"Дочка" Росатома запатентовала водо-водяной реактор с повышенной надежностью пуска
Отличие предлагаемого реактора от уже известных установок подобного типа - в размещении в активной зоне определенным образом и по специальной схеме дополнительных стержней со вторичными источниками нейтронов
МОСКВА, 15 ноября. /ТАСС/. АО "ТВЭЛ" (топливный дивизион госкорпорации "Росатом") получило патент на ядерный реактор с водой под давлением, отличающийся повышенной безопасностью повторного пуска. Описание соответствующего патента размещено на сайте Федеральной службы по интеллектуальной собственности (Роспатент).
Авторы предложили внести в конструкции известных ядерных реакторов подобного типа (ВВЭР, PWR) изменения, которые увеличат надежность контроля мощности реактора, а также повысят безопасность и ускорят его повторный пуск.
Отличие предлагаемого реактора от уже известных установок подобного типа - в размещении в активной зоне определенным образом и по специальной схеме дополнительных стержней со вторичными источниками нейтронов. Вторичные источники нейтронов применяются для пуска ядерного реактора после остановки, например, на плановый ремонт. Обычно для этого используются источники, которые излучают нейтроны в результате т.н. ( , n)-ядерной реакции - испускают нейтроны в результате столкновения альфа-частицы с металлом - бериллием или бором. В новой схеме ученые из ТВЭЛ предложили принимать во внимание тот факт, что при повторном запуске реактора в его активной зоне имеется высокая наведенная гамма-активность материалов реактора, и предложили в нескольких ячейках активной зоны реактора специальным образом разместить стержни с вторичными источниками нейтронов, генерирующие нейтроны за счет так называемой ( , n)-ядерной реакции, те есть в результате поглощения гамма-квантов. Подобное новшество, по утверждению авторов изобретения, позволит точнее контролировать процессы в реакторе, а также повысит безопасность процедуры пуска реактора и выведения его в критическое, то есть стационарное состояние.
ВВЭР (водо-водяной энергетический реактор) - водо-водяной корпусной энергетический ядерный реактор с водой под давлением, использующий в качестве замедлителя и теплоносителя обычную (лёгкую) воду. PWR - общее название водо-водяных реакторов в мире.