Реакторы – G21C 1/00

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе. В результате взрыва энергия взрыва заряда расплавляет это тело, а теплота расплавленного металла утилизируется. После охлаждения расплава после первого взрыва заряда последовательные взрывы следующих зарядов осуществляются при соответствующем охлаждении расплава с размещением заряда внутри этого расплава. В одном из вариантов осуществления заявленного способа до осуществления первого подрыва взрывного устройства внутреннее пространство прочного корпуса заполняется через соответствующий канал расплавом металла, внутри которого осуществляются все остальные предусмотренные операции после заглушки этого канала. Техническим результатом является возможность уменьшения габаритов используемой установки и повышение радиационной безопасности. 8 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом. Активная зона реактора размещается в горизонтальном корпусе реактора по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус реактора сверху и с боков вне корпуса реактора и, тем самым, охватывает участок активной зоны, находящийся в корпусе реактора, на котором обеспечивается цепная управляемая реакция деления и энерговыделения. Под корпусом реактора размещается стационарный нижний отражатель. Теплоноситель прокачивается в корпусе реактора вдоль активной зоны. В процессе эксплуатации при снижении запаса реактивности в области энерговыделения перемещаемый отражатель перемещается на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлекает «свежее» топливо в процесс энерговыделения. Технический результат - бесперегрузочная многолетняя кампания топлива, общее энерговыделение которой зависит от длины активной зоны, упрощение конструкции активной зоны, снижение веса корпуса реактора, избавление от поглотителей нейтронов на участке энерговыделения и потерь нейтронов на торцах области энерговыделения, отказ от процедур обслуживания и хранилищ «свежего» и отработанного топлива. 2 н.п. ф-лы, 2 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов. Реакторная установка содержит реактор, в корпусе которого размещена активная зона. Контур охлаждения включает теплообменник, связанный с линией циркуляции хладагента, а также связанную с активной зоной емкость для аварийного сброса топливного раствора. Активная зона реактора образована в его корпусе в виде двух полостей, разделенных установленной в корпусе перегородкой. Полости сообщаются друг с другом в нижней части корпуса реактора посредством щели, образованной между нижним срезом перегородки и дном корпуса, и в верхней части посредством трубопроводов, в каждом из которых установлен циркуляционный насос. Установка оснащена как минимум одной емкостью, размещенной в одной из активных зон и связанной с теплообменником контура охлаждения активной зоны. Технический результат - непрерывный цикл установки, нахождение радиоактивных веществ внутри корпуса. 3 ил.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос. Внутри разделительной оболочки находится активная зона, над которой расположен горячий коллектор, сообщающийся с парогенератором в его средней по высоте части для разделения потока жидкометаллического теплоносителя на восходящий и нисходящий потоки, или горячий коллектор выполнен сообщающимся с парогенератором в верхней его части для организации противоточного режима теплообмена. Под крышкой реактора расположен верхний горизонтальный холодный коллектор со свободным уровнем теплоносителя, а под парогенератором - нижний сборный коллектор, сообщающийся с верхним холодным коллектором. Вход насоса соединен с верхним холодным коллектором, а выход насоса - с нижним кольцевым напорным коллектором, причем коллекторы разделены горизонтальной перегородкой, причем нижний кольцевой напорный коллектор сообщен с раздаточным коллектором активной зоны. Технический результат - улучшение эксплуатационных характеристик реактора. 2 н. и 25 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартового загрузки используют нитрид обогащенного урана, в который вводят плутоний в количестве от 2 до 4 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп ¹⁵N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа ¹⁵N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны. Между внутренней поверхностью корпуса 7 реактора и перегородкой 6 расположен промежуточный теплообменник 15, сконфигурированный для охлаждения теплоносителя 21 первого контура, и электромагнитный насос 14, сконфигурированный для нагнетания охлажденного теплоносителя 21 первого контура. Нейтронный защитный экран 8, поддерживаемый верхней опорной плитой 29 сверху, расположен ниже электромагнитного насоса 14. Верхняя опорная плита 29 имеет проем 29а. Между выпуском 14b электромагнитного насоса 14 и верхней опорной плитой 29 расположен механизм 17 направления теплоносителя, сконфигурированный для направления нагнетаемого теплоносителя 21 первого контура из электромагнитного насоса 14 к нейтронному защитному экрану через проем 29а верхней опорной плиты 29. Технический результат - повышение герметичности по теплоносителю первого контура и упрощение ремонтопригодности. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 19 ил.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора. При этом используют комплекс штатных систем нейтронного и температурного мониторинга на участках циркуляционного контура: до входа в реактор и активную зону, в активной зоне и до выхода из реактора. Для исключения искажений и флуктуации зарегистрированных сигналов применяют обработку малых возмущений сигналов систем мониторинга. Технический результат - возможность проведения исследования непосредственно в процессе нормальной эксплуатации реактора или при вводе его в эксплуатацию. 20 ил.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком. Активное вещество (1) включает лазерную среду (4), не пороговый делящийся ядерный материал (7) и замедлитель (3) нейтронов. Запальный импульсный ядерный реактор состоит из активной зоны, содержащей делящийся ядерный материал, и модулятора реактивности (5). В качестве делящегося ядерного материала в запальном импульсном ядерном реакторе используют пороговый делящийся ядерный материал (9). В подкритическом лазерном блоке в качестве не порогового делящегося ядерного материала (7) используют, например, уран-233, уран-235, плутоний-239. В запальном импульсном ядерном реакторе в качестве порогового делящегося ядерного материала (9) используют, например, нептуний-237, плутоний-240 и, по меньшей мере, одну активную зону. Технический результат состоит в повышении энергии и мощности импульса накачки лазерной среды. 5 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе. В качестве стартовой загрузки используют обогащенное в пределах от 13 до 15 процентов урановое топливо, в которое дополнительно вводят америций в количестве от 2 до 6 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Последующие загрузки в переходный период производят топливом, регенерированным из собственного отработанного ядерного топлива с добавкой обедненного урана. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте и в переходный период при одновременном сохранении мощности и изменении реактивности по кампаниям в пределах эффективной доли запаздывающих нейтронов, что позволяет корректировать критическую массу топлива в переходный период путем минимального изменения конструкции активной зоны, а именно уменьшением ее высоты до проектной, предназначенной для работы реактора на уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на нитридном уран-плутониевом топливе в равновесном режиме. В качестве топлива стартовой загрузки используют нитрид обогащенного до 12,5-14 процентов урана, в который вводят нептуний в количестве от 1,5 до 3 процентов от массы тяжелых атомов топлива. Нитрид обогащенного урана содержит изотоп ¹⁵N в количестве не менее 80 процентов от общего количества азота. В каждой последующей загрузке содержание изотопа ¹⁵N в нитриде смеси топлива уменьшают на 10-30 процентов по сравнению с предыдущим количеством до достижения его природного значения. Техническим результатом является уменьшение массы загружаемого топлива при старте до массы уран-плутониевого топлива равновесного состава, что позволяет исключить корректировку критической массы топлива в переходный период. 2 ил.

