Вышла в свет книга Б.И.Нигматулина и В.А.Пивоварова «Реакторы с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. История трагедии и фарса». Подробнее 

Академик Олег Фиговский (Израиль)

Ядерная энергетика достигла важной вехи. На Конференции ООН по изменению климата (КС-28) в Дубае был достигнут новый глобальный консенсус. В историческом первом глобальном подведении итогов в рамках Парижского соглашения, одобренного на КС-28, 198 стран, подписавших Рамочную конвенцию ООН об изменении климата, включили ядерную энергетику в число технологий, развертывание которых необходимо ускорить для достижения нулевых выбросов углерода.

Изменение в принятии ядерной энергетики отражает осознание того, что быстрая и глубокая декарбонизация, особенно в таких трудно поддающихся сокращению областях, как промышленность, невозможна без значительного увеличения ядерных мощностей. С этой целью более 20 стран, принявших участие в КС-28, обязались работать над утроением ядерных энергетических мощностей к 2050 году. 

Передовые ядерные энергетические технологии, такие как малые модульные реакторы (ММР) и микрореакторы, подмножество ММР, могут сыграть ключевую роль в предстоящем расширении ядерной энергетики. Согласно оптимистичному сценарию последних прогнозов МАГАТЭ, в 2050 году ядерные электрогенерирующие мощности будут в два с половиной раза больше, чем сегодня. Четверть этой новой мощности, как ожидается, будет приходиться на ММР. ММР имеют много преимуществ. Они хорошо подходят для декарбонизации электроэнергии и промышленности за счет производства низкоуглеродного тепла и водорода. Они также хорошо подходят для замены генерации ископаемого топлива в отдаленных населенных пунктах и ​​отраслях.

Некоторые ММР также оптимизированы для гибкой работы вместе с возобновляемыми источниками энергии и накопителями энергии. Учитывая их размер и более низкие первоначальные затраты, ММР предлагают новый вариант ядерной энергетики для стран и отраслей, для которых обычные крупные ядерные энергетические реакторы не подходят. Технологические компании уже заключают сделки с производителями ММР, поскольку они ищут способы экологически чистого питания своих энергоемких центров обработки данных.

Развивающиеся страны рассматривают ММР как более доступный вариант для небольших сетей. Этот популярный форум для поддержки инженерного сообщества, разрабатывающего следующее поколение реакторных технологий в Великобритании, вернется в 2025 году. Посетите его в 2025 году и узнайте, как инженеры решают основные проблемы в ядерной инженерии, от безопасности критичности и анализа данных до обнаружения неисправностей, разработки топлива и производственных путей. Свяжитесь с техническими новаторами, производителями, проектировщиками и государственными регулирующими органами, чтобы обсудить достижения и получить представление о последних проектах AMR и SMR в Великобритании и во всем мире. Ниже мои читатели могут ознакомиться с патентами за последние три месяца 2024 года по технологиям для ядерных реакторов.

WO2024258313 (A1) - МНОГОКОМПОНЕНТНАЯ СБОРКА ДЛЯ ГЕНЕРАЦИИ ЭНЕРГИИ (ВОПЛОЩЕНИЯ)

Многокомпонентный энергоблок относится к ядерной и возобновляемой энергетике и включает в себя ветрогенератор, машинный отсек, полую трубчатую башню и основание для этой башни. Ядерная установка включает реакторный блок с ядерным реактором и герметичный кожух для реакторного блока. Реакторный блок расположен внутри внутренней полости башни ветрогенераторного блока. Функцию герметичного кожуха реакторного блока с точки зрения защиты операторов и населения от ионизирующего излучения выполняет радиационный экран в виде кольцевой конструкции, окружающей ядерный реактор снаружи, напротив активной зоны реактора. Функцию герметичного кожуха реакторного блока с точки зрения предотвращения распространения радиоактивных веществ за пределы герметичного кожуха, а также защиты ядерного реактора от экстремальных внешних природных или техногенных опасностей выполняют стены башни ветрогенераторного блока вместе с дополнительными перегородками, герметичной шлюзовой камерой и герметичными проходками в стенах башни. Технический результат заключается в исключении необходимости возведения отдельного сооружения, основным назначением которого является выполнение функции герметичного ограждения для предотвращения распространения радиоактивных веществ и защиты реакторной установки от экстремальных внешних воздействий.

