Управление ядерной реакцией: .с помощью нейтронопоглощающих веществ, т.е. веществ с очень малыми отражающими сечениями по сравнению с сечениями поглощения – G21C 7/06
Патенты в данной категории
| ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ НА БЕГУЩЕЙ ВОЛНЕ, ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА И СПОСОБ УПРАВЛЕНИЯ В НЕЙ ГЛУБИНОЙ ВЫГОРАНИЯ
Группа изобретений относится к способам управления глубиной выгорания ядерного топлива. В ядерном реакторе деления на бегущей волне тепловыделяющая сборка содержит большое количество тепловыделяющих элементов ядерного деления, которые подвергаются воздействию фронта горения дефлаграционной волны, которая, в свою очередь, проходит через тепловыделяющие элементы. Избыточной реактивностью управляют посредством большого количества подвижных структур поглотителей нейтронов, которые выборочно вставляют и вынимают из тепловыделяющей сборки с целью управления избыточной реактивностью и, следовательно, местоположением, скоростью и профилем фронта горения. Управлением местоположением, скоростью и профилем фронта горения управляют флюенсом нейтронов, испытываемым конструкционными материалами тепловыделяющей сборки. Технический результат - снижение риска теплового и радиационного повреждения конструкционных материалов. 2 н. и 43 з.п. ф-лы, 65 ил. |
2527425 патент выдан: опубликован: 27.08.2014 |
|
| СПЛАВ ДЛЯ ПОГЛОЩЕНИЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ НА ОСНОВЕ ТИТАНА
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес. %: углерод 0,03-0,10; железо 0,15-0,25; кремний 0,05-0,12; азот 0,01-0,04; алюминий 1,8-2,5; цирконий 2,0-3,0; самарий 0,5-5,0; титан и примеси остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр. |
2519063 патент выдан: опубликован: 10.06.2014 |
|
| СПЛАВ ДЛЯ ПОГЛОЩЕНИЯ ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНОВ НА ОСНОВЕ ТИТАНА
Изобретение относится к области металлургии, а именно к разработке новых нерадиоактивных материалов, и может быть использовано в атомной энергетической промышленности. Сплав для поглощения тепловых нейтронов на основе титана содержит, вес.%: углерод 0,03-0,07, железо 0,15-0,25, кремний 0,05-0,10, азот 0,010-0,030, алюминий 0,05-0,50, бор 1,5-3,5, титан и примеси - остальное. Сплав обладает повышенным уровнем поглощения тепловых нейтронов, высокими эксплуатационными и пластическими свойствами. 3 табл., 1 пр. |
2483132 патент выдан: опубликован: 27.05.2013 |
|
| СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ПОГЛОЩАЮЩЕГО СЕРДЕЧНИКА ОРГАНА РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Изобретение относится к атомной технике, в частности к способу изготовления поглощающих сердечников с регулируемой поглощающей способностью из материала, поглощающего нейтроны, и предназначенных для применения в поглощающих элементах системы управления и защиты ядерных энергетических реакторов. Заявлен способ изготовления поглощающего сердечника органа регулирования ядерного реактора. Способ включает холодное прессование электролитического порошка гафния или смеси порошков на основе электролитического порошка гафния в брикеты гидравлическим давлением пуансона в цилиндрической пресс-форме с удельным усилием прессования 5,0-6,0 т/см2, спекание в вакууме полученного брикета при температуре 900-1150°С в течение 30-60 мин и горячее выдавливание спеченного брикета при температуре 800-1150°С противодавлением через матрицу с переменным профилем воронки с углом конусности входного отверстия 90-100° и углом конусности перед выходным отверстием 50-70°, размещенную в контейнере, нагретом до температуры 200-800°С, с получением поглощающего сердечника в виде прутка, который подвергают термической обработке и шлифовке. Способ обеспечивает технологичность материала при обработке давлением в процессе изготовления поглощающего сердечника при сокращении количества энергоемких операций. 8 з.п. ф-лы, 2 ил., 2 табл. |
2440215 патент выдан: опубликован: 20.01.2012 |
|
