×
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 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.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
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 1-5 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