UA122879 (C2) - УСТРОЙСТВО ДЛЯ КОНТРОЛЯ И ИЗМЕРЕНИЯ ДЕФЕКТОВ СВАРКИ НА ЦИЛИНДРИЧЕСКОЙ СТЕНКЕ И СПОСОБ ЕГО ОСУЩЕСТВЛЕНИЯ

Изобретение относится, в частности, к устройству для контроля и измерения дефектов сварки на цилиндрической стенке, такой как стенка «прохода днища сосуда» ядерного реактора, причем указанное устройство содержит контрольную головку (образующую зонд, который имеет проксимальный конец (ПК) и дистальный конец (ДК), вдоль его продольной оси, и включает первую сторону, так называемую «внутреннюю» сторону, снабженную по меньшей мере одним транслятором ультразвуковых волн, отличающееся тем, что: указанная контрольная головка содержит вторую сторону, так называемую «внешнюю» сторону, противоположную первой стороне, которая имеет криволинейную поверхность в форме дроби цилиндра, с продольной осью, параллельной продольной оси головки, и обращенной наружу выпуклостью; указанный транслятор волн состоит из ряда смежных элементов, причем каждый элемент является как излучателем, так и приемником, причем указанный ряд имеет криволинейная поверхность в форме цилиндрической дроби в том же направлении, что и указанная продольная ось, и обращенная наружу вогнутость; и плоскость, содержащая две конечные образующие цилиндрической дроби второй стороны, образует ненулевой острый угол β с плоскостью, содержащей две конечные образующие указанной цилиндрической дроби волнового транслятора.

US2024418287 (A1) - Линейный двигатель для использования в ядерном реакторе на расплавленных солях и клапан для использования в ядерном реакторе на расплавленных солях

Трубчатый линейный двигатель для приведения в действие компонента в контуре расплавленной соли, предпочтительно в контуре расплавленной соли в ядерном реакторе, содержащий статор, имеющий просвет, трубчатый поступательный двигатель в просвете, причем статор содержит обмотки статора, окружающие просвет для создания магнитного поля, пронизывающего двигатель, причем каждая обмотка статора содержит электропроводящий сплошной стержень, по крайней мере часть его длины расположена спирально, спирально расположенная часть расположена между первым и вторым ферромагнитными кольцами, спирально расположенная часть длины электропроводящего сплошного стержня расположена между первым и вторым ферромагнитными кольцами посредством одной или нескольких прокладок, предпочтительно керамических прокладок, для электрической изоляции электропроводящего сплошного стержня от первого и второго ферромагнитных колец.

US2024417261 (A1) - ОДНОСЛОЙНАЯ УГЛЕРОДНАЯ НАНОТРУБКА НА ОСНОВЕ СУСПЕНЗИИ ДЛЯ УЛУЧШЕННЫХ ПОКРЫТИЙ ОБОЛОЧЕК ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА И СПОСОБ ИХ ИЗГОТОВЛЕНИЯ

Ядерный топливный элемент для использования в ядерном реакторе может включать в себя множество металлических топливных оболочек, простирающихся вдоль продольной оси топливного элемента и разнесенных друг от друга, множество топливных оболочек включают первую топливную оболочку, имеющую внутреннюю поверхность, противоположную внешнюю поверхность и полую внутреннюю часть, сконфигурированную для приема ядерного топливного материала. Углеродное покрытие может быть на внутренней поверхности первой топливной оболочки. Углеродное покрытие может включать в себя более 99,0% по весу углеродного материала, включая более 20% по весу углеродных нанотрубок и менее примерно 0,01% по весу органических загрязнителей.

US2024420859 (A1) - Смешанные ядерные реакции частиц

Раскрыты методы, системы и устройства для получения горячей жидкости из реактора. Смесь частиц замедлителя, частиц топлива и частиц отражателя сконфигурирована для производства тепла посредством ядерных реакций.

US2024420856 (A1) - СИСТЕМА АКТИВНОЙ ЗОНЫ РЕАКТОРА

Раскрыта активная зона высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR), которая включает в себя множество ядер ядерного топлива, инкапсулированных i) твердыми структурами; и ii) пористыми структурами, где твердые структуры и пористые структуры образуют гетерогенную мозаичную повторяющуюся сборку, включающую канал для отвода тепла из активной зоны HTGR, где отношение внутриканальной пористости к внутриканальной извилистости сборки составляет от примерно 0,2 до примерно 0,5, где внутриканальная извилистость составляет от примерно 1,0 до 1,6, и где общая твердая фракция сборки составляет от примерно 0,6 до примерно 0,85.

