Управление ядерной реакцией: ..путем перемещения жидких, газообразных или текучих нейтронопоглощающих веществ – G21C 7/22
Патенты в данной категории
| СПОСОБ ИСПЫТАНИЯ В ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКОМ ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ ТВЭЛОВ В РЕЖИМЕ ЦИКЛИЧЕСКОГО ИЗМЕНЕНИЯ МОЩНОСТИ
Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами и может быть использовано при проведении испытаний твэлов в режиме циклического изменения мощности в исследовательском ядерном реакторе. Размещают испытываемые твэлы одновременно в двух каналах реактора с близкими нейтронно-физическими характеристиками, оснащенных экранами, предназначенными для подачи газообразного поглотителя, выводят реактор на мощность и меняют поглощающую способность и соответственно мощность твэлов в каналах за счет изменения давления газообразного поглотителя в экранах. Технический результат - расширение экспериментальных возможностей моделирования происходящих процессов. 1 з.п. ф-лы. |
2436177 патент выдан: опубликован: 10.12.2011 |
|
| ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР
Предложен ядерный реактор, конструкция которого позволяет отказаться от использования установок для монтажа, управления и направления стержней управления внутри и снаружи бака и избежать выполнения путей прохождения через верхнюю внутреннюю деталь. В нем используют верхнюю внутреннюю деталь, установленную вблизи активной зоны реактора и выступающую из бака наружу сбоку. Все переходные системы управления и циркуляции текучей среды проходят через эту внутреннюю деталь и для каждого пучка стержней управления благодаря наличию подвижной соединительной детали выходят на соединительную головку, содержащую резервуары жидкого поглотителя нейтронов и контуры подачи в нагнетательные каналы, установленные между топливными стержнями. Изобретение может применяться для всех типов ядерных реакторов. Техническим результатом изобретения является контроль мощности реактора во время работы, корректировка изменений потока внутри активной зоны, изменение нейтронного спектра внутри активной зоны, экстренная остановка реактора благодаря быстрому введению жидкого поглотителя нейтронов. 23 з.п. ф-лы, 15 ил. |
2338275 патент выдан: опубликован: 10.11.2008 |
|
| СПОСОБ РЕГУЛИРОВАНИЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С НАТРИЕВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ
Изобретение относится к области эксплуатации ядерных реакторов. Изобретение позволяет повысить безопасность регулирования ядерного реактора на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем при снижении стоимости. В натриевый теплоноситель вводят индий, количество которого изменяют в процессе работы реактора. При эксплуатационных режимах работы реактора индий вводят в количестве до 70 кг на тонну натрия, при аварийных режимах для быстрого перевода реактора в подкритическое состояние индий вводят в количестве более 70 кг на тонну натрия. 2 з.п. ф-лы. |
2236050 патент выдан: опубликован: 10.09.2004 |
|
| АКТИВНАЯ ЗОНА БОЛЬШОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ КЛАССА 1000 MWE Полая активная зона для реакторов на быстрых нейтронах содержит комплект из тепловыделяющих оборок с ядерным горючим, установленных по кольцу. Управляющие стержни размещены по окружности концентрично кольцевой полой активной зоне. Кольцевая полая активная зона способна подавлять реактивность натриевых пустот до минимального значения и гарантировать неотъемлемую потенциальную безопасность даже в случае ожидаемого переходного процесса без аварийной остановки реактора. Полость полой активной зоны может быть использована для размещения в ней различных механизмов саморелаксации реактивности. 5 з.п.ф-лы, 12 ил. | 2126558 патент выдан: опубликован: 20.02.1999 |
|
| ЯДЕРНАЯ ПАРОПРОИЗВОДИТЕЛЬНАЯ УСТАНОВКА Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено на атомной электростанции. Техническим результатом изобретения является повышение безопасности ядерной паропроизводительной установки путем обеспечения прекращения цепной реакции и остановки ядерного реактора при отказе механической аварийной защиты. Технический результат достигается тем, что емкость с раствором борной кислоты содержит затвор, внутренний объем которого не менее изменения объема теплоносителя в первом контуре ядерной паропроизводительной установки при всех переходных режимах ее работы. При этом один конец затвора соединен с первым контуром, а другой - с объемом емкости с раствором борной кислоты. 2 ил. | 2120673 патент выдан: опубликован: 20.10.1998 |
|
| 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 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ПОДДЕРЖАНИЯ НОМИНАЛЬНОГО РЕЖИМА РАБОТЫ РЕАКТОРА Использование: в области ядерной физики и ядерной энергетики для обеспечения безопасности эксплуатации ядерных реакторов. Сущность изобретения: устройство для поддержания номинального режима работы содержит регулирующие элементы, установленные в активной зоне, каждый из которых состоит из двух коаксиальных труб, имеющих на нижних концах заглушки, и вставленных одна в другую так, что образуются цилиндрический и торцевой зазоры, причем торцевой зазор заполнен поглощающим нейтроны жидким веществом. Повышение точности работы и полная автономность поддержания режима работы реактора достигается за счет того, что в каждом регулирующем элементе на заглушке внешней коаксиальной трубы с внутренней стороны укреплен сильфон с нижней цилиндрической частью, внутри которой укреплена шайба, выполненная из материала с низкой теплопроводностью, например, керамики, и заполненный веществом, например, жидкостью, с заданной температурой кипения, а снаружи на нижнюю цилиндрическую часть сильфона надето кольцо ядерного топлива. 1 ил. | 2065210 патент выдан: опубликован: 10.08.1996 |
|
| УСТРОЙСТВО ДЛЯ ОСТАНОВКИ ГАЗООХЛАЖДАЕМОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность изобретения: устройство для остановки газоохлаждаемого ядерного реактора содержит емкость 1 с сыпучим нейтронопоглощающим материалом 2, размещенную над активной зоной 3. Емкость 1 соединена с одним или несколькими каналами 4, проходящими через боковой отражатель 5 сверху вниз к подъемному трубопроводу 6 и сообщающимися с ним через коллектор 7. Коллектор 7 своей нижней частью через разгрузочное устройство 10 соединен с устройством пневмотранспортировки. Каждый канал 4 подсоединен к коллектору 7 через разгрузочное устройство 9. Коллектор 7 выполнен по объему равным объему сыпучего нейтронопоглощающего материала, выгружаемого из канала 4 за один цикл. Разгрузочные устройства 9 и 10 соединены с механизмом переключения пневмотранспортировки от канала к коллектору 11. 1 ил. | 2057375 патент выдан: опубликован: 27.03.1996 |
|
| СПОСОБ АВАРИЙНОЙ ЗАЩИТЫ ВОДО-ВОДЯНОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА Сущность изобретения: подают раствор поглотителя в виде свободных струй в торцовые сечения тепловыделяющих сборок. В результате независимо от направления циркуляции теплоносителя в активной зоне реактора раствор поглотителя вытесняет теплоноситель, являющийся замедлителем из тепловыделяющих сборок. Гидродинамический напор струй выбирают из условия превышения его значения суммарным гидравлическим сопротивлением, оказываемым струе. 2 ил. | 2030799 патент выдан: опубликован: 10.03.1995 |
|