Охлаждающие устройства внутри резервуаров высокого давления с активной зоной, выбор специфических охлаждающих сред: .выбор специфических охлаждающих сред – G21C 15/28

Изобретение относится к атомной энергетике. Способ эксплуатации парогенератора типа «натрий-вода» атомной электростанции включает прокачку по замкнутым контурам водного и натрийсодержащего теплоносителей, подачу в водяной теплоноситель химических веществ. В качестве химических веществ используют летучие окислитель и щелочь. В период пуска парогенератора концентрацию окислителя и щелочи повышают до 0,5-1,0 мг окислителя/кг и 2-3 мг щелочи/кг, а в период его эксплуатации на номинальной мощности концентрацию летучих окислителя и щелочи снижают до заданного уровня. В качестве летучего окислителя используют газообразный кислород, перекись водорода или газообразную закись азота, а в качестве щелочи применяют аммиак. При выходе на номинальный уровень мощности парогенератора концентрацию окислителя и щелочи в водном теплоносителе снижают соответственно до 0,1 мг окислителя/кг и 0,05-0,08 мг щелочи/кг. Газообразную закись азота применяют в период снижения величины pH ниже нейтральной величины. Изобретение позволяет повысить эксплуатационную надежность парогенератора «натрий-вода». 3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к технологии получения таблеток из шихты оксида цинка, к его промежуточной стадии прессования. Изобретение может быть использовано для получения таблеток из оксида цинка, обедненного по изотопу ⁶⁴Zn, которые используются в качестве добавки в водный теплоноситель атомных реакторов. Способ прессования таблеток из шихты оксида цинка характеризуется тем, что прессование шихты оксида цинка проводят в диапазоне давления 254-490 МПа. Снижают давление между верхним и нижним пуансонами и под установленной нагрузкой выпрессовывают таблетку из пресс-формы. В результате получаются целостные таблетки из шихты оксида цинка, без механических дефектов и с заданными физическими параметрами. Также ввиду отсутствия внешнего механического или иного воздействия на пресс-форму увеличивается ее срок службы.

Изобретение относится к атомной энергетике, а более конкретно к предотвращению выхода расплава активной зоны за пределы корпуса реактора в случае возникновения аварийной ситуации с плавлением активной зоны корпусного реактора с водяным теплоносителем. Реактор содержит корпус, состоящий из цилиндрической части с патрубками подвода и отвода теплоносителя, днища, крышку корпуса, активную зону и внутрикорпусные устройства. На наружной поверхности днища и нижней части цилиндрической поверхности корпуса реактора установлены теплоотводящие элементы, имеющие механический контакт с корпусом реактора, обеспечивающий тепловой контакт между ними. Теплоотводящие элементы могут быть выполнены в виде металлических стержней, тепловых труб или пластин. Протяженность теплоотводящих элементов в направлении нормали к поверхности корпуса и днища превышает толщину парового слоя, образующегося на их наружной поверхности. Технический результат - повышение безопасности реакторной установки АЭС в период тяжелой аварии, сопровождающейся расплавлением активной зоны. 5 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Способ поддержания водно-химического режима ядерной энергетической установки путем дозирования в теплоноситель водного раствора, содержащего алюминий, при поддержании соотношения мольных концентраций между алюминием и двухвалентным железом более двух. В теплоноситель дозируют соли алюминия и органических кислот, например уксусной, или щавелевой, или лимонной, в количестве, необходимом для создания концентрации 20-50 мкг/л в пересчете на алюминий. Изобретение позволяет упростить процесс поддержания водно-химического режима ЯЭУ, уменьшить расход реагентов на подавление коррозионных процессов и количества образующихся радиоактивных отходов более чем на порядок, а также улучшить радиационную обстановку на объекте. 3 пр.

Изобретение относится к ядерным энергетическим высокотемпературным реакторам, охлаждаемым мелкодисперсным твердым теплоносителем. Ядерный энергетический реактор на тепловых нейтронах с твердым теплоносителем содержит корпус, размещенную в нем активную зону с промежутками между тепловыделяющими элементами и их сборками для прохода теплоносителя, мелкодисперсный твердый теплоноситель из графитосодержащего материала, выполненный в виде сферических частиц, бункер для теплоносителя, расположенный над активной зоной, вторичные теплообменники с трубными пучками, устройство перемещения теплоносителя по замкнутому контуру: бункер - активная зона - вторичный теплообменник, устройства для регулирования скорости прохождения теплоносителя через активную зону. Теплообменники расположены в общем с активной зоной корпусе ниже нее. Твердый теплоноситель проходит по наружной стороне трубных пучков, а вторичный теплоноситель - внутри трубных пучков с выходом трубопроводов коллекторов вторичного теплоносителя из пространства корпуса реактора через стенку корпуса реактора. Ниже активной зоны перед теплообменниками реактор имеет многодырчатый шибер с калиброванными отверстиями с характерными линейными размерами не ниже 20d _cp, где d_cp - средний диаметр теплонесущей частицы. Суммарная площадь отверстий в диафрагме составляет 0,98-0,80 от площади проходного сечения под теплоноситель в активной зоне. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ водоподготовки для ядерных энергетических установок включает обессоливание воды, деаэрацию, дожигание гремучего газа на палладиевом катализаторе. Дополнительно производят очищение воды, предназначенной для заполнения контура, от растворенных в ней азота, кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=50°C и Р=0,1 МПа. При этом из незаполненного водой контура предварительно удаляют воздух созданием в нем вакуума. Контур заполняют аргоном и очищенной водой, повышают давление до 16 МПа увеличением температуры пара до 340°С. После чего осуществляют периодическую прерывную очистку воды II, III контуров от растворенного в воде кислорода и водорода суммарно до 2% по объему для t=95°C и Р=0,1 МПа. Увеличивают температуру пара до 650°C и повышают давление в пределах 16-17 МПа. Преимущества изобретения заключаются в повышении степени очистки и повышении безопасности. 3 ил., 2 табл.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности, к охлаждению каналов активной зоны ядерных уран-графитовых реакторов и может быть использовано для повышения уровня безопасности реакторов типа РБМК. Сущность заявляемого технического решения состоит в том, что в контуре охлаждения каналов системы охлаждения и защиты ядерного уран-графитового реактора, включающем циркуляционные насосы, теплообменники, узел подачи азота в каналы быстродействующей аварийной защиты, предложено контур охлаждения снабдить узлом ввода в теплоноситель ингибитора образования радиолитических кислот, причем в качестве ингибитора предложено использовать соединения азота с отрицательной степенью окисления, например, гидроксиламин или гидразин-гидрат или их смесь. Техническим результатом является использование предлагаемого решения, которое позволяет существенно снизить образование радиолитических кислот в контуре охлаждения каналов СУЗ, поддерживать рН на допустимом уровне (4,5-6,5), повысить коррозионную стойкость конструкционных материалов контура, увеличить фильтроцикл байпасной очистки, избежать необходимости снижения мощности реактора. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.