WO2024254954 (A1) - ИМПУЛЬСНОЕ УСТРОЙСТВО РЕГУЛИРОВАНИЯ РАСХОДА ВОДЫ БЕЗ ВРАЩАЮЩЕГОСЯ КОМПОНЕНТА И КОНСТРУКЦИЯ ОХЛАЖДЕНИЯ РЕАКТОРА АЭС

В настоящем изобретении предоставлены устройство регулировки импульсного расхода воды без вращающегося компонента и охлаждающая структура реактора атомной электростанции. Устройство регулировки импульсного расхода воды без вращающегося компонента сконфигурировано для охлаждения поверхности стены, подлежащей охлаждению, и во время охлаждения импульсный поток воды распыляется на охлаждаемую поверхность стены. Устройство регулировки расхода воды содержит емкость для воды, канал выходного потока воды и входное отверстие устройства, при этом наружная охлаждающая вода поступает в емкость для воды через входное отверстие устройства; канал выходного потока воды имеет перевернутую U-образную структуру и снабжен выходным отверстием для воды и входным отверстием для канала потока; входное отверстие для канала потока расположено в емкости для воды; выходное отверстие для воды проходит через дно емкости для воды и направляет поток воды на охлаждаемую поверхность стены; а площадь поперечного сечения емкости для воды больше площади поперечного сечения канала выходного потока воды. В настоящем изобретении предоставлен способ снижения температуры с помощью импульсного охлаждения водой. Используя этот метод, можно увеличить долю испарительного теплообмена водяной пленки, и при тех же требованиях к теплообмену требуемый общий поток водяной пленки эффективно уменьшается, тем самым уменьшая объем резервуара для хранения охлаждающей воды.

US2024420858 (A1) - МЕТОД АНАЛИЗА ВЫСОКОЙ ТОЧНОСТИ ДЛЯ КЛЮЧЕВЫХ ЯВЛЕНИЙ ТЕПЛОВОЙ БЕЗОПАСНОСТИ В ЯДЕРНОМ РЕАКТОРЕ НА ОСНОВЕ МЕТОДА ЧАСТИЦ

Предоставляется метод анализа высокой точности для ключевых явлений тепловой безопасности в ядерном реакторе на основе метода частиц. Реализовано сложное геометрическое моделирование на основе метода частиц с множественным разрешением. Дискретизация высокого порядка уравнений управления реализована с использованием модели дискретизации частиц высокого порядка. Можно анализировать ключевые явления термогидравлической, механической деформации, химической реакции и нейтронной физики. Используются неявный и явный гибридный метод решения и асинхронный маршевый алгоритм. Метод настоящего раскрытия объединяет метод частиц с множественным разрешением, модель дискретизации высокого порядка, передовые методы решения и маршировки, а также комплексную физико-математическую модель для достижения всестороннего, точного и эффективного анализа ключевых явлений тепловой безопасности в ядерном реакторе, избегая искажения сетки в сеточном подходе и значительно улучшая точность, стабильность, эффективность вычислений и надежность метода частиц.

US2024420852 (A1) – СИСТЕМА ГЕНЕРАЦИИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ И МЕТОД ГЕНЕРАЦИИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ

Система выработки электроэнергии включает: устройство ядерного синтеза с мюонным катализом, сконфигурированное для осуществления ядерного синтеза с мюонным катализом; и устройство ядерного реактора, сконфигурированное таким образом, что ядерное топливо в нем облучается нейтронами, полученными в результате ядерного синтеза с мюонным катализом в устройстве ядерного синтеза с мюонным катализом, тем самым осуществляя выработку электроэнергии, при этом корпус ядерного реактора с водой под давлением в устройстве ядерного реактора расположен таким образом, чтобы окружать активную зону ядерного термоядерного реактора, в которой происходит ядерный синтез с мюонным катализом, через структурную перегородку, разделяющую устройство ядерного синтеза с мюонным катализом от устройства ядерного реактора.