| УСТАНОВКА ДЛЯ ДИСТАНЦИОННОГО ДЕМОНТАЖА РАДИОАКТИВНЫХ КОНСТРУКЦИЙ Изобретение относится к области ядерной техники. Сущность изобретения: установка содержит подвижный относительно конструкции и ориентируемый в пространстве модуль резания. На модуле закреплена головка резания, выбрасывающая под давлением струю воды и абразивных частиц. На модуле закреплены датчик расстояния до радиоактивной конструкции, дозиметр и устройство дезактивации. Датчик расстояния представляет собой щуп. Устройство дезактивации выполнено в виде вертушки. Установка также содержит устройство сбора абразивных частиц и мелких отходов резания и видеокамеру наблюдения за конструкцией. Технический результат заключается в создании инструмента с большей подвижностью, а также включении в установку специальных средств измерения и снижения радиоактивного заражения радиоактивных конструкций, при этом обеспечивается сбор отходов резания. 10 з.п.ф-лы, 5 ил. | 2172031 патент выдан: опубликован: 10.08.2001 |
|
| СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Способ предполагает эксплуатацию ядерного реактора, содержащего первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками, в которых размещены поглотитель нейтронов, торий и топливо, состоящее из смеси изотопов плутония в виде микротвэлов с многослойным покрытием, работу реактора на мощности и полую или частичную перегрузку топлива. При этом используют топливо с содержанием в нем изотопа плутония - 239 не менее 90% и первоначальную загрузку реактора обеспечивают с массовым соотношением тория к плутониевому топливу в активной зоне от 0,01 до 0,25. Топливные сборки могут быть помещены в оболочки толщиной от 0,5 до 9,5 мм. При загрузке используют микротвэлы из смеси оксидов плутония и тория. Во время частичной перегрузки топлива после работы реактора на мощности части активной зоны, состоящие из верхних и/или нижних топливных сборок центральных радиусов, переставляют в периферийные радиусы и/или сборки периферийных радиусов переставляют в центральные радиусы активной зоны, а на место выгруженных топливных сборок загружают новые топливные сборки. В результате выравнивается поле нейтронного потока и повышается глубина выгорания топлива. 3 з.п. ф-лы, 1 ил. | 2125304 патент выдан: опубликован: 20.01.1999 |
|
| СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЭНЕРГОВЫДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность: предполагает загрузку активной зоны реактора и регулирование поля энерговыделения путем выравнивания температуры теплоносителя на выходе из технологических каналов перемещением регулирующих стержней в активной зоне при работе реактора. В зависимости от обогащения, выгорания, геометрических характеристик тепловыделяющих элементов, расхода в каналах, распределения нейтронного потока через заданные промежутки времени определяют энерговыработку в каждом канале, сравнивают ее со средней энерговыработкой своего типа загрузки на плато реактора в своей группе перегрузки и выравнивают энерговыработку каналов изменениями расхода охлаждающей жидкости в каналах регулирующих стержней или положения регулирующих стержней. 2 ил. | 2102797 патент выдан: опубликован: 20.01.1998 |
|
| СИСТЕМА БЫСТРОГО ВВОДА БОРА В ПЕРВЫЙ КОНТУР ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ ВОДО-ВОДЯНОГО ТИПА Назначение: изобретение относится к ядерным энергетическим установкам водо-водяного типа, а более конкретно к системам быстрой остановки цепной реакции в активной зоне водо-водяного реактора. Сущность изобретения: в верхней части борной емкости 11 выполнен выравнивающий компенсатор 13, состоящий из паровой полости 14 и водной полости 15. Выравнивающий трубопровод 17 соединяет борную емкость 11 с циркуляционным контуром (паровой полостью 8 парового компенсатора объема 7) по пару, а не по воде, т. е. происходит массообмен более чистых сред: паром, а не водой. При этом не происходит "загрязнение" теплоносителя первого контура азотом, а борной емкости радиоактивными атомами. Изобретение не приводит к возникновению рециркуляционного контура, приводящего к уменьшению циркуляции теплоносителя через активную зону 2, т. к. в борную емкость 11 теплоноситель поступает по напорному трубопроводу 19, пройдя предварительно активную зону 2. 6 з. п. ф-лы, 4 ил. | 2073916 патент выдан: опубликован: 20.02.1997 |
|