Реакторы: .реакторы на быстрых нейтронах, т.е. реакторы, не использующие замедлители – G21C 1/02

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 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 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.

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.

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.

Изобретение относится к энергетическим реакторам на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава имеет свинцовый теплоноситель. Теплоноситель непосредственно контактирует с активной зоной и циркулирует в первичном теплообменном контуре. Исходное ядерное топливо состоит из хлорида калия и тетрахлорида урана. Тетрахлорид обогащен по урану-235 до 24%. Предпочтительно внутренняя полость активной зоны выполняется цилиндрической, переходящей в конусообразную. Активная зона может быть опоясана через стенку из нитрида алюминия цилиндрическим слоем теплоносителя. Теплоноситель вводится тангенциально и вступает в непосредственный контакт с топливным солевым расплавом в нижней части активной зоны. Толстостенный цилиндр жидкого свинца является частью радиационной защиты. Изобретение позволяет повысить безопасность реактора, увеличивать кпд с ростом температуры теплоносителя, сократить время оборота ядерного топлива, объем и радиоактивность отходов. 3 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ получения препарата радионуклида ⁶³ Ni с удельной активностью более 10 Ки/г включает нейтронное облучение исходного материала в ядерном реакторе, получение раствора облученного материала в кислоте и выделение из полученного раствора препарата целевого радионуклида. В качестве исходного материала используют металлическую медь природного изотопного состава с массовой долей примеси никеля не более 5·10^-3 %. Облучение проводят в ядерном реакторе с плотностью потока быстрых (Е 0,1 МэВ) нейтронов не менее 8·10¹⁴ см ^-2с^-1 и отношением плотностей потока тепловых (Е 0,5 эВ) и быстрых нейтронов не более 0,01. Препарат ⁶³Ni выделяют осаждением меди из раствора облученного материала в азотной кислоте с концентрацией не менее 0,01 моль/л. Преимущества изобретения заключаются в упрощении способа и его безопасности. 3 з.п. ф-лы, 2 табл., 1 ил.

Изобретение относится к топливному элементу, разработанному для использования в активной зоне ядерного реактора, охлаждаемого газовым охладителем. Топливный элемент (10), разработанный для использования в ядерном реакторе с газовым охлаждением, содержит сборку расположенных смежно друг с другом топливных пластин (12а, 12b), установленных так относительно друг друга и имеющих такую форму, что образуют каналы (14) для потока газообразного охладителя. Топливные пластины (12а, 12b) содержат элементарные делящиеся частицы, предпочтительно без покрытия, внедренные в металлическую матрицу. С обеих сторон на каждую пластину (12а, 12b) может быть нанесено металлическое покрытие. Технический результат - обеспечение существенно большей поверхности теплообмена и плотности мощности на единицу объема. 2 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерной технике, в особенности к конструкции гомогенного быстрого реактора на суспензии. Гомогенный быстрый реактор-хранилище характеризуется тем, что топливный контур, работающий на естественно циркулирующей мелкодисперсной взвеси топливных частиц в жидкометаллическом носителе, содержит активную зону переменного объема, имеет подкритические застойные зоны с открытой поверхностью, также обладающие резервом объема, и вместе с охлаждающей частью жидкометаллического контура охлаждения заключен внутрь замкнутого объема, ограниченного внешним корпусом реактора. В качестве носителя топливных частиц в топливном контуре и теплоносителя в контуре охлаждения используется жидкий свинец или его сплавы, а топливом стартовой загрузки служит смесь сырьевых и делящихся изотопов. Восходящий участок топливного контура выполнен в форме вертикального цилиндрического стакана с входными, снизу, и выходными, сверху, боковыми отверстиями, соединяющими стакан соответственно со сборными и раздаточньми коллекторами разветвленной системы топливных труб, проложенных вместе с трубами охлаждающего контура в пространстве между внешней стенкой стакана и внутренней стенкой корпуса реактора. В верхнюю часть стакана погружена с зазором для прохождения суспензии вытеснительная пробка, выполненная с возможностью вертикального перемещения относительно стенок стакана, а не занятая пробкой нижняя часть стакана служит активной зоной, объем которой определяется положением пробки, внешний корпус реактора выполнен в виде тугоплавкого ковша, закрытого защитной крышкой с отверстиями для загрузочных и других технологических каналов, который предназначен для удержания нелетучей радиоактивности при температурах не выше точки кипения свинца и размещен внутри защитного сооружения, выполненного на жаростойкой бетонно-базальтовой или подобной ей другой минеральной основе. Изобретение позволяет изолировать топливный контур внутри замкнутого объема. 3 з.п. ф-лы, 3 ил.