US2024420855 (A1) - ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЛЯ ВЫРАБОТКИ ТЕПЛА И ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ

Система ядерного реактора включает: активную зону реактора, содержащую несколько ядерных топливных элементов, каждый ядерный топливный элемент содержит: первый охлаждающий канал, проходящий через ядерный топливный элемент; и второй канал охлаждения, проходящий через ядерный топливный элемент и гидравлически изолированный от первого канала охлаждения; первая система охлаждения, сконфигурированная для транспортировки первого жидкого теплоносителя через активную зону реактора, причем первая система охлаждения гидравлически соединена с первым каналом охлаждения каждого ядерного топливного

элемента; и вторая система охлаждения, сконфигурированная для транспортировки второго жидкого теплоносителя через активную зону реактора, причем вторая система охлаждения гидравлически соединена со вторым каналом охлаждения каждого ядерного топливного элемента. Направление потока первого жидкого теплоносителя через первый канал охлаждения совпадает с направлением потока второго жидкого теплоносителя через второй канал охлаждения.

US2024420857 (A1) - АВТОМАТИЗИРОВАННЫЙ СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ СХЕМ ЗАГРУЗКИ АКТИВНОЙ ЗОНЫ ДЛЯ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ

Компьютерный метод определения оптимальной схемы загрузки активной зоны для активной зоны ядерного реактора. Положения ядерных топливных сборок проверяются для назначения оптимальных положений и загрузки реактора. Активная зона реактора включает ячейки, расположенные симметрично осям симметрии, и стандартную сборку для вставки в каждую ячейку. Стандартные сборки распределяются по числу предыдущих производственных циклов. Выявляются группы позиций ячеек, симметричных осям симметрии, и подсчитываются симметричные позиции. Формируются семейства стандартных сборок, имеющих схожие выгорания, где стандартные сборки соответствуют позициям в группе. Схема загрузки стандартных сборок в исходных позициях проверяется численным моделированием, затем позиции меняются местами с сохранением ранее сформированных семейств сборок. Схема загрузки переставленных позиций проверяется численным моделированием. Это повторяется до тех пор, пока не будет получена хотя бы одна модель-кандидат для загрузки реактора.

FI4187555 (T3) - УСТАНОВКА ДЛЯ ИЗГОТОВЛЕНИЯ АКТИВИРОВАННЫХ МИШЕНЕЙ ОБЛУЧЕНИЯ В СИСТЕМЕ ИНСТРУМЕНТАЛЬНЫХ ТРУБ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Станция распада, включающая корпус, включающий радиационную защиту, причем корпус ограничивает канал распада, предназначенный для содержания мишеней облучения в заданном линейном порядке, канал распада, включающий: - вход канала распада, предназначенный для соединения со структурой активной зоны ядерного реактора для приема из него мишеней облучения; - выход канала распада, предназначенный для соединения с системой выгрузки мишеней облучения для выгрузки мишеней облучения из станции распада, причем станция распада дополнительно содержит: - входной распределитель, расположенный на входе канала распада и сконфигурированный для выпуска только заданного количества мишеней облучения за один раз из станции распада в направлении структуры активной зоны ядерного реактора, причем входной распределитель сконфигурирован для выпуска мишеней облучения, расположенных ближе всего к входу канала распада, при этом оставшиеся мишени облучения удерживаются в канале распада; - входной счетчик, сконфигурированный для подсчета количества мишеней облучения, входящих или выходящих из канала распада через вход канала распада, причем входной счетчик расположен на входе канала распада, и - выходной радиационный детектор, сконфигурированный для измерения излучения, испускаемого мишенью облучения, расположенной на выходе канала распада.

US2024412882 (A1) – КЕРМЕТНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ И ЕГО ИЗГОТОВЛЕНИЕ И ПРИМЕНЕНИЕ, ВКЛЮЧАЯ В ТЕПЛОВОМ РЕАКТОРЕ

КЕРМЕТНЫЙ ТОПЛИВНЫЙ ЭЛЕМЕНТ включает топливную массу из консолидированных керамических топливных частиц (предпочтительно покрытых тугоплавким металлом топливных сердечников HALEU) и массив аксиально ориентированных каналов потока теплоносителя. Формирование и боковое положение каналов потока теплоносителя в топливной массе контролируются во время изготовления с помощью дистанционирующих структур, которые включают керамические топливные частицы. В одном варианте исполнения покрытие на жертвенном стержне (стержень впоследствии удаляется) образует канал теплоносителя, а дистанционирующие структуры прикреплены к покрытию; во втором варианте исполнения металлическая трубка образует канал теплоносителя, а дистанционирующие структуры прикреплены к металлической трубке. Дистанционирующие структуры латерально располагают каналы теплоносителя на расстоянии друг от друга и объединяются с керамическими топливными частицами, образуя керметное топливо топливного элемента, которое впоследствии включается в тепловыделяющие сборки, которые распределенно размещаются в блоке замедлителя внутри ядерного реактора деления, в частности, для движения.

