Изобретения

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к средству контроля нейтронного потока для обеспечения контроля, управления и защиты корпусных ядерных реакторов. Изобретение может быть использовано для коррекции погрешности показаний мощности ядерного реактора и аппаратуры контроля нейтронного потока на основании показаний детекторов прямой зарядки системы внутриреакторного контроля. Определение скорректированного значения мощности ядерного реактора на основе коррекции мощности аппаратуры контроля нейтронного потока по показаниям внереакторных датчиков нейтронного потока, с учетом их зависимости от формы энергораспределения в активной зоне, полученной от внутриреакторных детекторов системы внутриреакторного контроля. Техническим результатом является обеспечение безопасности и надежности эксплуатации ядерного реактора за счет обеспечения своевременного и точного определения корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора при любых режимах его работы. 1. Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора, заключающийся в том, что плотность нейтронного потока в каждый момент времени измеряют с помощью сборок блоков детектирования, размещенных вне корпуса реактора, и по полученным результатам измерений определяют скорректированное значение мощности ядерного реактора с учетом поправочных коэффициентов, отличающийся тем, что плотность нейтронного потока измеряют вне корпуса реактора по показаниям сборок блоков детектирования, равномерно размещенных по периметру и высоте корпуса реактора, дополнительно измеряют плотность нейтронного потока в каждый момент времени с помощью попарно размещенных по периферии корпуса реактора напротив друг друга не менее двух сборок детектирования, равномерно размещенных по высоте активной зоны реактора, измеренные значения плотности нейтронного потока вне корпуса реактора корректируют в зависимости от показаний плотности внутри активной зоны, а корректировку погрешности показаний мощности ядерного реактора вычисляют по формуле P(t) = А * Kr(t) * Kz(t) * D(t), где P(t) - откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям блока детектирования, расположенного вне реактора, D - показание блока детектирования в конкретный момент времени, расположенного вне реактора, Kr - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения радиально-азимутальной формы энергораспределения на показания блока детектирования, расположенного вне реактора, и определяемый по показаниям блоков детектирования, размещенных внутри реактора, Kz - поправочный коэффициент, учитывающий влияние изменения аксиального энергораспределения на показания блоков детектирования, расположенных вне реактора, и определяемый по показаниям блоков детектирования, размещенных внутри реактора, и аксиальной весовой функции блока детектирования, расположенного вне ректора, А - нормировочный коэффициент, характеризующий перевод откорректированного значения мощности по показаниям блока детектирования, расположенного вне реактора, из машинного представления в формат соответствующей размерности. 2. Способ корректировки погрешности показаний мощности ядерного реактора по п. 1, отличающийся тем, что откорректированное значение мощности реактора в конкретный момент времени по показаниям сборок блоков детектирования, расположенных вне реактора, определяют как усредненное значение корректированных значений мощностей, определяемых по показаниям каждого блока детектирования данной сборки с учетом показаний блоков детектирования, размещенных внутри реактора.

Акционерное общество «Российский концерн по производству электрической и тепловой энергии на атомных станциях» (АО «Концерн Росэнергоатом») (RU) Федеральное государственное бюджетное учреждение «Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (НИЦ «Курчатовский институт») (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к разработке реактора-конвертера с расплавленным уран-плутониевым топливом, работающим со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом. Реактор-конвертер подпитывается низкообогащенной смесью сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не более, чем в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, а также отвальным ураном, поэтому реактор не требует производств внешнего топливного цикла. Использование в качестве теплоносителя полисилазана позволяет улучшить нейтронно-физические характеристики топливного цикла, увеличить коэффициент воспроизводства. Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом состоит из корпуса низкого давления с размещенной активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и внутрикорпусных устройств (ВКУ) с установленными в центральные отверстия колонн ВКУ технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), корпус низкого давления заполнен теплоносителем, в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах, заполнен жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопителе продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом корпус низкого давления выполнен из высокопрочного титанового сплава, например марки ВТ3-1, ВТ6, ВТ6С, ВТ14 или ВТ22, защищенного изнутри нанопористым композитом на основе нитрида бора, а теплоноситель выполнен на основе полисилазана следующего стехиометрического состава: Si315N3C12D22. Накопитель продуктов деления ТВС содержит нанопористый сорбционный материал для удаления газообразных продуктов деления и продуктов деления с высокой упругостью пара, например, на основе SiАlON при дисперсности микропор в интервале 5-15 ?, и материал-поглотитель продуктов деления с низкой упругостью пара. 1. Реактор-конвертер канального типа с расплавленным топливом, состоящий из корпуса низкого давления с размещенной в нем активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и внутрикорпусных устройств (ВКУ) с установленными в центральные отверстия колонн ВКУ технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ), корпус низкого давления заполнен теплоносителем, в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах, заполнен жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопителе продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, отличающийся тем, что корпус низкого давления выполнен из высокопрочного титанового сплава, защищенного изнутри нанопористым композитом, а теплоноситель выполнен на основе полисилазана. 2. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что корпус низкого давления выполнен из высокопрочного титанового сплава марки ВТ3-1, или ВТ6, или ВТ6С, или ВТ14, или ВТ22. 3. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что нанопористый композит выполнен на основе нитрида бора. 4. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что в качестве топлива используют низкообогащенную смесь сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов, не превышающим его значений в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, и отвальный уран. 5. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что оболочки ТВЭЛ, ТВС, ТК и ВКУ выполнены из композитного материала на основе нитрида бора с изотопным составом 11B15N, упрочненного наноразмерными нитевидными кристаллами ?-SiC, нанодисперсными частицами кубического 11B15N, и насыщены гелием, при следующем соотношении компонентов: 11B15N - 93-79 об.% 11B15N - 1-3 об.% - кубический ?-SiC - 5-15 об.% 4He - 1-3 об.%. 6. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что теплоноситель на основе полисилазана имеет следующий стехиометрический состав: Si315N3C12D22. 7. Реактор-конвертер по п. 1, отличающийся тем, что накопитель продуктов деления ТВС содержит нанопористый сорбционный материал для удаления газообразных продуктов деления и продуктов деления. 8. Реактор-конвертер по п. 7, отличающийся тем, что нанопористый сорбционный материал выполнен на основе SiАlON при дисперсности микропор в интервале 5-15 ?.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (ФГБУ НИЦ "Курчатовский институт") (RU), Акционерное общество "Государственный ордена трудового Красного знамени научно-исследовательский институт химии и технологии элементоорганических соединений" (АО "ГНИИХТЭОС") (RU), Заковоротный Александр Григорьевич (RU), Логинов Александр Сергеевич (RU), Петров Анатолий Александрович (RU), Слободчиков Алексей Владимирович (RU), Умяров Роман Мансурович (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к конструкциям тепловыделяющих сборок (ТВС) канальных ядерных реакторов РБМК (реактор большой мощности канальный), использующих в своем составе ядерное топливо на основе двуокиси урана с выгорающим поглотителем в виде окиси эрбия. Тепловыделяющая сборка канального ядерного реактора с профилированным топливом содержит тепловыделяющие элементы (ТВЭЛы), заполненные топливными таблетками из диоксида урана, обогащенною ураном-235, с добавлением оксида эрбия (Er2O3). В верхней и нижней частях ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 2,4 мас.% до 2,6 мас.% и содержит от 0,2 мас.% до 0,4 мас.% эрбия. В центральной части ТВС топливо имеет обогащение по урану-235 от 3,0 мас.% до 3,3 мас.% и содержит от 0,6 мас.% до 0,8 мас.% эрбия. При использовании изобретения при загрузке в РБМК может быть повышена глубина выгорания топлива, снижен расход топливных сборок на подпитку реактора и объемы хранения отработавшего топлива, уменьшен паровой коэффициент реактивности и, тем самым, повышена экономичность и безопасность работы реактора. 3 з.п. ф-лы.

