×
01.03.2019
219.016.cfc5

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С БЕРИЛЛИЕВЫМ ЗАМЕДЛИТЕЛЕМ

Вид РИД

Изобретение

Аннотация: 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 этого при эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем, работа которого на мощности чередуется с остановами, продолжительность которых ограничена, а допустимая продолжительность останова определяется из соотношения: где: Т - допустимая продолжительность останова при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону, мес; ρ - запас реактивности реактора при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону без учета отравления бериллия, β; Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут; а, b, с - константы для каждого реактора, которые определяют путем математической обработки результатов градуировок органов регулирования реактора в различные моменты: перед началом каждой новой кампании, после ее завершения, через различные промежутки времени после останова реактора.

Изобретение относится к ядерной энергетике в области управления 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.

Бериллий широко применяется в ядерных реакторах в качестве замедлителя. Его использование обусловлено лучшими по сравнению со многими другими материалами нейтронно-физическими характеристиками. Однако высокая стоимость бериллия сильно ограничивает его применение и требует значительных затрат при необходимости замены. Еще одной существенной особенностью бериллия является то, что при его взаимодействии с нейтронами происходит образование нуклидов с большим сечением поглощения тепловых нейтронов, например, 3Не и 6Li.

Известен способ эксплуатации исследовательского реактора BR-2 [Е.Koonen. BR-2 Research Reactor Modifications: Experience gained from the BR-2 Beryllium Matrix Replacement and Second Matrix Surveillance Programme, IAEA-SM-310/68. International Symposium on research reactor safety, operations and modifications, 1989, October 23-27. Chalk River, Ontario. AECL-9926 V.3 p.737-756], который включает работу на мощности до 120 МВт с периодическими остановами для перегрузки топлива и экспериментальных устройств общей продолжительностью до 240 суток в течение года. Недостатком этого способа является то, что максимальная продолжительность останова не установлена, т.е. он не учитывает специфику накопления в бериллиевой матрице 3Не и 6Li. В результате после одного из длительных остановов реактор не смогли вывести на мощность и были вынуждены полностью заменить бериллиевую матрицу. Кроме того, были понесены существенные убытки из-за простоя реактора, продолжавшегося более двух лет.

Известен способ эксплуатации исследовательского реактора МИР [В.А.Куприенко. Основные этапы истории и результаты исследований на реакторе МИР // Сборник трудов НИИАР, 1997 г., вып.4, с.3-17], включающий работу на мощности до 50 МВт и остановы для выполнения частичной перегрузки топлива (~1/3 активной зоны), подготовки экспериментов и проведения планово-предупредительных ремонтов. Суммарная продолжительность остановов в течение года достигает 210 суток. Возможны ситуации, например, при модернизациях различных систем или при подготовке сложных экспериментов, когда продолжительность останова может быть существенно больше. Отсутствие регламентации продолжительности останова привело к значительному уменьшению запаса реактивности за время одного из них. Реактор удалось вывести на мощность только после загрузки в него значительно большего количества «свежего» топлива, чем обычно. Если бы запас «свежего» топлива отсутствовал, то пришлось бы полностью заменять бериллиевую кладку.

Вышеуказанный недостаток устраняется тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем, работа которого на мощности чередуется с остановами между кампаниями, продолжительность останова между кампаниями ограничивают, а допустимую продолжительность останова определяют из соотношения:

,

где: Т - допустимая продолжительность останова при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону, мес;

ρ - запас реактивности реактора при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону без учета отравления бериллия, βэф;

Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут;

а - константа для каждого реактора, характеризующая накопление в бериллии 6Li, вычисляемая как разница между значениями запаса реактивности перед началом кампании в состоянии активной зоны со свежим бериллием и в состоянии со стационарной концентрацией 6Li в бериллии, которое определяют путем построения зависимости изменения запаса реактивности перед началом каждой новой кампании от энерговыработки на первом этапе эксплуатации бериллиевой кладки по прекращению уменьшения запаса реактивности, а запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования;

b - константа для каждого реактора, характеризующая изменение концентрации 3Не в бериллии в процессе работы реактора, вычисляемая как отношение уменьшения по сравнению с предыдущей кампанией остаточного запаса реактивности после завершения кампании к соответствующему увеличению энерговыработки за кампанию, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования сразу после окончания очередной кампании, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности;

с - константа для каждого реактора, характеризующая увеличение концентрации 3Не в бериллии в процессе останова, вычисляемая как отношение уменьшения запаса реактивности за время останова к продолжительности останова и к энерговыработке на момент останова, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования через различные промежутки времени после останова реактора, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- введение ограничения продолжительности останова;

- алгоритм определения допустимой продолжительности останова в зависимости от энерговыработки реактора при эксплуатации бериллиевой кладки в реакторе.