WO2024250507 (A1) - МЕТОД ДИАГНОСТИКИ АВАРИЙ В РЕЖИМЕ ОНЛАЙН ДЛЯ ПАССИВНОГО РЕАКТОРА С ВОДОЙ ПОД ДАВЛЕНИЕМ ТРЕТЬЕГО ПОКОЛЕНИЯ ЯДЕРНОЙ ЭЛЕКТРОСТАНЦИИ

Настоящее изобретение, в частности, относится к онлайн-методу диагностики аварий для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения. Метод включает: получение стандартизированных рабочих сигналов для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения; определение интервала состояний для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения; определение признака аварии для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения; определение ненормального состояния системы для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения; и в соответствии с признаком аварии и ненормальным состоянием системы для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения определение типа аварии для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения. Настоящее изобретение также относится к онлайн-системе диагностики аварий для усовершенствованной пассивной атомной электростанции с водо-водяным реактором третьего поколения, а также к компьютерному устройству и носителю информации. Настоящее изобретение реализует быструю, точную и всестороннюю диагностику аварии усовершенствованной пассивной ядерной электростанции с водой под давлением третьего поколения на основе небольшого количества рабочих сигналов усовершенствованной пассивной ядерной электростанции с водой под давлением третьего поколения.

US2024413729 (A1) - СПОСОБ СТРОИТЕЛЬСТВА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА С АКТИВНОЙ ЧАСТЬЮ РЕАКТОРА И ЭЛЕМЕНТАМИ УПРАВЛЕНИЯ, ПОДДЕРЖИВАЕМЫМИ ГОЛОВКОЙ КОРПУСА РЕАКТОРА

Ядерный реактор спроектирован так, чтобы соединить путь нагрузки элементов управления с активной зоной реактора, тем самым уменьшая возможность дифференциального перемещения между элементами управления и активной зоной реактора. Корпус картриджа может быть изготовлен на производственном предприятии, чтобы включать активную зону реактора, опоры элементов управления и систему привода элементов управления. Корпус картриджа может быть установлен на головке корпуса реактора, и любое движение, например, посредством сейсмических сил, передает одинаковое направление и величину элементам управления и активной зоне реактора, тем самым препятствуя возможности дифференциального перемещения.

UA128936 (C2) - СПОСОБ ИЗМЕРЕНИЯ ПОЛОЖЕНИЯ И УСТРОЙСТВО ИЗМЕРЕНИЯ ПОЛОЖЕНИЯ

В способе измерения абсолютного положения контролируемого линейного элемента путем измерения напряжения на вторичных катушках на каждой из вторичных катушек в зависимости от конкретного положения линейного элемента создается не менее трех состояний напряжения, при этом для каждого измеряемого положения линейного элемента формируется уникальная комбинация состояний напряжения всех вторичных катушек, что позволяет сократить количество вторичных катушек, необходимых для определения положения линейного элемента. Устройство для реализации способа измерения абсолютного положения линейного элемента, в частности регулирующего стержня ядерного реактора, состоит из датчика положения и кодирующего элемента, установленного параллельно или соосно ему, а также из магнитных частей и немагнитных частей. Датчик положения включает в себя первичную обмотку с питанием и магнитно-связанную с ней многоотводную вторичную обмотку для считывания индуцированного напряжения, соответствующего определенному положению линейного элемента. Первичная обмотка намотана так, чтобы сформировать группу секций первичной обмотки, взаимно электромагнитно - разделенных друг от друга, а многоотводная вторичная обмотка состоит из набора отдельных вторичных катушек, расположенных в линию и магнитно-связанных с этой первичной обмоткой. Каждая вторичная катушка состоит по крайней мере из двух частей обмотки и спроектирована магнитно-связанным образом по крайней мере с двумя электромагнитно-разделенными секциями первичной обмотки.