Изобретение относится к ядерным реакторам для производства изотопов. Реактор содержит бак, заполненный теплоносителем и разделенный герметичной вертикальной перегородкой на бассейн реактора, в котором размещены активная зона и оборудование реактора, и бассейн хранилища, в котором размещены устройства для хранения свежих и отработавших тепловыделяющих сборок и облучательных устройств. В нижней части вертикальной перегородки выполнена ниша, обращенная к бассейну реактора и открытая со стороны бассейна хранилища, в которой размещен перегрузочный барабан, установленный с возможностью вращения вокруг вертикальной оси. Барабан снабжен по меньшей мере тремя вертикальными ячейками, а в потолке ниши выполнено сквозное загрузочное отверстие. Технический результат - возможность перегрузки изотопной продукции и слитков кремния на работающем реакторе как в штатном, так и в аварийном режимах. 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в интегральных водо-водяных ядерных реакторах. Интегральный водо-водяной ядерный реактор содержит корпус (1) с составной крышкой, состоящей из центральной части (2) и кольцевой периферийной части (3). В полости корпуса (1) установлены секции (5) парогенератора с трубопроводами (6) пара и воды, проходящими через отверстия, выполненные в кольцевой периферийной части (3) крышки. Между крышкой и секциями (5) парогенератора установлена плита (7) с обечайкой (8). Обечайка (8) установлена на плите (7) и соединена с ней неразъемно, а с кольцевой периферийной частью (3) крышки - разъемно. Плита (7) выполнена с отверстиями, при этом секции (5) парогенератора верхней частью установлены в упомянутых отверстиях и разъемно соединены с плитой (7). Техническим результатом изобретения является улучшение прочностных свойств реактора за счет уменьшения концентраторов напряжения в крышке, а также сокращение времени проведения монтажных и демонтажных работ при одновременном повышении качества их выполнения. 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает оболочку, стенки которой герметично закрывают пену ядерного топлива, включающую множество взаимосвязанных открытых полостей или множество закрытых полостей. Полости предоставляют возможность расширения пены в сторону полостей; данное расширение может быть обусловлено выработкой тепла и/или образованием газообразных продуктов деления. Полости сжимаются или уменьшаются в объеме при расширении пены. Давление на стенки оболочки существенно снижается из-за того, что пена расширяется в сторону или даже внутрь полостей, а не в сторону стенок оболочки. Таким образом, полости обеспечивают пространство, в которое может расширяться пена. Технический результат - снижение вероятности выхода продуктов деления в теплоноситель. 7 н. и 147 з.п. ф-лы, 18 ил.