Это позволяет сделать вывод, что заявляемое решение обладает новизной и изобретательским уровнем.

Для исследовательского реактора МИР, в конструкции которого предусмотрен бериллиевый замедлитель, запас реактивности с максимальной загрузкой ядерного топлива без учета отравления бериллия составляет 26,4 βэф. При планировании работ допустимую продолжительность останова определяют, исходя из соотношения:

В данном случае Т - допустимая продолжительность останова при максимальной загрузке ядерного топлива, мес;

Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут.

Таким образом, после эксплуатации бериллия в реакторе при средней мощности, например, 40 МВт с коэффициентом использования 0,75 в течение 5 лет допустимая продолжительность останова с максимальной загрузкой ядерного топлива не должна превышать 15 мес, а после 30 лет - 1,5 мес.

Способ эксплуатации ядерного реактора с бериллиевым замедлителем, работа которого на мощности чередуется с остановами между кампаниями, отличающийся тем, что продолжительность останова между кампаниями ограничена, а допустимую продолжительность останова определяют из соотношения: ,где Т - допустимая продолжительность останова при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону, мес;ρ - запас реактивности реактора при планируемой загрузке ядерного топлива в активную зону без учета отравления бериллия, β;Q - энерговыработка реактора за время эксплуатации бериллиевой кладки, МВт·сут;а - константа для каждого реактора, характеризующая накопление в бериллии Li, вычисляемая как разница между значениями запаса реактивности перед началом кампании в состоянии активной зоны со свежим бериллием и в состоянии со стационарной концентрацией Li в бериллии, которое определяют путем построения зависимости изменения запаса реактивности перед началом каждой новой кампании от энерговыработки на первом этапе эксплуатации бериллиевой кладки по прекращению уменьшения запаса реактивности, а запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования;b - константа для каждого реактора, характеризующая изменение концентрации Не в бериллии в процессе работы реактора, вычисляемая как отношение уменьшения по сравнению с предыдущей кампанией остаточного запаса реактивности после завершения кампании к соответствующему увеличению энерговыработки за кампанию, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования сразу после окончания очередной кампании, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности;с - константа для каждого реактора, характеризующая увеличение концентрации Не в бериллии в процессе останова, вычисляемая как отношение уменьшения запаса реактивности за время останова к продолжительности останова и к энерговыработке на момент останова, запас реактивности вычисляют по результатам градуировки органов регулирования через различные промежутки времени после останова реактора, а энерговыработку - как произведение мощности, на которой работал реактор, и времени работы реактора на этой мощности.
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 21-28 of 28 items.
20.02.2016
№216.014.ce91

Способ выделения препарата актиния ac из смеси th и th

Изобретение относится к технологии получения радиоактивных изотопов. Заявленный способ выделения препарата Ас из смеси Th и Th включает сорбцию смеси изотопов тория на сильноосновной анионообменной смоле с последующей очисткой раствора, содержащего Ас, от примесей, отделяют радиоактивные...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002575881
Дата охранного документа: 20.02.2016
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.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 1-6 of 6 items.
10.08.2014
№216.012.e610

Способ изготовления блоков замедлителя и отражателя нейтронов ядерного реактора

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...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002524689
Дата охранного документа: 10.08.2014
10.08.2016
№216.015.5226

Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к рабочим органам системы управления и защиты ядерных реакторов на быстрых нейтронах (РБН). Рабочий орган компенсации реактивности системы управления и защиты реактора на быстрых нейтронах состоит из гильзы, стержневого элемента с замедлителем...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002594004
Дата охранного документа: 10.08.2016
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