Реакторы: .реакторы на тепловых нейтронах – G21C 1/04

Группа изобретений относится к конструктивным элементам активной зоны ядерного реактора. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора выполнена с обеспечением возможности расширения содержащегося в ней ядерного топлива. Тепловыделяющая сборка ядерного реактора включает оболочку, стенки которой герметично закрывают пену ядерного топлива, включающую множество взаимосвязанных открытых полостей или множество закрытых полостей. Полости предоставляют возможность расширения пены в сторону полостей; данное расширение может быть обусловлено выработкой тепла и/или образованием газообразных продуктов деления. Полости сжимаются или уменьшаются в объеме при расширении пены. Давление на стенки оболочки существенно снижается из-за того, что пена расширяется в сторону или даже внутрь полостей, а не в сторону стенок оболочки. Таким образом, полости обеспечивают пространство, в которое может расширяться пена. Технический результат - снижение вероятности выхода продуктов деления в теплоноситель. 7 н. и 147 з.п. ф-лы, 18 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике в области обеспечения теплоснабжения и может быть использовано при создании атомных станций малой мощности для обслуживания трубопроводных транспортных систем нефтепродуктов. Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура. Органический теплоноситель в первый контур подают из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%, а после прохождения активной зоны реактора подогретый теплоноситель возвращают в тот же трубопровод. 1 ил.

Группа изобретений относится к ядерной энергетике, в частности к реакторам с насыпной активной зоной. Ядерный реактор состоит из корпуса с размещенными внутри него боковым, нижним и верхним отражателями, насыпной активной зоной, контуром циркуляции теплоносителя, системой управления и защиты. Под активной зоной размещен теплоаккумулирующий материал с полостью, соединенной с активной зоной через отверстие в нижнем отражателе. Теплоаккумулирующий материал расположен в обечайке, закрепленной на корпусе реактора. В теплоаккумулирующем материале расположены каналы для теплоносителя. Нижний отражатель выполнен с возможностью перемещения по вертикали. Способ эксплуатации ядерного реактора заключается в том, что формируют насыпную активную зону из тепловыделяющих элементов между нижним, верхним и боковым отражателями и осуществляют циркуляцию теплоносителя снизу вверх через активную зону. При силе от потока теплоносителя, действующей на тепловыделяющие элементы, меньше силы тяжести твэлов, находящихся над отверстием в нижнем отражателе, осуществляют сброс твэлов из активной зоны через отверстие в нижнем отражателе в полость, сформированную теплоаккумулирующим материалом под активной зоной. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 6 ил.

Устройство предназначено для использования в области ядерной энергетики, в частности в высокотемпературных ядерных реакторах, охлаждаемых твердым мелкодисперсным теплоносителем. Устройство состоит из вертикально расположенного поглощающего стержня и направляющей трубы. Она снабжена дополнительной направляющей трубой с внутренней кольцевой проточкой на нижнем ее конце для посадки на верхний конец направляющей трубы. В стенке дополнительной направляющей трубы выполнен вертикальный канал с выходом через стенку в ее нижней части. В стенке верхней части направляющей трубы выполнено отверстие напротив выхода канала. Поглощающий стержень в верхней части снабжен концевой деталью в виде цилиндрической насадки, соединенной со стержнем через амортизатор. Диаметр насадки меньше внутреннего диаметра дополнительной направляющей трубы, но больше внутреннего диаметра направляющей трубы. Поглощающий стержень не имеет механической связи со специальными приводами, что позволяет обеспечить надежное управление и заглушение ядерного реактора в условиях запыленности активной зоны в результате истирания частиц твердого теплоносителя. Операция расцепления стержней и привода для выполнения перегрузок выполняется простым подъемом дополнительных труб, что обеспечивает высокую мобильность перехода от рабочего к стояночному режиму. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к активным зонам высокотемпературных ядерных реакторов на тепловых нейтронах с твердым мелкодисперсным теплоносителем. Активная зона состоит из нижней опорной платформы с боковым отражателем нейтронов, жестко соединенных с платформой труб стержней системы управления и защиты реактора. Тепловыделяющиеся сборки размещены между трубами и собраны из вертикально расположенных твэлов с графитовой оболочкой с помощью дистанционирующих деталей, формирующих зазоры для прохода графитосодержащего теплоносителя, в которых установлены турбулизирующие элементы. Твэлы выполнены в виде цилиндров с длиной (5÷30)D, где D - диаметр твэла. Толщина стенки оболочек выбрана в диапазоне (3-10) мм. Каждый твэл снабжен двумя турбулизаторами в виде обтекателей, например, конической формы, установленных на его торцах. Твэлы собраны в сборки слоями так, что верхние обтекатели нижнего слоя твэлов располагаются между нижними обтекателями верхнего слоя. Дистанционирующие детали установлены между слоями в области обтекателей, а сборки размещены свободно друг на друге между трубами как направляющими и с упором внизу. Обеспечивается повышение равномерности и эффективности теплосъема и удельной мощности активной зоны ядерного реактора без увеличения скорости теплоносителя. 2 ил.

