Космическая ядерная энергетическая установка



Космическая ядерная энергетическая установка
Космическая ядерная энергетическая установка

 


Владельцы патента RU 2424591:

Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная Звезда" (RU)
Российская Федерация в лице Государственной корпорации по атомной энергии "Росатом" (RU)

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки на этапе входа космического аппарата с орбиты в плотные слои атмосферы Земли. В космической ядерной энергетической установке, содержащей реактор и стержень безопасности, размещенный в направляющем кожухе, а также привод, связанный со стержнем безопасности кинематическим элементом. В непосредственной близости от реактора в герметичном корпусе, соединенном с направляющим кожухом, расположен фиксатор стержня безопасности. Фиксатор выполнен в виде штока, подпружиненного в сторону кинематического элемента и соединенного с корпусом пайкой, причем паяное соединение расположено вне габаритов реактора. В кинематическом элементе выполнено отверстие таким образом, чтобы располагаться в зоне фиксатора, когда стержень безопасности находится в активной зоне реактора. Технический результат - надежное удержание стержня безопасности в активной зоне реактора до его полного разрушения в случае обгорания или падения на землю. 2 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки (КЯЭУ) на этапе входа космического аппарата с орбиты в плотные слои атмосферы Земли.

Известен ряд конструкций КЯЭУ, содержащих стержни безопасности (СБ) и механические системы ввода и вывода стержней безопасности из активной зоны реактора (патент РФ на изобретение №2131150 от 03.02.1998 г. или J.C.Mils, W.R.Determan, Т.Н.Van Hagan, S-Prime Ti-SNPS Conceptual Design Summary, 11 Symposium Space Nuclear Power and Propulsion, Albuguram, N.M., 1994, Part Two, page 695).

Наиболее близким техническим решением к заявленному является конструкция КЯЭУ, в которой стержень безопасности расположен в направляющем кожухе и может перемещаться из активной зоны в сторону, противоположную от теневой радиационной защиты. Привод СБ расположен за теневой радиационной защитой, а замок удержания стержня размещен на кожухе и фиксирует стержень в выдвинутом из активной зоны положении (J.C.Mondt, V.C.Truscell, A.T.Marriot, SP-100 Power program. 11 Symposium Space Nuclear Power and Propulsion, Albuguram, N.M., 1994, Part One, page 143).

Недостатком этой конструкции является то, что замок стержня безопасности находится в зоне, которая наиболее подвержена сгоранию при входе космического аппарата в плотные слои атмосферы. Это может вызвать выход стержня безопасности из активной зоны, что не обеспечивает подкритичности реактора в случае обгорания или падения на землю.

Задача, на решение которой направлено заявленное изобретение, - повышение ядерной безопасности при эксплуатации КЯЭУ на завершающем этапе входа космического аппарата с орбиты в плотные слои атмосферы Земли.

Технический результат - гарантированное удержание стержня безопасности в активной зоне реактора до полного разрушения реактора в случае обгорания или падения на землю.

Этот результат достигается тем, что в непосредственной близости от реактора в герметичном корпусе, соединенном с направляющим кожухом, расположен фиксатор стержня безопасности, выполненный в виде штока, подпружиненного в сторону кинематического элемента, и соединенный с корпусом пайкой, причем паяное соединение расположено вне габаритов реактора, при этом в кинематическом элементе выполнено отверстие таким образом, чтобы располагаться в зоне фиксатора, когда стержень безопасности находится в активной зоне реактора.

Заявленное изобретение поясняется чертежами.

На фиг.1 представлена головная часть КЯЭУ.

На фиг.2 представлена конструктивная схема фиксатора стержня безопасности.

КЯЭУ содержит последовательно соединенные холодильник-излучатель 1, теневую радиационную защиту 2, реактор 3, содержащий активную зону 4, стержень безопасности 5, размещенный в направляющем кожухе 6, причем в реальных конструкциях используется несколько стержней безопасности. Один из участков стержня безопасности 5 расположен вне активной зоны 4. В верхней части реактора установлен замок 7 стержня безопасности 5. Привод 8 расположен за радиационной защитой 2 перед холодильником-излучателем 1 и связан со стержнем безопасности 5 кинематическим элементом 9. В непосредственной близости от реактора в герметичном корпусе 10, соединенном с направляющим кожухом 6, расположен фиксатор 11 стержня безопасности 5. Фиксатор 11 выполнен в виде штока 12, подпружиненного в сторону кинематического элемента 9 с помощью пружины 13. Хвостовик штока 12 соединен с корпусом 10 паяным соединением 14, причем это соединение расположено за габаритами реактора 3. В кинематическом элементе 9 выполнено отверстие 15 таким образом, чтобы располагаться в зоне фиксатора 11, когда стержень безопасности 5 находится в активной зоне 4 реактора 3.

Предложенное устройство работает следующим образом. На этапе сборки КЯЭУ и выведения на орбиту стержень безопасности 5 удерживается в активной зоне замком 7, а при запуске реактора извлекается из зоны приводом 8 посредством кинематического элемента 9, перемещающегося в герметичном кожухе 6. На завершающем этапе эксплуатации КЯЭУ производится штатное выключение реактора 3. Стержень безопасности 5 вводится в активную зону 4 и запирается замком 7, установленным в верхней части реактора 3. Далее при спуске КЯЭУ входит в плотные слои атмосферы, где в первую очередь происходит обгорание элементов конструкции, расположенных на внешних поверхностях КЯЭУ. При этом расплавляется паяное соединение 14 фиксатора 11 и под действием пружины 13 шток 12 входит в отверстие 15 в кинематическом элементе 9 и фиксирует стержень безопасности 5 относительно корпуса реактора 3. Теперь, в случае сгорания верхнего замка 7 стержня безопасности 5 и обгорания или разрушения привода 8 стержень безопасности 5 остается в активной зоне 4 и обеспечивает подкритичность реактора при падении, что существенно повышает безопасность КЯЭУ.

Таким образом повышение безопасности гарантировано путем удержания стержня безопасности в активной зоне реактора до полного разрушения реактора в случае обгорания или падения на землю.

Космическая ядерная энергетическая установка, содержащая последовательно соединенные холодильник-излучатель, теневую радиационную защиту и реактор, включающий активную зону, стержень безопасности, один или более, размещенный в направляющем кожухе, один из участков которого расположен вне активной зоны, замок стержня безопасности, а также привод стержня безопасности, расположенный за радиационной защитой перед холодильником-излучателем и соединенный со стержнем безопасности кинематическим элементом, отличающаяся тем, что в непосредственной близости от реактора в герметичном корпусе, соединенном с направляющим кожухом, расположен фиксатор стержня безопасности, выполненный в виде штока, подпружиненного в сторону кинематического элемента, и соединенный с корпусом пайкой, причем паяное соединение расположено вне габаритов реактора, при этом в кинематическом элементе выполнено отверстие таким образом, чтобы располагаться в зоне фиксатора, когда стержень безопасности находится в активной зоне реактора.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к источникам электроснабжения космических аппаратов. .

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. .

Изобретение относится к энергомашиностроению и касается главного циркуляционного насосного агрегата (ГЦНА) преимущественно для энергоблоков АЭС. .

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к атомным паропроизводящим установкам морских атомных теплоэлектростанций. .

Изобретение относится к ядерной энергетике. .

Изобретение относится к конструкции подземных атомных теплоэлектростанций шахтного исполнения (ПАСШИ) и предназначено для использования в атомной энергетике. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках с жидкометаллическим охлаждением. .

Изобретение относится к энергомашиностроению

Изобретение относится к источникам энергоснабжения космических аппаратов

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к очистке теплоносителя тяжеловодных реакторов от трития

Изобретение относится к области атомной энергетики и предназначено для использования на атомных электрических станциях (АЭС) с промежуточным перегревом пара

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам (ЯЭУ), используемым в качестве источников электрической энергии космических аппаратов

Изобретение относится к теплообменной технике и предназначено для использования в системе водоподготовки при подпитке питательной водой второго контура в стояночном режиме при поддержании ядерной энергетической установки (ЯЭУ)

Изобретение относится к радиационной защите в составе ядерной энергетической установки для космического аппарата. Защита в местах прохода трубопроводов снабжена вставками из теплозащитного материала, например, на основе кварцевых волокон, закрепленными на внешней поверхности защиты и отделяющими трубопроводы от герметизирующей оболочки контейнера с гидридом лития. Кроме этого, переднее и заднее днища защиты снабжены разделенными в окружном направлении на полости коллекторами, которые соединены между собой трубками, содержащими охлаждающий теплоноситель и закрепленными на размещенной в гидриде лития между коллекторами перфорированной обечайки защиты, переднее днище которой дополнительно снабжено эквидистантно расположенной сферической оболочкой с радиальными выштамповками, образующими совместно с передним днищем изолированные полости, соединяющиеся в центре и имеющие на периферии выход в полости коллектора на переднем днище, а полости заднего коллектора снабжены патрубками подвода и отвода теплоносителя. При этом узлы крепления защиты к агрегатам ядерной энергетической установки размещены на перегородках полостей коллекторов, выполненных на переднем и заднем днищах защиты. Технический результат: обеспечение приемлемого температурного режима гидрида лития, исключающего выход из него водорода и его диффузию через оболочку защиты в космическое пространство. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Пары балок, стыкующихся крайними балками с космическим аппаратом, размещены по трем продольным плоскостям вокруг космического аппарата. При этом одна из пары балок стыкуется космическим аппаратом в плоскости, обращенной к ядерной энергетической установке, а вторая балка - со шпангоутом, с закрепленными в тех же плоскостях тремя парами балок с панелями холодильника излучателя, которые соединены с энергетическим блоком и расположены вокруг него. Шпангоут состоит из двух отдельных частей - на одной размещены шарниры балок, расположенных вокруг энергетического блока, на второй - шарниры балок, расположенных вокруг космического аппарата и стыкующихся между собой в поперечной плоскости. Технический результат - приближение положения центра массы ядерной энергетической установки к плоскости стыковки с космическим аппаратом. 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, в частности к энергетическим ядерным реакторам, и может найти применение на атомных теплоэлектростанциях (АТЭС) и различного назначения энергетических установках. Наиболее эффективно использование изобретения для создания энергоемких малогабаритных АЭС, АТЭС и компактных высокотемпературных атомных энергетических установок (АЭУ). Реактор содержит теплообменную камеру, выполненную радиально секционированной, с комбинированной конструкцией ее секций и теплопроводящих элементов (тепловодов), а также выполненные с возможностью охлаждения органы регулирования в виде кольцевых решеток с поглощающими стержнями. Технический результат - повышение температуры нагрева теплоносителя и эффективности работы реактора. 9 з.п. ф-лы, 7 ил.
Наверх