×
10.08.2014
216.012.e610

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Вид РИД

Изобретение

№ охранного документа
0002524689
Дата охранного документа
10.08.2014
Аннотация: Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов. Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора предусматривает размещение бериллия в герметичном чехле. Чехол, определяющий форму блока, герметично соединяют с нижним концевиком, внутрь чехла засыпают гранулы бериллия, производят их уплотнение, затем герметично соединяют чехол с верхним концевиком. При этом при изготовлении блоков замедлителя уплотнение осуществляют до плотности 70-85% от теоретической, а при изготовлении блоков отражателя - до плотности 60-90% от теоретической. Технический результат - повышение экологичности изготовления за счет исключения технологических операций механической обработки, а также уменьшение влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления Не. 7 з.п. ф-лы, 4 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при изготовлении блоков замедлителя и отражателя нейтронов, содержащих бериллий, преимущественно для исследовательских реакторов, с целью существенного снижения стоимости изготовления и повышения экологичности за счет исключения технологических операций механической обработки, а также уменьшения влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не.

Бериллий широко применяют в ядерных реакторах в качестве замедлителя и отражателя нейтронов. Его использование обусловлено лучшими по сравнению со многими другими материалами нейтронно-физическими характеристиками. Как правило, используют конструкции в виде массивных, цельных или составных пластин и блоков из металлического бериллия высотой до метра и более.

Известен способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора [Б.Г.Игнатьев, Л.А.Ижванов, Н.И.Полторацкий и др. Технология изготовления реакторных конструкций из металлического бериллия и его окиси. Труды третьей Женевской конференции по использованию атомной энергии в мирных целях. Доклад Р/351, Т.9, реакторные материалы, стр.301-308. United Nations, New York, 1965]. Пластины и блоки изготавливают из заготовок металлического бериллия, которые получают путем спекания, горячего или холодного прессования, а также горячего выдавливания с использованием бериллия в порошкообразной форме. Требуемые геометрические размеры получают, обрабатывая заготовки с применением токарных, фрезерных, сверлильных работ. Готовые блоки, как правило, сверху и снизу соединяют с концевыми деталями (обычно из сплавов алюминия, циркония или нержавеющей стали), которые обеспечивают сопряжение с элементами конструкции реактора и приспособлениями для выполнения перегрузочных операций.

Подобный способ изготовления блоков замедлителя и отражателя обладает следующими недостатками. Бериллий является чрезвычайно токсичным материалом, и для его механической обработки необходима реализация специальных технических мер и организационных мероприятий по обеспечению безопасности. Механические свойства металлического бериллия таковы, что при изготовлении заготовок и их обработке велика вероятность образования брака в виде недопустимых расслоений, царапин, сколов, трещин. Это приводит к существенному увеличению цены бериллия в виде изделия, по сравнению с ценой в виде порошка.

При взаимодействии бериллия с нейтронами в результате ядерных реакций образуется тритий, который распадаясь, превращается в 3Не, обладающий большим сечением поглощения тепловых нейтронов. Это приводит к значительной потере запаса реактивности реактора во время остановок («отравление» бериллия). Известен случай (реактор BR-2), когда после длительной остановки из-за накопления 3Не запас реактивности снизился настолько, что реактор не удалось вывести в критическое состояние и пришлось полностью заменить бериллиевую кладку.

Кроме того, в процессе облучения, при достижении флюенса быстрых нейтронов (2-4)·1022 см-2 в результате накопления радиационных повреждений и значительных по величине термических напряжений в массиве блока, возникающих вследствие неравномерности разогрева по сечению и высоте, бериллий начинает растрескиваться. Это вызывает выкрашивание фрагментов блоков, которое может привести к повреждению элементов активной зоны реактора. Поэтому при появлении трещин требуется замена блоков.

В качестве прототипа рассматривается способ изготовления элементов отражателя ядерного реактора, предусматривающий размещение бериллиевого блока в герметичном кожухе [Отражатель нейтронов ядерного реактора. Патент РФ №2344503]. Предложенный способ устраняет возможность выкрашивания бериллия и повреждения элементов активной зоны. Однако недостатки, связанные с необходимостью изготовления заготовок и их механической обработки, а также с накоплением в бериллии 3Не, остаются.

Цель предлагаемого решения состоит в существенном снижении стоимости изготовления и повышении экологичности за счет исключения технологических операций механической обработки, а также в уменьшении влияния эффекта «отравления» бериллия из-за накопления 3Не.

Поставленная цель достигается тем, что в способе изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора, заключающемся в размещении бериллия в герметичном чехле, чехол, определяющий форму блока, герметично соединяют с нижним концевиком, внутрь чехла засыпают гранулы бериллия, производят их уплотнение, затем герметично соединяют чехол с верхним концевиком.

