Атомный реактор



Атомный реактор
Атомный реактор
Атомный реактор
Атомный реактор
Атомный реактор
Атомный реактор
Атомный реактор

 


Владельцы патента RU 2510652:

Беляев Вячеслав Иванович (RU)

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 области атомной энергетики, касается атомных реакторов и может найти применение в атомных электростанциях (АЭС), теплоэлектростанциях (АТЭС) и различного назначения атомных транспортных энергетических установках (АЭУ). Наиболее эффективно использование изобретения для создания высокотемпературных малогабаритных АЭС, АТЭС и АЭУ.

Существенным недостатком известных атомных реакторов, например: охлаждаемых водой (типа BBP, RWR, EBWR), газом (типа Р-2, G-1), жидким металлом (типа SGR, EBR), или гомогенных (типа HRT) является наличие реакторного контура с теплоносителем, нагреваемым непосредственно в активной зоне (твэлах) и передающим тепло рабочему теплоносителю (рабочему телу) через теплообменник. /1, 2/. Необходимость в двух- и многоконтурных схемах нагрева рабочего теплоносителя (тела) связана с защитой его от радиационного облучения и радиоактивного заражения им оборудования и окружающего пространства. Но многоконтурность существенно усложняет конструкцию, увеличивает металлоемкость, габариты и вес, снижает эффективность (термодинамический КПД, удельную мощность) атомной установки в целом. Вместе с тем наличие теплоносителя в реакторном контуре и непосредственно в активной зоне, находящейся к тому же под достаточно высоким рабочим давлением, представляет повышенную опасность и ограничивает температуру нагрева теплоносителя. Например, в известных атомных реакторах с кипящей активной зоной (ВВР) температура пара в реакторном контуре при давлении порядка 6,5 МПа не превышает 300 градусов. Кроме того, нагрев теплоносителя непосредственно в активной зоне увеличивает присутствие в ней дополнительных конструкций, снижающих ее нейтронно-физическое качество. При этом к теплоносителю предъявляются весьма жесткие требования по качеству и свойствам, что привносит дополнительные сложности и затраты, связанные с его подготовкой, а также резко сужает число пригодных для использования теплоносителей.

Известны высокотемпературные одноконтурные (с нагревом рабочего тела непосредственно в активной зоне) реакторы для ядерных двигателей, в которых рабочее тело может нагреваться до значительно более высоких температур /3/. Их существенным недостатком является интенсивное разрушение активной зоны прокачиваемым через нее рабочим телом и радиационное облучение последнего с возможным выносом радиоактивных частиц материала и топлива, что приводит к радиоактивному заражению окружающего пространства при его выбросе из сопла. Из-за радиоактивности высокотемпературный теплоноситель реакторного контура не может использоваться в обслуживающих энергетическую установку (ЭУ) агрегатах (турбонасосах, турбокомпрессорах, турбоэлектрогенераторах и др.). Для них необходимо использовать стороннее рабочее тело, что существенно усложняет конструкцию и снижает эффективность работы и этих агрегатов, и ЭУ в целом.

Наиболее близким изобретению может служить реакторно-парогенераторный агрегат известной атомной паропроизводящей установки /4/, на дальнейшее развитие и совершенствование которого и направлено настоящее изобретение. Данный аналог (прототип) содержит атомный реактор с охлаждаемым несущим корпусом и заключенной в термопрочном корпусе, окруженной отражателем нейтронов и внутренней защитой активной зоной, органы регулирования мощности тепловыделения, и пристыкованную к активней зоне радиационно-защитным днищем теплообменную камеру, являющуюся парогенератором. Через радиационно-защитное днище герметично пропущены теплопроводящие элементы (далее тепловоды), одни концевые участки которых расположены в активной зоне реактора, а противоположные их участки, выполненные с развитыми теплообменными поверхностями, образующими в сборке нагревательные каналы для прокачиваемого через них рабочего теплоносителя (воды), расположены в корпусе теплообменной камеры (парогенератора). Радиационно-защитное днище теплообменной камеры - парогенератора представляет собой герметичный контейнер с термостойкими стенками, заполненный тугоплавким материалом с замедляющими и отражающими нейтроны свойствами,

