Реакторные топливные элементы и их блоки, выбор вещества для использования в качестве реакторных топливных элементов: ..блоки топливных элементов в виде пластин или коаксиальных труб – G21C 3/36
Патенты в данной категории
УСТРОЙСТВО УДЕРЖАНИЯ ПЛАСТИН ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА В ТОПЛИВНОЙ СБОРКЕ ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА С ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМ ГАЗОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ
Изобретение относится к устройству удержания ядерных топливных элементов в виде пластин для ядерного реактора на быстрых нейтронах. Устройство удержания ядерных топливных пластин с продольной осью содержит дно, образующее нижний продольный конец устройства удержания, и крышку, образующую верхний продольный конец устройства удержания. Дно и крышка жестко связаны между собой. На крышке жестко установлено множество верхних средств удержания пластин, а на дне жестко установлено множество нижних средств удержания пластин, которые обеспечивают упругое удержание продольных концов пластин в направлении ширины пластины и допускающие свободную деформацию указанных концов в направлении толщины пластины. Изобретение позволяет пластинам ядерного топлива деформироваться, не подвергаясь разрушению при взаимодействии между пластинами и различными элементами. 3 н. и 18 з.п. ф-лы, 13 ил. |
2481656 патент выдан: опубликован: 10.05.2013 |
|
СТРУКТУРА ПЛАСТИНЧАТОЙ РЕШЕТКИ ДЛЯ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕЙ СБОРКИ
Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для использования в конструкциях дистанционирующих и перемешивающих решеток тепловыделяющих сборок (ТВС) энергетических ядерных реакторов. Структура решетки для ТВС состоит из ячеек, предназначенных для размещения твэлов, их связующих каналов и расположенных над ними по ходу потока теплоносителя локальных завихрителей. Ячейки шестиугольного сечения и связующие каналы треугольного сечения образованы при пересечении под углом 120° друг к другу трех групп полос, снабженных прорезями в местах пересечения. На кромках полос расположены отогнутые у их основания в сторону каналов смесительные лопатки, при этом в сторону каждого канала отогнуты по одной лопатке с каждой стороны до опорного контакта друг с другом всех трех лопаток с образованием локального завихрителя. Технический результат изобретения: повышение эксплутационной надежности ТВС с треугольной схемой расположения твэлов за счет получения гарантированного повышения величины критической мощности путем образования с помощью надежных локальных завихрителей устойчивых вращательных течений теплоносителя между тремя твэлами. 2 з.п. ф-лы, 6 ил. |
2448376 патент выдан: опубликован: 20.04.2012 |
|
ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ ТИПА МАКРОСТРУКТУРИРОВАННОЙ ПЛАСТИНЫ
Настоящее изобретение относится к области топливных элементов, используемых в ядерных реакторах, в частности к топливным пластинам, разработанным в рамках новых конструкций так называемых реакторов четвертого поколения. Сущность изобретения: элемент (1) имеет композитную пластинчатую структуру и содержит решетку (8) с ячейками (8) предпочтительно в виде пчелиных сот, в каждой из которых расположена таблетка (10) ядерного топлива. В каждой ячейке (8) имеется радиальный и осевой зазоры для компенсации различий во вспучивание между делящимися и структурными материалами, обеспечивающими работу пластинчатого элемента (1). Техническим результатом изобретения является повышение объемной доли топлива в матрице, обеспечение механической прочности каждой ячейки по отношению к внутреннему давлению газообразных продуктов деления, высвобождаемых топливом, предупреждение сильных взаимодействий между топливом (при его вспухании) и структурами ячейки, удаление произведенной энергии в направлении теплоносителя с хорошей поперечной проводимостью пластины для управления температурами в сердечнике пластины и напряжениями, возникающими в структурах. 15 з.п ф-лы, 5 ил., 1 табл. |
2400835 патент выдан: опубликован: 27.09.2010 |
|
ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ГАЗОВЫМ ОХЛАЖДЕНИЕМ, СОДЕРЖАЩИЙ ТАКИЕ ТОПЛИВНЫЕ ЭЛЕМЕНТЫ
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. |
2265899 патент выдан: опубликован: 10.12.2005 |
|
ЯДЕРНОЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ УСТРОЙСТВО Ядерное энергетическое устройство может быть использовано для получения электрической энергии. В устройстве используются две или более мишени с поверхностными слоями, насыщенными тритием, которые, в свою очередь, являются частями нейтронных генераторов, функционирующих на основе использования термоядерной реакции в результате синтеза дейтрона и трития. Каждая мишень выполнена в виде пластины, наклоненной к оси системы с возможностью полного облучения ее поверхности дейтронами и полного перекрытия рабочей площади поперечного сечения устройства, и встроена в систему плоских, параллельных друг другу слоев материала, содержащего делящееся под действием медленных нейтронов вещество, и чередующихся с ними плоских слоев замедлителя быстрых нейтронов. Поглотители медленных нейтронов замыкают устройство с обеих сторон. Происходит упрощение устройства. 1 ил. | 2147383 патент выдан: опубликован: 10.04.2000 |
|
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА Использование: в ядерной технике, касается усовершенствования конструкций стержневых тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны водоводяного энергетического реактора. Сущность: стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Наружный диаметр оболочки твэла выбран от 5,8510-3 до 6,9910-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр от 4,8810-3 до 5,7410-3 м и массу от 0,62 до 0,96 кг. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается глубина выгорания топлива в твэлах и снижается вероятность их разгерметизации. 4 з.п.ф-лы, 3 ил. | 2143142 патент выдан: опубликован: 20.12.1999 |
|
СТЕРЖНЕВОЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ВОДО-ВОДЯНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкции стержневых тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав активной зоны водо-водяного энергетического реактора. Сущность: стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора содержит топливный сердечник, размещенный в цилиндрической оболочке. Наружный диаметр оболочки твэла составляет (5,85-6,99)10-3 м, а топливный сердечник имеет диаметр (4,90-5,75)10-3 м и массу 0,42-0,66 кг. В результате расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора, повышается глубина выгорания ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов. 4 з.п. ф-лы, 2 ил. | 2143141 патент выдан: опубликован: 20.12.1999 |
|
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ПАРОВОГО КОЭФФИЦИЕНТА РЕАКТИВНОСТИ Изобретение относится к способам определения парового коэффициента реактивности (ПКР) на реакторах типа РБМК. Согласно способу для определения ПКР отбирают процессы с естественным изменением расхода питательной воды (Gпв), обусловленные работой автоматических регуляторов уровня воды в барабан-сепараторах пара, без внесения специальных возмущений и удовлетворяющие следующим условиям: стабилизация Gпв до и после его изменения в течение 2 мин при отсутствии перемещения стержней системы управления и защиты (СУЗ). Взвешивание стержней СУЗ не производят. Мощностной коэффициент реактивности определяют по перемещению стержней СУЗ при автоматическом управлении энергораспределением в реакторе. Для определения ПКР проводят непрерывную регистрацию нейтронной мощности, расхода Gпв, давления в барабан-сепараторах и температуры воды во всасывающем коллекторе. В результате контроль ПКР можно проводить без проведения опытов, связанных с внесением возмущений Gпв. 1 з. п. ф-лы. | 2136062 патент выдан: опубликован: 27.08.1999 |
|
ЯДЕРНОЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ УСТРОЙСТВО Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии. Для упрощения системы для создания первичного нейтронного тока и структуры энерговыделяющей части устройство выполнено в виде трех примыкающих друг к другу блоков, из которых один является генератором нейтронов на основе реакции ядерного синтеза при бомбардировке быстрыми дейтонами мишени, содержащей тяделые изотопы водорода. К нему примыкает блок усилителя тока быстрых нейтронов для промышленно значимых величин. Завершает устройство энерговыделяющий блок. Второй и третий блоки представляют собой цепочки многослойных структур, содержащих расположенные в определенном порядке слои поглотителей тепловых нейтронов, замедлителей быстрых нейтронов и слои, содержащие делящиеся под действием тепловых нейтронов вещества. 1 ил. | 2107340 патент выдан: опубликован: 20.03.1998 |
|
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Использование: в ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов, входящих в состав активной зоны. Сущность: тепловыделяющий элемент ядерного реактора содержит кольцевой сердечник с порошкообразным топливом, размещенным в оболочке. Кольцевой сердечник выполнен в виде навитой в винтовую спираль оболочки с размещенным в нем порошкообразным топливом. Для исключения деформации винтовой спирали снаружи/или внутри нее установлен фиксатор, выполненный, например, в виде цилиндрической гильзы. 11 з.п. ф-лы, 5 ил. | 2095859 патент выдан: опубликован: 10.11.1997 |
|