Защитные конструкции, объединенные с реакторами – G21C 11/00

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно управлению водно-химическими процессами ядерного реактора, в частности к оптимизации управления коррозионной активностью теплоносителя технологического контура атомной станции, и может быть использовано при эксплуатации ядерных уран-графитовых реакторов с оборудованием из хромоникелевой нержавеющей стали. Измеряют значения электрохимического потенциала, удельной электропроводимости, автоматически усредняют эти параметры, сравнивают их с нормируемыми значениями. Отображают результаты сравнения на мнемосхеме экрана монитора, оценивают качество водно-химического режима. Проводят действия, направленные на оптимизацию скорости коррозии. При этом значения электрохимического потенциала и удельной электропроводимости отображают в виде точек на двухпараметрической номограмме с координатами "электрохимический потенциал - удельная электропроводимость", разделенной на три зоны А, В, С, характеризующие разные степени коррозионной активности теплоносителя в соответствии с режимом эксплуатации. В зависимости от нахождения точки пересечения координат в одной из зон действий не предпринимают либо проводят регулировку параметров теплоносителя, либо останавливают энергоблок. Технический результат - оперативность оценки коррозионной активности теплоносителя в технологическом контуре энергоблока атомной станции и эффективность корректирующих мероприятий. 3 ил.

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов. Способ вывода из эксплуатации канального уран-графитового ядерного реактора, установленного в образованной стенками и основанием бетонной шахте, имеющего верхнюю и нижнюю металлоконструкции с отверстиями, графитовую кладку, боковые металлоконструкции, полость с песчаной засыпкой между боковыми металлоконструкциями и стенками бетонной шахты, включающий демонтаж доступного реакторного оборудования, усиление основания реактора армированным гидроизоляционным бетоном, формирование над реактором и шахтой защитного перекрытия. Площадка размещения реакторной установки выбирается таким образом, чтобы окружающие геологические структуры и инженерные сооружения образовывали барьеры безопасности, достаточные для вывода из эксплуатации по варианту захоронения на месте, при этом сформированный естественными и искусственными барьерами контаймент используют для захоронения радиоактивных отходов в матрице из мелкодисперсной композиции на основе глинистых минералов. Изобретение позволяет вывести из эксплуатации канальный уран-графитовый ядерный реактор в условиях отсутствия региональных могильников для РАО, содержащих долгоживущие радионуклиды, с сокращением объемов демонтажных работ, дозовых нагрузок на персонал и срока окончательной изоляции накопленной активности. 4 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 предназначено для использования в качестве биологической защиты от радиации в трюмных помещениях ядерной энергетической установки корабля. Обшивка содержит плиты биологической защиты, имеющие взаимно соответствующий профиль лицевых и боковых стенок и замыкающие крепежные элементы. В каждой плите биологической защиты выполнены сквозные отверстия, ступенчато меняющие диаметр по толщине плиты, при этом меньший диаметр расположен со стороны поверхности крепления, а замыкающий крепежный элемент выполнен соответствующим конфигурации отверстия плиты биологической защиты необходимой толщины. Изобретение упрощает монтаж и демонтаж биологической защиты, укладываемой на поверхность сложной конфигурации, находящейся в затесненных условиях. 2 ил.

Изобретение используется при укладке плит биологической защиты, предназначенных для защиты от радиации в отсеках трюмных помещений корабельной ядерной энергетической установки. Способ крепления обшивки заключается в укладке на поверхность крепления плит биологической защиты, имеющих взаимно соответствующий профиль лицевых и боковых стенок, причем плиты биологической защиты укладывают на поверхность крепления одна на другую внахлест, совмещая кромки между плитами биологической защиты, затем в отверстия вставляют замыкающие крепежные элементы и жестко скрепляют через отверстия последних с поверхностью крепления с последующим соединением кромок замыкающего крепежного элемента и отверстия плиты биологической защиты. Достигается увеличение ресурса эксплуатационной надежности обшивки, а также удобство монтажа и демонтажа плит биологической защиты, укладываемых на поверхность сложной конфигурации, находящейся в затесненных условиях. 2 ил.