Изобретение относится к созданию энергетических ядерных реакторов нового поколения на быстрых нейтронах, активная зона которых представляет собой расплавленные смеси хлоридов, содержащих делящиеся изотопы непосредственно контактирующими с жидким теплоносителем -расплавленным свинцом. Предложен способ очистки свинцового теплоносителя энергетического реактора с активной зоной в виде солевого расплава. Выводимый из контура теплоносителя ядерного реактора свинец, загрязненный радионуклидами деления (изотопами ниобия, молибдена, технеция, рутения, родия, палладия и серебра), подвергают двукратной электролитической очистке с использованием биполярного свинцового электрода и электролита (хлорид натрия - хлорид свинца с мольным отношением 1:2) при температуре 460-470°C с анодной плотностью тока, не превышающей 0,2 А/см². Изобретение позволяет очистить свинец от растворимых в нем примесей и от нерастворимых шламов без предварительной операции фильтрования.

Заявленное изобретение относится к способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрывная реакция осуществляется путем периодического взрывания заряда внутри прочного герметичного корпуса, принимающего образуемую от взрыва энергию, которую отводят из корпуса для ее дальнейшего использования. Взрывание заряда производят внутри массивного металлического тела, расплавляемого в результате взрыва, при этом образующийся внутри герметичного корпуса расплав металла периодически выпускают, освобождая корпус для следующего цикла взрывной реакции. Техническим результатом является возможность оптимизации размеров установок для осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. 9 ил.

Изобретения относятся к конструкциям ядерных реакторов, в частности жидкосолевых реакторов, и способам их управления. Корпус ядерного реактора содержит камеру и активную зону реактора с первым и вторым наборами каналов. Соль воспроизводства протекает через первый набор каналов, а топливная соль протекает через второй набор каналов. Камера принимает соль воспроизводства из первого набора каналов. Соль воспроизводства служит исходным материалом для воспроизведения топлива для реакции деления в топливной соли и передает теплоту, полученную за счет реакции деления, без перемешивания с топливной солью. Способ эксплуатации реактора предусматривает погружение корпуса ядерного реактора в резервуар соли воспроизводства, циркулирование соли воспроизводства через два набора каналов, передачу теплоты реакции деления путем теплообмена топливной соли и соли воспроизводства в активной зоне реактора. Технический результат - повышение пассивной безопасности реактора, оптимизация его системы теплоотвода. 3 н. и 16 з.п. ф-лы, 6 ил.