US2024401934 (A1) - МЕТОД ИЗМЕРЕНИЯ ИЗГИБА ТОПЛИВНОГО КАНАЛА ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Метод измерения изгиба топливного канала ядерного реактора. Волоконно-оптический датчик включает в себя гравитационный маятник, который находится на нижнем конце волоконно-оптического датчика; гибкий полый несущий стержень с волоконно-оптическим датчиком пропускается по центральной трубе ТВС и фотоприемником фиксирует газовый зазор, изменяющийся при прохождении волоконно-оптического датчика в результате углового движения гравитационного маятника от оси изогнутой центральной трубы ТВС. Регистрируются профилограммы изменения газового зазора для каждой волоконно-оптической линии каждого волоконно-оптического датчика, а также рассчитываются величина и направление изгиба центральной трубы ТВС от вертикальной оси, по которым определяется наличие и величина изгиба топливного канала ядерного реактора.

US2024404717 (A1) - ПОДЗЕМНЫЙ ЯДЕРНЫЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИЙ РЕАКТОР С КАМЕРОЙ ОГРАНИЧЕНИЯ ВЗРЫВА

Подземная система ядерного энергетического реактора имеет пустотелый взрывной туннель, который простирается от одного конца элемента сдерживания. Система включает в себя корпус ядерного реактора и другие компоненты, которые могут быть расположены на подвижном опорном элементе или на нижней стенке элемента сдерживания. Взрывной туннель, который определяет взрывную камеру, имеет несколько разнесенных дефлекторов мусора, расположенных в нем. Взрывная камера имеет верхнюю стенку с отверстием в крыше, образованным в ней, которое выборочно закрывается частью крыши. Если реактор необходимо отремонтировать или заменить, часть крыши открывается, так что корпус реактора может пройти через отверстие в крыше. Если корпус реактора взрывается, взрыв оттуда выталкивает обломки через взрывную дверь во взрывную камеру, где дефлекторы уменьшают силу взрыва, когда обломки проходят через взрывную камеру.

US2024404715 (A1) - ТВС И АКТИВНАЯ ЧАСТЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Топливная сборка включает в себя: квадратную цилиндрическую канальную коробку с квадратным поперечным сечением; и топливные стержни, расположенные в форме квадратной решетки и заполненные ядерным топливным материалом. Топливные стержни включают: первый стержень, расположенный во внешнем слое в коробке, и второй стержень, расположенный во внутреннем слое в коробке и имеющий больший диаметр, чем первый стержень. Абсолютное значение разницы между гидравлическим эквивалентным диаметром вокруг первого стержня и гидравлическим эквивалентным диаметром между поверхностью в коробке и первым стержнем больше или равно значению, полученному путем умножения абсолютного значения разницы между гидравлическим эквивалентным диаметром вокруг первого стержня и гидравлическим эквивалентным диаметром вокруг второго стержня на отношение площади поперечного сечения внутреннего слоя к площади поперечного сечения всей коробки.

ZA202307579 (B) - РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ НА РАСПЛАВЛЕННЫХ СОЛЯХ С ИНТЕГРИРОВАННЫМ ПЕРВИЧНЫМ ТЕПЛООБМЕННИКОМ И ЭЛЕКТРОГЕНЕРАТОРОМ, ВКЛЮЧАЮЩИМ ТАКОЙ РЕАКТОР

Реактор деления на расплавленных солях, включающий активную зону, через которую протекает топливная соль, средства для циркуляции топливной соли, первичный теплообменник, через который протекает теплопередающая соль, первичный кожух, непроницаемый для жидких солей и содержащий активную зону реактора, и укрытие. Реактор включает параллелепипедную матрицу, включающую чередующиеся слои каналов топливной соли и слои каналов теплопередающей соли. Матрица образует как активную зону реактора, в которой происходит деление, так и первичный теплообменник реактора. Средства для циркуляции топливной соли полностью расположены внутри первичной оболочки и сконфигурированы для извлечения топливной соли из одной части каналов топливной соли на одной стороне матрицы и для продвижения топливной соли в другую часть каналов на той же стороне матрицы.

RO138452 (A2) - ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР РЕГЕНЕРАТОР ИЗОТОПА ПЛУТОНИЯ 239

Изобретение относится к ядерному реактору-регенератору изотопа плутония 239, предназначенному для ядерного топлива. Согласно изобретению реактор содержит реакционную зону, выполненную из пучков тепловыделяющих элементов, зону, включенную в первичный тепловой контур, ротор турбины, приводимый в действие техническим средством для горизонтальной рециркуляции расплавленного жидкого металла в качестве теплоносителя, устройство для регулирования реактивности и остановки реактора, устройство для загрузки-выгрузки пучков тепловыделяющих элементов, тороидальный вторичный тепловой контур, ротор турбины, общий для контуров горизонтальной противоточной рециркуляции теплоносителя, приводимый в действие техническим средством, ротор турбины, общий для контуров рециркуляции теплоносителя для приведения в действие электрогенератора, адсорбер газообразных изотопов, образующихся при делении.

