RU2548011C2 - Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления - Google Patents

Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления Download PDF

Info

Publication number
RU2548011C2
RU2548011C2 RU2012111162/07A RU2012111162A RU2548011C2 RU 2548011 C2 RU2548011 C2 RU 2548011C2 RU 2012111162/07 A RU2012111162/07 A RU 2012111162/07A RU 2012111162 A RU2012111162 A RU 2012111162A RU 2548011 C2 RU2548011 C2 RU 2548011C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
block
gaseous
volume
valve
nuclear fission
Prior art date
Application number
RU2012111162/07A
Other languages
English (en)
Other versions
RU2012111162A (ru
Inventor
Чарльз И. АХЛФЕЛЬД
Павел ГЕЙЗЛАР
Родерик А. Хайд
Мюриэл И. ИШИКАВА
Дэвид Г. МАКАЛИС
Джон Д. МАКВЕРТЕР
Натан П. МИРВОЛЬД
Ашок ОДЕДРА
Кларенс Т. ТИГРИН
Джошуа К. Уолтер
Кеван Д. УИВЕР
Томас А. Уивер
Чарльз Уитмер
Младший ВУД Лоуэлл Л.
Джордж Б. Циммерман
Original Assignee
ТерраПауэр, ЭлЭлСи
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Priority claimed from US12/584,053 external-priority patent/US8488734B2/en
Priority claimed from US12/653,183 external-priority patent/US8712005B2/en
Priority claimed from US12/653,206 external-priority patent/US8929505B2/en
Priority claimed from US12/653,184 external-priority patent/US20110150167A1/en
Priority claimed from US12/653,205 external-priority patent/US9269462B2/en
Application filed by ТерраПауэр, ЭлЭлСи filed Critical ТерраПауэр, ЭлЭлСи
Publication of RU2012111162A publication Critical patent/RU2012111162A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2548011C2 publication Critical patent/RU2548011C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/3213—Means for the storage or removal of fission gases
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C17/00—Monitoring; Testing ; Maintaining
    • G21C17/10—Structural combination of fuel element, control rod, reactor core, or moderator structure with sensitive instruments, e.g. for measuring radioactivity, strain
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C19/00—Arrangements for treating, for handling, or for facilitating the handling of, fuel or other materials which are used within the reactor, e.g. within its pressure vessel
    • G21C19/28—Arrangements for introducing fluent material into the reactor core; Arrangements for removing fluent material from the reactor core
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

Изобретение относится к способам управления ядерным реактором деления. Способ предусматривает использование вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления. Осуществляют управление средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом. Газообразный продукт деления (ГПД) собирают в резервуаре, отделяют продукт в конденсированной фазе от газообразного продукта путем пропускания газообразного продукта деления через фильтр. Технический результат - снижение вероятности выхода ГПД в атмосферу, увеличение выгорания топлива. 2 н. и 27 з.п. ф-лы, 204 ил.

