×
11.03.2019
219.016.ddc9

Результат интеллектуальной деятельности: СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИОННОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С ОРГАНИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ

Вид РИД

Изобретение

№ охранного документа
0002468452
Дата охранного документа
27.11.2012
Аннотация: 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.

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.

Использование водородсодержащих органических жидкостей в качестве теплоносителя в ядерных реакторах на тепловых нейтронах основано на том, что эти жидкости обладают рядом преимуществ по сравнению с другими видами теплоносителей. В частности:

- низкая активация теплоносителя позволяет обслуживать первый контур даже во время работы реактора;

- высокая температура кипения органического теплоносителя при атмосферном давлении позволяет избегать его вскипания при случайной потере давления в первом контуре;

- низкое рабочее давление в первом контуре существенно снижает вероятность разрыва оборудования и трубопроводов;

- коррозионная пассивность теплоносителя к конструкционным материалам позволяет использовать в качестве последних дешевые алюминиевые сплавы и углеродистые стали, применять в составе первого контура серийное нефтяное оборудование и арматуру без предъявления к ним специальных требований;

- сравнительная простота обслуживания, ремонта и управления реактором позволяет максимально автоматизировать установку, снизить требования к квалификации обслуживающего персонала и ограничить его количество.

Все вместе это дает уникальные возможности по обеспечению ядерной и радиационной безопасности, простоте эксплуатации и снижению капитальных затрат на сооружение, что особенно привлекательно при использовании в отдаленных районах.

Известен способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем установки АТУ-15×2 [Токарев Ю.И., Цыканов В.А., Рюмин В.П. и др. АТУ-15×2 - атомная станция теплоснабжения для отдаленных районов. // Вопросы атомной науки и техники. Сер. Физика и техника ядерных реакторов. 1978. Вып. 1/21, ч.1, с 112-116], предусматривающий охлаждение активной зоны за счет циркуляции органического теплоносителя (дитолилметан) по замкнутому контуру.

К недостаткам указанного способа относится то, что под действием ионизирующего излучения и температуры молекулы теплоносителя распадаются, образуя легкие, средние и тяжелые фракции. Последние, взаимодействуя между собой, образуют сверхтяжелые молекулы, которые осаждаются на теплопередающих поверхностях в виде отложений (эффект фаулинга), что приводит к ухудшению охлаждения твэлов и невозможности продолжения эксплуатации реактора без очистки или замены топлива.

Известен способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем установки АРБУС (арктическая блочная установка) [Алексенко Ю.Н., Гаврилин А.И., Гатауллин Н.Г. и др. Опыт эксплуатации реакторной установки АРБУС. // Сб. докл. семинара «Перспективы использования ядерных реакторов для теплоснабжения городов и промышленных предприятий». Димитровград, НИИАР, 1978, с.24-44], который предусматривает организацию прокачки органического теплоносителя (гидростабилизированный газойль, гидротерфинил или дитолилметан) через активную зону по первому контуру, вывод реактора на мощность и работу на мощности с отводом вырабатываемой энергии теплоносителем первого контура. Недостаток этого способа состоит в ограниченной продолжительности непрерывной работы реактора (до 100 суток) за счет эффекта фаулинга. Причем скорость образования отложений пропорциональна массовой доле тяжелых фракций в теплоносителе.

Вышеуказанный недостаток устраняется тем, что в способе эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем, предусматривающем 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.

Однократное кратковременное пребывание органической жидкости в активной зоне реактора под действием ионизирующего излучения приводит к минимальному образованию тяжелых фракций. Это делает эффект фаулинга пренебрежимо малым, что обеспечивает долговременную эксплуатацию реактора с целью подогрева транспортируемых нефтепродуктов. Низкая активация теплоносителя не приводит к увеличению радиационного фона от трубопровода.

Новыми существенными признаками по сравнению с прототипом являются:

- подача органического теплоносителя в первый контур из трубопровода транспортной системы нефтепродуктов с содержанием тяжелых фракций до 10%;

- отвод подогретого теплоносителя после прохождения активной зоны реактора в тот же трубопровод.

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.