При изготовлении блоков замедлителя уплотнение осуществляют до плотности 70-85% от теоретической. В этом случае запас реактивности реактора из-за меньшей плотности бериллия снижается незначительно, зато тритий и 3Не имеют большую свободу миграции, что позволяет значительно уменьшить влияние эффекта «отравления» бериллия, за счет создания в блоке объема для сбора газов выше активной зоны.

При изготовлении блоков отражателя уплотнение производят до плотности 60-90% от теоретической в зависимости от желаемого распределения плотности потока нейтронов в экспериментальных устройствах отражателя.

При изготовлении блока, через который предусмотрено прохождение каналов, внутри чехла размещают одну или несколько обечаек, которые герметично соединяют с нижним концевиком, имеющим в местах размещения обечаек сквозные отверстия соответствующего диаметра, гранулы бериллия засыпают между чехлом и обечайками, а после уплотнения верхний концевик с отверстиями соответствующего диаметра в местах размещения обечаек также герметично соединяют с обечайками и чехлом.

В качестве материала чехла и обечаек используют конструкционные материалы, обеспечивающие устойчивость конструкции блока и ее работоспособность в заданных условиях в течение назначенного срока службы, преимущественно сплавы на основе алюминия, циркония или нержавеющие стали.

Герметичность соединения нижнего и верхнего концевиков с чехлом и обечайками обеспечивают за счет сварки.

Уплотнение бериллия осуществляют за счет вибрации.

Для изготовления блоков используют не менее трех фракций гранул бериллия, что значительно повышает достигаемую плотность.

Изготавливают блок таким образом, чтобы высота столба бериллия превышала высоту активной зоны реактора, а в верхней его части (над активной зоной) был обеспечен объем для сбора газов, выделяемых в результате ядерных реакций бериллия с нейтронами (гелий, тритий).

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- использование гранул бериллия непосредственно при изготовлении блока;

- применение уплотнения гранул бериллия непосредственно в изготавливаемой конструкции;

- обеспечение различной конечной плотности бериллия для блоков разного назначения.

Новые существенные признаки заявляемого изобретения в научной и технической литературе не обнаружены, предложенное решение не следует явным образом из уровня техники, а его применение обеспечивает новые свойства. Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение соответствует критериям новизна и изобретательский уровень.

Способ иллюстрируется следующими рисунками, где:

на рис.1 приведено полученное расчетом изменение эффекта реактивности в зависимости от уменьшения плотности бериллия в блоках замедлителя. Цифрами обозначены:

1 - изменение эффекта реактивности без учета накопления 3Не;

2 - изменение эффекта реактивности с учетом накопления и миграции 3Не.

Из приведенных данных видно, что если не учитывать накопление 3Не (кривая 1), то с уменьшением плотности бериллия отрицательный эффект реактивности увеличивается. Учет накопления 3Не (кривая 2) при максимальной плотности бериллия приводит к значительному отрицательному эффекту реактивности. С уменьшением плотности бериллия тритий и 3Не получают большую свободу миграции и выходят в верхний газосборник. Чем меньше плотность бериллия, тем меньше газа в нем остается. Это приводит к уменьшению значения отрицательного эффекта реактивности. По значению отрицательного эффекта реактивности оптимальная плотность бериллия находится в диапазоне 70-85% от теоретической.

На рис.2 приведено расчетное изменение плотности потока быстрых (а) и тепловых (б) нейтронов в зависимости от удаленности от центра реактора при различных значениях плотности бериллия в блоках отражателя. За единицу на графиках принята плотность потока нейтронов для блоков с металлическим бериллием. Цифрами обозначены:

1 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,6;

2 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,7;

3 - изменение плотности потока нейтронов при плотности бериллия 0,8;

4 - изменение плотности потока нейтронов при комбинированном отражателе, который набран слоями из блоков с плотностью бериллия 0,9, затем 0,8, затем 0,6.

Видно, что с уменьшением плотности бериллия (кривые 1, 2, 3) плотность потока быстрых нейтронов возрастает. Особенно этот рост заметен для наиболее удаленных от активной зоны участков отражателя. Для этих же участков отражателя увеличение плотности потока тепловых нейтронов несколько меньше. Но рядом с активной зоной происходит незначительное снижение плотности потока тепловых нейтронов. Использование комбинированного отражателя (кривая 4) дает минимальное изменение плотности потока быстрых и тепловых нейтронов по сравнению с использованием металлического бериллия. Поэтому плотность бериллия необходимо выбирать в зависимости от желаемого распределения плотности потока нейтронов.

Варианты исполнения блоков, изготовленных с использованием предлагаемого способа, приведены на рисунках 3 и 4, где:

1 - нижний концевик;

2 - обечайка для прохода канала;

3 - чехол;

4 - бериллий;

5 - объем для сбора газов;

6 - верхний концевик.