Description

ПЕРЕКРЕСТНАЯ ССЫЛКА НА РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
Приоритет настоящей заявки заявляется по ранее имеющимся эффективным(ой) датам(е) подачи, выбранным из следующих перечисленных заявок («Родственные Заявки») (например, приоритет заявляется по самым ранним датам приоритета для заявок, кроме предварительных патентных заявок, или приоритет заявляется в соответствии со статьей 35, §119(е) Свода Законов США, для предварительных патентных заявок, для любой и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. Родственной Заявки). Все объекты изобретения родственных заявок и всех родовых, родовых для родовых заявок и др. родственных заявок включены в настоящий документ посредством ссылки в той мере, в какой такой предмет изобретения является при этом не противоречащим.
РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/584,053, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 28 августа 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,184, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,205, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,183, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
В целях экстра-законодательных требований Бюро по Патентам и Товарным Знакам США (USPTO) настоящая заявка представляет собой частичное продолжение заявки на патент США №12/653,206, озаглавленной «ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ДЕЛЕНИЯ, ВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ МОДУЛЬ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ, СВЯЗАННЫЕ С НИМИ СПОСОБЫ И СИСТЕМА ВЕНТИЛИРУЕМОГО ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩЕГО МОДУЛЯ ЯДЕРНОГО ДЕЛЕНИЯ», изобретатели Чарльз Е. Ахлфельд; Павел Хейцлар; Родерик А. Хайд; Мюриэл У. Ишикава; Дэвид Г. Макалис; Джон Д. Маквертер; Натан П. Мирвольд; Ашок Одедра; Кларенс Т. Тигрин; Джошуа С.Уолтер; Кевин Д. Уивер; Томас Алан Уивер; Чарльз Уитмер; Лоуэлл Л. Вуд младший, и Джордж Б. Циммерман, поданной 8 декабря 2009 года, которая в настоящее время находится на стадии рассмотрения, или заявка, по дате подачи которой заявляется приоритет находящейся на стадии рассмотрения заявки.
Патентное ведомство США (USPTO) опубликовало уведомление о том, что компьютерные программы USPTO требует, чтобы заявители как давали ссылку на серийный номер, так и указывали, является ли заявка продолжением или частичным продолжением. Смотрите публикацию Стивена Г. Кунина «Преимущество Ранее Поданной Заявки», Официальный Вестник USPTO от 18 марта 2003, доступная на сайте http://www.uspto.gov/web/offices/com/sol/og/2003/week11/patbene.htm. Настоящее юридическое лицо (далее «Заявитель») представил выше конкретную ссылку на заявку(и), по который заявляется приоритет настоящий заявки, как это указано в законе. Заявитель понимает, что закон однозначен в его специфическом языке ссылок и не требует ни серийного номера, ни какой-либо характеристики, такой как «продолжение» или «частичное продолжение», для заявления приоритета для заявок на патент США. Несмотря на отмеченное выше, заявитель понимает, что компьютерные программы USPTO имеют определенные требования ввода данных и, следовательно, заявитель указывает настоящую заявку как частичное продолжение родовых заявок, как указано выше, но прямо указывает на то, что такие обозначения не следует рассматривать как представляющие собой любой тип комментария и/или признания по поводу того, содержит или нет настоящая заявка какие-либо новый объект изобретения, в дополнение к объект изобретения ее родовой(ых) заявки(ок).
ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Эта заявка в целом относится к индуцированным ядерным реакциям, включая процессы, системы и элементы, в которых тепловыделяющий элемент включает средство для высвобождения из него продуктов ядерного деления во время работы ядерного реактора в обычном режиме и, более конкретно, относится к ядерному реактору деления, вентилируемому тепловыделяющему модулю ядерного деления, относящимся к ним способам и системе вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.
Известно, что в действующем ядерном реакторе деления нейтроны известной энергии поглощаются нуклидами, имеющими высокую атомную массу. Полученное составное ядро разделяется на приблизительно 200 продуктов деления, (например, остаточное ядро, образованное при делении, в том числе фрагменты деления и их дочерние продукты распада), которые включают два осколка деления с более низкой атомной массой (например, ядро образуется в результате деления), а также продукты распада (нуклид, образованный в результате радиоактивного распада исходного изотопа родителей или предшествующего нуклида). Нуклиды, которые известны как претерпевающие такое деление под действием нейтронов всех энергий, включают уран-233, уран-235 и плутоний-239, которые представляют собой расщепляющиеся нуклиды. Например, тепловые нейтроны с кинетической энергией 0,0253 эВ (электронвольт) могут быть использованы для деления активной зоны U-235. Деление тория-232 и урана-238, которые являются воспроизводящими нуклидами и не претерпевают вынужденное деление, за исключением быстрых нейтронов, кинетическая энергия которых не менее 1 МэВ (миллион электронвольт). Полная кинетическая энергия, выделяющаяся из каждого акта деления, составляет приблизительно 200 МэВ для U-235 и приблизительно 210 МэВ для Pu-239. В коммерческом реакторе ядерного деления это выделение энергии используется для выработки электроэнергии.
Во время работы реактора вышеупомянутые продукты ядерного деления могут быть высвобождены из ядерной топливной таблетки в процессе ядерного деления. В случае ядерного деления U-235 типичные продукты ядерного деления включают, среди прочих, изотопы элементов бария, йода, цезия, криптона, стронция и ксенона другие. Некоторые из этих продуктов ядерного деления являются короткоживущими, такие как I-131 который имеет период полураспада восемь дней, когда он испытывает бета-распад на Хе-131. Другие продукты ядерного деления являются долгоживущими, такие, как Sr-90, который имеет период полураспада приблизительно 30 лет. Производство твердых и газообразных продуктов ядерного деления или продуктов распада может влиять на работу ядерного реактора посредством неблагоприятных последствий для материала оболочки, которая вмещает большое количество ядерных топливных таблеток. Эти эффекты обычно возникают из-за напряжений в оболочке, из-за увеличения внутреннего давления за счет газообразных продуктов ядерного деления, контакта топлива с оболочкой из-за разбухания топлива (также известное как механическое взаимодействие оболочки с топливом, FCMI) и химического взаимодействия большого количества продуктов ядерного деления и существующих или образующихся актинидов с оболочкой (также известное как химическое взаимодействие оболочки с топливом, FCCI). В качестве примера первого, газы продуктов ядерного деления могут накапливаться в тепловыделяющих элементах, содержащих ядерное топливо и вызывать разбухание или пластическую деформацию оболочки тепловыделяющего элемента из-за повышенного внутреннего давления. В качестве примера FCMI, отдельные топливные таблетки могут разбухать объемно либо по всей топливной таблетке, либо на ее концах с формированием формы песочных часов. Механизм, приводящий к разбуханию тепловыделяющих таблеток, которая может поставить под угрозу целостность оболочек тепловыделяющих элементов, достаточно хорошо понятен специалистам. В связи с этим, газообразные изотопы продуктов ядерного деления могут диффундировать в границы зерен топлива для формирования там газовых пузырьков, что приводит, частично, к разбуханию топливных таблеток. Кроме того, твердофазные продукты ядерного деления могут выпадать из тепловыделяющей матрицы. Такие процессы способствуют разбуханию топливных таблеток. В любом случае такие разбухшие топливные таблетки могут замыкать теплопередающий зазор, который имеется между топливными таблетками и оболочкой, окружающей или вмещающей топливные таблетки, давая возможность топливным таблеткам, тем самым, контактировать с оболочкой. Контакт топливных таблеток с оболочкой вызывает концентрацию напряжений в оболочке, по мере того как продукты ядерного деления продолжают формироваться, что еще больше приводит к разбуханию топлива. Продукты ядерного деления могут мигрировать из топливных таблеток, перемещаться в теплопередающую среду в зазоре между топливной таблеткой и оболочкой, и могут либо поглощаться, адсорбироваться или химически взаимодействовать с частями оболочки, в особенности на границах зерен. Другими словами, продукты ядерного деления, газообразные или нет, может ускорить коррозионное растрескивание оболочки, которое, в свою очередь, приводит к нарушению целостности оболочки в локально пораженных областях. Понятно, что газ ядерного деления, FCMI и FCCI могут взаимодействовать на оболочке таким образом, что последствия усугубляются.
Как упоминалось ранее, разбухание топлива и накопление газообразных продуктов ядерного деления может оказывать давление на оболочку тепловыделяющих элементов, которая окружает топливный материал. Напряжения, если они не скомпенсированы, могут привести к разбуханию оболочки тепловыделяющего элемента до такой степени, что каналы охлаждающей текучей среды блокируются. Кроме того, такие напряжения, если они не скомпенсированы, могут привести к растрескиванию или разрыву оболочки тепловыделяющего элемента, как уже упоминалось выше. Таким образом, на этапе проектирования ядерного реактора деления проектировщики реактора могут сократить проектный срок эксплуатации ядерного реактора, чтобы скомпенсировать эффекты, связанные с накоплением твердых и газообразных продуктов ядерного деления. Кроме того, в процессе работы ядерного реактора деления, операторы реактора могут быть вынуждены временно останавливать реактора для замены тепловыделяющих элементов, которые разбухли, растрескались или разорвались в результате воздействия газообразных продуктов ядерного деления.
В настоящее время существуют различные используемые конструкции ядерных реакторов. Каждая из этих конструкций производит продукты ядерного деления. Например, водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), который использует энергию тепловых нейтронов, содержит компенсатор давления, частично заполненный водой. Вода в компенсаторе давления нагревается для создания парового пузыря над поверхностью воды, которая находится в компенсаторе давления. Компенсатор давления, который соединен с первичным контуром охлаждающей текучей среды реактора, обеспечивает пространство для расширения с помощью пузыря пара, чтобы скомпенсировать изменения в объеме воды во время работы реактора. Давлением управляют в первичном контуре охлаждающей текучей среды путем увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе давления. Кроме того, тепло за счет ядерного деления передается посредством теплопроводности через оболочку тепловыделяющих элементов к воде, циркулирующей в первичном контуре охлаждающей текучей среды. В связи с относительно высоким давлением приблизительно 138 бар (то есть 2000 фунтов на квадратный дюйм) в первичном контуре охлаждающей текучей среды, кипение охлаждающей текучей среды в ВВЭР исключается. Также предусмотрен парогенератор, который содержит вторичный контур, а также проходящий через него первичный контур, причем парогенератор обеспечивает возможность передачи тепла от первичного контура охлаждающей текучей среды к вторичному контуру охлаждающей текучей среды. Вторичный контур охлаждающей текучей среды выполнен отдельно от первичного контура охлаждающей текучей среды, так что охлаждающая текучая среда, протекающая через вторичный контур охлаждающей текучей среды, не загрязняется радиоактивной охлаждающей текучей средой, протекающей через первичный контур охлаждающей текучей среды. Из-за теплопередачи, происходящей в парогенераторе, пар, который образуется в парогенераторе, в конце концов, подают в турбогенератор для выработки электроэнергии таким образом, который хорошо известен специалистам в области производства электроэнергии из пара.
Кроме того, топливо, используемое в реакторах типа ВВЭР, представляет собой, как правило, диоксид урана (UO2), герметично закрытый в оболочку из циркониевого сплава, такого как ZIRCALOY™ (товарный знак компании Westinghouse Electric Corporation, расположенной в Питтсбурге, штат Пенсильвания, США). Например, конкретным материалом оболочки, который традиционно используется благодаря своему низкому сечению поглощения тепловых нейтронов и известной стойкостью к коррозии и растрескиванию, является ZIRCALOY-2™, который содержит хром. Традиционный состав, приведенный в литературе для ZIRCALOY-2™, содержит приблизительно 98,25% по массе (массового %) циркония (Zr), 0,10% по массе хрома (Cr), 1,45% по массе олова (Sn), 0,135% по массе железа (Fe), 0,055% по массе никеля (Ni) и 0,01% по массе гафния (Hf). Тем не менее, химическое взаимодействие между продуктом ядерного деления цезием (Cs) и хромом в оболочке ZIRCALOY-2™ может образовывать продукт коррозии - соединение хромата цезия (Cs2CrO4), которое предположительно может атаковать оболочку. Другие продукты ядерного деления, в дополнение к Cs, которые также, как известно, могут атаковать ZIRCALOY-2™, включают рубидий, уранаты цезия, цирконаты цезия, галогениды цезия, теллур и других галогены, а также примеси топливных таблеток, такие как водород, вода и углеводороды. С другой стороны, оболочка в ВВЭР может быть изготовлена из материалов, отличных от ZIRCALOY-2™, таких как ферритно-мартенситные стали. Например, нержавеющая сталь типа AISI-304L, которая также содержит хром, использовалась в качестве другого облицовочного материала и содержит С (0,02% по массе), Si (0,66% по массе), Mn (1,49% по массе), P (0,031% по массе), S (0,007% по массе), Cr (18,47% по массе), Ni (10,49% по массе) и Fe (68,83% по массе). Таким образом, продукт коррозии - хромат цезия также может быть получен при использовании нержавеющей стали. Тем не менее, специалистам в области конструкции ядерного реактора известно, что использование ZIRCALOY™ или ZIRCALOY-2™ или ферритно-мартенситных сталей, даже в присутствии твердотельных и газообразных продуктов ядерного деления, снижает риск коррозии, растрескивания или разрыва оболочки до приемлемых уровней для заданного уровня выгорания.
Конструкция кипящего реактора (КР), который также использует тепловые нейтроны, обеспечивает возможность закипания охлаждающей текучей среды, которая действует в качестве замедлителя нейтронов, в области тепловыделяющих элементов при давлении от приблизительно 60 до приблизительно 70 бар (то есть от приблизительно 870 фунтов на квадратный дюйм до приблизительно 1015 фунтов на квадратный дюйм). Эта смесь пара и воды подается в сепаратор воды, который отделяет пар из воды. После этого пар подается в сушилку, которая сушит пар. «Высушенный» пар подается в турбогенератор для выработки электроэнергии таким образом, который хорошо известен специалистам в области производства электроэнергии из пара. Эта конструкция реактора не использует вторичный контур охлаждающей текучей среды или парогенератор. В некоторых случаях может быть желательным удалять продукты ядерного деления из охлаждающей текучей среды, так чтобы продукты ядерного деления не попадали в турбогенератор. Топливо в тепловыделяющих элементах обычно представляет собой UO2, а облицовочный материал обычно представляет собой Zircaloy-2™. Таким образом, взаимодействия оболочки и таблетки, упомянутые выше для реакторов ВВЭР, которые могут привести к высвобождению продуктов ядерного деления, можно также получить на КР. Кроме того, рециркуляционные насосы могут быть использованы в КР для обеспечения принудительной рециркуляции охлаждающей текучей среды в целях управления мощностью реактора. Динамика изменения мощности реактора, в свою очередь, влияет на количество и тип производимых продуктов ядерного деления.
Реактор на быстрых нейтронах (БР), такой как реактор-размножитель на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением (РРБНЖО), в процессе ядерного деления использует быстрые нейтроны, а не тепловые нейтроны. Известно, что в таких реакторах на быстрых нейтронах имеется большой избыток нейтронов, высвобождающихся при процессе ядерного деления, по сравнению с реакторами на тепловых нейтронах. Этот избыток нейтронов используется для размножения способных к расщеплению материалов путем поглощения избыточных нейтронов в воспроизводящий материал. Более конкретно, активная зона реактора окружена зоной воспроизводства нерасщепляющиеся горючих материалов, таких как уран-238, которое размножается, или преобразуется, в расщепляющийся топливный материал, такой как плутоний-239. Плутоний-239 может быть переработан для использования в качестве ядерного топлива. Известно, что такой способ обработки и переработки топлива в конкретных реакторах на быстрых нейтронах может привести к большему количеству произведенного системой топлива, чем топливо, которое потребляется. Ядерное топливо, присутствующее в активной зоне реактора, может представлять собой нитрид урана (UN). С другой стороны, топливо может представлять собой топливо из смешанных оксидов, таких как диоксид плутония (PuO2) и диоксид урана (UO2). В качестве альтернативы, топливо может представлять собой топливо из актинидов металлов, производимое при захвате нейтронов в процессе ядерного деления, такое как сплав циркония, урана, плутония и младших актинидов (например, нептуния-237, америция-241, кюрия-242 - кюрия-248, берклия-247, калифорния-249 - калифорния-252, эйнштейния-252 и фермия-257). Активная зона реактора охлаждается жидким металлом, например, жидким металлическим натрием (Na), или жидким металлическим свинцом, или смесью металлов, такими как натрий-калий (Na-K) или свинец-висмут (Pb-Bi). Как и в случае со всеми ядерными реакторами деления, образуются продукты ядерного деления. Продукты ядерного деления поглощают нейтроны. Как правило, в тепловыделяющем цикле реактора-размножителя переработанное топливо, которое является относительно свободным от поглощающих нейтроны продуктов ядерного деления, подается в активную зону реактора для выработки тепла, что, в свою очередь, используется для производства электроэнергии. В этом случае продукты ядерного деления были ранее отделены из отработанного реакторного топлива при переработке, что происходит до того, как переработанное топливо может быть подано в активную зону реактора для производства электроэнергии. Таким образом, желательно отделять продукты ядерного деления из топлива до начала переработки, чтобы более эффективно, с точки зрения стоимости, переработать топливо.
Усовершенствованный газоохлаждаемый ядерный реактор деления (УГР) использует графитовый замедлитель нейтронов и углекислый газ (CO2) в качестве охлаждающей текучей среды. УГР достигают более высокого термического коэффициента полезного действия, приблизительно 40% и достигают более высокого выгорания топлива, по сравнению с реакторами ВВЭР и КР. Топливо представляет собой таблетки UO2, заключенные в нержавеющую сталь. Охлаждающая текучая среда циркулирует через активную зону реактора, а затем проходит через парогенератор снаружи активной зоны, но в пределах корпуса высокого давления. Управление реактором процесса деления с помощью управляющих элементов и остановка реактора достигаются путем закачки азота в активную зону реактора. Введение шариков, содержащий бор, обеспечивает избыточные возможности остановки. Производство продуктов ядерного деления может иметь аналогичные последствия на целостность тепловыделяющих элементов, как уже упоминалось ранее для реакторов ВВЭР, КР и БР. Продукты ядерного деления, образующихся при работе УГР, включает технеций-99, рутений-106, цезий-134 и церий-144, нептуний-237 и другие.
В ядерной отрасли имеются и другие рассматриваемые конструкции реакторов, но, однако, не нашедшие широкое использование. Эти другие конструкции реакторов включают, среди других, легкие графитовые реакторы с водяным охлаждением (охлаждающей текучей средой является кипящая вода); реактор на тяжелой воде под давлением (замедлитель на тяжелой воде, необогащенное урановое топливо); реактор на тепловых нейтронах с натриевым охлаждением (тепловые нейтроны и натриевое охлаждение); усовершенствованный реактор с водой под давлением (системы пассивной безопасности); упрощенный реактор с кипящей водой (естественная конвекция и не циркуляционные насосы). Однако, независимо от конструкции реактора, все ядерные реакторы деления производят продукты ядерного деления, которые могут иметь вредные последствия.
Таким образом, улучшение наличия твердых и газообразных продуктов ядерного деления в ядерных тепловыделяющих элементах для всех реакторов может помочь снизить риск разбухания, растрескивания и разрыва тепловыделяющего элемента. Такое улучшение может также уменьшить возможное нежелательное химическое взаимодействие газообразных продуктов ядерного деления и оболочки, которое может привести к нарушению оболочки и выпуску продуктов ядерного деления в систему первичного охлаждающего контура. В данной области техники известны различные системы, которые предотвращают неуправляемый выпуск продуктов ядерного деления в систему первичного охлаждающего контура. Например, продукты ядерного деления, выпускаемые в охлаждающую текучую среду реактора, могут быть извлечены из нее при помощи фильтров и деминерализации.
Технология для удаления газообразных продуктов ядерного деления из ядерного топлива описана в патенте США №3432388, опубликованном 11 марта 1969 года на имя Peter Fortescue и озаглавленном «Система Ядерного Реактора с Удалением Газообразных Продуктов Ядерного Деления». Этот патент описывает ядерный реактор с охлаждающей текучей средой, содержащий вентиляционную систему для снятия давления внутри оболочки стержневого тепловыделяющего элемента. В соответствии с этим патентом, сеть проходов соединяет внутренние части в противном случае соединенных оболочек стержневого тепловыделяющего элемента в различных тепловыделяющих элементах, при этом газ поступает туда, чтобы первоначально привести внутреннее давление в пределах заданного приращения давления охлаждающей текучей среды при запуске. Когда продукты ядерного деления вызывают повышение внутреннего давления, газ выпускается в сосуды для хранения для поддержания внутреннего давления пропорционально давлению охлаждающей текучей среды.
Еще один способ выпуска газообразных продуктов ядерного деления описан в патенте США №3996100, опубликованном 7 декабря 1976 года на имя Masaomi Oguma с соавторами и озаглавленном «Вентилируемый Ядерный Тепловыделяющий Элемент». Этот патент описывает вентилируемый ядерный тепловыделяющий элемент, который содержит оболочечную трубу, содержащую ядерное топливо, и устройство, расположенное в верхней части оболочечной трубы для отвода газообразных продуктов ядерного деления, выпущенных из ядерного топлива. Выпускающее устройство содержит пористую затычку для закрытия верхней части выпускающей трубы, причем указанная затычка имеет свойство намокания окружающей ее охлаждающей текучей средой, две пластины, взаимодействующие с оболочечной трубой для ограничения камеры для удержания газообразных продуктов ядерного деления, капиллярную трубку для введения газообразных продуктов ядерного деления из ядерного топлива в верхнюю часть камеры, еще одну капиллярную трубку для введения газообразных продуктов ядерного деления из нижней части камеры в пористую затычку, и обратный клапан для предотвращения обратного потока газообразных продуктов ядерного деления, находящихся в камере, во внутреннюю часть оболочечной трубы. При работе ядерного реактора газообразные продукты ядерного деления, высвобождающиеся из ядерного топлива, будут проходить через обратный клапан и первую упомянутую капиллярную трубку для достижения камеры, а из камеры газообразные продукты ядерного деления будут проходить через вторую из указанных капиллярных трубок, и будут выпускаться через пористую затычку в охлаждающую текучую среду, окружающую ядерный тепловыделяющий элемент.
Приведенные примеры соответствующего уровня техники и связанные с ними ограничения предназначены для иллюстрации и не являются исчерпывающими. Другие ограничения соответствующего уровня техники станут очевидны специалистам в данной области техники при прочтении описания и изучения чертежей.
СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Следующие варианты выполнения и аспекты изобретения описаны и проиллюстрированы в отношении ядерных реакторов деления, вентилируемых тепловыделяющих модулей ядерного деления, способов и вентилируемых систем тепловыделяющих модулей ядерного деления, которые предназначены для иллюстрации, не ограничивая объем изобретения. В различных вариантах выполнения одна или несколько из описанных выше в разделе Предшествующий Уровень Техники проблем были сокращены или удалены, тогда как другие варианты выполнения направлены на другие усовершенствования.
Иллюстративные варианты выполнения обеспечивают ядерный реактор, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, их способы, а также вентилируемые систему вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.
В соответствии с аспектом этого изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать продукт ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продуктов ядерного деления.
В соответствии с другим аспектом изобретения, предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать газообразные продукты ядерного деления; корпус реактора, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления для вмещения газообразных продуктов ядерного деления, а значит, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в реакторе.
В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, способный генерировать газообразный продукт ядерного деления, корпус клапана, соединенный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления, и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен ядерный реактор, содержащий: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем по меньшей мере один из большого количества корпусов клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий:
тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продуктов ядерного деления.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления.
В соответствии с другим аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления, корпус клапана, связанный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.
В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, содержащий: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерных деления, причем по меньшей мере один из большого количества клапанов ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества клапанов и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продукта ядерного деления.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; и средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: тепловыделяющий элемент ядерного деления, выполненный с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; корпус клапана, связанный с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; и клапан, находящийся в функциональном сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.
В соответствии с другим аспектом изобретения предусмотрена система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, содержащая: большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; большое количество корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерных деления, причем по меньшей мере один из большого количества корпусов клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; клапан, расположенный в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; гибкую диафрагму, соединенную с клапаном для перемещения клапана; и выполненную с возможностью снятия крышку, с возможностью прикручивания установленную на клапане.
В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления; и управляемую вентиляцию продукта ядерного деления путем приведения в действие средства вентиляции, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: создание газообразного продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления; размещение газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления; и приведение в действие средства вентиляции, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: размещение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления; и управляемую вентиляцию газообразного продукта ядерного деления из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ работы ядерного реактора деления, включающий: размещение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, связанных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерных деления; управляемую вентиляцию газообразного продукта ядерного деления из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом; перемещение клапана путем обеспечения возможности перемещения гибкой диафрагмы, присоединенной к клапану; и установку крышки на клапан с возможностью прикручивания.
В соответствии с другим аспектом изобретения предусмотрен способ сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включающий: размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства продукта ядерного деления; и размещение средства, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции продукта ядерного деления.
В соответствии с дополнительным аспектом изобретения предусмотрен способ сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включающий: размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления, соединение средства с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора; и присоединение средства для сбора газообразного продукта ядерного деления к средству вентиляции.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включающий: размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; присоединение корпуса клапана к тепловыделяющему элементу ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления; и размещение клапана в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема.
В соответствии с еще одним аспектом изобретения предусмотрен способ сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включающий: размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления; присоединение корпуса клапана к по меньшей мере одному из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления, размещение клапана в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема; присоединение гибкой диафрагмы к клапану для перемещения клапана; и установку выполненной с возможностью снятия крышки на клапане с возможностью прикручивания.
Особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов настоящего изобретения является использование средства, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из тепловыделяющего элемента ядерного деления.
Еще одной особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов настоящего изобретения является использование корпуса клапана, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем, а клапан находится в сообщении с объемом.
Еще одной особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов изобретения является использование датчика, находящегося в сообщении с объемом для измерения давления газообразного продукта ядерного деления в камере.
Еще одной особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов изобретения является использование датчика, находящегося в сообщении с объемом для измерения типа газообразного продукта ядерного деления продукта в камере.
Еще одной особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов изобретения является использование контейнера, окружающего тепловыделяющий элемент ядерного деления, содержащий трубную решетку, контур которой имеет форму для направления охлаждающей текучей среды по пути прохождения охлаждающей текучей среды, проходящем из первого отверстия, ограниченного контейнером, и через второе отверстие, ограниченное контейнером.
Дополнительной особенностью некоторых вариантов выполнения и аспектов изобретения является использование контейнера, окружающего тепловыделяющий элемент ядерного деления, причем контейнер содержит керамическую трубную решетку для отвода тепла, и имеет контур с формой для направления охлаждающей текучей среды по пути прохождения охлаждающей текучей среды, проходящем из первого отверстия, ограниченного контейнером, и через второе отверстие, ограниченное контейнером.
В дополнение к вышеизложенному, различные другие аспекты способы и/или устройства изложены и описаны в материалах заявки, таких как текст (например, в формуле изобретения и/или в подробном описании), и/или приведены на чертежах настоящего изобретения.
Вышеизложенная сущность изобретения носит исключительно иллюстративный характер и не предназначена быть ни в коей мере ограничивающей. В дополнение к описанным выше иллюстративным аспектам, вариантам выполнения и функциям, другие аспекты, варианты выполнения и функции станут очевидны со ссылкой на чертежи и последующее подробное описание.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Несмотря на то, что описание завершается формулой изобретения, более конкретно указывающей и отчетливо заявляющей предмет настоящего изобретения, следует понимать, что описание будет лучше понятно из нижеследующего подробного описания, взятого в совокупности с прилагаемыми чертежами. Кроме того, использование тех же самых символов на различных чертежах, как правило, указывает на аналогичные или идентичные элементы.
Фиг.1 представляет собой частичный вид сверху иллюстративного водо-водяного энергетического реактора (ВВЭР), включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.2 представляет собой частичный вид сверху иллюстративного кипящего ядерного реактора (КР), включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.3 представляет собой частичный вид сверху иллюстративного усовершенствованного газоохлаждаемого реактора (УГР), включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.4 представляет собой частичный вид сверху иллюстративного реактора на быстрых нейтронах (БР), включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.5 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративной цилиндрической формы активной зоны ядерного реактора деления, включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления и большое количество управляющих стержней;
Фиг.6 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративной гексагональной формы активной зоны ядерного реактора деления, включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления и большое количество управляющих стержней;
Фиг.7 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративной формы параллелепипеда ядерного реактора деления на быстрых нейтронах с бегущей волной, включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления и большое количество управляющих стержней;
Фиг.8 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративной формы параллелепипеда ядерного реактора-размножителя деления на быстрых нейтронах с бегущей волной, включая большое количество расположенных в нем вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления и большое количество управляющих стержней;
Фиг.9 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративного цилиндрической формы вентилируемого тепловыделяющего контейнера ядерного деления, имеющего большое количество расположенных в нем тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.10 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративного форму параллелепипеда вентилируемого тепловыделяющего контейнера ядерного деления, имеющего большое количество расположенных в нем тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.11 представляет собой вид в поперечном сечении иллюстративного гексагональной формы вентилируемого тепловыделяющего контейнера ядерного деления, имеющего большое количество расположенных в нем тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.12 представляет собой вид в аксонометрии в вертикальном разрезе одного из большого количества тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.13 представляет собой частичный вид сверху большого количества вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления, расположенных на нижней опорной пластине активной зоны реактора;
Фиг.14 представляет собой вид, взятый вдоль линии разреза 14-14, изображенной на Фиг.13;
Фиг.15 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии наружной части одного из вентилируемых тепловыделяющих элементов ядерного деления;
Фиг.16 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии и частичный вертикальный разрез вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления;
Фиг.17 представляет собой вид сверху иллюстративного шарнирного манипулятора в рабочем положении для манипуляции крышки, принадлежащей вентилируемому тепловыделяющему элементу ядерного деления;
Фиг.18 представляет собой вид сверху шарнирного манипулятора в рабочем положении для манипуляции крышки, принадлежащей вентилируемому тепловыделяющему элементу ядерного деления;
Фиг.19 представляет собой вид сверху шарнирного манипулятора, приводящего в действие шаровой кран, принадлежащий вентилируемому тепловыделяющему узлу ядерного деления для высвобождения газообразного продукта ядерного деления;
Фиг.20 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии и частичный вертикальный разрез вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включая расположенный в нем датчик, причем датчик соединен с контроллером с помощью трубопровода (например, электрического или оптического);
Фиг.21 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии и частичный вертикальный разрез вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включая расположенный в нем датчик, причем датчик соединен с контроллером с помощью радиочастотной передачи данных;
Фиг.22 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии и частичный вертикальный разрез вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включая резервуар для сбора газообразного продукта ядерного деления;
Фиг.23 представляет собой фрагментарный вид в аксонометрии и частичный вертикальный разрез вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления, включая резервуар с фильтром для разделения и/или захвата конденсированного (например, жидкого или твердого) продукта ядерного деления из газообразного продукта ядерного деления;
Фиг.24 представляет собой частичный вид сверху всасывающего устройства, поддерживаемого сочлененным манипулятором для отсасывания газообразного продукта ядерного деления из вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления;
Фиг.25-72 представляют собой блок-схемы иллюстративных способов работы ядерного реактора деления, содержащего вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления; и
Фиг.73-120 представляют собой блок-схемы иллюстративных способов сборки вентилируемых тепловыделяющих модулей ядерного деления.
ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ
В последующем подробном описании ссылки сделаны на прилагаемые чертежи, которые составляют часть настоящего описания. На чертежах подобные символы обычно означают схожие элементы, если контекст не диктует иное. Иллюстративные варианты выполнения, описанные в подробном описании, показанные на чертежах, и заявленные в формуле изобретения, не предназначены быть ограничивающим. Могут быть использованы другие варианты выполнения и могут быть сделаны другие изменения, не отступая от сущности или объема представленного здесь предмета изобретения.
Кроме того, настоящая заявка использует формальные заголовки для ясности изложения. Тем не менее, следует понимать, что заголовки представлены для презентационных целей, а также, что различные типы предмета изобретения могут быть обсуждены в рамках всей заявки (например, устройств(а)/структур(ы) могут быть описаны в заголовке(ах) процесса(ов)/операций, и/или процесс(ы)/операции могут быть обсуждены в рамках заголовка структур(ы)/процесса(ов); и/или описания одной темы могут охватывать два или большее количество заголовков тем). Таким образом, использование формальных заголовков не предназначено быть ни в коей мере ограничивающим.
Кроме того, описанный здесь предмет изобретения иногда иллюстрирует различные элементы, содержащиеся внутри этого предмета изобретения, или в сочетании с различными другими элементами. Следует понимать, что такая изображенная архитектура является лишь иллюстративной, и что на самом деле может быть реализовано большое количество других архитектур, которые достигают той же функциональности. В концептуальном смысле любое местоположении элементов для достижения той же функциональности эффективно «связано» так, что достигается нужная функциональность. Следовательно, любые два элементов, объединенные здесь для достижения конкретной функциональности, можно рассматривать как «связанные с» друг другом так, что нужная функциональность достигается независимо от архитектуры или промежуточных элементов. Кроме того, любой из двух так объединенных элементов также можно рассматривать как «функционально соединенные» или «функционально связанные» друг с другом для достижения требуемой функциональности, причем любые два элемента, которые могут быть соединены таким образом, можно также рассматривать как «функционально соединенные» друг с другом для достижения требуемой функциональности. Конкретные примеры функционально соединенных элементов включают, но не ограничиваются этим, физически сопрягаемые и/или физически взаимодействующие элементы и/или выполненные с возможностью взаимодействия беспроводным образом и/или взаимодействующие беспроводным образом элементы и/или логически взаимодействующие и/или выполненные с возможностью логического взаимодействия элементы.