Теплоотвод из активной зоны и теплопередача рабочему теплоносителю в нагревательных каналах в теплообменной камере осуществляются исключительно за счет теплопроводности материала тепловодов, что (наряду с наличием радиационно-защитного днища) полностью исключает радиоактивное заражение рабочего теплоносителя и радиоактивное загрязнение им оборудования и окружающего пространства. Прокачиваемый через нагревательные каналы радиационно-защищенной теплообменной камеры (парогенератора) теплоноситель (вода) может радиационно-безопасно использоваться на (в) рабочих органах турбоагрегатов (турбонасосов, турбоэлектрогенераторов, ДУ винтовых движителей и др.). Активная зона при этом остается свободной и от теплоносителя, и от его давления, и от связанных с его присутствием и прокачкой конструкционных элементов.

Органы регулирования мощности реактора - прототипа выполнены в виде связанных с управляющими их взаимосогласованным перемещением приводами кольцевых решеток с поглощающими нейтроны стержнями. При этом поглощающие стержни установлены с зазором и с возможностью регулируемого перемещения в каналах «колбообразных» патрубков, пропущенных через корпус активной зоны. Одни концевые участки этих патрубков выполнены с закрытыми концами и размещены в активной зоне, а противоположные участки с открытыми концами закреплены вне ее корпуса.

Основные недостатки прототипа, которые снижают эффективность реактора и которые устраняются настоящим изобретением, связаны с недостаточно высокой температурой нагрева рабочего теплоносителя (водяного пара) в теплообменной камере (парогенераторе). Это обусловлено, прежде всего, недостаточно высокой теплопроводностью и температуропроводностью существующих материалов для тепловодов, определяющих мощность и скорость переноса тепловой энергии, соответственно, интенсивность теплоотвода из активной зоны, скорость (темп) и температуру нагревания (прогревания) расположенных в теплообменной камере образующих нагревательные каналы участков тепловодов.

Кроме того, в прототипе не предусмотрено охлаждение вводимых в активную зону поглощающих стержней органов регулирования мощности реактора, что также снижает эффективность и надежность его работы.

С целью повышения температуры нагрева теплоносителя за счет увеличения температуры нагревания образующих нагревательные каналы участков тепловодов, атомный реактор содержит теплообменную камеру, которая выполнена радиально секционированной, (то есть разделенной в радиальном направлении на отдельные секции), и состоящей из центральной и окружающих ее смежных средних и внешней секций, каждая из которых содержит собственную сборку тепловодов с нагревательными теплоноситель каналами. При этом секции отделены друг от друга межсекционными стенками (цилиндрическими при круглом поперечном сечении) и сообщены между собой полостями с возможностью прохода рабочего тела последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций и с выходом из нагревательных каналов центральной секции, снабженной выходным коллектором.

В частности, реактор содержит теплообменную камеру, состоящую из трех - центральной и окружающих ее средней и внешней кольцевых секций, содержащих сборки тепловодов с нагревательными каналами, отделенных друг от друга межсекционными стенками и сообщенных между собой щелевыми полостями с возможностью прохода теплоносителя последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом его через входной коллектор и щелевую полость, расположенные со стороны радиационно-защитного днища, в нагревательные каналы внешней секции, и выходом из нагревательных каналов центральной секции, снабженной выходным коллектором. Для чего входная щелевая полость внешней секции отделена стенкой от щелевой полости выхода теплоносителя из каналов средней секции, входы теплоносителя в нагревательные каналы которой сообщены щелевой полостью с выходом его из каналов внешней секции, а выходы теплоносителя из каналов средней секции сообщены щелевой полостью с входом его в каналы центральной секции.