Предложенный способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем иллюстрируется следующим примером. Ядерный реактор с органическим теплоносителем мощностью 15 МВт, например, предназначенный для установки АТУ-15×2, подключенный к магистральному нефтепродуктопроводу (см. чертеж), обеспечит при расходе теплоносителя через активную зону 750 м3/ч подогрев теплоносителя ~ 40°С при плановой продолжительности работы реактора, которая определяется количеством загруженного в него ядерного топлива. Это позволит обеспечить существенную экономию за счет отказа от систем путевого электроподогрева трубопровода.

Способ эксплуатации ядерного реактора с органическим теплоносителем, предусматривающий 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, отличающийся тем, что 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.
Источник поступления информации: Роспатент

Showing 11-20 of 28 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
20.08.2014
№216.012.e9de

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано при проведении радиационных испытаний, в частности испытаний при исследовании влияния облучения на механические свойства, зависимости деформации радиационного формоизменения и радиационно-термической ползучести...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002525678
Дата охранного документа: 20.08.2014
27.09.2014
№216.012.f8aa

Стержень управления и защиты ядерного реактора

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в качестве стержней управления и защиты ядерных реакторов, преимущественно в реакторах на быстрых нейтронах с металлическим теплоносителем, например натриевым, свинцовым, свинцово-висмутовым. Стержень управления и защиты...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002529495
Дата охранного документа: 27.09.2014
20.11.2014
№216.013.08a7

Способ дуговой сварки

Изобретение относится к области машиностроения, в частности к способу дуговой сварки неплавящимся электродом в среде защитного газа, и может быть применено для сварки изделий цилиндрических конструкций, в том числе при герметизации изделий активных зон ядерных реакторов в обычных и в...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002533616
Дата охранного документа: 20.11.2014
20.11.2014
№216.013.092c

Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе

Изобретение относится к области испытательной техники и может быть использовано при проведении радиационных испытаний. Устройство для испытания материалов в ядерном реакторе содержит корпус, одну или несколько герметичных ампул, каждая из которых содержит наружную и внутреннюю полости,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002533749
Дата охранного документа: 20.11.2014
27.11.2014
№216.013.0a37

Способ очистки облученного бериллия от радиоактивных примесей

Заявленное изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано при утилизации, захоронении и рефабрикации облученных изделий из бериллия, таких как, например, отражатель нейтронов ядерных и термоядерных реакторов. В заявленном способе из облученного бериллия удаляют тритий,...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002534023
Дата охранного документа: 27.11.2014
20.08.2015
№216.013.72a5

Устройство для испытаний ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано для проведения реакторных испытаний твэлов с экспериментальным топливом в исследовательских ядерных реакторах на быстрых нейтронах. Устройство для испытания ядерного топлива реакторов на быстрых нейтронах, включающее...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002560919
Дата охранного документа: 20.08.2015
10.09.2015
№216.013.79d4

Способ контроля стабильности коэффициента преобразования дифференциально-трансформаторного преобразователя

Изобретение относится к измерительной технике и может быть использовано для различных измерений. Достигаемый технический результат - осуществление контроля работоспособного состояния дифференциально-трансформаторного преобразователя (ДТП) и стабильности его метрологических...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002562777
Дата охранного документа: 10.09.2015
10.02.2016
№216.014.c2cc

Способ разделения радионуклидов кадмия и серебра

Изобретение относится к области радиохимии и может быть использовано в технологии получения радиоактивных изотопов и аналитической химии. Способ разделения радионуклидов кадмия и серебра включает растворение облученного серебра в азотной кислоте, упаривание раствора, растворение образовавшихся...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002574274
Дата охранного документа: 10.02.2016
10.02.2016
№216.014.c49e

Способ изготовления композиции для длительного хранения кюрия

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для длительного контролируемого хранения кюрия с целью последующего сжигания в специальных реакторах либо дальнейшего использования в качестве стартового материала для получения тяжелых изотопов кюрия и калифорния. Способ...
Тип: Изобретение
Номер охранного документа: 0002574272
Дата охранного документа: 10.02.2016
Showing 1-5 of 5 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
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
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