Изобретения относятся к производству тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерного реактора. Способ заключается в проведении операций прокатки продольных гофров на фольге, перемещения фольги по штанге и цилиндру, диаметром, равным диаметру таблетки делящегося материала, заведения фольги в отверстие втулки до упора в заслонку, остановки электропривода по сигналу перекрытия светового луча через отверстие во втулке, формирования радиальной отбортовки на фольге, обрезки штатного фрагмента фольги, освобождения канала втулки заслонкой, снаряжении фольгой оболочки твэла путем перемещения цилиндра со штангой или оболочки твэла вдоль оси. Устройство для осуществления способа выполнено в виде трубки с двумя отверстиями, равными наружному и внутреннему диаметрам оболочки твэла. Втулка снабжена узлом формирования радиальной отбортовки фольги, заслонкой и цилиндром, закрепленным на штанге. Технический результат - упрощение ввода фольги в оболочку твэла. 2 н. и 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Усовершенствованная сборка регулирующих серых стержней (GRCA) ядерного реактора. Управляемое введение сборок серых стержней в реактор обеспечивает управление скоростью изменения мощности, производимой реактором, и управление реактивностью при выдаче полной мощности. Каждая сборка серых стержней включает в себя удлиненный трубчатый элемент, первичный поглотитель нейтронов, расположенный в указанном поглотителе нейтронов трубчатого элемента, содержащем материал-поглотитель, предпочтительно вольфрам, имеющий микроскопическое сечение захвата поглотителем 2200 м/с нейтронов, равное 10-30 барн. Внутренняя опорная труба может находиться между первичным поглотителем и трубчатым элементом в качестве вторичного поглотителя для улучшения поглощения нейтронов, истощения поглотителя, веса сборки и характеристик теплоотдачи сборки. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к высокотемпературной ядерной энергетике и может быть использовано для реновации блоков с органическим топливом. Ядерная паропроизводительная установка включает высокотемпературный реактор, снабженный парогенератором и промперегревателем. Для обеспечения паром необходимых параметров блоков, работающих на органическом топливе, она подключена по острому пару и пару промежуточного давления к паротурбинной установке газомазутного или угольного блока посредством введенной в схему связующей части, включающей соединяющие трубопроводы. Промперегреватель выполнен в отдельном корпусе, при этом трубопроводами связующей части соответственно соединены: - коллектор острого пара с входом в цилиндр высокого давления ЦВД; выход питательного насоса с коллектором питательной воды; выход цилиндра высокого давления ЦВД с входом в промперегреватель; выход промперегревателя с входом в цилиндр среднего давления ЦСД. Использование паротурбинной части ГРЭС и ее инфраструктуры позволит сократить капитальные затраты и сроки создания таких ядерных энергоблоков и, главное, существенно уменьшит издержки производства электроэнергии, обеспечит существенное уменьшение капиталовложений. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Заявленное изобретение предназначено для использования в качестве моноблочных корабельных высоконапряженных ядерных энергетических устройств большой единичной мощности, работающих в режиме переменных нагрузок.

В заявленном реакторе используется жидкометаллический теплоноситель. При этом внутри корпуса реактора расположены различные по конструкции схемы организации передачи тепла к жидкости второго контура. Заявленное устройство содержит интегральную активную зону, систему управления ядерной реакцией и систему защиты, парогенераторы и теплообменники, насосы по перекачке теплоносителей, биологическую защиту. При этом в контуре с теплоносителем при передаче тепла в парогенераторе установлен электромагнитный насос, соосно пристыкованный к нижней части вертикально расположенного парогенератора, а в контуре с теплоносителем при передаче тепла в теплообменнике предусмотрено его соединение с нижней частью теплообменника с помощью трубопровода и расположение, параллельное вертикально расположенному теплообменнику. Движение теплоносителя через активную зону реактора организовано снизу вверх.

