Космическая ядерная энергетическая установка



Космическая ядерная энергетическая установка
Космическая ядерная энергетическая установка
Космическая ядерная энергетическая установка

 


Владельцы патента RU 2427047:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" (RU)
Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" (RU)

Изобретение относится к источникам энергоснабжения космических аппаратов. Замок стержня безопасности реактора, удерживающий его в активной зоне при аварийных ситуациях, расположен в средней части стержня безопасности и содержит фиксатор с двухсторонними упорами. Фиксатор размещен на оси вращения относительно корпуса стержня безопасности и имеет наклонный относительно стержня паз. Фиксатор соединен гибким силовым звеном с электромеханическим приводом. Между корпусом стержня безопасности и фиксатором расположен подпружиненный толкатель с роликом в наклонном пазу фиксатора. На внутренней поверхности кожуха, в котором перемещается стержень безопасности, выполнена расточка в зоне, где фиксируется стержень безопасности, а на противоположном от привода торце кожуха имеется упругий упор. Технический результат - снижение массы реакторного блока и повышение безопасности путем удержания стержня безопасности в активной зоне реактора при его обгорании в случае входа в плотные слои атмосферы. 3 ил.

 

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к системам управления стержнями безопасности для обеспечения глубокой подкритичности ядерного реактора космической ядерной энергетической установки (КЯЭУ) на всех этапах жизненного цикла реактора, кроме периода штатного функционирования.

Известна конструкция КЯЭУ, содержащая стержни безопасности (СБ) и механические системы ввода и вывода стержней безопасности из активной зона реактора (см. патент Р.Ф. на изобретение №2131150 от 1999 г. «Космическая ядерная энергетическая установка»). Недостатком этой конструкции является то, что привод СБ расположен за теневой радиационной защитой относительно реактора, что требует организовывать каналы в защите для прохода силовой связи от привода к СБ, что снижает эффективность теневой радиационной защиты.

Близким техническим решением к заявленному является конструкция КЯЭУ, в которой СБ 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 (см. фиг.1 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).

Наиболее близким техническим лечением к заявленному является конструкция КЯЭУ, где привод СБ расположен по одну сторону с реактором относительно теневой радиационной защиты в зоне, наиболее удаленной от реактора, и соединен с СБ гибким силовым звеном, например стальным тросом. Внутри направляющего кожуха между торцом СБ, обращенным к приводу, и кожухом привода размещена пружина сжатия, а на противоположном торце СБ имеется грибовидный хвостовик фиксации СБ в замке, который размещен вместе с агрегатами, обеспечивающими его функционирование, на корпусе реактора.

Недостатком этой конструкции является то, что замок СБ расположен на корпусе реактора, что не исключает возможность произвольного выброса СБ из активной зоны при обгорании реактора в случае входа КЯЭУ в плотные слои атмосферы.

Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, - улучшение массогабаритных характеристик и повышение ядерной безопасности КЯЭУ.

Технический результат - снижение массы реакторного блока и повышение безопасности путем размещения замка СБ в средней части активной зоны и, таким образом, гарантированного удержания СБ в активной зоне реактора при его обгорании в случае входа КЯЭУ в плотные слои атмосферы.

Этот результат достигается тем, что замок СБ расположен в средней части стержня безопасности и содержит фиксатор с двухсторонними упорами, размещенный на оси вращения относительно корпуса стержня безопасности и имеющий наклонный относительно оси стержня безопасности паз, соединенный с гибким силовым звеном, толкатель с пружиной и роликом, расположенным в пазу фиксатора, на внутренней поверхности направляющего кожуха в месте фиксации стержня безопасности выполнена расточка, а на торце кожуха имеется упругий упор.

На фиг.1 показана конструктивная схема из статьи J.C.Mondt, V.C.Truscell, A.T.Marriot.

На фиг.2 представлена головная часть КЯЭУ.

На фиг.3 изображен замок СБ.