Открытое акционерное общество "Машиностроительный завод" (RU), Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники имени Н.А.Доллежаля" (RU), Федеральное государственное учреждение Российский научный центр "Курчатовский институт" (RU), Открытое акционерное общество "ТВЭЛ" (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике и позволяет осуществлять контроль кипения и плотности теплоносителя в разных состояниях реактора. Способ и канал обнаружения кипения теплоносителя в активной зоне реактора ВВЭР включают оценку флуктуации нейтронного потока, обработку и выделение сигналов детекторов с заданными параметрами. При этом флуктуации нейтронного потока, обработку и выделение сигналов детекторов с заданными параметрами оценивают по высоте контролируемой тепловыделяющей сборки (ТВС) с учетом соответствующих компенсаций, рассчитанных по показаниям всех сборок датчиками нейтронов (ДН) по отношению к флуктуациям нейтронного потока на входе в эту ТВС. Флуктуации нейтронного потока дополнительно регистрируют собранными в определенном порядке по высоте ТВС и равномерно распределенными в активной зоне реактора датчиками, составляющими измерительный канал. При этом компенсируют паразитные сигналы и подавляют сигналы, связанные с промышленными наводками, заданные параметры обрабатываемых сигналов устанавливают в частотном диапазоне от 0,1 Гц до 8 Гц. Техническим результатом является своевременное обнаружение кипения теплоносителя в активной зоне реактора и уточнение условий теплосъема в конкретной активной зоне реакторов типа ВВЭР. 2 н.п. ф-лы, 2 ил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем. Один реактор при эксплуатации является рабочим, другой либо удаляется, либо находится в готовности к эксплуатации. Реакторы поочередно подключаются к контуру циркуляции. Активная зона каждого реактора размещается в корпусе по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус рабочего реактора для обеспечения реакции деления в области энерговыработки его активной зоны и значительно короче активной зоны. В рабочем реакторе при эксплуатации возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на участке энерговыработки активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлечением «свежего» топлива в процесс деления. Теплосъем осуществляется прокачиванием теплоносителя через активную зону в корпусе работающего реактора. Технический результат - непрерывная на много лет эксплуатация установки без перегрузок. 1. Ядерная установка, включающая корпус ядерного реактора с перемещаемым отражателем нейтронов, сформированную активную зону в полости корпуса ядерного реактора из средств тепловыделения, неподвижный (стационарный) и перемещаемый относительно активной зоны отражатель нейтронов, контур циркуляции теплоносителя, систему управления и защиты, отличающаяся тем, что установка снабжена, по меньшей мере, одним, дополнительным ядерным реактором, имеющим корпус, активную зону, контур циркуляции теплоносителя, перемещаемый отражатель нейтронов имеет возможность взаимодействия с активной зоной дополнительного реактора, причем контур циркуляции теплоносителя ядерной установки выполнен с возможностью подключения реактора со свежим топливом и/отключения реактора с отработавшим топливом от общего контура циркуляции теплоносителя ядерной установки с обеспечением ввода «холодного» и вывода «горячего» теплоносителя через соответствующие патрубки, расположенные совместно на торце корпуса каждого из ядерных реакторов, при этом перемещаемый отражатель установлен с возможностью охвата снаружи корпуса каждого из ядерных реакторов и с возможностью перемещения и независимого взаимодействия с активной зоной каждого из ядерных реакторов. 2. Ядерная установка по п.1, отличающаяся тем, что средством тепловыделения является ядерное топливо сформированной активной зоны, размер которой в направлении перемещения отражателя превышает размер перемещаемого отражателя. 3. Ядерная установка по п.1, отличающаяся тем, что введенные в устройство рабочие органы и приводы систем управления и защиты размещены на перемещаемом отражателе для обеспечения регулирования мощности и реактивности. 4. Способ эксплуатации ядерной установки, заключающийся в том, что в полости корпуса ядерного реактора из средств тепловыделения формируют и размещают с возможностью взаимодействия с имеющимися перемещаемым и неподвижным отражателями нейтронов активную зону, отличающийся тем, что в ядерной установке размещают, по меньшей мере, один, дополнительный ядерный реактор, активную зону каждого из ядерных реакторов формируют размером, превышающим размер перемещаемого отражателя, в направлении его перемещения, при исчерпании запаса реактивности в топливе на участке взаимодействия между перемещаемым отражателем соответствующего участка энерговыработки активной зоны, перемещаемый отражатель смещают в направлении участка топлива, не взаимодействовавшего до этого с перемещаемым отражателем, при этом энерговыработку из средств тепловыделения осуществляют за счет реакции деления топлива на нейтронах.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к ядерной физике, а более конкретно - к гамма-резонансной спектрометрии с предельно высокой разрешающей способностью. Технический результат - создание компактного гамма-спектрометра с наивысшей достигаемой разрешающей способностью, работающего при комнатной температуре. Гравитационный гамма-спектрометр для экспериментов, требующих высочайшей разрешающей способности, в котором используется пропускаемое через многощелевой коллиматор гамма-излучение изомера 109mRh от источника из металлического родия, содержащего атомы материнского нуклида 103Pd, либо облученного тормозным излучением электронов, причем положение и ширина гамма-резонанса определяются по зависимости регистрируемой интенсивности прошедшего через коллиматор гамма-излучения от угла наклона щелей коллиматора по отношению к горизонтальной плоскости. 1 ил.