Техническим результатом является оптимизация теплообмена в режиме переменных нагрузок и получение оптимальных весогабаритных параметров ЯЭУ в целом в составе корабля. 1 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в реакторах типа ВВЭР с активной зоной на основе микротвэлов, включающих тепловыделяющие сборки с поперечным течением теплоносителя. Для этого предложен ядерный реактор с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов, включающий разнородные ТВС, размещенные в засыпке в распределенных радиальных зонах, прилегающих к входному (5) и выходному (12) коллекторам, с возможностью образования поперечного течения теплоносителя и с возможностью извлечения отработавших, перемещения оставшихся и догрузки «свежих ТВС», причем дополнительно размещаемые «свежие» тепловыделяющие сборки выполнены без выгорающего поглотителя. Способ осуществления работы ядерного реактора с водой под давлением с активной зоной на основе микротвэлов, включает одновременное размещение в активной зоне разнородных ТВС, формирование поперечного течения и объемного паросодержания теплоносителя, извлечение отработавших, перемещение оставшихся и догрузку «свежих ТВС», причем в «свежих» тепловыделяющих сборках формируют объемное паросодержание не менее 10% посредством регулирования интенсивности кипения теплоносителя. Технический результат - возможность компенсации большого запаса реактивности за счет изменения плотности теплоносителя-замедлителя при кипении. 2 н. и 8 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к эксплуатации главного циркуляционного насоса (ГЦН) в составе реакторной установки с интегральной компоновкой бассейнового типа, охлаждаемой тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Вал ГЦН выполнен такой длины, что рабочее колесо по уровню расположено выше активной зоны. Каждый ГЦН снабжен подводящим устройством из прикрепленных к его корпусу вертикальных лопаток, расположенных вдоль узкой части корпуса ГЦН и направленных радиально к оси ГЦН. Ввод теплоносителя в подводящее устройство выполнен из-под свободного уровня теплоносителя через кольцевую систему окон, образованных верхними частями указанных лопаток и ограниченных сверху горизонтальным кольцеобразным козырьком. Технические результаты - предотвращение попадания газа и примесей в поток теплоносителя, идущий к рабочему колесу; уменьшение напряжений в элементах корпуса ГЦН; увеличение жесткости консольной части ГЦН; уменьшение разброса параметров потока теплоносителя перед рабочим колесом; уменьшение активации элементов выемной части ГЦН. 4 ил.

Изобретение относится к реакторостроению, в частности к конструкциям топливных пучков (14) активной зоны (10) ядерного реактора. Топливный пучок (14) может содержать множество стержней (18/20), в том числе стержни (18) с ядерным топливом и/или стержни (20) для производства изотопов. Каждый стержень (18/20) содержит множество соединенных между собой сегментов (40) стержня, в котором, по меньшей мере, два из сегментов (40) стержня (40), по меньшей мере, одного стержня (18/20) имеют различные наружные диаметры (D). Топливный пучок (14) может дополнительно содержать множество дистанционирующих решеток (34) для стержней, надежно закрепленных между расположенными по оси, соседними, соединенными между собой сегментами (40) стержня. Дистанционирующие решетки (34) для стержней, соединенные друг с другом между смежными в осевом направлении сегментами (40) стержня формируют матрицу, по существу, пространственно равно разнесенных друг от друга стержней (18/20). Топливный пучок (14) может дополнительно содержать вытянутый трубчатый канал (22), в котором размещаются образующие матрицу стержни (18/20). Технический результат - снижение дебриз-эффекта в активной зоне. 6 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов. Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура. Органический теплоноситель в первый контур подают из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%, а после прохождения активной зоны реактора подогретый теплоноситель возвращают в тот же трубопровод. 1 ил.

Настоящее изобретение относится к ядерному реактору (1), в частности, бассейнового типа, охлаждаемому жидким металлом (например, тяжелым металлом, таким как свинец или эвтектический сплав свинца-висмута) или натрием или расплавами солей. Реактор имеет активную зону (4), образованную комплектом топливных элементов (12) и погруженную в первичный теплоноситель (F), циркулирующий между активной зоной и, по меньшей мере, одним теплообменником (10). Топливные элементы (12) вытянуты вдоль соответствующих параллельных продольных осей (А) и имеют соответствующие нижние активные части (13), погруженные в первичный теплоноситель, чтобы получить активную зону, и соответствующие части (14) обслуживания, вытянутые вверх от упомянутых активных частей и выходящие из первичного теплоносителя. Механическую опору для топливных элементов (12) обеспечивают при помощи опорных конструкций (120) за счет прикрепления к ним соответствующих верхних головных частей (32) этих элементов, и работа с этими топливными элементами возможна при помощи подъемно-транспортных устройств. 38 з.п. ф-лы, 14 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах, содержащем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, доля изотопа ²⁰⁸Pb в свинцовом отражателе выбрана 90%. Технический результат заключается в замедлении цепной реакции деления на мгновенных нейтронах в активной зоне благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону. Кроме того, в частном случае с наружной стороны к свинцовому отражателю дополнительно примыкает слой материала-замедлителя нейтронов с малым атомным весом, например, графита. Технический результат заключается в дозамедлении медленных нейтронов при соударении с ядрами материала с малым атомным весом. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.