В другом варианте, с целью нагрева теплоносителя до более высокой температуры (при прочих равных условиях), реактор содержит теплообменную камеру, состоящую из четырех - центральной и окружающих ее двух смежных средних и внешней кольцевых секций, содержащих сборки тепловозов с нагревательными каналами, отделенных друг от друга межсекционными стенками и сообщенных между собой щелевыми полостями с возможностью прохода теплоносителя последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом его через входной коллектор и щелевую полость, расположенные с противоположной стороны от радиационно-защитного днища, в нагревательные каналы внешней секции и выходом из нагревательных каналов центральной секции, снабженной выходным коллектором. Для чего входная щелевая полость внешней секции отделена стенкой от щелевой полости выхода теплоносителя из каналов смежной с ней средней секции, входы теплоносителя в нагревательные каналы которой сообщены щелевой полостью с выходом его из каналов внешней секции, а выходы теплоносителя из каналов этой средней секции сообщены щелевой полостью с входом его в каналы смежной с ней средней секции, выходы теплоносителя из каналов которой сообщены щелевой полостью с входом его в каналы центральной секции.

Аналогичным образом реактор может быть выполнен с теплообменной камерой, состоящей из еще большего числа секций. Такая секционированность конструкции теплообменной камеры реактора дает возможность в каждой ее секции сократить длину концевых участков тепловодов (при сохранении неизменной или даже увеличении суммарной их длины), и, соответственно, общей длины образуемых ими нагревательных каналов, и за счет этого увеличить скорость (темп) их нагревания (прогревания) до более высокой температуры. И тем самым и за счет последовательного прохождения теплоносителем нагревательных каналов поочередно всех секций с все более высокой температурой прогрева тепловодов повысить температуру нагрева теплоносителя. Однако при большом количестве секций возрастают гидравлические потери, обусловленные многократностью поворотов и изменением направления течения теплоносителя на противоположное. Это увеличивает энергозатраты на прокачку теплоносителя, что снижает термодинамическое качество (КПД) теплообменной камеры и реактора в целом.

Поэтому в следующем варианте конструкции с целью снижения гидравлических потерь соответственно энергозатрат на прокачку теплоносителя и тем самым повышения эффективности процесса нагревания, реактор содержит теплообменную камеру, выполненную состоящей из центральной и окружающих ее секций, расположенных в общем спиралевидном канале, образованным нижней стенкой радиационно-защитного днища теплообменной камеры, опорной для тепловодов стенкой и герметично прикрепленными к этим стенкам спиралевидными боковыми стенками, служащими межсекционными. При этом вход теплоносителя в спиралевидный канал сообщен с выходом из канала внешнего охлаждения корпуса теплообменной камеры, а выход из спиралевидного канала сообщен с образованной центральной полостью, снабженной выходным коллектором. В такой конструкции секциями теплообменной камеры служат отдельные витки спиралевидного канала с размещенными в каждом их них сборками тепловодов с нагревательными каналами. При этом выходящий из канала охлаждения корпуса теплообменной камеры теплоноситель последовательно проходит, нагревательные каналы поочередно всех находящихся в витках канала секций, где, по мере прохождения витков-секций, повышая температуру, и из центральной полости (она же центральная секция) поступает в полость выходного коллектора. Для осевого выравнивания закрученного в спиралевидном нагревательном канале потока теплоносителя выходной коллектор может быть снабжен противоположно направленными этой закрутке винтовыми ребрами.

Для эффективной теплоотдачи образующие нагревательные каналы участки тепловодов выполнены с развитыми теплообменными поверхностями. Например, они могут быть выполнены с различным числом (двумя, тремя и более) пластин-ребер, образующих в сборке различной формы (щелевидной, треугольной и др.) нагревательных каналов. При этом с целью повышения эффективности и температуры нагрева теплоносителя теплообменная камера реактора может быть выполнена состоящей из секций, содержащих сборки с разным количеством различных по форме и по длине тепловодов и образующих ими нагревательных каналов, а также имеющие разную пористость по твердому материалу тепловодов и по теплоносителю. Такая комбинированная конструкция секций теплообменной камеры дает возможность оптимизировать теплообменный процесс для достижения максимального термодинамического КПД. Оптимальный вариант комбинированной конструкции определяется термодинамическим расчетом.