В некоторых случаях один или большее количество элементов могут быть указаны в настоящем документе как «выполненный с возможностью». Специалистам в данной области техники следует понимать что «выполненный с возможностью», «приспособленный/выполненный с возможностью адаптации», «способный», «выполненный с возможностью соответствия/соответствующий», и т.д. может, как правило, относится к элементам в активном состоянии и/или к элементам в неактивном состоянии и/или к элементам в режиме ожидания, если контекст не требует иного.
Поэтому со ссылкой на Фиг.1 показан ядерный реактор деления и система, такой как водо-водяной реактор (ВВЭР), в целом обозначенный номером позиции 10, который выполнен с возможностью удаления газообразного продукта ядерного деления. Водо-водяной реактор 10 содержит активную зону ядерного реактора, в целом обозначенную номером позиции 20, для генерации тепла за счет деления ядер. В активной зоне 20 реактора размещено большое количество вентилируемых тепловыделяющих модулей ядерного деления, в целом обозначенных номером позиции 30 (только три из которых показаны), для соответствующей вентиляции газообразного продукта деления, и которые подробно описаны ниже. Большое количество продольно проходящих и выполненных с возможностью продольного перемещения управляющих стержней 35 связано с соответствующими одними из большого количества вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления для управления цепной реакции деления, происходящей в вентилируемых тепловыделяющих модулях 30 ядерного деления. Другими словами, управляющие стержни 35 составляют подходящий материал поглотителя нейтронов, имеющий приемлемо высокое сечение поглощения нейтронов, которое управляет цепной реакцией деления. В связи с этим материал поглотителя может представлять собой металл или металлоид, выбранный из группы, состоящей в основном из лития, серебра, индия, кадмия, бора, кобальта, гафния, диспрозия, гадолиния, самария, эрбия, европия и их смесей. В качестве альтернативы, материал поглотителя может представлять собой соединение или сплав, выбранный из группы, состоящей в основном из серебра-индия-кадмия, карбида бора, диборида циркония, диборида титана, диборида гафния, титаната гадолиния, титаната диспрозия и их смесей. Управляющие стержни 35 будет управляемо подавать отрицательную реактивность в активную зону 20 реактора. Таким образом, управляющие стержни 35 обеспечивают возможность управления реактивностью активной зоны 20 реактора. Другими словами, управляющие стержни 35 выполнены с возможностью управления профилем потока нейтронов через активную зону 20 ядерного реактора деления и, тем самым, влиять на различные эксплуатационные характеристики активной зоны 20 ядерного реактора деления, включая производство продукта ядерного деления.
Со ссылкой снова на Фиг.1, большое количество вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления опирается на нижнюю опорную пластину 40 активной зоны для поддержки вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Нижняя опорная пластина 40 активной зоны ограничивает отверстие 50, проходящее через нее в сообщении с вентилируемыми тепловыделяющими модулями 30 ядерного деления для обеспечения охлаждающей текучей среды к вентилируемым тепловыделяющим модулям 30 ядерного деления, например, вдоль линии 60 потока текучей среды. Охлаждающая текучая среда представляет собой дистиллированную легкую воду (H2O). Активная зона 20 реактора расположена внутри корпуса 70 реактора для предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления, из активной зоны 20 реактора в окружающую биосферу. Корпус 70 может быть стальным, бетонным или выполненным из других материалов, подходящего размера и толщины, чтобы уменьшить риск таких утечек радиации и поддерживать необходимую нагрузку давлением. Кроме того, имеется контейнер 80, герметично окружающий части реактора 10 для обеспечения дополнительной гарантии предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления из активной зоны 20 реактора в окружающую биосферу.
Тем не менее, снова со ссылкой на Фиг.1, первичный контур охлаждающей текучей среды содержит первый сегмент 90 трубы первичного контура, который соединен с активной зоной 20 реактора по причинам, которые раскрыты далее. Компенсатор 100 давления соединен с первым сегментом 90 трубы первичного контура для создания давления в первичном контуре, причем компенсатор 100 давления содержит дистиллированную первую массу воды 105 и нагреватель 107 компенсатора давления для нагревания первой массы воды 105. Первая масса воды 105 в компенсаторе 100 давления нагревается нагревателем 107 компенсатора давления для создания пузырька пара над первой массой воды 105, находящейся в компенсаторе 100 давления. Компенсатор 100 давления обеспечивает расширительное пространство посредством пузырька пара, чтобы учесть изменения в объеме воды во время работы водо-водяного реактора 10. Таким образом, давление управляется первым контуром охлаждающей текучей среды путем увеличения или уменьшения давления пара в компенсаторе 100 давления. Первый сегмент 90 трубы первичного контура проходит от активной зоны 20 реактора до входного отверстия в объем 115, ограниченный теплообменником или парогенератором 110. Охлаждающая текучая среда проходит через первый сегмент 90 трубы первичного контура, во входное отверстие объема 115 и, после этого, через большое количество перевернутых теплопередающих трубок 120 U-образной фермы (только одна из которых показана), которые находятся в сообщении с входным отверстием объема 115. Теплопередающие трубки 120 поддерживаются горизонтально ориентированной трубной решеткой 125 парогенератора, и могут быть стабилизированы с помощью большого количества антивибрационных перемычек (не показаны), соединенных с теплопередающими трубками 120. Выходное отверстие каждой теплопередающей трубки 120 находится в сообщении с выходным отверстием объема 130, ограниченного парогенератором 110, причем это выходное отверстие объема 130 находится в сообщении со вторым сегментом 140 трубы первичного контура. Выходное отверстие объема 130 герметично отделено от входного отверстия объема 115 вертикально ориентированной разделительной пластиной 135. Теплопередающие трубки 120 окружены второй массой воды 150 с заранее заданной температурой. Охлаждающая текучая среда, протекающая через теплопередающие трубки 120, будет передавать свое тепло второй массе воды 150, которая находится при более низкой температуре, чем текучая среда, протекающая через теплопередающие трубки 120. По мере того, как текучая среда, протекающая через теплопередающие трубки 120, передает свое тепло второй массе воды 150, часть второй массы воды 150 будет испаряться в пар 160, в соответствии с заранее заданной температурой в парогенераторе 110. Пар 160 затем будет проходить через паропровод 170, один конец которого находится в паровом сообщении с паром 160, а другой конец находится в жидкостном сообщении с массой воды 150.
Вращающаяся турбина 180 соединена с паровой линией 170 так, что турбина 180 вращается, когда через нее проходит пар 160. Электрический генератор 190, который соединен с турбиной 180, например, с помощью вращающегося вала 200 турбины, вырабатывает электроэнергию, когда турбина 180 вращается. Кроме того, конденсатор 210 соединен с паровой линией 170 и получает пар, проходящий через турбину 180. Конденсатор 210 конденсирует пар в жидкую воду и проводит любое избыточное тепло по рециркуляционному проточному пути 212 и, с помощью электромеханического первого насоса 214, к радиатору, такому как градирня 220, который связан с конденсатором 210. Жидкая вода, сконденсированная конденсатором 210, перекачивается по паропроводу 170 от конденсатора 210 к парогенератору 110 с помощью электромеханического второго насоса 230, расположенного между конденсатором 210 и парогенератором 110. Следует понимать, что парогенератор 110, паровая линия 170, турбина 180, вал 200, генератор 190, конденсатор 210, градирня 220, первый насос 214 и второй насос 230 ограничивают вторичный контур охлаждающей текучей среды, отделенный от ранее упомянутого первичного контура охлаждающей текучей среды.
Со ссылкой снова на Фиг.1 показан электромеханический насос 240, который соединен с третьим сегментом 250 трубы первичного контура для обеспечения возможности протекания подходящей охлаждающей текучей среды через активную зону 20 реактора, с целью охлаждения активной зоны 20 реактора. Первый, второй и третий сегменты, соответственно, 90/140/250, трубы первичного контура охлаждающей текучей среды могут быть изготовлены из любого подходящего материала, такого как нержавеющая сталь. Следует понимать, что, при желании, первый, второй и третий сегменты 90/140/250 трубы первичного контура охлаждающей текучей среды могут быть изготовлены не только из сплавов железа, но также и из сплавов цветных металлов, сплавов на основе циркония или других подходящих конструкционных материалов или композитов. Третий сегмент 250 трубы первичного контура охлаждающей текучей среды открыт в наклонную вниз область 260, ограниченную проходящей в продольном направлении кольцевой панелью 270, расположенной между вентилируемыми тепловыделяющими модулями 30 ядерного деления и внутренней стенкой корпуса 70 реактора. Наклонная вниз область 260 имеет форму, выполненную для направления охлаждающей текучей среды вниз по наклонной вниз области 260 и в отверстие 50, так чтобы охлаждающая текучая среда могла быть направлена к вентилируемым тепловыделяющим модулям 30 ядерного деления. Таким образом, следует отметить, что водо-водяной реактор 10 содержит или включает вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления, которые подробно описаны ниже.
Со ссылкой на Фиг.2 показан альтернативный вариант выполнения ядерного реактора деления и системы, которая представляет собой кипящий ядерный реактор (КР), в целом обозначенный номером позиции 280, который выполнен с возможностью удаления газообразного продукта ядерного деления. Кипящий ядерный реактор 280 содержит ядерный реактор, в целом обозначенный номером позиции 290, для генерации тепла за счет деления ядер. В активной зоне 290 реактора расположено большое количество упомянутых выше вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления (только три из которых показаны), которые подробно описаны ниже. Вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления обеспечивают возможность нагрева охлаждающей текучей среды в активной зоне 290 реактора так, что в активной зоне 290 реактора производится пар 295. Большое количество ранее упомянутых продольно проходящих и выполненных с возможностью продольного перемещения управляющих стержней 35 соединено с соответствующими одними из большого количества вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления для управления цепной реакцией деления, происходящей в вентилируемых тепловыделяющих модулях 30 ядерного деления. Большое количество вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления опирается на нижнюю опорную пластину 40 активной зоны для поддержания вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Нижняя опорная пластина 40 активной зоны ограничивает проходящее через нее отверстие 50, которое находится в сообщении с вентилируемыми тепловыделяющими модулями 30 ядерного деления для обеспечения охлаждающей текучей среды к вентилируемым тепловыделяющим модулям 30 ядерного деления, например, вдоль линий 300 потока текучей среды 300. Активная зона 290 реактора расположена внутри корпуса 70 реактора для предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления, из активной зоны 290 реактора, окружающей биосферу. Корпус 70 может быть стальным, бетонным или выполненным из других материалов, подходящего размера и толщины, чтобы уменьшить риск таких утечек радиации и поддерживать необходимую нагрузку давлением, как и в случае с ранее упомянутым водо-водяным реактором 10. Кроме того, имеется контейнер 80, герметично окружающий части реактора 280 для обеспечения дополнительной гарантии предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления из активной зоны 290 реактора в окружающую биосферу.
Со ссылкой снова на Фиг.2, один контур охлаждающей текучей среды содержит паропровод 310, который соединен с активной зоной 290 реактора по причинам, которые раскрываются далее. Выполненная с возможностью вращения турбина 180 соединена с паропроводом 310 так, что турбина 180 вращается, когда через нее проходит пар 160. Электрический генератор 190, который соединен с турбиной 180, например, с помощью вращающегося вала 200 турбины, вырабатывает электроэнергию, когда турбина 180 вращается. Кроме того, конденсатор 210 соединен с паровой линией 310 и получает пар, проходящий через турбину 180. Конденсатор 210 конденсирует пар в жидкую воду и проводит любое избыточное тепло по рециркуляционному проточному пути 212 и, с помощью электромеханического первого насоса 214, к радиатору, такому как градирня 220, который связан с конденсатором 210. Жидкая вода, сконденсированная конденсатором 210, перекачивается вдоль трубки 320 для охлаждающей текучей среды от конденсатора 210 к корпусу 70 реактора с помощью электромеханического насоса 330, расположенного между конденсатором 210 и корпусом 70 реактора. Следует понимать, что паровая линия 310, турбина 180, вал 200, генератор 190, конденсатор 210, градирня 220, трубка 320 для охлаждающей текучей среды и насос 330 ограничивают контур охлаждающей текучей среды для циркуляции охлаждающей текучей среды через активную зону 290 реактора. Можно отметить, что, при желании, паровая линия 310 и трубка 320 для охлаждающей текучей среды могут быть изготовлены из сплавов железа (например, нержавеющей стали), сплавов цветных металлов, сплавов циркония или других подходящих конструкционных материалов и композитов. Таким образом, следует отметить, что кипящий ядерный реактор 280 содержит или включает вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления, которые подробно описаны ниже.
Со ссылкой на Фиг.3 показан другой альтернативный вариант выполнения ядерного реактора и системы, который представляет собой усовершенствованный газоохлаждаемый реактор (УГР), в целом обозначенный номером позиции 340, который выполнен с возможностью удаления газообразного продукта ядерного деления. Усовершенствованный газоохлаждаемый реактор 340 содержит активную зону ядерного реактора, в целом обозначенную номером позиции 350, для генерации тепла за счет деления ядер. В активной зоне 350 реактора расположено большое количество из ранее упомянутых вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления (только два из которых показаны), которые подробно описаны ниже. Охлаждающая текучая среда, используемая для охлаждения тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления, может представлять собой углекислый газ (СО2), который циркулирует через активную зону 350 реактора способом, описанным ниже. Нейтроны, производимые в цепной реакции деления, происходящей в активной зоне 350 реактора, ослабляются большим количеством вертикально ориентированных графитовых блоков 360 (только четыре из которых показано), расположенных рядом с соответствующими одними из вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Большое количество ранее упомянутых продольно проходящих и выполненных с возможностью продольного перемещения управляющих стержней 35 соединено с соответствующими одними из большого количества вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления для управления цепной реакцией деления, происходящей в вентилируемых тепловыделяющих модулях 30 ядерного деления. Указанное большое количество вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления опирается на нижнюю опорную пластину 40 активной зоны для поддержания вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Нижняя опорная пластина 40 активной зоны ограничивает проходящее через нее отверстие 50, которое находится в сообщении с вентилируемыми тепловыделяющими модулями 30 ядерного деления для обеспечения охлаждающей текучей среды к вентилируемым тепловыделяющим модулям 30 ядерного деления, например, вдоль линий 370 потока текучей среды. Активная зона 350 реактора расположена внутри корпуса 70 реактора для предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления, из активной зоны 350 реактора, окружающей биосферу. Как было упомянуто выше, корпус 70 может быть стальным, бетонным или выполненным из других материалов, подходящего размера и толщины, чтобы уменьшить риск таких утечек радиации и поддерживать необходимую нагрузку давлением, как и в случае с ранее упомянутым водо-водяным реактором 10. Кроме того, имеется контейнер 80, герметично окружающий части реактора 340 для обеспечения дополнительной гарантии предотвращения утечки радиоактивных материалов, включая газообразные, твердые или жидкие продукты ядерного деления из активной зоны 350 реактора в окружающую биосферу.
Со ссылкой снова на Фиг.3, первичный контур охлаждающей текучей среды содержит первый сегмент 380 трубы первичного контура, который соединен с активной зоной 350 реактора по причинам, которые раскрыты далее. Первый сегмент 380 трубы первичного контура проходит от активной зоны 350 реактора до теплообменника или парогенератора 390. Охлаждающая текучая среда проходит через первый сегмент 380 трубы первичного контура, в парогенератор 390, а затем через второй сегмент 400 трубы первичного контура, который одним своим концом соединен с парогенератором 390, а другим своим концом - к вентилятору или рециркуляционному вентилятору 410. Рециркуляционный вентилятор 410 находится в проточном (например, посредством газа) сообщении с активной зоной 350 реактора. Рециркуляционный вентилятор 410 циркулирует охлаждающую текучую среду через первый сегмент 380 трубы первичного контура, через парогенератор 390, через второй сегмент 400 трубы первичного контура, в отверстие 50, которое выполнено в нижней опорной пластине 40 активной зоны, и в вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления, и по поверхностям графитовых замедлителей 360, например, вдоль линий 370 потока текучей среды. Охлаждающая текучая среда затем протекает к парогенератору 390. Таким образом, тепло, выделяющееся за счет ядерного деления, переносится от активной зоны 350 реактора.
Все еще со ссылкой на Фиг.3 парогенератор 390 содержит проходящий через него вторичный контур. Вторичный контур содержит по меньшей мере одну теплопередающую трубку 430, частично заполненную массой воды 440 с заранее заданной температурой. Газ, поступающий по внешней поверхности теплопередающей трубки 430, передает свое тепло массе воды 440, которая находится при более низкой температуре, чем газ, проходящий через теплопередающую трубку 430. Поскольку газ, протекающий по внешней поверхности теплопередающей трубки 430, передает свое тепло массе воды 440, часть массы воды 440, испаряясь, превращается в пар 450, в зависимости от заранее заданной температуры внутри теплопередающей трубки 430. Пар 450 затем будет проходить через паропровод 460 из-за перекачивающего действия электромеханического насоса 470, соединенного с паропроводом 460. Ранее упомянутая выполненная с возможностью вращения турбина 180 соединена с паропроводом 460 так, что турбина 180 вращается, когда через нее проходит пар 450. Ранее упомянутый электрический генератор 190, который соединен с турбиной 180, например, с помощью вращающегося вала 200 турбины, вырабатывает электроэнергию, когда турбина 180 вращается. Кроме того, конденсатор 210 соединен с паровой линией 460 и получает пар, проходящий через турбину 180. Конденсатор 210 конденсирует пар в жидкую воду и проводит любое избыточное тепло по рециркуляционному проточному пути 212 и, с помощью электромеханического первого насоса 214, к радиатору, такому как градирня 220, который связан с конденсатором 210. Жидкая вода, сконденсированная конденсатором 210, перекачивается вдоль паропровода 460 от конденсатора 210 к массе воды 440 с помощью электромеханического насоса 470, расположенного между конденсатором 210 и парогенератором 390. Следует понимать, что парогенератор 390, паропровод 460, турбина 180, вал 200, генератор 190, конденсатор 210, градирня 220 и насос 470 ограничивают вторичный контур охлаждающей текучей среды, который отделен от первичного контура охлаждающей текучей среды. Первичный контур охлаждающей текучей среды и вторичный контур охлаждающей текучей среды совместно отводят тепло от тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Таким образом, следует отметить, что усовершенствованный газоохлаждаемый реактор 340 содержит или включает вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления, которые подробно описаны ниже.
Со ссылкой на Фиг.4 показан еще один альтернативный вариант выполнения ядерного реактора деления и системы, например, ядерный реактор деления на быстрых нейтронах (БР), в целом обозначенный номером позиции 480, который выполнен с возможностью удаления газообразного продукта ядерного деления. Как более подробно описано далее, реактор 480 может представлять собой ядерный реактор деления на быстрых нейтронах на бегущей волне (TWR). В этой связи, ядерный реактор 480 деления на бегущей волне содержит активную зону ядерного реактора деления, в целом обозначенную номером позиции 490, которая содержит вентилируемые тепловыделяющие модули 30 ядерного деления. Активная зона 490 ядерного реактора деления размещена в оболочке 495 активной зоны реактора, которая действует для поддержания вертикального потока охлаждающей текучей среды через активную зону. Оболочка 495 может также функционировать в качестве радиационной защиты для защиты совокупности компонентов, таких как теплообменники, от бомбардировки нейтронами. Ранее упомянутые 35 управляющие стержни проходят продольно в активную зону 490 ядерного реактора деления для управления происходящим в нем процессом деления.
Со ссылкой снова на Фиг.4, активная зона 490 ядерного реактора деления расположена в ранее упомянутом корпусе 70 реактора. По представленным ниже причинам корпус 70 существенно (например, приблизительно на 90%) заполнен объемом охлаждающей текучей среды 500, например, жидким натрием, до такой степени, что активная зона 490 ядерного реактора деления погружена в объем охлаждающей текучей среды. Кроме того, защитная оболочка 80 герметично окружает части ядерного реактора 480 деления на бегущей волне по описанным ранее причинам.
Все еще со ссылкой на Фиг.4, трубка 510 первичного контура охлаждающей текучей среды соединена с активной зоной 490 ядерного реактора деления для обеспечения возможности протекания подходящей охлаждающей текучей среды через активную зону 490 ядерного реактора деления вдоль потока охлаждающей текучей среды или проточного пути 515 для охлаждения активной зоны 490 ядерного реактора деления. Трубка 510 первичного контура охлаждающей текучей среды может быть изготовлена из нержавеющей стали или из сплавов цветных металлов, сплавов на основе циркония или других подходящих конструкционных материалов или композитов. Охлаждающая текучая среда, переносимая трубкой 510 первичного контура охлаждающей текучей среды, может представлять собой жидкий металл, выбранный из группы, состоящей в основном из натрия, калия, лития, свинца и их смесей. С другой стороны, охлаждающая текучая среда может представлять собой сплав металлов, такой как свинец-висмут (Pb-Bi). Соответственно, в предусмотренном в настоящем документе иллюстративном варианте выполнения охлаждающая текучая среда представляет собой жидкий металлический натрий (Na), или смесь металлического натрия, такую как натрий-калий (Na-K).
Со ссылкой еще раз на Фиг.4, переносящая тепло охлаждающая текучая среда, созданное активной зоной 490 ядерного реактора деления, протекает вдоль проточного пути 515 в промежуточный теплообменник 520, который также погружен в объем 500 охлаждающей текучей среды. Промежуточный теплообменник 520 может быть изготовлен из любого удобного материала, стойкого к нагреву и коррозионным воздействиям натриевой охлаждающей текучей среды в объеме 500 охлаждающей текучей среды, такого как нержавеющая сталь. Охлаждающая текучая среда, протекающая по пути 515 охлаждающей текучей среды, проходит через промежуточный теплообменник 520 и продолжает, течь через трубку 510 первичного контура охлаждающей текучей среды. Следует понимать, что охлаждающая текучая среда, покидающая промежуточный теплообменник 520, была охлаждается за счет теплообмена, происходящего в промежуточном теплообменнике 520, как это описано более подробно ниже. Насос 530, который может представлять собой электромеханический насос, соединен с трубкой 510 первичного контура и в находится в проточном сообщении с охлаждающей текучей средой реактора, переносимой трубкой 510 первичного контура охлаждающей текучей среды, для перекачки охлаждающей текучей среды реактора через трубку 510 первичного контура, через активную зону 490 реактора, по пути 515 протекания охлаждающей текучей среды, и в промежуточный теплообменник 520.
Со ссылкой снова на Фиг.4, трубка 540 вторичного контура предназначена для отвода тепла от промежуточного теплообменника 520. Трубка 540 вторичного контура содержит вторичные "горячий" сегмент 550 вторичной трубки и "холодный" сегмент 560 вторичной трубки. Горячий сегмент 550 вторичной трубки и холодный сегмент 560 вторичной трубки неразрывно соединены с промежуточным теплообменником 520. Трубка 540 вторичного контура, которая содержит горячий сегмент 550 вторичной трубки и холодный сегмент 560 вторичной трубки, содержит текучую среду, например, одну из охлаждающих текучих сред, упомянутых ранее. Горячий сегмент 550 вторичной трубки проходит от промежуточного теплообменника 520 к парогенератору и комбинации 570 пароперегревателя (далее именуемого "парогенератором 570"), по причинам, которые будут описаны далее. В связи с этим, после прохождения через парогенератор 570, охлаждающая текучая среда протекает через трубку 540 вторичного контура и выходит из парогенератора 570 при более низкой температуре и энтальпии, чем перед входом в парогенератор 570, за счет переноса тепла, происходящего в парогенераторе 570. После прохождения через парогенератор 570 охлаждающая текучая среда подается, например, с помощью другого насоса 580, который может представлять собой электромеханический насос, вдоль холодного сегмента 560 вторичной трубки, который проходит в промежуточный теплообменник 520, для обеспечения ранее упомянутой теплопередачи. Способ, согласно которому парогенератор 570 генерирует пар, в целом описан непосредственно далее.
Со ссылкой снова на Фиг.4, в парогенераторе 570 размещена масса воды 590, имеющая заранее заданную температуру. Текучая среда, протекающая через горячий сегмент 550 вторичной трубки, будет передавать свое тепло посредством теплопроводности и конвекции массе воды 590, которая находится при более низкой температуре, чем текучая среда, протекающей через горячий сегмент 550 вторичной трубки. По мере того как текучая среда протекает через горячий сегмент 550 вторичной трубки, она передает свое тепло массе воды 590, причем часть массы воды 590 испарится в пар 600, в соответствии с заранее заданной температурой в парогенераторе 570. Пар 600 затем будет проходить через паропровод 610, один конец которого находится в сообщении посредством пара с паром 600, а другой конец находится в сообщении посредством жидкости с массой воды 590. Ранее упомянутая выполненная с возможностью вращения турбина 180 соединена с паропроводом 610 так, что турбина 180 вращается, когда через нее проходит пар 600. Электрический генератор 190, который соединен с турбиной 180 посредством выполненного с возможностью вращения вала 200 турбины, вырабатывает электроэнергию, когда турбина 180 вращается. Кроме того, ранее упомянутый конденсатор 210 соединен с паропроводом 610 и получает пар, проходящий через турбину 180. Конденсатор 210 конденсирует пар в жидкую воду и проводит любое избыточное тепло по рециркуляционному проточному пути 212 и, с помощью электромеханического насоса 214, к радиатору или градирне 220, который связан с конденсатором 210. Жидкая вода, сконденсированная конденсатором 210, перекачивается вдоль паропровода 610 от конденсатора 210 к парогенератору 570 с помощью еще одного насоса 620, который может представлять собой электромеханический насос, расположенный между конденсатором 290 и парогенератором 570.
Со ссылкой на Фиг.5, 6 и 7, активные зоны 20/290/350/490 реактора могут иметь различные конфигурации для размещения вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. В связи с этим любые активные зоны 20/290/350/490 реактора ядерного деления могут иметь в целом цилиндрическую форму, чтобы иметь, таким образом, в целом круглое поперечное сечение 630. В качестве альтернативы, любые активные зоны 20/290/350/490 реактора ядерного деления могут иметь в целом гексагональную форму, чтобы иметь, таким образом, в целом гексагональное поперечное сечение 640. В качестве еще одной альтернативы, любые активные зоны 20/290/350/490 реактора ядерного деления могут иметь в целом форму параллелепипеда, чтобы иметь, таким образом, в целом прямоугольную форму поперечного сечения 650. В целом прямоугольная форма поперечного сечения 650 имеет первый конец 660 и второй конец 670, противоположный первому концу 660, по причинам, которые объяснены ниже.
Со ссылкой на Фиг.4 и 7, независимо от конфигурации или формы, выбранной для активных зон ядерных реакторов деления, активная зона ядерного реактора деления может работать как активная зона ядерного реактора деления на бегущей волне, если это необходимо. Например, в случае активной зоны 490 ядерного реактора деления, воспламенитель 680 ядерного деления, который содержит изотопное обогащение способного к ядерному делению материала, такого как, без ограничения, U-233, U-235 или Pu-239, подходящим образом находится в активной зоне 490 ядерного реактора деления. Исключительно в качестве примера, а не путем ограничения, воспламенитель 680 может быть расположен рядом с первым концом 660, противоположном второму концу 670 активной зоны 490 ядерного реактора деления. Нейтроны, выпускаемые воспламенителем 680, захватываются способным к ядерному делению и/или воспроизводящим материалом в тепловыделяющем модуле 30 ядерного деления для инициации вышеупомянутой цепной реакции ядерного деления. Воспламенитель 680 может быть удален, как только цепная реакция деления станет самоподдерживающейся, если это необходимо.
Как лучше всего видно на Фиг.7, воспламенитель 680 инициирует трехмерную бегущую дефлаграционную волну или «волну горения» 690. Когда воспламенитель 680 генерирует нейтроны для инициации «воспламенения», волна 690 горения уходит от воспламенителя 680, который находится рядом с первым концом 660, и ко второму концу 670 активной зоны 490 реактора, чтобы, таким образом, сформировать бегущую или распространяющуюся волну 690 горения. Скорость бегущей волны 690 горения может быть постоянной или непостоянной. Таким образом, скоростью, с которой распространяется волна 690 горения, можно управлять. Например, продольное перемещение ранее упомянутых управляющих стержней 35 заранее заданном или запрограммированном образом может снизить или понизить нейтронную реактивность вентилируемых тепловыделяющих модулей 30 ядерного деления. Таким образом, нейтронная реактивность ядерного топлива, которое в настоящее время сжигается позади волны 690 горения или в месте нахождения волны 690 горения, снижается или понижается по отношению к нейтронной реактивности «не сожженного» ядерного топлива спереди волны 690 горения. Этот результат придает волне горения направление распространения, указанное направленной стрелкой 700. Управление реактивностью, таким образом, дает максимальную скорость распространения волны 690 горения, в зависимости от рабочих ограничений для активной зоны 490 реактора, таких как допустимое количество производства продукта ядерного деления и/или ограничения конструкционных материалов реактора в отношении флюенса нейтронов.
Основные принципы такого ядерного реактора деления на бегущей волне раскрыты более подробно в находящейся на стадии одновременного рассмотрения заявке на патент США №11/605,943, поданной 28 ноября 2006 года на имя Родерика А. Хайда с соавторами, и озаглавленной «Автоматизированный ядерный реактор для длительной эксплуатации», причем правопреемником указанной заявки является настоящий заявитель, а полное раскрытие изобретения включено в настоящий документ посредством ссылки.
Со ссылкой на Фиг.8 показана активная зона реактора-размножителя на быстрых нейтронах, в целом обозначенного номером позиции 710. Активная зона 710 реактора-размножителя на быстрых нейтронах по существу аналогична активной зоне 490 реактора на быстрых нейтронах, за исключением того, что тепловыделяющие модули 720 размножителя могут быть организованы как «зона воспроизводства» по внутренней периферии или во всей внутренней части активной зоны 710 реактора-размножителя ядерного деления для воспроизводства ядерного топлива, а также как известные в уровне техники конструкции реакторов-размножителей на быстрых нейтронах. В связи с этим тепловыделяющие элементы 720 размножителя размещают обогащенное ядерное топливо, которое будет преобразовано в способное к расщеплению ядерное топливо. Еще одна альтернатива состоит в том, что тепловыделяющие модули 720 размножителя ядерного деления и тепловыделяющие модули 30 ядерного деления могут содержать заранее заданную смесь обогащенных и способных к расщеплению нуклидов.
Со ссылкой на Фиг.9, 10 и 11 вентилируемый тепловыделяющий модуль 30 ядерного деления содержит вертикальный контейнер 730 для вмещения или окружения большого количества укомплектованных вместе цилиндрических тепловыделяющих стрежней или тепловыделяющих элементов 740, которые активируются с помощью источника нейтронов. Следует отметить, что тепловыделяющий модуль 30 ядерного деления может также содержать один тепловыделяющий элемент 740. Контейнер 730 содержит оболочку 735 контейнера, которая может быть в целом цилиндрической с круглым поперечным сечением, в целом обозначенным номером позиции 742. В качестве альтернативы, оболочка 735 контейнера может иметь форму параллелепипеда, например, прямоугольную или квадратную форму, в целом обозначенную номером позиции 744. В качестве еще одной альтернативы, оболочка 735 контейнера может быть в целом шестиугольную форму с гексагональным поперечным сечением, в целом обозначенным номером позиции 746. Таким образом, следует понимать, что контейнер 730, включая оболочку 735 контейнера, может иметь любую подходящую форму, как то требуется оператором реакторов 10, 280, 340 или 480 ядерного деления. В любом из вышеуказанных вариантов выполнения оболочка 735 контейнера может быть использована для обеспечения конструктивной поддержки тепловыделяющих элементов, или же может действовать, чтобы направлять поток охлаждающей текучей среды. В некоторых вариантах выполнения охлаждающая текучая среда может быть направлена через отверстия в оболочке 735 контейнера.
С особенной ссылкой на Фиг.12, каждый тепловыделяющий элемент 740 содержит большое количество таблеток 750 ядерного топлива, уложенных в нем торец-в-торец, причем таблетки 750 ядерного топлива размещены в цилиндрической трубке 760 оболочки тепловыделяющего элемента. Таблетки 750 ядерного топлива нейтронно активируются в процессе ядерного деления, например, первоначальным источником нейтронов. Трубка 760 оболочки тепловыделяющего элемента имеет открытый конец 762 и закрытый конец 764. Кроме того, диаметры оболочки 762 и топливных таблеток 750 имеют такую величину, что между ними образован зазор 770 для выхода газообразных продуктов ядерного деления из таблеток 750 ядерного топлива, причем газообразные продукты ядерного деления проходят внутрь и вверх через зазор 770. Таблетки 750 ядерного топлива содержат вышеупомянутые способные к расщеплению нуклиды, такие как Уран-235, Уран-233 или Плутоний-239. В качестве альтернативы, таблетки 750 ядерного топлива могут содержать обогащенный нуклид, такой как Торий-232 и/или Уран-238, которые могут быть преобразованы, с помощью захвата нейтронов в процессе ядерного деления, в способные к расщеплению нуклиды, только что упомянутые. Такой обогащенный нуклидный материал может быть размещен в стержнях-размножителях (не показаны), расположенных в ранее упомянутых тепловыделяющих элементах 720 размножителя. Таблетки 750 ядерного топлива, содержащие способное к расщеплению и/или обогащенное ядерное топливо, производят упомянутые выше продукты ядерного деления.
В этой связи, исключительно в качестве примера, а не путем ограничения, и все еще со ссылкой на Фиг.12, таблетки 750 ядерного топлива могут быть изготовлены из оксида, выбранного из группы, состоящей в основном из: моноксида урана (UO), диоксида урана (UO2), диоксида тория (ThO2) (также известного как оксид тория), триоксида урана (UO3), оксида урана - оксида плутония (UO-PuO), закись-окись урана (U3O8) и их смесей. В качестве альтернативы, таблетки 750 ядерного топлива могут по существу содержать уран, либо легированной, либо нелегированный другими металлами, такими как, но не ограничиваясь ими, цирконием или торием. В качестве еще одной альтернативы, таблетки 750 ядерного топлива могут по существу содержать карбида урана (UCX) или карбид тория (ThCX). Например, таблетки 750 ядерного топлива могут быть изготовлены из карбида, выбранного из группы, состоящей в основном из: монокарбида урана (UC), дикарбида урана (UC2), полуторакарбид урана (U2C3), дикарбида тория (ThC2), карбида тория (ТhС) и их смесей. В качестве другого неограничивающего примера, таблетки 750 ядерного топлива могут быть изготовлены из нитрида, выбранного из группы, состоящей в основном из: нитрида урана (U3N2), нитрида урана - нитрида циркония (U3N2Zr3N4), нитрида урана-плутония ((U-Pu)N), нитрида тория (ThN), уран-циркониевых сплавов (UXZrY), а также их смесей. Материал 760 оболочки тепловыделяющего элемента, которая окружает в продольном направлении стопку таблеток 750 ядерного топлива, может быть подходящим циркониевым сплавом, таким как ZIRCOLO(™) (товарный знак компании Westinghouse Electric Corporation, расположенной в городе Питсбург, штат Пенсильвания, США), который имеет известную стойкость к коррозии и растрескиванию. Трубка 760 оболочки может быть изготовлена также и из других материалов, например, ферритно-мартенситных сталей.
Со ссылкой на Фиг.13, 14, 15 и 16 теперь будет описана конструкция и работа вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления. Внутри контейнера 730 расположена трубная решетка 780, которая соединена с ним, посредством, например, сварки или запрессовки, и которая ориентирована поперек относительно продольной оси контейнера 730. Трубная решетка 780 имеет большое количество вертикально ориентированных отверстий 790 для вмещения соответствующих одних из большого количества проходящих через нее трубок 760 оболочки. Следует понимать, что, когда трубки 760 оболочки, принадлежащие тепловыделяющим элементам 740, проходят через отверстия 790, тепловыделяющие элементы 740 могут быть прикреплены к трубной решетке 780, например, посредством запрессовки или сварки. Тем не менее, следует отметить, что охлаждающая текучая среда не будет входить в контакт с той частью тепловыделяющих элементов 740, расположенных в отверстиях 790. Другими словами, та часть тепловыделяющих элементов 740, которая расположена в отверстиях 790, может, в целом, испытывать воздействие температуры, большей требуемой, из-за наличия трубной решетки 780, окружающей части тепловыделяющих элементов 740, расположенных в отверстиях 790. Таким образом, из-за наличия трубной решетки 780 охлаждающая текучая среда блокируется или предотвращается достижение ею той части тепловыделяющих элементов 740, которая расположена в отверстиях 790. Блокировка или предотвращение достижения охлаждающей текучей средой той части тепловыделяющих элементов 740, которая расположена в отверстиях 790, создает более высокие температуры в той области оболочки 760. Такая высокая температура может, в свою очередь, поставить под угрозу конструктивную целостность оболочки 760. Чтобы решить эту проблему, трубная решетка 780 может быть изготовлена из керамик карбида кремния (SiC), оксида алюминия (Al2O3) или нитрида алюминия (AIN), или из керамических композиционных материалов, если это необходимо. Такой материал известен своими свойствами противостоять высоким температурам, разрушению и коррозии, и имеет низкое поглощение нейтронов и превосходные возможности отвода тепла. В качестве альтернативы, трубная решетка 780 может быть изготовлена из нержавеющей стали или ZIRCALOY(TM). В качестве альтернативы, тепловыделяющие элементы могут быть выполнены таким образом, чтобы содержать пустоту или не расщепляющиеся материалы в непосредственной близости от трубной решетки 780 так, чтобы не генерировать тепло во время работы реактора. Тепловыделяющие элементы могут поддерживаться, так что предотвращается расширение элемента в осевом направлении в результате теплового расширения или индуцированное излучением расширение. Трубная решетка 780 имеет поверхность 800 в целом дугообразной формы, проходящую вокруг нижней стороны трубной решетки 780, по причинам, представленным ниже. Кроме того, открытые концы 762 тепловыделяющих элементов 740 соответствующим образом проходят над трубной решеткой 780, по причинам, представленным ниже.