Российская Федерация, от имени которой выступает государственный заказчик - Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU),

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в импульсных реакторах растворного типа. Cпособ эксплуатации корпуса импульсного растворного ядерного реактора с периодическим процессом низкотемпературного отжига его корпуса и внутрекорпусного оборудования включает нагрев и охлаждение корпуса и внутрекорпусного оборудования. При этом корпус и внутри корпусные устройства в период функционирования реактора подвергаются низкотемпературному отжигу конструкционного материала, включающего нагрев корпуса и его внутри корпусных устройств за счет повышения температуры раствора уранил-сульфата или иного солевого раствора до 250-280°C, выдержки при заданной температуре 50-150 часов и охлаждения до температуры стояночного режима эксплуатации. Изобретение позволяет длительно и безопасно эксплуатировать корпус импульсного растворного ядерного реактора. 4 ил., 1 табл.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к энергосистемам на основе прямого преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано, в частности, для энергоснабжения лунной базы. Установка содержит два замкнутых контура жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ). Контур горячего ЖМТ включает в себя по меньшей мере один солнечный коллектор, соединенный трубопроводами ЖМТ с последовательно установленными теплообменником горячего спая термоэлектрического преобразователя (ТЭП) и циркуляционным насосом. Контур отвода тепла включает в себя теплообменник холодного спая ТЭП, соединенный трубопроводами ЖМТ с холодильником-излучателем и циркуляционным насосом. Электрические выходы ТЭП соединены с накопителями и потребителями энергии. Техническим результатом является стабильное энергоснабжение оборудования и персонала в экстремальных условиях внешней среды, в частности на лунной базе. 1. Автономная космическая энергетическая установка, содержащая замкнутый контур горячего жидкометаллического теплоносителя, включающий по меньшей мере один солнечный коллектор, соединенный трубопроводами с жидкометаллическим теплоносителем с последовательно установленными теплообменником горячего спая термоэлектрического преобразователя и электромагнитным насосом, замкнутый контур отвода тепла, включающий теплообменник холодного спая термоэлектрического преобразователя, соединенный трубопроводами с жидкометаллическим теплоносителем с холодильником-излучателем и циркуляционным насосом, при этом теплообменник горячего спая термоэлектрического преобразователя и теплообменник холодного спая термоэлектрического преобразователя примыкают к термоэлектрическому генератору, электрические выходы которого соединены с накопителем и потребителем энергии. 2. Установка по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве накопителей энергии могут быть использованы электрохимическая аккумуляторная батарея, или механическая система аккумулирования, или суперконденсаторы.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к энергетике. В способе преобразования энергии в энергоустановку подают воздух, сжимаемый затем в компрессоре, а также газообразное топливо, продукты сгорания которого расширяют в газовой турбине, используемой в качестве привода компрессора и электрогенератора, а затем направляют в теплообменник, в котором вырабатывают тепловую энергию, по меньшей мере часть сжатого воздуха, отбираемого из компрессора, используют для проведения паровоздушной конверсии природного газа в адиабатическом реакторе конверсии, при которой получают газообразное топливо, при этом по меньшей мере часть тепловой энергии, вырабатываемой в теплообменнике, используют для получения водяного пара, смешиваемого со сжатым воздухом перед паровоздушной конверсией природного газа, а другую часть тепловой энергии, вырабатываемой в теплообменнике, используют для отпуска потребителям водяного пара или горячей воды. Изобретение позволяет повысить эффективность преобразования энергии. 1. Способ преобразования энергии, в котором в энергоустановку подают воздух, сжимаемый затем в компрессоре, а также газообразное топливо, продукты сгорания которого после камеры сгорания расширяют в газовой турбине, используемой в качестве привода компрессора и электрогенератора, а затем направляют в теплообменник, в котором вырабатывают тепловую энергию, отличающийся тем, что сжатый воздух, отбираемый из компрессора, используют для проведения паровоздушной конверсии природного газа в адиабатическом реакторе конверсии, при которой получают газообразное топливо, а по меньшей мере часть тепловой энергии, вырабатываемой в теплообменнике, используют для получения водяного пара, смешиваемого со сжатым воздухом перед паровоздушной конверсией природного газа, другую часть тепловой энергии используют для отпуска потребителям водяного пара или горячей воды, а получение водяного пара в теплообменнике уменьшают при снижении нагрузки электросети. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что при снижении тепловой нагрузки в тепловой сети уменьшают выработку теплоносителя в теплообменнике с одновременным увеличением производства водяного пара. 3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя используют нагретую воду или водяной пар, подаваемые в тепловую сеть. 4. Способ по п. 1, отличающийся тем, что газообразное топливо выбирают из ряда, содержащего метан, углеводороды, диметиловый эфир, водород или их смеси. 5. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в камеру сгорания подают дополнительное топливо, которое выбирают из ряда, содержащего метан, углеводороды, диметиловый эфир, водород или их смеси. 6. Способ по п. 1, отличающийся тем, что для получения водяного пара подают питательную воду из резервуара, пополняемого конденсатом, выделяемым из продуктов сгорания. 7. Способ по п. 1, отличающийся тем, что газообразное топливо перед подачей в камеру сгорания охлаждают за счет нагрева водяного пара и/или сжатого воздуха, подаваемых на реакцию паровоздушной конверсии. 8. Способ по п. 1, отличающийся тем, что температурный режим паровоздушной конверсии поддерживают изменением расхода и состава входного потока сжатого воздуха. 9. Способ по п. 1, отличающийся тем, что подачу сжатого воздуха, отбираемого из компрессора, распределяют между камерой сгорания и адиабатическим реактором конверсии путем применения запирающего и/или регулирующего элемента. 10. Способ по п. 1, отличающийся тем, что расширение продуктов сгорания в газовой турбине ведут сначала в турбине высокого давления, которая служит приводом компрессора, а затем в турбине низкого давления, которая служит приводом электрогенератора, причем перед турбиной низкого давления поток продуктов сгорания смешивают с водяным паром, отбираемым перед его смешением со сжатым воздухом. 11. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в процессе расширения продуктов сгорания в газовой турбине продукты сгорания перегревают путем сгорания газообразного топлива или природного газа.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)

Изобретение относится к энергетике и может использоваться для преобразования энергии в магнитогидродинамических (МГД) плазменных устройствах, к которым относятся МГД генераторы электрической энергии и МГД ускорители плазменных сред. Техническим результатом является создание капиллярно-пористых электродов для магнитогидродинамических плазменных устройств, не подверженных деградации и возобновляемых за счет пополнения жидкого металла из резервного объема, что увеличивает их ресурс. Для этого предложен капиллярно-пористый электрод, состоящий из замкнутого корпуса с расплавом металла, поверхность которого, обращенная к плазме, выполнена из волокнистого материала в виде пористых матов из металлических волокон металла с температурой плавления выше температуры плавления металла расплава, при этом корпус соединен с резервной емкостью с расплавом металла. Капиллярно-пористые маты выполнены из металлического войлока или представляют собой многослойную решетку. Металл расплава, металл пористого мата и эффективные размеры его пор выбирают из условия необходимой подачи расплава к поверхности мата за счет капиллярных сил. 1. Капиллярно-пористый электрод для магнитогидродинамических плазменных устройств: МГД генераторов электрической энергии и МГД ускорителей плазменных сред, состоящий из корпуса с расплавом металла с размещенным в нем волокнистым материалом, отличающийся тем, что поверхность замкнутого корпуса, обращенная к плазме, выполнена из волокнистого материала в виде пористых матов из металлических волокон металла с температурой плавления выше температуры плавления металла расплава, при этом корпус соединен с резервной емкостью с расплавом металла. 2. Капиллярно-пористый электрод по п. 1, отличающийся тем, что капиллярно-пористые маты выполнены из металлического войлока. 3. Капиллярно-пористый электрод по п. 1, отличающийся тем, что капиллярно-пористые маты представляют собой многослойную решетку. 4. Капиллярно-пористый электрод по п. 1, отличающийся тем, что металл расплава, металл пористого мата и эффективные размеры его пор выбирают из условия необходимой подачи расплава к поверхности мата за счет капиллярных сил.

Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (RU)