Блок замедлителя реактора МИР (рисунок 3) изготавливают в следующей последовательности. К нижнему концевику (1) приваривают сначала обечайку (2) для прохода канала, затем чехол (3), имеющий шестигранную форму. В зазор между чехлом (3) и обечайкой (2) засыпают гранулы бериллия (4) различного фракционного состава и производят уплотнение на вибростенде до требуемой объемной плотности. Количество засыпаемого бериллия выбирают так, чтобы после его уплотнения в верхней части блока остался объем для сбора газов (5). Затем герметизируют блок за счет сварки верхнего концевика (6) с обечайкой (2) и чехлом (3).

В аналогичной последовательности изготавливают блок отражателя реактора СМ-3. Если через блок не проходит канал (рисунок 4), то операции, связанные с наличием обечайки, не выполняют.


СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ БЛОКОВ ЗАМЕДЛИТЕЛЯ И ОТРАЖАТЕЛЯ НЕЙТРОНОВ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 21-28 of 28 items.
20.02.2016
№216.014.e917

Способ выделения радионуклида кадмий-109

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ выделения радионуклида кадмий-109 раствора, содержащего радионуклиды кадмия и серебра, заключается в растворении облученного серебра в азотной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575886
Дата охранного документа: 20.02.2016
01.03.2019
№219.016.cfc5

Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами, и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых ядерных реакторов с бериллиевым замедлителем для увеличения срока службы реактора без замены бериллиевого замедлителя. Для...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002431895
Дата охранного документа: 20.10.2011
01.03.2019
№219.016.cfcb

Способ испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для решения задачи испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности. В один из каналов реактора на уровень активной зоны реактора устанавливают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002431207
Дата охранного документа: 10.10.2011
01.03.2019
№219.016.cfe4

Способ определения массовых концентраций основных и примесных элементов в материалах и изделиях из титаната диспрозия (dyo·tio) гафната диспрозия (ndyo·mhfo) и их смесей

Изобретение относится к аналитическому контролю химического состава материала и изделий из титаната диспрозия (DyO·TiO), гафната диспрозия (nDyO·mHfO) и их смесей. Способ определения массовых концентраций основных и примесных элементов в материалах и изделиях, содержащих титанат диспрозия...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002449261
Дата охранного документа: 27.04.2012
11.03.2019
№219.016.ddc9

Способ эксплуатационного ядерного реактора с органическим теплоносителем

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002468452
Дата охранного документа: 27.11.2012
29.06.2019
№219.017.9f52

Способ импульсной вихретоковой дефектоскопии

Изобретение относится к неразрушающему контролю и может быть использовано для оценки состояния электропроводящих изделий, например оболочек тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов. Способ импульсной вихретоковой дефектоскопии включает определение интервала времени от начала...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002429468
Дата охранного документа: 20.09.2011
29.06.2019
№219.017.a0bb

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002436177
Дата охранного документа: 10.12.2011
29.06.2019
№219.017.a14c

Способ регенерации радия из его сульфата

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в аналитической химии и в химической технологии, в частности для переработки отработанных радиоактивных источников излучения. Способ регенерации радия из его сульфата заключается в том, что растворяют сульфат радия в щелочном...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002441842
Дата охранного документа: 10.02.2012
Showing 21-26 of 26 items.
20.02.2016
№216.014.e917

Способ выделения радионуклида кадмий-109

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ выделения радионуклида кадмий-109 раствора, содержащего радионуклиды кадмия и серебра, заключается в растворении облученного серебра в азотной...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575886
Дата охранного документа: 20.02.2016
01.03.2019
№219.016.cfc5

Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к управлению внутриреакторными процессами, и может быть использовано при эксплуатации действующих и сооружаемых ядерных реакторов с бериллиевым замедлителем для увеличения срока службы реактора без замены бериллиевого замедлителя. Для...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002431895
Дата охранного документа: 20.10.2011
01.03.2019
№219.016.cfcb

Способ испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано для решения задачи испытания твэлов в режиме импульсного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе, работающем на стационарной мощности. В один из каналов реактора на уровень активной зоны реактора устанавливают...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002431207
Дата охранного документа: 10.10.2011
11.03.2019
№219.016.ddc9

Способ эксплуатационного ядерного реактора с органическим теплоносителем

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002468452
Дата охранного документа: 27.11.2012
29.06.2019
№219.017.9d29

Способ испытания твэлов в режиме скачкообразного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления внутриреакторными процессами. Способ испытания твэлов в режиме скачкообразного увеличения мощности в исследовательском ядерном реакторе предусматривает размещение облучательного устройства с испытываемыми твэлами в петлевом канале,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002383069
Дата охранного документа: 27.02.2010
29.06.2019
№219.017.a0bb

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002436177
Дата охранного документа: 10.12.2011
+ добавить свой РИД