Изобретение относится к исследовательским импульсным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Ядерный реактор содержит цилиндрический бак диаметром D. В баке реактора с водяным замедлителем размещен модулятор реактивности, который содержит N сухих труб, размещенных на диаметре Д1 на днище бака аксиально симметрично. Внутри сухих труб размещены подвижные трубы. Подвижные трубы заполнены водой и внутри каждой из них установлены по два стержня из материала, поглощающего нейтроны. Стержни жестко закреплены на общем полом валу на расстоянии R от оси подвижной трубы и на расстоянии 2R друг от друга. Величины 2R и D1 определяются из соотношений: 0,107D>2R>0,105D, 0,806D>D1>0,8D, а органы защиты содержат емкостной накопитель с разрядником. Технический результат изобретения - расширение функциональных возможностей устройства путем освобождения центрального экспериментального канала в активной зоне, снижение уровня нейтронного фона и повышение ядерной безопасности установки. 1 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике, а более конкретно к активной зоне ядерного реактора на тепловых нейтронах. Технический результат изобретения - улучшение размножающих свойств активной зоны за счет увеличения среднего потока нейтронов на тепловыделяющих элементах и уменьшения неравномерности энерговыделения, а также выделение отрицательной реактивности при потере теплоносителя. Активная зона ядерного реактора содержит установленные в твердом замедлителе технологические каналы, в которых расположены стержневые тепловыделяющие элементы. Тепловыделяющие элементы установлены в канале с образованием полости, которая содержит замедлитель из водородсодержащего материала. Размеры ее поперечного сечения выбраны в диапазоне от 1,0 до 5,0 см. В качестве водородсодержащего материала использована вода, при этом в полости установлен ограничитель объема воды, выполненный в виде обечайки. 1 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть применено в конструкциях активных зон, используемых в водо-водяных ядерных энергетических реакторах, особенно в ядерных реакторах типа ВВЭР-440. В активной зоне водоводяного энергетического реактора водо-урановое отношение топливной решетки, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 0,98 до 2,52, от 7,00·10 ^-3 м до 8,00·10^-3 м и от 5,94·10 ^-3 м до 6,79·10^-3 м, соответственно, для тепловыделяющих сборок, содержащих 174-216 тепловыделяющих элементов или водоурановое отношение топливной решетки, наружный и внутренний диаметры оболочки тепловыделяющего элемента составляют от 1,14 до 2,76, от 7,80·10^-3 м до 8,79·10 ^-3 м и от 6,62·10^-3 м до 7,47·10 ^-3 м, соответственно, для тепловыделяющих сборок, содержащих 132-168 тепловыделяющих элементов, причем отношение высоты активной зоны к длине тепловыделяющей сборки составляет от 0,7488 до 0,7897. В результате снижаются линейные тепловые нагрузки, уменьшается вероятность разгерметизации тепловыделяющих элементов, расширяется диапазон маневрирования мощностью реактора и улучшается топливоиспользование. 5 з.п. ф-лы, 6 ил.