С целью снижения рассеяния тепловой энергии тепловоды установлены в радиационно-защитном днище теплообменной камеры с помощью теплоизолирующих втулок, выполненных из тугоплавкого материала с максимально низкой теплопроводностью. Причем участки тепловодов, расположенные в активной зоне реактора, могут быть выполнены тепловыделяющими.

С целью повышения эффективности и температуры нагревания участков тепловодов, расположенных в активной зоне при улучшении радиационной защиты теплоносителя тепловоды установлены в днище корпуса активной зоны с помощью втулок с гексагональными буртами из замедляющего нейтроны материала, уложенными в плотной упаковке на выполненном из отражающего нейтроны материала днище корпуса активной зоны с возможностью образования совместно с ним торцевого замедляющего отражателя. А радиационно-защитное днище теплообменной камеры при этом выполнено в виде контейнера, заполненного поглотителем нейтронов и гамма-излучения (например, гидридом циркония с добавкой бора).

При всем при этом тепловоды могут быть выполнены состоящими из высокотеплопроводящего, в том числе плавящегося сердечника, заключенного в термопрочную эрозионно-стойкую герметичную оболочку (капсулу). Например, плавящийся алюминиевый (Тпл.=630К) или медный (Тпл.=1300К) сердечник может быть заключен в герметичную стальную, циркониевую или вольфрамовую капсулу. Такая конструкция тепловодов дает возможность использовать высокотеплопроводные, но недостаточно тугоплавкие и не совместимые по физико-химическим и механическим свойствам (характеристикам) с ядерным горючим в активной зоне и с теплоносителем в теплообменной камере материалы.

В перспективном варианте тепловоды могут быть выполнены состоящими из сердечника в виде плотного жгута из графеновых пластин, трубок или нитей (волокон), заключенного в тугоплавкую, например вольфрамовую, цирконниобиевую или какую другую защитную оболочку. Предполагается, что теплопроводность графена во много раз выше, чем у меди (200-400 Вт/град) и достигает порядка 5000 Вт/град.

При всем при этом с целью повышения эффективности улучшением охлаждения органов регулирования кольцевые решетки с поглощающими стержнями выполнены трубчатыми, а в корпусе радиационно-защитного экрана выполнены каналы, в которых размещены теплообменные трубы, подключенные на входе к трубопроводу рабочего теплоносителя, а на выходе - к каналу охлаждения корпуса реактора. При этом кольцевые элементы решеток подключены гибкими трубопроводами к нагнетательному патрубку прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройству, а полости концевых участков колбообразных патрубков, расположенных вне активной зоны, сообщены с вышеупомянутыми каналами, в которых расположены теплообменные трубы. Эти каналы соединены общим трубопроводом с всасывающим патрубком прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройства.

Вышеописанные технические решения повышают температуру нагрева теплоносителя и эффективность работы реактора.

Изобретение поясняется на следующих чертежах.

На фиг.1 показана конструкция описываемого атомного реактора с секционированной теплообменной камерой, состоящей из трех секций,

На фиг.2 показана конструктивно-гидравлическая схема трехсекционной теплообменной камеры.

На фиг.3 показана конструкция описываемого атомного реактора с секционированной теплообменной камерой, состоящей из четырех секций,

На фиг.4 показана конструктивно-гидравлическая схема четырехсекционной теплообменной камеры.

На фиг.5 показана конструкция секционированной теплообменной камеры с секциями, расположенными в общем спиралевидном нагревательном канале.

На фиг.6 показаны варианты конструкции тепловодов и их установки в корпусе активной зоны реактора и в радоационно-защитном днище теплообменной камеры.