КЯЭУ содержит (см. фиг.2) последовательно соединенные холодильник-излучатель 1, теневую радиационную защиту 2 и реактор 3, включающий активную зону 4 с тепловыделяющими каналами 5, соединенными с трубными досками 6, стержень безопасности с нейтронопоглощающим материалом 7, размещенный в направляющем кожухе 8, один из участков которого расположен вне активной зоны 4, замок СБ 9, привод СБ 10, связанный кинематически со стержнем безопасности гибким силовым звеном 11. Внутри направляющего кожуха 8 между торцом стержня безопасности 7, обращенным к приводу, и корпусом привода размещена пружина сжатия 12, на противоположном торце кожуха 8 имеется упругий упор 13. Замок 9 расположен в средней части стержня безопасности 7 и содержит фиксатор 14 с двухсторонними упорами 15, размещенный на оси вращения 16, а в фиксаторе 14 выполнен наклонный паз 17. Между корпусом стержня безопасности и фиксатором 14 размещен толкатель 18 с пружиной 19 и роликом 20, расположенным в пазу 17. На внутренней поверхности направляющего кожуха 8 выполнена расточка 21, в которую входят упоры 15 для удержания СБ в активной зоне 4.

Предложенное устройство работает следующим образом. На этапе сборки КЯЭУ и выведения на орбиту стержень безопасности 7 удерживается в активной зоне 4 замком 9, а при запуске реактора извлекается из зоны приводом 10. При этом сначала сжимается пружина 19 и толкатель 18, перемещая ролик 20 в пазу 17, разворачивает фиксатор 14 относительно оси 16 и упоры 15 выходят из расточки 21. После этого начинает сжиматься пружина 12 и стержень безопасности извлекается из активной зоны.

Для глушения реактора в экстренных случаях привод 10 освобождает трос 11 и под действием пружины 12 стержень безопасности перемещается до упора 13, а под действием пружины 19 фиксатор 14, разворачиваясь относительно оси 16, входит в зацепление упорами 15 с торцами расточки 21, что надежно удерживает стержень в корпусе реактора.

Космическая ядерная энергетическая установка, содержащая последовательно соединенные холодильник-излучатель, теневую радиационную защиту и реактор, включающий активную зону с тепловыделяющими каналами, соединенными с трубными досками, стержень безопасности, один или более, с нейтронопоглощающим материалом, размещенный в направляющем кожухе, один из участков которого расположен вне активной зоны, замок стержня безопасности, привод стержня безопасности, связанный кинематически со стержнем безопасности гибким силовым звеном, внутри направляющего кожуха, между торцом стержня безопасности, обращенным к приводу, и корпусом привода размещена пружина сжатия, отличающаяся тем, что замок стержня безопасности расположен в средней части стержня безопасности и содержит фиксатор с двухсторонними упорами, размещенный на оси вращения относительно корпуса стержня безопасности и имеющий наклонный относительно оси стержня безопасности паз, соединенный с гибким силовым звеном толкатель с пружиной и роликом, расположенным в пазу фиксатора, на внутренней поверхности направляющего кожуха в месте фиксации стержня безопасности выполнена расточка, а на торце кожуха имеется упругий упор.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к энергомашиностроению. .

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.

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 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.

Изобретение относится к способам эксплуатация АЭС. В пиковые часы электрической нагрузки газотурбинная установка вырабатывает дополнительную электроэнергию, в котле-утилизаторе генерируется пар, перегреваемый в пароводородном перегревателе и направляемый в дополнительную паровую турбину, также вырабатывающую дополнительную электроэнергию. В ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованная электроэнергия аккумулируется в виде водорода и кислорода, ГТУ останавливается, дополнительная паровая турбина останавливается или работает на пониженной нагрузке на пару, отбираемом из устройства парораспределения перед ЦВД паровой турбины. Технический результат - аккумулирование в ночные внепиковые часы электрической нагрузки невостребованной энергии и выработка дополнительной электроэнергии в пиковые часы электрической нагрузки с сохранением безопасности и надежности эксплуатации станции за счет вывода оборудования парогазовой установки и водородного хозяйства за территорию площадки АЭС. 1 ил.

Изобретение относится к области теплотехники тяжелых жидкометаллических теплоносителей и может быть использовано в исследовательских, испытательных стендах и установках атомной техники с реакторами на быстрых нейтронах. В охладителе перед патрубком подвода охлаждающей воды установлен регулятор ее расхода, а перед ним - задатчик температуры, вход которого соединен с выходом термопреобразователя, установленного на патрубке отвода жидкометаллического теплоносителя. Технический результат - повышение эффективности теплообмена за счет автоматизации процесса. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх