плутония-241 до пределов, когда при переработке топлива и длительных остановках (порядка года) исключается переход топливной загрузки в подкритическое состояние ввиду малого запаса реактивности реактора.

Интервал обогащения по плутонию в периферийной подзоне в пределах от 13-14,5% и в пределах 5-7% в промежуточной подзоне получен расчетным путем. В этом интервале обеспечивается стабильное распределение энерговыделения по радиусу активной зоны, так как при меньшем или большем его процентном содержании коэффициент воспроизводства плутония в периферийной подзоне будет отличаться от 1,05 больше, чем на 0,05, что приведет к развыравниванию энерговыделения из-за роста или падения реактивности топливной загрузки периферийной подзоны.

Регенерацию топлива подзон проводят отдельно друг от друга, что объясняется различием изотопного состава топлива разных подзон. Этим же объясняется и различие в самом процессе регенерации топлива. Если в стартовой загрузке выравнивание распределения энерговыделения по радиусу достигалось за счет различия нейтронно-физических характеристик урана-235 и плутония энергетического состава, то в последующих кампаниях добавление осколков компенсирует замещение выгорающего урана-235 более реактивным плутонием, накапливающемся за счет нейтронных захватов в 238U, поэтому корректировки массы загружаемого топлива не требуется.

Оставление в первых четырех кампаниях осколков в указанных долях позволит реактору выйти в стационарный режим, характеризующийся постоянством долей оставляемых осколков, что ускорит процесс перехода к равновесному режиму.

Постоянство долей оставляемых осколков, начиная с 5-й кампании в центральной и промежуточной подзонах активной зоны, соответствует экспоненциальному закону накопления осколков по массе с насыщением m=а⋅(1-e-α⋅t) и повторяет асимптотический закон накопления плутония, тем самым, компенсируя соответствующий рост реактивности загрузки при выходе на равновесный режим работы.

Меньшее количество оставляемых осколков до 5-й кампании и вариативность их количества объясняется большим количеством невыгоревшего урана-235 до этого момента, поэтому осколков требуется меньше.

Сущность изобретения поясняется чертежами, где на фиг. 1 представлена таблица изменений тяжелого металла и плутония центральной подзоны со стартовой загрузкой на обогащенном уране в переходном режиме от старта к равновесному режиму, а на фиг. 2 и 3 приведены графики изменения реактивности и радиальные коэффициенты неравномерности энерговыделения по кампаниям от изменения изотопного состава топлива при выгорании.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем поясняется на основе данных о центральной подзоне. Это объясняется тем, что центральная подзона полностью состоит из нирида обогащенного урана и поэтому является лимитирующей в отношении перехода к равновесному топливному циклу.

Способ осуществляют следующим образом.

С учетом условия работы реактора по кампаниям в течение всего переходного с малым изменением реактивности в пределах в βэфф активную зону разбивают на три подзоны и стартовую загрузку осуществляют:

- в центральной зоне - нитридом обогащенного урана с обогащением по урану-235;

- в периферийной зоне - нитридом обедненного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением по плутонию в пределах от 13 до 14,5%,

- а в промежуточной зоне - нитридом обогащенного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава, как и в периферийной подзоне, с обогащением по плутонию в пределах 5-7%.

По окончании каждой очередной кампании реактор останавливают на перегрузку, в течение которой отработанное ядерное топливо (ОЯТ) выгружают из активной зоны, предварительно расхолаживая, и далее отправляют на регенерацию, которая для топлива каждой подзоны проходит отдельно друг от друга и заключается в удалении осколков деления и добавлении нитрида обедненного урана, замещающего выделенные ПД, при этом в периферийной зоне осколки удаляют полностью, а в центральной и промежуточной подзонах осколки деления частично оставляют с увеличением доли оставляемых осколков от периферии к центру активной зоны, а начиная с 5-й кампании в центральной зоне оставляют 45-55% осколков, а в промежуточной - 30-40%, что соответствует экспоненциальному закону с насыщением m=а⋅(1-е-α⋅t), где а и α - константы, определяемые глубиной выгорания за одну кампанию, m - масса осколков, t - время, е - экспонента.

В качестве примера реализации заявленного изобретения рассмотрен способ эксплуатации ядерного реактора БРЕСТ-1000 со свинцовым теплоносителем, нитридным урановым топливом и тепловой мощностью 2300 МВт, у которого активная зона разбита на три подзоны: центральную, промежуточную и периферийную, и который в течение 3-4 кампаний длительностью по 4-6 лет и с неполной очисткой отработавшего топлива от осколков деления и его подпиткой нитридом обедненного урана в течение всего срока эксплуатации переходит к работе на нитриде уран-плутониевого топлива сначала в стационарный режим, а затем и в равновесный из-за накопления старших изотопов плутония и выравнивания соответствующих макросечений захвата и деления.

Расчеты нейтронно-физических характеристик стартовой и последующих топливных загрузок активной зоны БРЕСТ, включающие расчет изотопной кинетики, учитывающий изменение изотопного состава топлива при работе реактора (выгорание U и наработку Рu и ПД) проводились по многогрупповому 3D диффузионному коду CONSYST-TRIGEX. Расчеты позволили определить состав и геометрию активной зоны для стартовой топливной загрузки и на всех последующих этапах работы реактора по кампаниям вплоть до выхода к топливу равновесного состава. На основании результатов расчетов получены топливные и геометрические характеристики активной зоны БРЕСТ-1000 при работе реактора в равновесном режиме на нитридном уран-плутониевом топливе. Полученные характеристики были приняты для переходного режима: стартовой и последующих топливных загрузок нитрида обогащенного урана с добавкой плутония (Uобог-Pu)N. Исходя из результатов расчетов, и определялась стартовая загрузка, последующие загрузки, зависимости, по которым изменяется обогащение по урану и плутонию в подзонах.

В качестве стартового топлива используют:

- в центральной зоне - нитрид обогащенного урана с обогащением по урану-235 в пределах от 12,1% в массе тяжелого металла;

- в промежуточной зоне - нитрид обогащенного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после выдержки в течение 20-25 лет после его выгрузки из активной зоны со следующим обогащением по урану и плутонию: 6,7% 235U и 5,8% Рu в массе тяжелого металла;

- в периферийной зоне - нитрид обедненного урана с добавкой нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после выдержки в течение 20-25 лет после его выгрузки из активной зоны с обогащением по плутонию 14,1% в массе тяжелого металла.

Работа реактора происходит следующим образом: после очередной топливной кампании в каждой подзоне оставляют:

- в периферийной подзоне из уран-плутониевого топлива осколки удаляются при переработке топлива полностью и замещаются отвальным ураном;

- во второй кампании в центральной и промежуточной подзоне в стартовой загрузке оставляют 22% и 12% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в третьей кампании в центральной и промежуточной подзоне в стартовой загрузке оставляют 42% и 22% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в четвертой кампании в центральной и периферийной подзоне в стартовой загрузке оставляют 48% и 26% массы осколков от предыдущей кампании соответственно.

Начиная с 5-й кампании, реактор работает в установившемся стационарном режиме, который характеризуется постоянством долей оставляемых осколков после каждой кампании, где в центральной и промежуточной подзонах в стартовой загрузке вводится 51% и 33% массы осколков от предыдущей кампании соответственно.

Из-за оставления осколков топливные загрузки для работы реактора не требуют корректировки по массе и не приводят к необходимости изменения конструкции активной зоны.

Переход к равновесному режиму происходит после восьмой кампании, когда масса плутония и его изотопный состав в центральной и промежуточной подзонах практически перестает меняться (фиг. 1) и соответствует плутонию ОЯТ ВВЭР 20-25-летней выдержки, загружаемому в качестве стартовой загрузки в реактор.

В течение переходного периода значение βэфф изменяется от 0,59% до 0,35%. График хода реактивности по кампаниям показывает, что изменение на всех этапах переходного периода не превышает в эфф, а распределение энерговыделения меняется по ТВС не более чем на 3%.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме, включающий разделение активной зоны на три радиальные подзоны: центральную, промежуточную периферийную, загрузку подзон стартовым топливом в виде нитрида урана, при этом для центральной и промежуточной подзон используют нитрид обогащенного урана, регенерацию отработанного топлива, заключающуюся в очистке отработанного топлива от осколков деления и добавке нитрида обедненного урана после каждой кампании, а далее загрузку подзон регенерированным топливом, отличающийся тем, что

- в стартовую загрузку нитрида обогащенного урана промежуточной подзоны добавляют нитрид плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением тяжелого металла по плутонию пределах от 5 до 7% по массе,

- а в стартовой топливной загрузке периферийной подзоны используют нитрид обедненного урана с добавлением нитрида плутония энергетического состава из ОЯТ ВВЭР после его выгрузки из активной зоны и выдержке в течение 20-25 лет с обогащением по плутонию в пределах от 13 до 14,5% по массы тяжелого металла,

- кроме того, регенерацию топлива зон осуществляют отдельно друг от друга,

- при этом в периферийной зоне после каждой кампании осколки удаляют полностью,

- а в центральной и промежуточной зонах:

- во второй кампании оставляют 22% и 12% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в третьей кампании оставляют 42% и 22% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- в четвертой - 48% и 26% массы осколков от предыдущей кампании соответственно;

- а начиная с 5-й кампании, осколки деления оставляют с увеличением массы оставляемых осколков в центральной и промежуточной подзонах по экспоненциальному закону с насыщением m=а⋅(1-е-α⋅t), где а и α - константы определяемые глубиной выгорания за одну кампанию, m - масса осколков, t - время, е - экспонента.



 

Похожие патенты:

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.

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата.
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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

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.

Наверх