TW202437274 (A) - Твердотельный жидкостный термосвязанный микрореактор с тепловой трубой
Раскрыт пассивно охлаждаемый ядерный реактор, включающий теплообменник и активную зону ядерного реактора, расположенную вблизи теплообменника. Активная зона ядерного реактора включает топливный стержень, тепловую трубу, расположенную вблизи топливного стержня и простирающуюся от активной зоны ядерного реактора в теплообменник, монолит замедлителя, сконфигурированный для размещения и размещения топливного стержня и тепловой трубы, и материал тепловой связи, расположенный внутри монолита замедлителя, чтобы окружить топливный стержень и тепловую трубу материалом тепловой связи и облегчить передачу тепла от активной зоны ядерного реактора к теплообменнику.

US2024395428 (A1) - ТОРИЕВЫЙ РАСПЛАВЛЕННО-СОЛЬНЫЙ РЕАКТОР, ИСПОЛЬЗУЮЩИЙ 100% НЕРАДИОАКТИВНОЕ ТОРИЕВОЕ ТОПЛИВО И ЯДЕРНАЯ СИСТЕМА ПРОИЗВОДСТВА ЭНЕРГИИ

Настоящее изобретение относится к ториевому расплавленно-солевому реактору (Th-MSR), использующему 100% нерадиоактивное ториевое топливо, состоящее из LiF+BeF2+ThF4 без содержания U-235. Th-MSR состоит из камеры реактора, топливного инжектора, топливного резервуара, встроенного блока химической экстракции, теплообменника, турбинного генератора электроэнергии мощностью несколько кВт и конденсатора. В ядерной системе производства электроэнергии мощностью несколько кВт используются контролирующие устройства, состоящие из датчика нейтронного потока, датчика впрыска топлива, теплового датчика и датчика выходной мощности. Используется нейтронный генератор с высоким нейтронным потоком 1013 н/с. Высокопоточные быстрые нейтроны замедляются в тепловые нейтроны графитовыми замедлителями в реакторе для инициирования деления.

WO2024232443 (A1) - МАТЕРИАЛ ЗАЩИТЫ ОТ НЕЙТРОННОГО ИЗЛУЧЕНИЯ, МАТЕРИАЛ ЗАЩИТЫ ДЛЯ ПОЛУПРОВОДНИКОВОГО УСТРОЙСТВА, УПАКОВКА ДЛЯ ПОЛУПРОВОДНИКОВОГО УСТРОЙСТВА, МАТЕРИАЛ ЗАЩИТЫ ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, КОРПУС ЗАЩИТЫ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, ЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА, МАТЕРИАЛ ЗАЩИТЫ ДЛЯ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА СИНТЕЗА, ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР СИНТЕЗА И ЗДАНИЕ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА СИНТЕЗА

Этот материал для защиты от нейтронного излучения для блокировки нейтронного излучения включает в себя слой, содержащий смолу, и слой, содержащий борогидрид, причем один из слоев, содержащих смолу, и слоя, содержащего борогидрид, расположен на стороне, подвергающейся воздействию источника нейтронного излучения.

US12140000 (B1) ― Интегрированные системы добычи нефти и газа на основе ядерного реактора и методы эксплуатации

Интегрированные системы добычи углеводородов на основе ядерной энергии включают в себя буровую площадку, имеющую подземную углеводородную скважину, сконфигурированную для получения продукции из подземной углеводородной скважины. Система дополнительно включает в себя развертываемую систему ядерного реактора, сконфигурированную для получения тепловой энергии. Система может дополнительно включать в себя развертываемую опреснительную установку, сконфигурированную для получения продукции из опресненной воды с использованием продукции из подземной углеводородной скважины и тепловой энергии развертываемого ядерного реактора. Система может дополнительно включать в себя развертываемую систему обработки отходящего газа, сконфигурированную для получения промышленного химиката с использованием продукции из отходящего газа из подземной углеводородной скважины и тепловой энергии развертываемого ядерного реактора.