Со ссылкой снова на Фиг.13, 14, 15 и 16, контейнер 730 ограничивает объем 810 над трубной решеткой 780, по причинам, представленным далее. Объем 810 имеет нижнюю часть 812. Контейнер 730 дополнительно содержит корпус 820 клапана, связанный с тепловыделяющими элементами 740. Корпус 820 клапана содержит часть наклонную часть 830, неразрывно соединенную с оболочкой 735 контейнера, причем наклонная часть 830 ограничивает верхнюю часть 835 объема, которая находится в близком сообщении с более нижней частью 812 объема. Наклонная часть 830 имеет наружную резьбу, проходящую по ее наружной поверхности, по причинам, представленным далее. Открытые концы 762 тепловыделяющих элементов 740 подвержены воздействию объема 810, так что газообразные продукты ядерного деления, поднимающиеся по зазору 770 тепловыделяющего элемента 740, поступают в объем 810 и собираются в нем.
Со ссылкой еще раз на Фиг.13, 14, 15 и 16, гибкая или упругая мембрана 840 формы диска помещена между нижней частью 812 объема и верхней частью 835 объема. Мембрана 840 ограничивает большое количество проходящих через нее отверстий 850, которые обеспечивают возможность прохода газообразного продукта ядерного деления из нижней части 812 объема в верхнюю части 835 объема. Мембрана 840 может быть изготовлена из любого подходящего упругого материала, устойчивого к нагреванию, коррозии и действию радиации. Исключительно в качестве примера, а не путем ограничения, диафрагма 840 может быть изготовлена из НЕОПРЕНА(R) (например, хлоропренового каучука), который является зарегистрированным товарным знаком компании DupontDow, Incorporated, расположенной в г.Уилмингтон, штат Делавэр, США. Диафрагма 840 также может быть изготовлена из бутилового каучука. В качестве другого примера, диафрагма 840 может быть изготовлена из «пружинной стали», которая представляет собой сплав из углеродистой стали с высоким пределом текучести. Пружинная сталь возвращается в исходную форму после изгибания. Корпус 820 клапана также ограничивает вентиляционное отверстие 860, находящееся в сообщении с верхней частью 835 объема, чтобы обеспечить возможность выхода или выпуска продукта ядерного деления из вентилируемого элемента 30 ядерного деления по пути 865 потока газа и в окружающую охлаждающую текучую среду (см. Фиг.19).
Все еще со ссылкой на Фиг.13, 14, 15 и 16, шарик 870 расположен в верхней части 835 объема и опирается на упругую диафрагму 840. Шарик 870 совмещен с вентиляционным отверстием 860 и находится между вентиляционным отверстием 860 и упругой диафрагмой 840. Таким образом, шарик 870 находится в рабочем состоянии, чтобы блокировать, препятствовать и иным образом перекрывать вентиляционное отверстие 860, когда газообразные продукты ядерного деления не высвобождаются из вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления. Шарик 870 может быть изготовлен из любого подходящего материала, стойкого к теплу и коррозии, такого как нержавеющая сталь или ZIRCALOY™. На наклонной части 830 установлена крышка 880 с внутренней резьбой для взаимодействия с возможностью прикручивания с внешней резьбой, окружающей наклонную часть 830. Крышка 880 защищает наклонную часть 830 при работе с вентилируемым тепловыделяющим элементом 30 ядерного деления, а также исключает непреднамеренную вентиляцию газообразного продукта ядерного деления, если шарик 870 не полностью блокирует вентиляционное отверстие 860 в связи с производственными недостатками. Более того, этот шаровой клапан может быть приведен в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления, в соответствии с заранее заданной периодической скоростью высвобождения для минимизации размера связанного с очищающей системой газообразного продукта ядерного деления.
Со ссылкой на Фиг.13 и 14, оболочка 735 контейнера имеет большое количество проточных отверстий 890, ограниченных нижней ее частью для обеспечения охлаждающей текучей среде, которая протекает вдоль проточных проходов 60, 300, 370 или 515, возможности поступления в оболочку 735 контейнера. Охлаждающая текучая среда, поступающая в оболочку 735 контейнера, будет протекать в нем вверх и вступать в контакт с поверхностью 800 дугообразной формы. Контур поверхности 800 дугообразной формы направляет охлаждающую текучую среду из большого количества проточных портов 900, ограниченных боковой частью оболочки 735 контейнера, для того, чтобы протекать вдоль пути 905 потока охлаждающей текучей среды.
С особой ссылкой на Фиг.17 и 18, предусмотрен манипулятор, в целом называемый как «метчик», для откручивания крышки 880 от наклонной части 830 и для повторного прикручивания крышки 880 на наклонную часть 830. В связи с этим манипулятор 910 содержит выполненную с возможностью дистанционного управления сочлененную руку 920 манипулятора. Рука 920 манипулятора содержит первый компонент 930, выполненный с возможностью вращения вокруг первой оси 935 в направлении двойной стрелки 937. Рука 920 манипулятора дополнительно содержит второй компонент 940, выполненный с возможностью вращения вокруг второй оси 945 в направлении двойной стрелки 947. Кроме того, рука 920 манипулятора содержит третий компонент 950, выполненный с возможностью вращения вокруг третьей оси 955 в направлении двойной стрелки 957. Помимо этого, рука 920 манипулятора содержит четвертый компонент 960, выполненный с возможностью вращения вокруг четвертой оси 965 в направлении двойной стрелки 967. Более того, рука 920 манипулятора также содержит пятый компонент 970, выполненный с возможностью вращения вокруг пятой оси 975 в направлении двойной стрелки 977. Держатель, или захват 980, с возможностью вращения соединен с пятым компонентом 970 таким образом, чтобы быть с возможностью вращения выполненным вокруг шестой оси 985, в направлении двойной стрелки 987. Захват 980 выполнен с возможностью открытия и закрытия с целью захвата и откручивания крышки 880 от наклонной части 830 оболочки 735 контейнера и вновь закручивания крышки 880 к наклонной части 830 оболочки 735 контейнера. Большое количество сервоприводов 990a/b/c/d электрически или пневматически соединено с соответствующими компонентами 930/940/950/960/970, и захват 980 для приведения в действие компонентов 930/940/950/960/970 и захвата 980. Компоненты 930/940/950/960/970 и захват 980 выполнены с возможностью избирательного приведения в действие, например, с помощью контроллера 1000, электрически или пневматически соединенного с серводвигателями 990a/b/c/d. Рука 920 манипулятора может представлять собой роботизированное устройство, например, доступная от компании ABB Automation Technologies AB, - робототехническая компания, расположенная в Vasterds, Швеция. Контроллер 1000 и соответствующее программное обеспечение может быть такого типа, которое может быть доступно из компании ABB Automation Technologies AB - робототехнической компании.
Как лучше всего видно на Фиг.19, захват 980 выполнен с возможностью удержания поршня или шипа 1010, который используется для нажатия или перемещения вниз шарика 870 в контакте с ним. Шарику 870 обеспечивается возможность перемещения вниз посредством упругой деформации упругой диафрагмы 840, которая поддерживает шарик 870. Проход 860 затем станет беспрепятственным, чтобы газообразный продукт ядерного деления мог быть выпущен через проход 860, например, вдоль линий потока, представленных стрелкой 865. Когда проход 860 становится свободным, газообразный продукт ядерного деления выпускается из тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления и втекает в окружающую охлаждающую текучую среду. Когда шип 1010 удален, шарик 870 возвращается в исходное положение, чтобы заблокировать или затруднить прохождение прохода 860 из-за направленной верх силы контакта, приложенной упругой диафрагмой 840, когда упругая диафрагма 840 возвращается в исходное положение. Таким образом, рука 920 манипулятора взаимодействует с шариком 870 и упругой диафрагмой 840 для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления.
Со ссылкой на Фиг.20, датчик или детектор 1020 может быть расположен в верхней части 835 объема для обнаружения наличия в нем газообразного продукта ядерного деления. Детектор 1020 может представлять собой коммерчески доступный детектор давления, выполненный с возможностью обнаружения давления любого газообразного продукта ядерного деления в верхней части 835 объема, такой как датчик давления N-E111 или N-E13, которые могут быть доступны от компании Ultra Electronics, Nuclear Sensors and Process Instrumentation, Incorporated, расположенный в Раунд-Рок, штат Техас, США. Обнаружение давления газообразного продукта ядерного деления в верхней части 835 объема подтверждает, что достаточное количество газообразного продукта ядерного деления находится в верхней части 835 объема, таким образом, чтобы газообразный продукт ядерного деления должен быть обезгажен или выпущен. В качестве альтернативы, детектор 1020 может представлять собой коммерчески доступный детектор радионуклидов, выполненный с возможностью обнаружения наличия присутствие заранее заданного радионуклида, характерного для конкретного газообразного продукта ядерного деления. Такой детектор может представлять собой детектор гамма-излучения такого типа, который может быть получен от компании Fluke Biomedical, Incorporated, расположенной в г.Эверетт, штат Вашингтон, США. В качестве альтернативы, такой детектор может представлять собой химический датчик такого типа, который может быть получен от компании Pacific Northwest National Laboratory, Environmental Technology Division, расположенной в Richland, штат Вашингтон, США. Такой химический сенсор будет измерять конкретные виды продукта ядерного деления в газообразном продукте ядерного деления. В качестве еще одной альтернативы, такой детектор может представлять собой коммерчески доступный оптический датчик для измерения количества и/или типа газообразного продукта ядерного деления с помощью длины волны света, связанного с количеством и/или типом газообразного продукта ядерного деления. В связи с этим, такой детектор может содержать газовый оптический спектрометр, который может представлять собой часть подходящего контроллера, такого как комбинация 1030 контроллера и блока питания. Любой из детекторов, упомянутых выше, может содержать носитель сигнала, такой как носитель электрического сигнала (например, электропроводящая проволока) для проведения электрического сигнала от детектора к имеющемуся в продаже измерительному прибору, который обнаруживает и измеряет количество и/или тип газообразного продукта ядерного деления. Такое коммерчески доступное измерительное устройство может представлять собой компонент комбинации 1030 контроллера и блока питания. В качестве альтернативы, носитель сигнала может представлять собой оптическое волокно, когда детектор 1020 представляет собой оптический датчик или детектор. В любом случае комбинация 1030 контроллера и блока питания может быть соединена с детектором 1020, например, с помощью канала 1040 (например, электрического или оптического), для питания детектора 1020 и/или для получения сигнала обнаружения газообразного продукта ядерного деления детектором 1020. Детектор 1020 может быть откалиброван для передачи сигнала обнаружения только когда в верхней части 835 объема имеется пороговое давление или пороговое количество газообразного продукта ядерного деления, поскольку давление и количество газообразного продукта ядерного деления может быть минимальными при запуске реактора, по сравнению с серединой жизни реактора или концом жизни реактора. В некоторых других вариантах выполнения, например, верхняя часть 835 объема вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления может содержать механизм, который автоматически поднимает и опускает шарик 870 в ответ на давление и/или тип газообразного продукта ядерного деления, обнаруженного детектором 1020. Блок питания будет постоянно поставлять электроэнергию в механизм и детектор 1020. Контроллер 1030 будет интерпретировать сигнал, генерируемый детектором 1020, чтобы решить, когда поднимать и опускать шарик 870. Таким образом, манипулятор 910 может быть исключен.
Со ссылкой на Фиг.21, передатчик 1050 может быть расположен в верхней части 835 объема для передачи информации, содержащей давление, или просто присутствие, газообразного продукта ядерного деления в верхней части 835 объема. Передатчик 1050 может быть откалиброван так, что передаваемый сигнал также идентифицирует конкретный контейнер 730, заставляющий передатчик 1050 передавать свой сигнал. Радиочастотный приемник 1060 предназначен для приема передаваемого сигнала и для ввода информация о том, о каком контейнере 730 передается сигнал, так что манипулятором 910 осуществляется выборочная дегазация конкретного контейнера 730. Передатчик 1050 выполнен с возможностью передачи сигнала с датчика или детектора 1020. Передатчик 1050 может содержать радиочастотный передатчик. Таким образом, передатчик 1050 может быть выполнен с возможностью передачи сигнала опознавания, который определяет контейнер 730 и связанный с ним корпус 820 клапана.
Со ссылкой на Фиг.22 показан еще один вариант выполнения вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления. В этом варианте выполнения контроллер 1030, канал 1040 и детектор 1020 соединены с контейнером 730, как описано выше. Кроме того, вентилятор (не показан) или насос 1070 имеет сторону всасывания в сообщении с верхней частью 835 объема, например, с помощью первой трубки 1080. Сторона нагнетания насоса 1070 находится в сообщении с резервуаром 1090 для газообразного продукта ядерного деления, как, например, с помощью второй трубки 1100. Резервуар 1090 для газообразного продукта ядерного деления выполнен с возможностью герметичной изоляции газообразного продукта ядерного деления, и может оставаться на месте или транспортироваться за пределы участка для утилизации. Резервуар 1090 для газообразного продукта ядерного деления может быть соединен с насосом 1070 или отсоединен от него, как, например, с помощью муфты 1102. В некотором смысле, резервуар 1090 для газообразного продукта ядерного деления выполнен с возможностью соединения с корпусом 70 реактора 70 и отсоединения от корпуса 70 реактора, поскольку сам резервуар 1090 для газообразного продукта ядерного деления, по меньшей мере первоначально, расположен в корпусе 70 реактора. Насос 1070 соединен с контроллером 1030, например, посредством провода 1105, так что насос 1070 работает в ответ на давление, или просто наличие, газообразного продукта ядерного деления, обнаруженного детектором 1020, который расположен в верхней части 835 объема. Таким образом, насос 1070 может работать периодически, в зависимости от количества газообразного продукта ядерного деления, который может снова накапливаться в верхней части 835 объема после периодического вентилирования. В качестве альтернативы, насос 1070 может работать непрерывно, независимо от количества газообразного продукта ядерного деления в верхней части 835 объема. Этот альтернативный вариант выполнения обеспечивает возможность удаления вентилируемым тепловыделяющим элементом 30 ядерного деления практически всего (т.е. приблизительно 98%) газообразного продукта ядерного деления, который, в противном случае, мог бы накапливаться в системе охлаждающей текучей среды реактора. Удаление газообразного продукта ядерного деления отделяет (например, «вынимает») газообразный продукт ядерного деления из нейтронного сообщения с системой охлаждающей текучей среды реактора.
Со ссылкой на Фиг.23 показан другой вариант выполнения вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления. Этот вариант выполнения значительно похож на вариант выполнения, изображенный на Фиг.22, за исключением того, что фильтр 1110 продуктов ядерного деления предусмотрен в резервуаре 1090 для разделения и/или захвата твердых или жидких продуктов ядерного деления из газообразных продуктов ядерного деления. Другими словами, фильтр 1110 продуктов ядерного деления отделяет продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления. В этой связи, фильтр 1110 продукта ядерного деления может быть изготовлен из подходящего активированного оксида алюминия, активированного угля или цеолита (например, алюмосиликата). В качестве альтернативы, фильтр 1110 продукта ядерного деления может представлять собой фильтр, удовлетворяющий стандартам в области здравоохранения и охране окружающей среды (НЕРА) в США или может представлять собой «холодную ловушку». В связи с этим, НЕРА фильтр может содержать измельченный наполнитель из стекловолокна/акрилового связующего, пластмассы/каучука и алюминия. В качестве еще одной альтернативы, фильтр 1110 продукта ядерного деления может представлять собой проницаемую или полупроницаемую мембрану. Исключительно посредством примера, а не путем ограничения, такая проницаемая или полупроницаемая мембрана может быть изготовлена из любого подходящего материала, известного в данной области техники, имеют толщину от приблизительно 5 миллиметров до приблизительно 10 миллиметров, и могут иметь поры размером от приблизительно 100 ангстрем до приблизительно 1000 ангстрем. В качестве еще одной альтернативы, фильтр 1110 продукта ядерного деления может содержать любой подходящий коммерчески доступный электростатический коллектор. С другой стороны, фильтр 1110 продукта ядерного деления может представлять собой «холодную ловушку». Холодные ловушки создают центры зародышеобразования для сбора и удержания примесей из текучей среды для очистки текучей среды. В связи с этим очищаемая текучая среда подается в емкость (например, резервуар 1090), где температура текучей среды понижается. При понижении температуры примеси в растворе достигает насыщения. Дальнейшее охлаждение вызывает перенасыщение. Это приводит к тому, что примеси образуют зародыши и осаждаются в местах зарождения в холодной ловушке. Очищенная текучая среда затем принудительно выводится из емкости. Помимо этого, образование зародышей и осаждение может быть повышено за счет наличия проволочной сетки, если это необходимо. Независимо от формы фильтра 1110 продукта ядерного деления, фильтр 1110 продукта ядерного деления может быть выполнен с возможностью удаления из резервуара 1090 для утилизации в другом месте отделенных и, тем самым, захваченных продуктов ядерного деления. Выходной канал 1112 с клапаном 1114 предотвращения обратного потока может быть предусмотрен для выпуска газа, свободного от продуктов ядерного деления. Клапан 1114 предотвращения обратного потока предотвращает либо обратный поток газа, свободного от продуктов ядерного деления, либо обратный поток охлаждающей текучей среды в резервуар 1090.
Со ссылкой на Фиг.24 изображен другой вариант выполнения вентилируемого тепловыделяющего элемента 30 ядерного деления. Этот вариант выполнения по существу похож на вариант выполнения, изображенный на Фиг.22, за исключением того, что всасывающее устройство 1120, которое имеется в сочлененной руке 920 манипулятора, закреплено на корпусе 820 клапана, чтобы герметично закрывать вентиляционное отверстие 860. На шарик 870 нажимают шипом 1010 таким образом, уже упомянутым ранее, для выпуска газообразного продукта ядерного деления. Насос 1070 приводят в действие для оттягивания газообразного продукта ядерного деления из всасывающего устройства 1120 вдоль трубки 1130 и в резервуар 1090.
Иллюстративные способы
Теперь будут описаны иллюстративные способы, связанные с иллюстративными вариантами выполнения ядерного реактора деления и вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.
Со ссылкой на Фиг.25-72, иллюстративные способы предназначены для управления ядерным реактором деления.
Со ссылкой теперь на Фиг.25, иллюстративный способ 1140 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1150. В блоке 1160 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1170 продукт ядерного деления управляемо вентилируют путем приведения в действие средства вентиляции, связанного с тепловыделяющим элементом ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1180.
На Фиг.26 иллюстративный способ 1190 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1200. В блоке 1210 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1220 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1230 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 1240.
На Фиг.26А иллюстративный способ 1250 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1260. В блоке 1270 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1280 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1290 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1300 газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпусе реактора, собирают путем приведения в действие средства, собирающего газообразный продукт ядерного деления, соединенного со средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 1310.
На Фиг.26В иллюстративный способ 1320 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1330. В блоке 1340 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1350 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1360 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1370, газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпусе реактора, собирают путем приведения в действие средства, собирающего газообразный продукт ядерного деления, соединенного со средством вентиляции. В блоке 1380 газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпусе реактора, собирают путем приведения в действие средства, собирающего газообразный продукт ядерного деления, выполненного с возможностью соединения с корпусом реактора, а затем выполненного с возможностью отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 1390.
На Фиг.26С иллюстративный способ 1400 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1402. В блоке 1404 способ включает производство газообразного продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1406 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1408 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1410 газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпусе реактора, собирают путем приведения в действие средства, собирающего газообразный продукт ядерного деления, соединенного со средством вентиляции. В блоке 1412 газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпусе реактора, собирают путем приведения в действие средства, собирающего газообразный продукт ядерного деления, выполненного с возможностью соединения с корпусом реактора, а затем выполненного с возможностью оставаться соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 1414.
На Фиг.26D иллюстративный способ 1416 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1418. В блоке 1420 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1422 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1424 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1426 используют систему охлаждающей текучей среды, в функциональном сообщении со средством вентиляции, для приема газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 1440.
На Фиг.26Е иллюстративный способ 1450 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1460. В блоке 1470 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1480 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1490 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1500 используют систему охлаждающей текучей среды, в функциональном сообщении со средством вентиляции, для приема газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого средством вентиляции. В блоке 1510 систему удаления, в функциональном сообщении с системой охлаждающей текучей среды, используют для удаления газообразного продукта ядерного деления из системы охлаждающей текучей среды. Выполнение способа прекращают в блоке 1560.
На Фиг.26F иллюстративный способ 1570 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1580. В блоке 1590 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1600 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1610 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1620 приводят в действие выполненное с возможностью повторного закрытия средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1630.
На Фиг.26D иллюстративный способ 1640 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1650. В блоке 1660 способ включает производство продукта ядерного деления путем активации тепловыделяющего элемента ядерного деления. В блоке 1670 газообразный продукт ядерного деления получают в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1680 средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 1690 приводят в действие выполненное с возможностью герметичного повторного закрытия средство вентиляции, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1700.
На Фиг.27 иллюстративный способ 1710 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1720. В блоке 1730 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1740 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 1750.
На Фиг.28 иллюстративный способ 1760 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1770. В блоке 1780 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1790 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 1800 тепловыделяющий элемент ядерного деления активируют для производства газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 1810.
На Фиг.28А иллюстративный способ 1820 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1830. В блоке 1840 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1850 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 1860 приводят в действие клапан. Выполнение способа прекращают в блоке 1870.
На Фиг.28В иллюстративный способ 1880 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1890. В блоке 1900 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1910 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 1920 приводят в действие клапан. В блоке 1930 обеспечивают возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 1940.
На Фиг.29 иллюстративный способ 1950 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 1960. В блоке 1970 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 1980 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 1990 приводят в действие клапан. В блоке 2000 крышку устанавливают на клапане. В блоке 2010 манипулятор выдвигают до крышки для выполнения операций с крышкой. Выполнение способа прекращают в блоке 2020.
На Фиг.30 иллюстративный способ 2030 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2040. В блоке 2050 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 2060 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2070 приводят в действие клапан. В блоке 2080 манипулятор выдвигают до клапана для выполнения операций с клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 2090.
На Фиг.30А иллюстративный способ 2100 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2110. В блоке 2120 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 2130 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2140 руку шарнирного манипулятора выдвигают в объем. В блоке 2150 резервуар переносят на руке шарнирного манипулятора, причем резервуар выполнен с возможностью взаимодействия с объемом для вмещения газообразного продукта ядерного деления, который управляемо вентилируют наружу из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 2160.
На Фиг.31 иллюстративный способ 2170 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2180. В блоке 2190 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 2200 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2210 руку шарнирного манипулятора выдвигают в объем. В блоке 2220 резервуар переносят на руке шарнирного манипулятора, причем резервуар выполнен с возможностью взаимодействия с объемом для вмещения газообразного продукта ядерного деления, который управляемо вентилируют наружу из объема. В блоке 2230 на руке шарнирного манипулятора переносят всасывающее устройство. Выполнение способа прекращают в блоке 2240.
На Фиг.31А иллюстративный способ 2250 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2260. В блоке 2270 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 2280 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2290 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана, реагирующего на давление в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 2300.
На Фиг.31В иллюстративный способ 2310 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2320. В блоке 2330 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления. В блоке 2340 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2350 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана, реагирующего на тип газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 2360.
На Фиг.32 иллюстративный способ 2370 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2380. В блоке 2390 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2400 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2410 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. Выполнение способа прекращают в блоке 2420.
На Фиг.33 иллюстративный способ 2430 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2440. В блоке 2450 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2460 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2470 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 2480 датчик размещают для измерения давления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 2490.
На Фиг.34 иллюстративный способ 2500 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2510. В блоке 2520 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2530 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2540 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 2550 датчик размещают для измерения типа газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 2560.
На Фиг.34А иллюстративный способ 2570 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2580. В блоке 2590 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2600 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2610 датчик размещают в объеме. В блоке 2620 датчик размещают для измерения радиоактивного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 2630.
На Фиг.34В иллюстративный способ 2640 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2650. В блоке 2660 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2670 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2680 датчик размещают в объеме. В блоке 2690 размещают радиационный датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 2700.
На Фиг.34С иллюстративный способ 2710 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2720. В блоке 2730 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2740 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2750 датчик размещают в объеме. В блоке 2760 размещают химический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 2770.
На Фиг.34D иллюстративный способ 2780 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2790. В блоке 2800 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2810 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2820 датчик размещают в объеме. В блоке 2830 размещают оптический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 2840.
На Фиг.34Е иллюстративный способ 2850 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2860. В блоке 2870 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2880 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2890 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 2900 размещают передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 2910.
На Фиг.35 иллюстративный способ 2920 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 2930. В блоке 2940 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 2950 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 2960 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 2965 размещают передатчик. В блоке 2970 размещают радиочастотный передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 2980.
На Фиг.36 иллюстративный способ 2990 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3000. В блоке 3010 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3020 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3030 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 3035 размещают передатчик. В блоке 3040 размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала от датчика. Выполнение способа прекращают в блоке 3050.
На Фиг.37 иллюстративный способ 3060 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3070. В блоке 3080 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3090 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3100 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 3105 размещают передатчик. В блоке 3110 размещают передатчик для передачи сигнала идентификации, который идентифицирует наличие корпуса клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 3120.
На Фиг.37А иллюстративный способ 3130 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3140. В блоке 3150 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3160 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3170 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 3175 размещают передатчик. В блоке 3180 размещают носитель электрического сигнала. Выполнение способа прекращают в блоке 3190.
На Фиг.37В иллюстративный способ 3191 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3192. В блоке 3193 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3194 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3195 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 3196 размещают передатчик. В блоке 3197 размещают оптоволокно. Выполнение способа прекращают в блоке 3198.
На Фиг.38 иллюстративный способ 3200 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3210. В блоке 3220 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3230 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3240 приводят в действие клапан. В блоке 3250 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем взаимного соединения тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана и клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 3260.
На Фиг.39 иллюстративный способ 3270 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3280. В блоке 3290 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3300 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3305 приводят в действие клапан. В блоке 3310 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем взаимного соединения тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана и клапана. В блоке 3320 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 3340.
На Фиг.40 иллюстративный способ 3350 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3360. В блоке 3370 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3380 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3385 приводят в действие клапан. В блоке 3390 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем взаимного соединения тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана и клапана. В блоке 3400 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 3410.
На Фиг.41 иллюстративный способ 3420 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3421. В блоке 3422 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3423 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3424 приводят в действие клапан. В блоке 3425 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем взаимного соединения тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана и клапана. В блоке 3426 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 3427.
На Фиг.42 иллюстративный способ 3430 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3431. В блоке 3432 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3433 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3434 приводят в действие клапан. В блоке 3435 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем взаимного соединения тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана и клапана. В блоке 3436 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах на бегущей волне. Выполнение способа прекращают в блоке 3437.
На Фиг.43 иллюстративный способ 3460 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3470. В блоке 3480 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3490 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3500 используют контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. Выполнение способа прекращают в блоке 3510.
На Фиг.44 иллюстративный способ 3520 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3530. В блоке 3540 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3550 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3560 используют контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 3570 используют контейнер с нижней частью, ограничивающей первое отверстие. В блоке 3580 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке 3590.
На Фиг.44А иллюстративный способ 3600 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3610. В блоке 3620 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3630 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3640 используют контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 3650 используют контейнер с нижней частью, ограничивающей первое отверстие. В блоке 3660 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. В блоке 3670 используют контейнер, содержащий трубную решетку, имеющую форму для направления охлаждающей текучей среды по проходу для охлаждающей текучей среды, проходящему из первого отверстия и через второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке 3680.
На Фиг.44В иллюстративный способ 3690 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3700. В блоке 3710 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3720 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3730 используют контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 3740 используют контейнер с нижней частью, ограничивающей первое отверстие. В блоке 3750 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. В блоке 3760 используют контейнер, содержащий керамическую трубную решетку для отвода тепла и имеющую форму для направления охлаждающей текучей среды по проходу для охлаждающей текучей среды, проходящему из первого отверстия и через второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке 3770.
На Фиг.45 иллюстративный способ 3780 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3790. В блоке 3800 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3810 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3820 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 3830.
На Фиг.46 иллюстративный способ 3840 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3850. В блоке 3860 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3870 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3880 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. В блоке 3890 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр. Выполнение способа прекращают в блоке 3900.
На Фиг.46А иллюстративный способ 3910 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 3920. В блоке 3930 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 3940 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 3950 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. В блоке 3960 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр. В блоке 3970 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через НЕРА фильтр. Выполнение способа прекращают в блоке 3980.
На Фиг.46В иллюстративный способ 3990 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4000. В блоке 4010 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4020 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4030 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. В блоке 4040 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр. В блоке 4050 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через полупроницаемую мембрану. Выполнение способа прекращают в блоке 4060.
На Фиг.46С иллюстративный способ 4070 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4080. В блоке 4090 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4100 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4110 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. В блоке 4120 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр. В блоке 4130 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через электростатический коллектор. Выполнение способа прекращают в блоке 4140.