Изобретение относится к опорно-защитным устройствам на судах с атомной паропроизводящей установкой (АППУ) во время перезарядки ядерного реактора. Кольцо опорное многофункциональное выполнено в виде втулки со сквозным цилиндрическим отверстием с неподвижно закрепленными к нему направляющими платиками для обеспечения центрирования крышки реактора и защитных плит перегрузочного оборудования при установке в горловине корпуса реактора. В корпусе кольца опорного выполнены отверстия, по меньшей мере два, сквозные для установки его на корпус реактора по направляющим разновысоким конусам, отверстия, по меньшей мере три, для установки гаек и крепления его к корпусу реактора и глухие отверстия по количеству шпилек реактора для размещения их верхних частей и глубиной, предотвращающей повреждение резьбы шпилек. На наружной поверхности втулки выполнена кольцевая канавка, закрытая обечайкой кожуха, образующая коллектор, соединенный отверстиями со сквозным цилиндрическим отверстием втулки с возможностью отсоса радиоактивных аэрозолей с надреакторного пространства. Кожух выполнен по наружному диаметру корпуса втулки. На нижнем торце втулки выполнена кольцевая канавка для размещения уплотнения, обеспечивающего герметичность стыка кольца опорного с корпусом реактора. На наружной поверхности корпуса втулки выполнен поясок с V-образной кольцевой канавкой для центрирования и крепления изделий перегрузочного оборудования, на поверхности пояска выполнено отверстие под установку пальца с возможностью исключения углового смещения изделий перегрузочного оборудования. На обечайке кожуха приварено кольцо жесткости с возможностью обеспечения его жесткости и защиты от попадания посторонних предметов в зазор между кольцом опорным и обечайкой корпуса реактора. При использовании изобретения обеспечивается защита элементов реактора от механических повреждений, базирование и крепление перегрузочного оборудования на время перезарядки реактора и радиационная безопасность обслуживающего персонала. 7 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в конструкциях элементов из бериллия для отражения и замедления нейтронов в ядерных реакторах. Отражатель нейтронов ядерного реактора содержит герметичный чехол из конструкционного материала. Внутри чехла установлен блок из бериллия. Блок составлен, по меньшей мере, из двух частей. Между блоком и чехлом выполнен зазор. Толщину чехла целесообразно выбирать из условия обеспечения прочности и радиационной стойкости до достижения флюенса нейтронов не менее 7·10²² см ^-2 с энергией свыше 0,8 МэВ. В качестве материала чехла может быть выбран материал с низким сечением поглощения нейтронов и высокой радиационной стойкостью при флюенсе нейтронов не менее 7·10²² см^-2 с энергией свыше 0,8 МэВ. Преимущественно выбирают сплавы на основе алюминия или циркония. Зазор между блоком и чехлом предпочтительно составляет не менее 0,01 эффективного размера блока из бериллия. Отражатель может быть дополнительно снабжен дистанционаторами для обеспечения зазора между блоком и чехлом. Дистанционаторы выполнены в виде упругих элементов. Зазор между блоком и чехлом дополнительно может быть заполнен инертным газом. В качестве инертного газа целесообразно выбрать криптон, ксенон или их смесь с гелием. Изобретение позволяет увеличить ресурс отражателя нейтронов из бериллия. 7 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в первом контуре жидкометаллического теплоносителя свинец-висмут. Блок внутрикорпусной радиационной защиты реактора содержит блочки карбида бора, заключенные в короб с приварной крышкой. Короб с приварной крышкой выполнен негерметично. В верхней части короба встроен фильтр. Между слоями блочков карбида бора и стенкой проложены компенсаторы - гофрированные полосы из нержавеющей фольги. Снижается нейтронное и захватное -излучение в корпусе реактора, повышается надежность его работы. 3 ил.

Изобретение относится к ядерным паропроизводящим установкам с преимущественным использованием в качестве теплоносителя первого контура жидкометаллического теплоносителя. Внутрикорпусная тепловая изоляция содержит пластины из нержавеющей стали. Между обеими тонколистовыми пластинами помещена нержавеющая сетка. Пластины из нержавеющей стали обварены по всему периметру сварным швом, образуя герметичную конструкцию, заполненную воздухом. Изобретение позволяет существенно снизить температурные перепады и напряжения в элементах и узлах реактора. 3 ил.

Изобретение относится к атомной технике и предназначено для удержания свежих тепловыделяющих сборок (СТВС), загруженных в реактор, в крайнем нижнем положении. Плита защитная, установленная в горловину корпуса реактора, содержит загрузочные отверстия, в которые установлены пробки. Плита защитная прикреплена к плите реактора шпильками. Пробки сделаны самостопорящимися и выполнены в виде корпуса, в котором установлен шток, соединенный с ползуном штифтом, взаимодействующий с пружиной. В плите защитной отверстия выполнены с координатами под отверстия в плите реактора. Буртик шпильки выполнен над резьбой нижнего ее участка, в верхней части шпильки выполнена резьба. Диаметры шпилек и буртика равны диаметрам резьбовых отверстий в верхней и нижней частях плиты соответственно. Корпус пробок выполнен в виде втулки с буртиком и отверстием для размещения штока. В верхней части штока выполнено отверстие с канавкой и фаской. В штоке выполнены буртик, лыски и фигурный сквозной паз. Фигурный сквозной паз выполнен с двумя прямыми участками вдоль оси симметрии штока и наклонным участком. Ползун выполнен в виде круглой пластины со снятыми по бокам лысками, а по центру ползуна выполнен паз. Использование изобретения позволит удерживать СТВС в крайнем нижнем положении даже в случае непредвиденных внешних воздействий. 6 з.п. ф-лы, 5 ил.

Тепловая защита корпуса ядерного реактора предназначена для использования в ядерных паропроизводящих установках (ЯППУ). Тепловая защита содержит кольцевой экран. Последний состоит из отдельных блоков. Блоки состыкованы между собой при помощи выступов и впадин и снабжены в нижней части цанговым захватом. В верхней части блоки снабжены байонетными отверстиями и цилиндрическими проточками с размещенными в них распорными элементами. Распорные элементы обеспечивают возможность фиксации упомянутых блоков в кольцевой конструкции теплового экрана или радиальный зазор между блоками и тепловыделяющими сборками. Обеспечивается повышение технологичности при разборке тепловой защиты во время утилизации. 3 ил.

Использование в качестве источника электроснабжения космических аппаратов. Привод стержня безопасности (СБ) расположен по одну сторону с реактором относительно теневой радиационной защиты в зоне, наиболее удаленной от реактора, и соединен с СБ гибким силовым звеном, например стальным тросом. Внутри направляющего кожуха между торцом СБ, обращенным к приводу, и кожухом привода размещена пружина сжатия, а на противоположном торце СБ имеется грибовидный хвостовик фиксации стержня безопасности в замке. Кожух замка соединен с трубной доской активной зоны реактора, а датчики положения размещены на замке и кожухе СБ. Кроме того, привод СБ размещен в герметичном корпусе и содержит барабан с закрепленным на нем гибким звеном, кинематически соединенный через электромагнитную муфту сцепления, муфту одностороннего хода, например храповый механизм, и редуктор с электродвигателем, причем корпус привода и кожух СБ образуют единую герметичную полость. Замок СБ содержит герметичный корпус, цанговый захват и подпружиненный толкатель, отделенный от газовой рабочей полости замка герметичным упругим элементом, например сильфоном, причем рабочая полость замка соединена трубопроводом с заполненным сжатым газом баллоном, имеющим пусковой клапан, а на трубопроводе размещены дренажный клапан и технологический штуцер. Технический результат - снижение массы теневой радиационной защиты и повышение безопасности путем гарантированного удержания СБ в активной зоне реактора до полного разрушения реактора в случае обгорания или попадания на землю. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.

Устройство для крепления винтами отражателя нейтронов и способ его крепления предназначены для использования в области атомной энергетики. Устройство для крепления винтами отражателя нейтронов включает в себя отражатель нейтронов. Последний состоит из множества отдельных секций и расположен в корпусе активной зоны в корпусе реактора. Множество стяжных тяг крепят отражатель нейтронов к корпусу активной зоны. Множество винтов крепят к корпусу активной зоны самую нижнюю секцию из множества секций отражателя нейтронов. Способ крепления винтами отражателя нейтронов включает в себя прикрепление только нижней секции из множества секций отражателя нейтронов к корпусу активной зоны посредством множества винтов. Обеспечивается плотное прижатие отражателя нейтронов к фланцу корпуса активной зоны. 6 ил.