Изобретение относится к атомной энергетике и может использоваться в быстрых реакторах с жидкометаллическим теплоносителем. Быстрый реактор содержит тепловыделяющие элементы (2), установленные в активной зоне (1) реактора. Первый тепловой контур (5) реактора заполнен жидкометаллическим теплоносителем, в качестве которого используется сплав свинец-углерод. Теплоноситель включает также раскисляющую добавку, в качестве которой используется магний, кальций или барий. Тепловыделяющие элементы (2) включают в свой состав герметичный корпус, который снабжен защитной оболочкой, выполненной из ванадия или ниобия либо из сплава на основе ванадия и/или ниобия. Защитное покрытие из ванадия или ниобия либо из сплава на основе ванадия и/или ниобия наносится на поверхность элементов конструкции первого контура (5), контактирующих с жидкометаллическим теплоносителем. Технический результат - увеличение ресурса тепловыделяющих элементов и ресурса быстрого реактора в целом за счет образования в процессе работы реактора коррозионно-стойкого карбидного покрытия на поверхности защитных оболочек тепловыделяющих элементов и на поверхности защитного покрытия элементов конструкции первого контура. 7 з.п. ф-лы, 2 ил, 1 табл.

Изобретения относятся к ядерной энергетике, в частности к реакторам на быстрых нейтронах. Активная зона быстрого U-Pu реактора для работы в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме с КВА~1 содержит топливные зоны большого (концентрация ²³⁹ Рu выше равновесной) и малого (концентрация ²³⁹Рu ниже равновесной) обогащения, а также зоны управления пуском/остановом реактора и зоны регулирования его мощности при работе в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме, расположенные вне топливных зон около вертикальной оси активной зоны. Для регулирования мощности реактора в зоны регулирования необратимым образом вводят соединения обедненного урана в виде стержней либо в виде гранул в количестве, компенсирующем небольшую положительную реактивность, возникающую при работе реактора в саморегулируемом нейтронно-ядерном режиме. Технический результат заключается в повышении безопасности реактора, значительном упрощении конструкции и удешевлении системы управления реактором, повышении ее надежности, уменьшении размера активной зоны и минимальной мощности реактора. 2 н. и 1 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами. Устройство включает генератор нейтронов, окруженный сверху защитой от рассеянного излучения из борированного полиэтилена. Генератор расположен вплотную к биологической защите на одной оси с встроенным в нее нейтронным каналом. В устройство также введена функциональная защита. Биологическая и функциональная защиты выполнены в виде установленных вплотную друг к другу усеченных конусов, с большим основанием со стороны выходного отверстия нейтронного канала и меньшим - со стороны генератора нейтронов. Защиты выполнены однородными из одного материала или составными, из частей в виде усеченных конусов, вставленных один в другой, при этом части биологической и/или функциональной защиты выполнены однородными или имеют чередующиеся слои. Биологическая и функциональная защиты или их части выполнены из металлов, или гидридов металлов, или металлоподобных веществ, или пористых материалов, содержащих легкие ядра, или водородосодержащих соединений. При этом радиус входного отверстия нейтронного канала и толщины биологической и функциональной защит выбраны из условия обеспечения терапевтической эффективности устройства, определяемой формулой F=D/L, где D - расстояние от среза выходного отверстия нейтронного канала на поверхности защиты до точки, в которой керма составляет 20% от кермы в центре пучка, a L - расстояние, прошедшее быстрым нейтроном без взаимодействия с материалами защиты до точки, в которой керма составляет 20% от кермы в центре пучка. Использование изобретения позволит улучшить эксплуатационные характеристики устройства за счет создания оптимального формирователя радиационных полей и необходимой радиационной защиты пациента. 8 з.п. ф-лы, 4 ил., 1 табл.