На Фиг.46D иллюстративный способ 4150 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4160. В блоке 4170 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4180 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4190 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном со средством вентиляции. В блоке 4200 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр. В блоке 4210 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через холодную ловушку. Выполнение способа прекращают в блоке 4220.
На Фиг.46Е иллюстративный способ 4230 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4240. В блоке 4250 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4260 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4270 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном. В блоке 4280 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, выполненном с возможностью отделения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 4290.
На Фиг.46F иллюстративный способ 4300 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4310. В блоке 4320 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4330 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4340 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с корпусом реактора, при этом газообразный продукт ядерного деления вентилируют в корпусе реактора. В блоке 4350 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, выполненном с возможностью оставаться соединенным с клапаном для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 4360.
На Фиг.46D иллюстративный способ 4370 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4380. В блоке 4390 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4400 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4410 систему охлаждающей текучей среды используют в функциональном сообщении со средством вентиляции для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 4420.
На Фиг.46Н иллюстративный способ 4430 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4440. В блоке 4450 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4460 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4470 систему охлаждающей текучей среды используют в функциональном сообщении со средством вентиляции для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого средством вентиляции. В блоке 4480 систему удаления используют в функциональном сообщении с системой охлаждающей текучей среды для удаления газообразного продукта ядерного деления из системы охлаждающей текучей среды. Выполнение способа прекращают в блоке 4490.
На Фиг.46I иллюстративный способ 4500 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4510. В блоке 4520 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4530 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4540 приводят в действие выполненное с возможностью повторного закрытия средство вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 4550.
На Фиг.46J иллюстративный способ 4560 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4570. В блоке 4580 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4590 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4600 приводят в действие выполненное с возможностью герметичного повторного закрытия средство вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 4610.
На Фиг.47 иллюстративный способ 4620 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4630. В блоке 4640 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана выполнен с возможностью размещения в корпусе реактора. В блоке 4650 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 4660 работой средства вентиляции управляют путем приведения в действие контроллера, соединенного со средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 4670.
На Фиг.48 иллюстративный способ 4680 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4690. В блоке 4700 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 4710 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объем путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 4720 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 4730 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. Выполнение способа прекращают в блоке 4740.
На Фиг.48А иллюстративный способ 4750 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4760. В блоке 4770 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 4780 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объем путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 4790 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 4880 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана в закрытое положение. В блоке 4800 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 4810 приводят в действие большое количество пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, связанных с соответствующими одними из большого количества корпусов клапана, причем по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления выполнен с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 4820.
На Фиг.48В иллюстративный способ 4830 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4840. В блоке 4850 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 4860 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объем путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 4870 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 4890 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 4900 обеспечивают возможность перемещения гибкой диафрагмы, выполненной с возможностью перемещения клапана в закрытое положение. Выполнение способа прекращают в блоке 4910.
На Фиг.49 иллюстративный способ 4920 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 4930. В блоке 4940 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 4950 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объем путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 4960 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 4980 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 4990 руку шарнирного манипулятора выдвигают к крышке для снятия с возможностью откручивания крышки с клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 5000.
На Фиг.50 иллюстративный способ 5010 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5020. В блоке 5030 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5040 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объем путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5050 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5070 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5080 руку шарнирного манипулятора выдвигают к клапану для управления клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 5090.
На Фиг.50А иллюстративный способ 5100 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5110. В блоке 5120 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5130 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5140 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5160 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5170 руку шарнирного манипулятора выдвигают в объем. В блоке 5180 контейнер переносят на руке шарнирного манипулятора, причем контейнер выполнен с возможностью взаимодействия с объемом для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого наружу из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 5190.
На Фиг.51 иллюстративный способ 5200 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5210. В блоке 5220 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5230 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5240 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5260 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5270 руку шарнирного манипулятора выдвигают в объем. В блоке 5280 контейнер переносят на руке шарнирного манипулятора, причем контейнер выполнен с возможностью взаимодействия с объемом для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого наружу из объема. В блоке 5290 переносят всасывающее устройство. Выполнение способа прекращают в блоке 5300.
На Фиг.52 иллюстративный способ 5310 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5320. В блоке 5330 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5340 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5350 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5370 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5380 приводят в действие клапан, реагирующий на давление в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 5390.
На Фиг.53 иллюстративный способ 5400 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5410. В блоке 5420 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5430 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5440 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5460 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5470 приводят в действие клапан, реагирующий на тип газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 5480.
На Фиг.54 иллюстративный способ 5490 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5500. В блоке 5510 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5520 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5530 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5550 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5560 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. Выполнение способа прекращают в блоке 5570.
На Фиг.55 иллюстративный способ 5580 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5590. В блоке 5600 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5610 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5620 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5640 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5650 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 5660 датчик размещают для измерения давления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 5670.
На Фиг.56 иллюстративный способ 5680 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5690. В блоке 5700 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5710 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5720 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5740 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5750 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 5760 датчик размещают для измерения типа газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 5770.
На Фиг.56А иллюстративный способ 5780 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5790. В блоке 5800 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5810 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5820 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5840 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5850 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 5860 датчик размещают для измерения радиоактивного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 5870.
На Фиг.56В иллюстративный способ 5880 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5890. В блоке 5900 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 5910 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 5920 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 5940 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 5950 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 5960 размещают радиационный датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 5970.
На Фиг.56С иллюстративный способ 5980 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 5990. В блоке 6000 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6010 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6020 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6040 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6050 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6060 размещают химический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 6070.
На Фиг.56D иллюстративный способ 6080 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6090. В блоке 6100 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6110 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6120 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6140 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6150 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6160 размещают оптический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 6170.
На Фиг.56Е иллюстративный способ 6180 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6190. В блоке 6200 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6210 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6220 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6240 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6250 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6260 размещают передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 6270.
На Фиг.57 иллюстративный способ 6280 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6290. В блоке 6300 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6310 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6320 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6340 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6350 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6355 размещают передатчик. В блоке 6360 размещают радиочастотный передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 6370.
На Фиг.58 иллюстративный способ 6380 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6390. В блоке 6400 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6410 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6420 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6440 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6450 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6455 размещают передатчик. В блоке 6460 размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала от датчика. Выполнение способа прекращают в блоке 6470.
На Фиг.59 иллюстративный способ 6480 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6490. В блоке 6500 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6510 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6520 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6540 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6550 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6555 размещают передатчик. В блоке размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала идентификации, идентифицирующего наличие корпуса клапана.
Выполнение способа прекращают в блоке 6570.
На Фиг.59А иллюстративный способ 6580 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6590. В блоке 6600 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6610 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6620 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6640 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6650 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6655 размещают передатчик. В блоке 6660 размещают носитель электрического сигнала. Выполнение способа прекращают в блоке 6670.
На Фиг.59В иллюстративный способ 6671 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6672. В блоке 6673 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6674 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6675 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6676 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6677 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 6678 размещают передатчик. В блоке 6679 размещают носитель электрического сигнала. Выполнение способа прекращают в блоке 6680.
На Фиг.59С иллюстративный способ 6681 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6690. В блоке 6700 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6710 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6720 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6740 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6750 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. Выполнение способа прекращают в блоке 6760.
На Фиг.60 иллюстративный способ 6770 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6780. В блоке 6790 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6800 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 6810 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 6830 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 6840 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 6850 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 6860.
На Фиг.61 иллюстративный способ 6870 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 6880. В блоке 6890 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 6900 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7000 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7020 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7030 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 7040 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 7050.
На Фиг.62 иллюстративный способ 7060 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7070. В блоке 7080 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7090 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7100 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7120 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7130 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 7140 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 7150.
На Фиг.63 иллюстративный способ 7160 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7170. В блоке 7180 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7190 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7200 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7220 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7230 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 7240 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах на бегущей волне. Выполнение способа прекращают в блоке 7250.
На Фиг.64 иллюстративный способ 7260 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7270. В блоке 7280 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7290 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7300 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7320 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7330 используют контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 7340.
На Фиг.65 иллюстративный способ 7350 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7360. В блоке 7370 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7380 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7390 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7410 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7420 используют контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7430 используют контейнер, нижняя часть которого ограничивает проточное отверстие. В блоке 7440 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 7450.
На Фиг.66 иллюстративный способ 7460 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7470. В блоке 7480 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7490 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7500 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7520 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7530 используют контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7540 используют контейнер, нижняя часть которого ограничивает проточное отверстие. В блоке 7550 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. В блоке 7560 используют контейнер, имеющий трубную решетку, очертания которой на ее нижней поверхности имеют форму для направления охлаждающей текучей среды по пути прохождения охлаждающей текучей среды из проточного отверстия и через проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 7570.
На Фиг.67 иллюстративный способ 7580 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7590. В блоке 7600 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7610 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7620 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7640 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7650 используют контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7660 используют контейнер, нижняя часть которого ограничивает проточное отверстие. В блоке 7670 используют контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. В блоке 7680 используют контейнер, имеющий керамическую трубную решетку, очертания которой на ее нижней поверхности имеют форму для направления охлаждающей текучей среды по пути прохождения охлаждающей текучей среды из проточного отверстия и через проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 7690.
На Фиг.68 иллюстративный способ 7700 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7710. В блоке 7720 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7730 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7740 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7760 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7770 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 7780.
На Фиг.69 иллюстративный способ 7790 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7800. В блоке 7810 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7820 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7830 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7850 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7860 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 7870 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр, размещенный в резервуаре. Выполнение способа прекращают в блоке 7880.
На Фиг.70 иллюстративный способ 7890 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 7900. В блоке 7910 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 7920 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 7930 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 7950 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 7960 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 7970 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр, размещенный в резервуаре. В блоке 7980 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через НЕРА фильтр. Выполнение способа прекращают в блоке 7990.
На Фиг.70А иллюстративный способ 8000 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8010. В блоке 8020 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8030 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8040 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8060 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8070 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 8080 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр, размещенный в резервуаре. В блоке 8090 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через полупроницаемую мембрану. Выполнение способа прекращают в блоке 8100.
На Фиг.70В иллюстративный способ 8110 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8120. В блоке 8130 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8140 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8150 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8170 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8180 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 8190 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр, размещенный в резервуаре. В блоке 8200 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через электростатический коллектор. Выполнение способа прекращают в блоке 8210.
На Фиг.70С иллюстративный способ 8220 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8230. В блоке 8240 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8250 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8260 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8280 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8290 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 8300 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через фильтр, размещенный в резервуаре. В блоке 8310 продукт ядерного деления в конденсированной фазе отделяют от газообразного продукта ядерного деления, пропуская газообразный продукт ядерного деления через холодную ловушку. Выполнение способа прекращают в блоке 8320.
На Фиг.70D иллюстративный способ 8330 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8340. В блоке 8350 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8360 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8370 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8390 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8400 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 8410 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с корпусом реактора. В блоке 8420 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, выполненном с возможностью отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 8430.
На Фиг.70Е иллюстративный способ 8440 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8450. В блоке 8460 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8470 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8480 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8500 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8510 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с клапаном, причем газообразный продукт ядерного деления вентилируют с помощью клапана. В блоке 8520 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, соединенном с корпусом реактора. В блоке 8530 газообразный продукт ядерного деления получают в резервуаре, выполненном с возможностью оставаться соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 8540.
На Фиг.70F иллюстративный способ 8550 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8560. В блоке 8570 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8580 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8590 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8610 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8620 систему охлаждающей текучей среды размещают в функциональном сообщении с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого с помощью клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 8630.
На Фиг.70G иллюстративный способ 8640 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8650. В блоке 8660 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8670 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8680 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8700 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8710 систему охлаждающей текучей среды размещают в функциональном сообщении с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого с помощью клапана. В блоке 8720 систему удаления размещают в функциональном сообщении с системой охлаждающей текучей среды для удаления газообразного продукта ядерного деления из системы охлаждающей текучей среды. Выполнение способа прекращают в блоке 8730.
На Фиг.70H иллюстративный способ 8740 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8750. В блоке 8760 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8770 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8780 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8800 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8810 приводят в действие выполненный с возможностью повторного закрытия клапан. Выполнение способа прекращают в блоке 8820.
На Фиг.70I иллюстративный способ 8830 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8840. В блоке 8850 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8860 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8870 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8890 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8900 приводят в действие выполненный с возможностью герметичного повторного закрытия клапан. Выполнение способа прекращают в блоке 8910.
На Фиг.71 иллюстративный способ 8920 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 8930. В блоке 8940 способ включает получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 8950 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 8960 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 8980 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 8990 приводят в действие клапан для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в соответствии с заранее заданной скоростью выпуска для минимизации размера соответствующей системы очистки газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 9000.
На Фиг.72 иллюстративный способ 9010 управления ядерным реактором деления начинают в блоке 9020. В блоке 9030 способ включает получение газообразного продукта ядерного в объеме, ограниченном по меньшей мере одним из большого количества корпусов клапана, соединенных с соответствующими одними из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления. В блоке 9040 газообразный продукт ядерного деления управляемо вентилируют наружу из объема путем приведения в действие клапана в указанном по меньшей мере одном из большого количества корпусов клапана, причем клапан находится в сообщении с объемом. В блоке 9050 клапан перемещают, обеспечивая возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном. В блоке 9070 крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 9080 клапаном управляют путем управления контроллером, соединенным с клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 9090.
Со ссылкой на Фиг.73-120, иллюстративные способы предназначены для сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления.
Обратимся теперь к Фиг.73, на котором иллюстративный способ 9100 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9110. В блоке 9120 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства продукта ядерного деления. В блоке 9130 размещают средство, связанное с тепловыделяющим элементом ядерного деления, для управляемой вентиляции продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 9140.
На Фиг.74 иллюстративный способ 9150 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9160. В блоке 9170 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9180 средство соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 9190 средство для сбора газообразного продукта ядерного деления соединяют со средством вентиляции. Выполнение способа прекращают в блоке 9200.
На Фиг.75 иллюстративный способ 9210 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9220. В блоке 9230 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9240 средство соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 9250 средство для сбора газообразного продукта ядерного деления соединяют со средством вентиляции. В блоке 9260 выполненное с возможностью повторного закрытия средство вентиляции соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 9270.
На Фиг.76 иллюстративный способ 9280 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9290. В блоке 9300 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9310 средство соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. В блоке 9320 средство для сбора газообразного продукта ядерного деления соединяют со средством вентиляции. В блоке 9330 выполненное с возможностью повторного герметичного закрытия средство вентиляции соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 9340.
На Фиг.77 иллюстративный способ 9350 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9360. В блоке 9370 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9380 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9390 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 9400.
На Фиг.78 иллюстративный способ 9410 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9420. В блоке 9430 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9440 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9450 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9460 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для обеспечения возможности перемещения клапана в закрытое положение. Выполнение способа прекращают в блоке 9470.
На Фиг.79 иллюстративный способ 9471 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9472. В блоке 9473 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9474 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9475 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9476 крышку устанавливают на клапане. В блоке 9477 размещают манипулятор, проходящий к крышке для манипулирования крышкой. Выполнение способа прекращают в блоке 9478.
На Фиг.80 иллюстративный способ 9480 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9482. В блоке 9484 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9486 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9488 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9490 размещают манипулятор, проходящий к клапану для манипулирования клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 9520.
На Фиг.80А иллюстративный способ 9530 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9540. В блоке 9550 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9560 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9570 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9580 руку шарнирного манипулятора выдвигают к объему. В блоке 9590 емкость переносят на руке шарнирного манипулятора, причем емкость выполнена с возможностью взаимодействия с объемом для получения газообразного продукта ядерного деления из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 9600.
На Фиг.81 иллюстративный способ 9610 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9620. В блоке 9630 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9640 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9650 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9660 руку шарнирного манипулятора выдвигают к объему. В блоке 9670 емкость переносят на руке шарнирного манипулятора, причем емкость выполнена с возможностью взаимодействия с объемом для получения газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9680 переносят всасывающее устройство. Выполнение способа прекращают в блоке 9690.
На Фиг.82 иллюстративный способ 9700 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9710. В блоке 9720 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9730 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9740 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9750 размещают клапан, который является чувствительным к давлению в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 9760.
На Фиг.83 иллюстративный способ 9770 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9780. В блоке 9790 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9800 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9810 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9820 размещают клапан, который является чувствительным к типу газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 9830.
На Фиг.84 иллюстративный способ 9840 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9850. В блоке 9860 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9870 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9880 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9890 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. Выполнение способа прекращают в блоке 9900.
На Фиг.85 иллюстративный способ 9910 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 9920. В блоке 9930 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9940 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 9950 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 9960 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 9970 датчик размещают для измерения давления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 9980.
На Фиг.85А иллюстративный способ 9990 вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10000. В блоке 10010 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10020 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10030 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10040 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10050 датчик размещают для измерения типа газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 10060.
На Фиг.85В иллюстративный способ 10070 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10080. В блоке 10090 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10100 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10110 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10120 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10130 датчик размещают для измерения радиоактивного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 10140.
На Фиг.85С иллюстративный способ 10150 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10160. В блоке 10170 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10180 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10190 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10200 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10210 радиационный датчик размещают в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 10220.
На Фиг.85D иллюстративный способ 10230 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10240. В блоке 10250 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10260 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10270 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10280 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10290 в объеме размещают химический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 10300.
На Фиг.85Е иллюстративный способ 10310 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10320. В блоке 10330 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10340 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10350 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10360 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10370 в объеме размещают оптический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 10380.
На Фиг.85F иллюстративный способ 10390 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10400. В блоке 10410 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10420 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10430 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10440 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10450 размещают передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 10460.
На Фиг.86 иллюстративный способ 10470 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10480. В блоке 10490 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10500 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10510 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10520 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10525 размещают передатчик. В блоке 10530 в объеме размещают радиочастотный передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 10540.
На Фиг.87 иллюстративный способ 10550 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10560. В блоке 10570 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10580 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10590 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10600 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10605 размещают передатчик. В блоке 10610 размещают передатчик, выполненный с возможностью Передачи сигнала от датчика. Выполнение способа прекращают в блоке 10620.
На Фиг.87А иллюстративный способ 10630 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10640. В блоке 10650 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10660 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10670 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10680 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10685 размещают передатчик. В блоке 10690 размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала идентификации, идентифицирующего корпус клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 10700.
На Фиг.88 иллюстративный способ 10710 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10720. В блоке 10730 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10740 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10750 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10760 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10 765 размещают передатчик. В блоке 10770 размещают носитель электрического сигнала. Выполнение способа прекращают в блоке 10780.
На Фиг.88А иллюстративный способ 10781 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10782. В блоке 10783 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10784 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10785 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10786 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 10787 размещают передатчик. В блоке 10788 размещают оптическое волокно. Выполнение способа прекращают в блоке 10789.
На Фиг.89 иллюстративный способ 10790 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10800. В блоке 10810 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10820 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10830 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10840 тепловыделяющий элемент ядерного деления, корпус клапана и клапан размещают в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 10850.
На Фиг.90 иллюстративный способ 10860 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10870. В блоке 10880 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10890 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10900 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10910 тепловыделяющий элемент ядерного деления, корпус клапана и клапан размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 10920.