US2024371534 (A1) - ЯДЕРНЫЕ РЕАКТОРНЫЕ ТОПЛИВНЫЕ СБОРКИ И ПРОЦЕСС ДЛЯ ИХ ПРОИЗВОДСТВА

Ядерная топливная сборка для активной зоны ядерного реактора, топливная сборка, имеющая по меньшей мере один топливный элемент, включающий удлиненную оболочку, определяющую внутренний объем, решетчатую структуру, расположенную внутри внутреннего объема, по меньшей мере один проточный канал, проходящий через решетчатую структуру, по меньшей мере один узел решетки, расположенный в решетчатой​​структуре, и по меньшей мере одну топливную компактную конструкцию, расположенную внутри соответствующего одного из по меньшей мере одного узла решетки, первую торцевую крышку, включающую выступ, имеющий первую форму поперечного сечения, причем первая торцевая крышка прикреплена к первому концу оболочки, и вторую торцевую крышку, включающую первое отверстие, имеющее вторую форму поперечного сечения, причем вторая торцевая крышка прикреплена ко второму концу оболочки, причем первая форма поперечного сечения выступа совпадает с формой поперечного сечения отверстия.

Рассмотрим  наиболее  интересные технологии ядерных реакторов в США. BWX Technologies разрабатывает транспортируемый микрореактор, который может успешно работать в автономных приложениях и отдаленных районах, чтобы производить 50 мегаватт тепловой энергии для развертывания в начале 2030-х годов. Высокотемпературный газовый реактор использует другую форму топлива TRISO DOE, которая содержит топливное ядро ​​из нитрида урана для более высокой производительности. Команда будет работать с Айдахской национальной лабораторией (INL) и Окриджской национальной лабораторией (ORNL) для тестирования и квалификации топлива. Они также сосредоточатся на оптимизации новых производственных технологий, которые могут помочь сократить стоимость микрореакторов вдвое и разработать возможности, которые могут принести пользу другим передовым конструкциям реакторов в этом процессе.

Westinghouse Electric Company также работает над созданием переносного микрореактора, который можно установить на месте менее чем за 30 дней. 15-мегаваттный тепловой реактор использует топливо TRISO и специальную конструкцию тепловой трубы для гибкой работы в сети или в удаленных местах. Компания будет работать с Los Alamos National Laboratory, INL и Texas A&M University для тестирования и производства компонентов для своей тепловой трубы и замедлителя с целью разработки небольшой демонстрационной установки. Этот краткосрочный двухлетний проект поддерживает более масштабные усилия Westinghouse по демонстрации прототипа реактора к 2024 году, а полное коммерческое развертывание запланировано на середину-конец 2020 года.

Kairos Power будет работать с ORNL, INL, Electric Power Research Institute (EPRI) и Materion Corp. для развертывания Hermes, маломощного демонстрационного реактора в Ок-Ридже, штат Теннесси. Hermes — ключевой этап в быстром итеративном пути развития компании, призванный доказать, что ее высокотемпературный реактор с фторидным соляным охлаждением в конечном итоге может вырабатывать дешевое ядерное тепло. Реактор будет использовать конструкцию с шаровым топливом TRISO с расплавленным фторидным солевым теплоносителем и достигнет уровня тепловой мощности 35 МВт. Hermes станет предшественником будущего коммерческого реактора Kairos Power мощностью 140 МВт и может быть введен в эксплуатацию к 2026 году. ARDP планирует использовать Национальный центр инноваций в области реакторов в INL для эффективного тестирования и оценки этих технологий, предоставив доступ к всемирно известным возможностям нашей национальной лабораторной системы. 

В дополнение к этим пяти проектам мы также выделили 20 миллионов долларов на менее зрелые, но новые усовершенствованные проекты реакторов в конце этого месяца. Финансирование будет дополнительно поддерживать разработку их концепции, чтобы продемонстрировать эти многообещающие реакторы к середине 2030-х годов. Эти агрессивные сроки необходимы для того, чтобы Соединенные Штаты воспользовались преимуществами рынка усовершенствованных реакторов, который, как ожидается, будет стоить миллиарды долларов. Вот почему планируется  инвестировать более 600 миллионов долларов в эти проекты в течение следующих семи лет, в ожидании будущих ассигнований Конгресса. Усовершенствованные реакторы имеют потенциал для создания тысяч внутренних рабочих мест, роста экономики и одновременного снижения выбросов.