На Фиг.91 иллюстративный способ 10930 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 10940. В блоке 10950 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10960 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 10970 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 10980 тепловыделяющий элемент ядерного деления, корпус клапана и клапан размещают в активной зоне реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 10990.
На Фиг.92 иллюстративный способ 11000 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11010. В блоке 11020 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11030 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11040 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11050 тепловыделяющий элемент ядерного деления, корпус клапана и клапан размещают в активной зоне реактора на быстрых нейтронах на бегущей волне. Выполнение способа прекращают в блоке 11060.
На Фиг.92А иллюстративный способ 11070 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11080. В блоке 11090 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11100 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11110 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11120 размещают контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. Выполнение способа прекращают в блоке 11130.
На Фиг.93 иллюстративный способ 11140 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11150. В блоке 11160 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11170 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11180 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11190 размещают контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 11200 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей, первое отверстие. В блоке 11210 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке
На Фиг.94 иллюстративный способ 11230 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11240. В блоке 11250 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11260 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11270 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11280 размещают контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 11290 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей первое отверстие. В блоке 11300 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. В блоке 11310 размещают контейнер с трубной решеткой, имеющей очертания с формой для направления охлаждающей текучей среды по пути протекания охлаждающей текучей среды из первого отверстия и через второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке 11320.
На Фиг.94А иллюстративный способ 11330 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11340. В блоке 11350 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11360 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11370 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11380 размещают контейнер, окружающий тепловыделяющий элемент. В блоке 11390 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей первое отверстие. В блоке 11400 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей второе отверстие. В блоке 11410 размещают контейнер с керамической трубной решеткой, имеющей очертания с формой для направления охлаждающей текучей среды по пути протекания охлаждающей текучей среды из первого отверстия и через второе отверстие. Выполнение способа прекращают в блоке 11420.
На Фиг.95 иллюстративный способ 11430 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11440. В блоке 11450 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11460 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11470 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11480 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 11490.
На Фиг.96 иллюстративный способ 11500 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11510. В блоке 11520 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11530 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11540 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11550 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 11560 фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 11570.
На Фиг.96А иллюстративный способ 11580 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11590. В блоке 11600 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11610 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления.
В блоке 11620 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11630 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 11640 фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11650 НЕРА фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 11660.
На Фиг.96В иллюстративный способ 11670 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11680. В блоке 11690 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11700 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11710 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11720 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 11730 фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11740 полупроницаемую мембрану соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 11750.
На Фиг.96С иллюстративный способ 11760 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11770. В блоке 11780 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11790 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11800 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11810 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 11820 фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11830 электростатический коллектор соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 11840.
На Фиг.96D иллюстративный способ 11850 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11860. В блоке 11870 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11880 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11890 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11900 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 11910 фильтр соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11920 холодную ловушку соединяют с резервуаром для отделения продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 11930.
На Фиг.96Е иллюстративный способ 11940 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 11950. В блоке 11960 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11970 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 11980 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 11990 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 12000 резервуар соединяют с корпусом реактора. В блоке 12010 присоединяют резервуар, который выполнен с возможностью отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 12020.
На Фиг.96F иллюстративный способ 12030 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12040. В блоке 12050 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12060 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12070 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12080 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 12090 резервуар соединяют с корпусом реактор. В блоке 12100 присоединяют резервуар, выполненный с возможностью оставаться соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 12110.
На Фиг.97 иллюстративный способ 12120 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12130. В блоке 12140 способ включает размещение тепловыделяющего элемента ядерного деления, выполненного с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12150 корпус клапана соединяют с тепловыделяющим элементом ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12160 размещают клапан в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12170 контроллер соединяют с клапаном для управления работой клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 12180.
На Фиг.98 иллюстративный способ 12190 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12200. В блоке 12210 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12220 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12230 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12240 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12250 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. Выполнение способа прекращают в блоке 12260.
На Фиг.98А иллюстративный способ 12270 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12280. В блоке 12290 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12300 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12310 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12320 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12330 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12340 присоединяют гибкую мембрану, выполненную с возможностью перемещения клапана в закрытое положение. Выполнение способа прекращают в блоке 12350.
На Фиг.99 иллюстративный способ 12360 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12370. В блоке 12380 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12390 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления.
В блоке 12400 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12410 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12420 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12430 размещают руку шарнирного манипулятора, выполненную с возможностью выдвижения к крышке для снятия крышки с клапана с возможностью откручивания. Выполнение способа прекращают в блоке 12440.
На Фиг.100 иллюстративный способ 12450 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12460. В блоке 12470 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12480 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12490 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12500 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12510 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12520 размещают руку шарнирного манипулятора, выполненную с возможностью выдвижения к клапану для управления клапаном. Выполнение способа прекращают в блоке 12530.
На Фиг.101 иллюстративный способ 12540 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12550. В блоке 12560 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12570 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12580 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12590 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12600 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12610 размещают руку шарнирного манипулятора, выполненную с возможностью выдвижения до объема. В блоке 12620 емкость переносят на руке шарнирного манипулятора, которая выполнена с возможностью взаимодействия с объемом для вмещения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого из объема. Выполнение способа прекращают в блоке 12630.
На Фиг.101А иллюстративный способ 12640 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12650. В блоке 12660 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12670 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12680 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12690 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12700 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12710 размещают руку шарнирного манипулятора, выполненную с возможностью выдвижения до объема. В блоке 12720 емкость переносят на руке шарнирного манипулятора, которая выполнена с возможностью взаимодействия с объемом для вмещения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого из объема. В блоке 12730 переносят всасывающее устройство. Выполнение способа прекращают в блоке 12740.
На Фиг.102 иллюстративный способ 12750 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12760. В блоке 12770 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12780 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12790 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12800 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12810 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12820 размещают клапан, который является чувствительным к давлению в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 12830.
На Фиг.103 иллюстративный способ 12840 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12850. В блоке 12860 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12870 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12880 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12890 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12900 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 12910 размещают клапан, который является чувствительным к типу газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 12920.
На Фиг.104 иллюстративный способ 12930 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 12940. В блоке 12950 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12960 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 12970 клапан размещают в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 12980 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 12990 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13000 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. Выполнение способа прекращают в блоке 13010.
На Фиг.105 иллюстративный способ 13020 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13030. В блоке 13040 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13050 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13060 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13070 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13080 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13090 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13100 датчик размещают для измерения давления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 13110.
На Фиг.106 иллюстративный способ 13120 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13130. В блоке 13140 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13150 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13 160 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13170 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13180 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13190 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13200 датчик размещают для измерения типа газообразного продукта ядерного деления в объеме. Выполнение способа прекращают в блоке 13210.
На Фиг.106А иллюстративный способ 13220 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13230. В блоке 13240 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13250 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13260 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13270 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13280 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13290 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13300 датчик размещают для измерения радиоактивного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 13310.
На Фиг.106В иллюстративный способ 13320 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13330. В блоке 13340 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13350 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13360 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13370 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13380 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13390 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13400 размещают радиационный датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 13410.
На Фиг.106С иллюстративный способ 13420 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13430. В блоке 13440 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13450 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13460 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13470 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13480 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13490 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13500 размещают химический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 13510.
На Фиг.106D иллюстративный способ 13520 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13530. В блоке 13540 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13550 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13560 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13570 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13580 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13590 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13600 размещают оптический датчик. Выполнение способа прекращают в блоке 13610.
На Фиг.106Е иллюстративный способ 13620 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13630. В блоке 13640 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13650 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13660 клапан размещают в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13670 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13680 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13690 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13700 размещают передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 13710.
На Фиг.107 иллюстративный способ 13720 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13730. В блоке 13740 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13750 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13760 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13770 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13780 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13790 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13795 размещают передатчик. В блоке 13800 размещают радиочастотный передатчик. Выполнение способа прекращают в блоке 13810.
На Фиг.108 иллюстративный способ 13820 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13830. В блоке 13840 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13850 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13860 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13870 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13880 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 13890 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13895 размещают передатчик. В блоке 13900 размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала от датчика. Выполнение способа прекращают в блоке 13910.
На Фиг.109 иллюстративный способ 13920 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 13930. В блоке 13940 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13950 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 13960 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 13970 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 13980 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане В блоке 13990 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 13995 размещают передатчик. В блоке 14000 размещают передатчик, выполненный с возможностью передачи сигнала идентификации, идентифицирующего корпус клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 14010.
На Фиг.110 иллюстративный способ 14020 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14030. В блоке 14040 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14050 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14060 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14070 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14080 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14090 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 14095 размещают передатчик. В блоке 14100 размещают носитель электрического сигнала. Выполнение способа прекращают в блоке 14110.
На Фиг.110А иллюстративный способ 14111 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14112. В блоке 14113, способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14114 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14115 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14116 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14117 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14118 датчик размещают в функциональном сообщении с объемом. В блоке 14119, размещают передатчик. В блоке 14120 размещают оптическое волокно. Выполнение способа прекращают в блоке 14121.
На Фиг.111 иллюстративный способ 14122 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14130. В блоке 14140 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14150 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14160 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14170 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14180 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14190 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают посредством соединения между собой по меньшей мере одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. Выполнение способа прекращают в блоке 14200.
На Фиг.111А иллюстративный способ 14210 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14220. В блоке 14230 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14240 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14250 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14260 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14270 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14280 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой по меньшей мере одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 14290 ограничивают вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, который выполнен с возможностью размещения в активной зоне реактора на тепловых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 14300.
На Фиг.112 иллюстративный способ 14310 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14320. В блоке 14330 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14340 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14350 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14360 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14370 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14380 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой по меньшей мере одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 14390 ограничивают вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, который выполнен с возможностью размещения в активной зоне реактора на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 14400.
На Фиг.113 иллюстративный способ 14410 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14420. В блоке 14430 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14440 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14450 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14460 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14470 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14480 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой по меньшей мере одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 14490 ограничивают вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, который выполнен с возможностью размещения в активной зоне реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Выполнение способа прекращают в блоке 14500.
На Фиг.114 иллюстративный способ 14510 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14520. В блоке 14530 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14540 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14550 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14560 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14570 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14580 вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления ограничивают путем соединения между собой по меньшей мере одного из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, корпуса клапана, клапана, диафрагмы и выполненной с возможностью снятия крышки. В блоке 14590 ограничивают вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, который выполнен с возможностью с возможностью размещения в активной зоне реактора на быстрых нейтронах на бегущей волне. Выполнение способа прекращают в блоке 14600.
На Фиг.114А иллюстративный способ 14610 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14620. В блоке 14630 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14640 корпус клапана соединяют с каждым из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14650 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14660 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14670 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14680 размещают контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов. Выполнение способа прекращают в блоке 14690.
На Фиг.115 иллюстративный способ 14700 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14710. В блоке 14720 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14730 корпус клапана соединяют с каждым из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14740 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14750 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14760 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14770 размещают контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющих элементов. В блоке 14780 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей проточное отверстие. В блоке 14790 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 14800.
На Фиг.116 иллюстративный способ 14810 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14820. В блоке 14830 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14840 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14850 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14860 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14870 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 14880 размещают контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющего элемента. В блоке 14890 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей проточное отверстие. В блоке 14900 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. В блоке 14910 размещают контейнер, содержащий трубную решетку, очертания которой на нижней поверхности имеют форму для направления охлаждающей текучей среды по криволинейному проточному пути охлаждающей текучей среды проходит, проходящему от проточного отверстия и через проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 14920.
На Фиг.116А иллюстративный способ 14930 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 14940. В блоке 14950 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14960 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 14970 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 14980 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 14990 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15000 размещают контейнер, окружающий по меньшей мере один из большого количества пучков тепловыделяющего элемента. В блоке 15010 размещают контейнер с нижней частью, ограничивающей проточное отверстие. В блоке 15020 размещают контейнер с боковой частью, ограничивающей проточный порт. В блоке 15030 размещают контейнер, содержащий керамическую трубную решетку для отвода тепла, очертания которой на обратной стороне имеют форму для направления охлаждающей текучей среды по криволинейному проточному пути охлаждающей текучей среды проходит, проходящему от проточного отверстия и через проточный порт. Выполнение способа прекращают в блоке 15040.
На Фиг.117 иллюстративный способ 15050 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15060. В блоке 15070 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15080 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15090 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15100 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15110 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15120 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 15130.
На Фиг.118 иллюстративный способ 15140 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15150. В блоке 15160 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15170 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15180 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15190 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15200 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15210 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15220 присоединяют резервуар с выполненным с возможностью снятия фильтром для отделения и захвата продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 15230.
На Фиг.118А иллюстративный способ 15240 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15250. В блоке 15260 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15270 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15280 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15290 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15300 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15310 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15320 присоединяют резервуар с выполненным с возможностью снятия фильтром для отделения и захвата продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15330 присоединяют HЕРА фильтр. Выполнение способа прекращают в блоке 15340.
На Фиг.118В иллюстративный способ 15350 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15360. В блоке 15370 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15380 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15390 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15400 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15410 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15420 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15430 присоединяют резервуар с выполненным с возможностью снятия фильтром для отделения и захвата продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15440 присоединяют полупроницаемую мембрану. Выполнение способа прекращают в блоке 15450.
На Фиг.118С иллюстративный способ 15460 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15470. В блоке 15480 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15490 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15500 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15510 гибкую диафрагму присоединяют к клапану для перемещения клапана. В блоке 15520 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15530 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15540 присоединяют резервуар с выполненным с возможностью снятия фильтром для отделения и захвата продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15550 присоединяют электростатический коллектор. Выполнение способа прекращают в блоке 15560.
На Фиг.118D иллюстративный способ 15570 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15580. В блоке 15590 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15600 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15610 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15620 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15630 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15640 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15650 присоединяют резервуар с выполненным с возможностью снятия фильтром для отделения и захвата продукта ядерного деления в конденсированной фазе из газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15660 присоединяют холодную ловушку. Выполнение способа прекращают в блоке 15670.
На Фиг.119 иллюстративный способ 15680 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15690. В блоке 15700 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15710 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15720 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15730 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15740 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15750 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15760 резервуар соединяют с корпусом реактора. В блоке 15770 присоединяют резервуар, который выполнен с возможностью отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 15780.
На Фиг.119А иллюстративный способ 15790 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15800. В блоке 15810 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15820 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15830 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15840 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15850 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15860 резервуар соединяют с клапаном для вмещения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого с помощью клапана. В блоке 15870 резервуар соединяют с корпусом реактора. В блоке 15880 присоединяют резервуар, выполненный с возможностью оставаться соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора. Выполнение способа прекращают в блоке 15890.
На Фиг.119В иллюстративный способ 15900 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 15910. В блоке 15920 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15930 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 15940 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 15950 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 15960 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 15970 размещают клапан, который выполнен с возможностью управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в соответствии с заранее заданной скоростью выпуска для минимизации размера соответствующей системы очистки газообразного продукта ядерного деления. Выполнение способа прекращают в блоке 15980.
На Фиг.120 иллюстративный способ 15990 сборки вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления начинают в блоке 16000. В блоке 16010 способ включает размещение большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, выполненных с возможностью производства газообразного продукта ядерного деления. В блоке 16020 корпус клапана соединяют с по меньшей мере одним из большого количества пучков тепловыделяющих элементов ядерного деления, причем корпус клапана ограничивает объем для вмещения газообразного продукта ядерного деления. В блоке 16030 размещают клапан в корпусе клапана и в сообщении с объемом для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема. В блоке 16040 гибкую диафрагму соединяют с клапаном для перемещения клапана. В блоке 16050 выполненную с возможностью снятия крышку с возможностью прикручивания устанавливают на клапане. В блоке 16060 контроллер присоединяют к клапану для управления работой клапана. Выполнение способа прекращают в блоке 16070.
Специалисту в данной области техники будет понятно, что описанные здесь элементы (например, операции), устройства, объекты и сопровождающие их обсуждения используются лишь в качестве примеров для концептуальной ясности, и что при этом предусмотрены различные модификации конфигурации. Следовательно, в данном описании изложенные конкретные примеры и сопровождающие обсуждения предназначены для представления более общих классов. В целом, использование каких-либо конкретных экземпляр предназначено для представления своего класса, а также невключение отдельных элементов (например, операции), устройств и объектов не следует рассматривать как ограничивающие.
В качестве альтернативы, специалистам в данной области техники будет понятно, что приведенные выше конкретные иллюстративные процессы и/или устройства и/или технологии являются представителями более общих процессов и/или устройств и/или технологий, приведенных в настоящем документе, например, в формуле изобретения, поданной с настоящей заявкой, и/или в других частях настоящего описания.
Несмотря на то, что выше были показаны и описаны отдельные варианты выполнения раскрытого настоящего предмета изобретения, специалистам в данной области техники следует понимать, что, основываясь на изобретательских идеях, представленных в настоящем документе, изменения и модификации могут быть сделаны без отступления от описанного здесь предмета изобретения и его более широких аспектов и, следовательно, приложенная формула изобретения охватывает в пределах своего объема все такие изменения и модификации, которые являются непротиворечивыми в пределах сущности и объема описанного здесь предмета изобретения. Специалистам в данной области техники следует иметь в виду, что, в целом, термины, используемые в настоящем документе, и особенно в формуле изобретения (например, пунктах приложенной формулы изобретения), в целом, предназначены быть "открытыми" признаками (например, термин "содержащий" следует интерпретировать как "содержащий, но не ограниченный", термин "имеющий" следует интерпретировать как "имеющий по меньшей мере", термин "содержит" следует интерпретировать как "содержит, но не ограничивается этим", и т.д.). Специалистам в данной области техники следует также понимать, что если предназначено конкретное количество перечислений заявляемых свойств, такое намерение будет явным образом осуществлено в пункте формулы изобретения, а в отсутствие такого перечисления такой цели не преследуется. Например, в качестве помощи для понимания сказанного, следующая приложенная формула изобретения может содержать использование вводных фраз "по меньшей мере один" и "один или большее количество", чтобы ввести требование перечисления. Тем не менее, использование таких фраз не должно быть истолковано как намекающее на то, что введение перечислений заявляемых свойств путем использования неопределенных артиклей "а" или "an", ограничивающее какой-либо конкретный пункт формулы изобретения, содержащий такое перечисление заявляемых свойств, пунктом, который содержит только одно такое перечисление, даже когда тот же самый пункт содержит вводные фразы "один или большее количество" или "по меньшей мере один" и неопределенные артикли, такие как "а" или "an" (например, "а" и/или "an" в целом, должны быть интерпретированы в значении "по меньшей мере один" или "один или большее количество"); то же самое относится и к использованию определенных артиклей, используемых для перечисления заявляемых свойств. В качестве альтернативы, даже если определенное число введенных перечислений заявляемых свойств является явным, для специалистов в данной области будет понятно, что такое перечисление, в целом, должны истолковываться как по меньшей мере перечисленное количество (например, простое перечисление "двух перечислений", без других модификаторов, в целом, означает по меньшей мере два перечисления, или два или большее количество перечислений). В качестве альтернативы, в тех случаях, когда используется правило, аналогичное "по меньшей мере одно из А, В и С и т.д.", в целом такая конструкция предназначена в том смысле, что специалист в области техники поймет правило (например, "система, имеющая по меньшей мере одно из А, В и С" будет включать, но не ограничиваться системами, которые имеют только одно А, одно В, одно С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе и/или А, В и С вместе, и т.д.). В тех случаях, когда используется правило, аналогичное "по меньшей мере одно из А, В или С, и т.д.", в целом такая конструкция предназначена в том смысле, что специалист в области техники поймет правило (например, " система, имеющая по меньшей мере одно из А, В или С " будет включать, но не ограничиваться системами, которые имеют одно А, одно В, одно С, А и В вместе, А и С вместе, В и С вместе и/или А, В и С вместе, и т.д.). Специалист в области техники также поймет, что в целом дизъюнктивное слово и/или фраза, представляющая два и большее количество альтернативных терминов, будь то в описании изобретения, формуле изобретения или на чертежах, следует понимать как предусматривающая возможность включения одного из терминов, любого из терминов, или обоих терминов, если контекст не диктует иное. Например, фраза "А или В" будет в целом пониматься как возможности «А» или «В», или «А» и «В».
Что касается формулы изобретения, специалистам в данной области техники следует понимать, что описанные в формуле изобретения операции в целом могут быть выполнены в любом порядке. В качестве альтернативы, несмотря на то, что различные рабочие потоки представлены в последовательности(ях), следует понимать, что различные операции могут совершаться в других порядках, чем те порядки, которые изображены на чертежах, или же они могут быть выполнены одновременно. Примеры таких альтернативных порядков могут включать перекрытия, чередование, прерывание, переставление местами, инкремент, подготовку, дополнение, одновременность, обратный порядок, или другой вариант упорядочения, если контекст не диктует иное. В качестве альтернативы, такие термины, как "выполненный с возможностью отклика на", "связанный с" или другие прилагательные прошедшего времени, в целом, не предназначены для исключения возможности такого варианта, если контекст не диктует иное.
Несмотря на то, что в настоящем документе были описаны различные варианты выполнения и аспекты, другие варианты выполнения и аспекты будут очевидны специалистам в данной области техники. Более того, различные описанные здесь варианты выполнения и аспекты предназначены исключительно в иллюстративных целях, и не предназначены для ограничения, причем истинный объем и сущность изобретения определяются последующей формулой изобретения.

Claims (29)

1. Способ управления работой ядерного реактора деления, включающий:
производство газообразного продукта ядерного деления путем приведения в действие тепловыделяющего элемента ядерного деления,
получение газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора, соединенном с тепловыделяющим элементом ядерного деления,
управление средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, для управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора, и
получение газообразного продукта ядерного деления в резервуаре, при котором отделяют продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр.
2. Способ по п. 1, в котором дополнительно собирают газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпус реактора, путем управления средством сбора газообразного продукта ядерного деления, соединенного со средством вентиляции.
3. Способ по п. 2, в котором при сборе газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого в корпус реактора, также собирают газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпус реактора, путем управления средством сбора газообразного продукта ядерного деления, выполненного с возможностью соединения с корпусом реактора и последующего отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора.
4. Способ по п. 2, в котором при сборе газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого в корпус реактора, также собирают газообразный продукт ядерного деления, вентилируемый в корпус реактора, путем управления средством сбора газообразного продукта ядерного деления, выполненного с возможностью соединения с корпусом реактора и с возможностью оставаться затем соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора.
5. Способ по п. 1, в котором дополнительно управляют системой охлаждающей текучей среды, находящейся в функциональном сообщении со средством вентиляции, для получения газообразного продукта ядерного деления, вентилируемого средством вентиляции.
6. Способ по п. 5, в котором дополнительно удаляют газообразный продукт ядерного деления из системы охлаждающей текучей среды в систему удаления, находящуюся в функциональном сообщении с системой охлаждающей текучей среды.
7. Способ управления работой ядерного реактора деления, включающий:
получение газообразного продукта ядерного деления в объеме, ограниченном корпусом клапана, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, расположенным в корпусе реактора,
управляемую вентиляцию газообразного продукта ядерного деления из указанного объема путем приведения в действие средства, находящегося в сообщении с указанным объемом для вентиляции газообразного продукта ядерного деления из объема, и
получение газообразного продукта ядерного деления в резервуаре, при котором отделяют продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления, путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр.
8. Способ по п. 7, в котором дополнительно активируют тепловыделяющий элемент ядерного деления для получения газообразного продукта ядерного деления.
9. Способ по п. 7, в котором при управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления управляют клапаном.
10. Способ по п. 9, в котором при управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления обеспечивают возможность перемещения гибкой диафрагмы, соединенной с клапаном.
11. Способ по п. 9, в котором дополнительно устанавливают крышку на клапан и выдвигают манипулятор к крышке для манипуляции с крышкой.
12. Способ по п. 9, в котором дополнительно выдвигают манипулятор к клапану для манипуляции с клапаном.
13. Способ по п. 7, в котором дополнительно выдвигают руку шарнирного манипулятора в указанный объем и переносят емкость на руке шарнирного манипулятора, причем емкость выполнена с возможностью взаимодействия с указанным объемом для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого из этого объема.
14. Способ по п. 7, в котором при управляемой вентиляции газообразного продукта ядерного деления из указанного объема путем управления средством вентиляции, находящимся в сообщении с указанным объемом, управляемо вентилируют газообразный продукт ядерного деления из объема путем управления клапаном, чувствительным к параметру, выбранному из давления в указанном объеме и типа газообразного продукта ядерного деления в объеме.
15. Способ по п. 7, в котором дополнительно измеряют параметр с помощью датчика, находящегося в функциональном сообщении с указанным объемом.
16. Способ по п. 15, в котором параметр включает параметр, выбранный из давления в указанном объеме, типа газообразного продукта ядерного деления в объеме, а также радиоактивного продукта ядерного деления в объеме.
17. Способ по п. 7, в котором дополнительно передают сигнал от датчика.
18. Способ по п. 17, в котором при передаче сигнала от датчика передают сигнал идентификации, идентифицирующий наличие корпуса клапана.
19. Способ по п. 7, в котором получают газообразный продукт ядерного деления в резервуаре, соединенном со средством вентиляции.
20. Способ по п. 7, в котором при отделении продукта ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр отделяют продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через полупроницаемую мембрану.
21. Способ по п. 7, в котором при отделении продукта ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр отделяют продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через электростатический коллектор.
22. Способ по п. 7, в котором при отделении продукта ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через фильтр отделяют продукт ядерного деления в конденсированной фазе от газообразного продукта ядерного деления путем пропускания газообразного продукта ядерного деления через холодную ловушку.
23. Способ по п. 19, в котором при получении газообразного продукта ядерного деления в резервуаре получают газообразный продукт ядерного деления в резервуаре, соединенном с корпусом реактора, и при получении газообразного продукта ядерного деления в резервуаре также получают газообразный продукт ядерного деления в резервуаре, выполненном с возможностью отсоединения от корпуса реактора для удаления газообразного продукта ядерного деления из корпуса реактора.
24. Способ по п. 19, в котором при получении газообразного продукта ядерного деления в резервуаре также получают газообразный продукт ядерного деления в резервуаре, соединенном с корпусом реактора, и при получении газообразного продукта ядерного деления в резервуаре также получают газообразный продукт ядерного деления в резервуаре, выполненном с возможностью оставаться соединенным с корпусом реактора для хранения газообразного продукта ядерного деления в корпусе реактора.
25. Способ по п. 7, в котором дополнительно приводят в действие систему охлаждающей текучей среды, находящуюся в функциональном сообщении со средством вентиляции, для получения газообразного продукта ядерного деления, управляемо вентилируемого средством вентиляции.
26. Способ по п. 7, в котором дополнительно удаляют газообразный продукт ядерного деления из системы охлаждающей текучей среды в систему удаления, находящуюся в функциональном сообщении с системой охлаждающей текучей среды.
27. Способ по п. 7, в котором при управлении средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие выполненный с возможностью повторного закрытия клапан.
28. Способ по п. 1 или 7, в котором при управлении средством вентиляции, связанным с тепловыделяющим элементом ядерного деления, приводят в действие выполненный с возможностью повторного герметичного закрытия клапан.
29. Способ по п. 1 или 7, в котором дополнительно управляют работой средства вентиляции путем приведения в действие контроллера, соединенного со средством вентиляции.
RU2012111162/07A 2009-08-28 2010-08-30 Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления RU2548011C2 (ru)

Applications Claiming Priority (12)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US12/584,053 US8488734B2 (en) 2009-08-28 2009-08-28 Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US12/584,053 2009-08-28
US12/653,183 US8712005B2 (en) 2009-08-28 2009-12-08 Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US12/653,205 2009-12-08
US12/653,206 US8929505B2 (en) 2009-08-28 2009-12-08 Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US12/543,184 2009-12-08
US12/653,206 2009-12-08
US12/653,184 US20110150167A1 (en) 2009-08-28 2009-12-08 Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US12/653,205 US9269462B2 (en) 2009-08-28 2009-12-08 Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US12/653,183 2009-12-08
US12/653,184 2009-12-08
PCT/US2010/002403 WO2011031303A1 (en) 2009-08-28 2010-08-30 A vented nuclear fission fuel module

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2012111162A RU2012111162A (ru) 2013-10-10
RU2548011C2 true RU2548011C2 (ru) 2015-04-10

Family

ID=43628303

Family Applications (5)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012111158/07A RU2549544C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111160/07A RU2550340C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111161/07A RU2547836C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111159/07A RU2554071C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111162/07A RU2548011C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления

Family Applications Before (4)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2012111158/07A RU2549544C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111160/07A RU2550340C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111161/07A RU2547836C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления
RU2012111159/07A RU2554071C2 (ru) 2009-08-28 2010-08-30 Ядерный реактор деления, вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления, связанные с ними способы и система вентилируемого тепловыделяющего модуля ядерного деления

Country Status (6)

Country Link
EP (5) EP2471072B1 (ru)
JP (5) JP5882210B2 (ru)
KR (5) KR102001679B1 (ru)
CN (5) CN102598147B (ru)
RU (5) RU2549544C2 (ru)
WO (5) WO2011025551A1 (ru)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2758899C2 (ru) * 2017-01-24 2021-11-02 Фраматом Гмбх Ядерная установка с вентиляционной системой

Families Citing this family (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
JP6488991B2 (ja) * 2015-11-17 2019-03-27 株式会社デンソー 電力変換装置
CN107195334B (zh) * 2017-06-08 2023-08-01 清华大学天津高端装备研究院 一种加速器驱动次临界气冷反应堆
CN108587029B (zh) 2018-03-28 2020-09-08 中国石油天然气股份有限公司 一种相变材料液及其所形成的固相支撑剂
CN109273105B (zh) * 2018-09-13 2022-03-25 中国核动力研究设计院 一种超临界二氧化碳反应堆燃料组件
CN109545412B (zh) * 2018-10-12 2020-07-14 上海交通大学 压水堆燃料组件裂变气体在线脱除装置
AT521936B1 (de) * 2018-12-12 2021-09-15 Lexa Dr Dusan Vorrichtung und Verfahren für die zerstörungsfreie Analyse eines radioaktiven Abfallgebindes
KR20220003016A (ko) * 2019-04-30 2022-01-07 웨스팅하우스 일렉트릭 컴퍼니 엘엘씨 풀-타입 반응로에서 콤팩트한 베슬, 긴 수명의 코어 및 용이한 연료 재공급을 지원하는 공통 플리넘 연료 어셈블리 설계
FR3124884B1 (fr) * 2021-07-02 2023-06-23 Commissariat A L’Energie Atomique Et Aux Energies Alternatives Assemblage de combustible nucléaire intégrant au moins un clapet hydraulique à bille en tant que dispositif passif de prévention de la surchauffe de l’assemblage.
CN114420329B (zh) * 2022-01-18 2023-12-12 西安交通大学 一种测量核反应堆燃料温度的方法
CN116543933B (zh) * 2023-05-29 2024-01-23 西安交通大学 一种金属燃料基体热管冷却反应堆堆芯结构

Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3080307A (en) * 1957-10-21 1963-03-05 Westinghouse Electric Corp Radioactive fluid handling system
US3238105A (en) * 1964-06-03 1966-03-01 Malcolm J Mcnelly Fuel element assembly for a nuclear reactor
US3432388A (en) * 1967-06-09 1969-03-11 Atomic Energy Commission Nuclear reactor system with fission gas removal
US3743576A (en) * 1969-10-03 1973-07-03 Gulf Energy & Environ Systems Fuel element and venting system using same
US5116567A (en) * 1990-07-10 1992-05-26 General Electric Company Nuclear reactor with bi-level core
US5539789A (en) * 1995-02-14 1996-07-23 Wachter; William J. Method and apparatus for identifying failed nuclear fuel rods during refueling in a reactor core
RU2133509C1 (ru) * 1998-04-30 1999-07-20 Акционерное общество открытого типа "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им.С.П.Королева Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора
RU2187156C2 (ru) * 2000-06-29 2002-08-10 Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты)

Family Cites Families (43)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2669250A (en) * 1952-03-14 1954-02-16 Brown Steel Tank Company Self-venting fill cap for tank bodies
US3039948A (en) * 1958-03-14 1962-06-19 Krucoff Darwin Nuclear reactor with powdered fuel
BE576980A (ru) * 1958-03-31 1900-01-01
US3070532A (en) * 1958-05-13 1962-12-25 Gen Electric Nuclear fuel element leak detector
US3053650A (en) * 1959-07-02 1962-09-11 Dow Chemical Co Process for recovering uranium values
DE1247588B (de) * 1964-03-09 1967-08-17 Euratom Greifervorrichtung mit selbsttaetiger Kupplungs- und Entkupplungseinrichtung
US3748230A (en) * 1968-08-20 1973-07-24 Comitato Nazionale Per I En Nu Fuel element for fast reactors with a device for exhausting the fission gases therefrom
US3607638A (en) * 1970-04-08 1971-09-21 Atomic Energy Commission Fuel element venting system
US3849257A (en) * 1972-06-28 1974-11-19 Combustion Eng Guide structure for control elements
JPS5310237B2 (ru) * 1973-02-21 1978-04-12
FR2222731B1 (ru) * 1973-03-22 1976-05-21 Alsthom
US3955793A (en) * 1974-06-21 1976-05-11 Exxon Production Research Company Valve stem static seal system
JPS5247196A (en) * 1975-10-13 1977-04-14 Mitsubishi Atom Power Ind Inc Vent mechanism
JPS52148791A (en) * 1976-06-04 1977-12-10 Toshiba Corp Semi-vented type core element
US4299661A (en) * 1978-08-03 1981-11-10 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Monitoring arrangement for vented nuclear fuel elements
US4231549A (en) * 1978-12-11 1980-11-04 Kerotest Manufacturing Corp. Valve stem and valve disc connection for a diaphragm valve
FR2444320A1 (fr) * 1978-12-14 1980-07-11 Commissariat Energie Atomique Dispositif de maintien et d'alimentation d'un assemblage dans un reacteur nucleaire
JPS5636095A (en) * 1979-08-31 1981-04-09 Tokyo Shibaura Electric Co Method and device for detecting position of failed fuel
US4369048A (en) * 1980-01-28 1983-01-18 Dallas T. Pence Method for treating gaseous effluents emitted from a nuclear reactor
FR2483115A1 (fr) * 1980-05-23 1981-11-27 Framatome Sa Dispositif de recueil des liquides et des gaz de purge dans une installation renfermant des substances pouvant presenter une certaine radioactivite
DE3138484A1 (de) * 1981-09-28 1983-04-14 Deutsche Gesellschaft für Wiederaufarbeitung von Kernbrennstoffen mbH, 3000 Hannover "verfahren zur instandhaltung von vorrichtungen und bauteilen in heissen zellen, insbesondere von wiederaufarbeitungsanlagen fuer abgebrannte kernbrennstoffe, und vorrichtung zur durchfuehrung des verfahrens
JPS58170586U (ja) * 1982-05-12 1983-11-14 株式会社日立製作所 核燃料棒
JPS60117179A (ja) * 1983-11-30 1985-06-24 株式会社日立製作所 核燃料要素
CN85105433A (zh) * 1984-07-02 1987-01-14 西屋电气公司 燃料组件
GB2163888B (en) * 1984-08-30 1988-06-22 Atomic Energy Authority Uk Fission gas plenum chamber for nuclear fuel element sub-assembly
JPH07104429B2 (ja) * 1989-12-28 1995-11-13 動力炉・核燃料開発事業団 計測線付燃料集合体保持装置
JPH0833464B2 (ja) * 1990-02-06 1996-03-29 動力炉・核燃料開発事業団 ベント型燃料ピン及び燃料集合体
US5367546A (en) * 1993-06-23 1994-11-22 Westinghouse Electric Corporation Fluid sampling system for a nuclear reactor
US5457720A (en) * 1994-04-15 1995-10-10 General Electric Company System for krypton-xenon concentration, separation and measurement for rapid detection of defective nuclear fuel bundles
US5611931A (en) * 1995-07-31 1997-03-18 Media And Process Technology Inc. High temperature fluid separations using ceramic membrane device
SE9602541D0 (sv) * 1996-06-27 1996-06-27 Asea Atom Ab Bränslepatron innefattande en komponent för sammanhållning av långsträckta element
DE19924066A1 (de) * 1999-05-26 2000-04-20 Siemens Ag Verfahren und Vorrichtung zum Prüfen von Kernreaktor-Brennelementen
US6709599B1 (en) * 1999-10-27 2004-03-23 Rwe Nukem Corporation Waste water treatment system with slip stream
RU2179751C1 (ru) * 2000-08-15 2002-02-20 Государственное унитарное предприятие Государственный научный центр РФ - Физико-энергетический институт им. академика А.И. Лейпунского Тепловыделяющий элемент
JP4427888B2 (ja) * 2000-10-12 2010-03-10 株式会社Ｉｈｉ キャニスタ密封監視装置
DE10116627A1 (de) * 2001-04-03 2002-10-24 Framatome Anp Gmbh Verschlußstopfen für ein zur Aufnahme eines Brennstabes bestimmtes Kapselrohr sowie Kapsel für einen Kernbrennstab
JP2005274532A (ja) * 2004-03-26 2005-10-06 Toshiba Corp 原子炉格納容器の圧力抑制・除染方法および装置
SE527796C2 (sv) * 2004-06-14 2006-06-07 Westinghouse Electric Sweden Förfarande för drift av en reaktor hos en nukleär anläggning
US8290111B1 (en) * 2004-09-28 2012-10-16 Areva Np Inc. Electrochemical corrosion potential device and method
US20070039815A1 (en) * 2005-08-22 2007-02-22 Bartel Brian G Hydrogen Energy Systems
WO2007059012A2 (en) * 2005-11-10 2007-05-24 Staton Vernon E Enhanced plasma filter
US7886766B2 (en) * 2006-12-27 2011-02-15 Eltav Wireless Monitoring Ltd. Device and system for monitoring valves
CN201034193Y (zh) * 2007-05-16 2008-03-12 周忠良 采用隔膜活塞组件的真空截止阀

Patent Citations (8)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US3080307A (en) * 1957-10-21 1963-03-05 Westinghouse Electric Corp Radioactive fluid handling system
US3238105A (en) * 1964-06-03 1966-03-01 Malcolm J Mcnelly Fuel element assembly for a nuclear reactor
US3432388A (en) * 1967-06-09 1969-03-11 Atomic Energy Commission Nuclear reactor system with fission gas removal
US3743576A (en) * 1969-10-03 1973-07-03 Gulf Energy & Environ Systems Fuel element and venting system using same
US5116567A (en) * 1990-07-10 1992-05-26 General Electric Company Nuclear reactor with bi-level core
US5539789A (en) * 1995-02-14 1996-07-23 Wachter; William J. Method and apparatus for identifying failed nuclear fuel rods during refueling in a reactor core
RU2133509C1 (ru) * 1998-04-30 1999-07-20 Акционерное общество открытого типа "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им.С.П.Королева Вентилируемый тепловыделяющий элемент ядерного реактора
RU2187156C2 (ru) * 2000-06-29 2002-08-10 Государственное унитарное предприятие "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт им. академика А.И.Лейпунского" Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты)

Cited By (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
RU2758899C2 (ru) * 2017-01-24 2021-11-02 Фраматом Гмбх Ядерная установка с вентиляционной системой

Also Published As

Publication number Publication date
WO2011025548A1 (en) 2011-03-03
EP2471071B1 (en) 2019-11-13
JP2013503338A (ja) 2013-01-31
JP5882213B2 (ja) 2016-03-09
CN102598146A (zh) 2012-07-18
CN102598147A (zh) 2012-07-18
KR102001679B1 (ko) 2019-07-18
CN102598150A (zh) 2012-07-18
JP2013503336A (ja) 2013-01-31
KR20120070576A (ko) 2012-06-29
WO2011071512A1 (en) 2011-06-16
JP5882210B2 (ja) 2016-03-09
EP2471073B1 (en) 2016-07-27
KR20120053055A (ko) 2012-05-24
RU2550340C2 (ru) 2015-05-10
RU2012111161A (ru) 2013-10-10
CN102598149A (zh) 2012-07-18
CN102598148B (zh) 2015-09-30
RU2012111158A (ru) 2013-10-10
KR20120070577A (ko) 2012-06-29
JP2013503337A (ja) 2013-01-31
RU2012111160A (ru) 2013-10-10
JP5882212B2 (ja) 2016-03-09
KR101967481B1 (ko) 2019-04-09
WO2011025551A1 (en) 2011-03-03
RU2547836C2 (ru) 2015-04-10
KR101939847B1 (ko) 2019-04-05
JP2013503334A (ja) 2013-01-31
RU2012111162A (ru) 2013-10-10
WO2011025552A1 (en) 2011-03-03
EP2471073A4 (en) 2014-03-26
JP2013503335A (ja) 2013-01-31
RU2554071C2 (ru) 2015-06-27
WO2011031303A1 (en) 2011-03-17
JP5882211B2 (ja) 2016-03-09
EP2471072B1 (en) 2019-01-09
CN102598148A (zh) 2012-07-18
EP2471072A1 (en) 2012-07-04
CN102598150B (zh) 2015-04-01
CN102598146B (zh) 2015-04-01
KR20120070575A (ko) 2012-06-29
KR20120053059A (ko) 2012-05-24
EP2471071A1 (en) 2012-07-04
EP2471074A1 (en) 2012-07-04
RU2549544C2 (ru) 2015-04-27
KR101967482B1 (ko) 2019-04-09
RU2012111159A (ru) 2013-10-10
EP2471073A1 (en) 2012-07-04
EP2471071A4 (en) 2016-11-23
KR101991967B1 (ko) 2019-06-21
EP2471070A1 (en) 2012-07-04
EP2471072A4 (en) 2016-11-23
CN102598149B (zh) 2016-06-01
CN102598147B (zh) 2016-06-01
JP5882214B2 (ja) 2016-03-09

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2548011C2 (ru) Вентилируемый тепловыделяющий модуль ядерного деления
US8488734B2 (en) Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US9721677B2 (en) Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor, and a vented nuclear fission fuel module system
US8929505B2 (en) Nuclear fission reactor, vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US8712005B2 (en) Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system
US20110150167A1 (en) Nuclear fission reactor, a vented nuclear fission fuel module, methods therefor and a vented nuclear fission fuel module system

Legal Events

Date Code Title Description
HZ9A Changing address for correspondence with an applicant