На фиг.7 показана конструкция охлаждаемых органов регулирования мощности реактора.

Описываемый атомный реактор 1 содержит охлаждаемый несущий корпус 2, заключенную в герметичном корпусе 3 активную зону 4 с ядерным топливом (горючим), окруженную отражателем нейтронов 5 и внутренней радиационной защитой 6, органы регулирования 7 мощности тепловыделения в виде связанных с приводами 8 подвижных кольцевых решеток 9 с поглощающими нейтроны стержнями 10, а также теплообменную камеру 11 с охлаждаемым прочным корпусом 12, пристыкованную к реактору 1 радиационно-защитным днищем 13, через которое герметично пропущены теплопроводящие элементы (далее тепловоды) 14 (фиг.1). Выполненные с развитой теплообменной поверхностью концевые участки 15 тепловодов 14 и образующие в сборках 16 (см. фиг.1, сечение по А-А) нагревательные каналы 17, через которые прокачивается теплоноситель (рабочее тело), расположены в корпусе 12 теплообменной камеры 11. А противоположные участки 18 тепловодов 14 расположены в активной зоне 4 реактора 1 (см. фиг.1, сечение по Б-Б). (Отдельные секции и нагревательные каналы независимо от их вида на чертеже обозначены едиными позициями, соответственно 16 и 17).

Реактор 1 с теплообменной камерой 11, в общем случае может быть любого типа (на тепловых, быстрых или промежуточных нейтронах), с любым видом активной зоны (твердой, жидкообразной, газообразной). В качестве типового примера рассматривается высокотемпературный реактор 1 с твердой активной зоной 4. Твердая активная зона 4 реактора 1 может состоять, например, из засыпки массы (гранул, капсул, порошка и т.д.) ядерного топлива, заключенного в герметичный тугоплавкий термопрочный корпус 3, и быть окружена (при работе на тепловых нейтронах) бериллиевым (например, в виде полукольцевых блоков) отражателем 5, а также слоем 6 (например, из гидрида циркония с добавкой бора) внутренней радиационной защиты конструкции от облучения нейтронами и гамма-квантами. В другом варианте активная зона может быть образована исключительно совокупностью расположенных в ее корпусе концевых участков 18 тепловодов, состоящих или целиком из ядерного горючего, например, карбида урана, или пропитанных ядерным горючим тугоплавкого материала, например, графита. Возможна комбинированная конструкция, когда пропитанные ядерным горючим концевые участки 18 тепловодов засыпаны порошкообразным ядерным топливом. В любом случае активная зона 4 остается свободной от теплоносителя, и ее корпус 3 не подвержен с его стороны никакому внутреннему давлению. 19 - рубашка с каналом 20 охлаждения реактора. Отражатель 5 и внутренняя защита 6 могут быть заключены в собственные тугоплавкие корпусы (на чертеже не показано).

Органы регулирования 7 могут быть размещены в отдельном защитном охлаждаемом корпусе 21, отделенным от активной зоны радиационно-защитным экраном 22. В частности, органы регулирования 7 выполнены в виде связанных с управляющими их взаимосогласованным перемещением приводами 8 кольцевых решеток 9 с поглощающими нейтроны стержнями 10 (см. фиг.1 и вид на решетки 9 при разрезе по В-В). При этом поглощающие стержни 10 установлены с зазором и с возможностью регулируемого перемещения в каналах «колбообразных» патрубков 23, установленных в радиационно-защитном экране 22 и пропущенных через корпус 3 активной зоны 4. Одни концевые участки патрубков 23 выполнены с закрытыми концами и размещены в активной зоне 4, а противоположные с открытыми концами закреплены вне ее корпуса за защитном экраном 22.

(Конструкция патрубка 23 с поглощающим стержнем 10 показана на выделенном из фиг.1 фрагменте, показанном стрелкой). Управляющие взаимосогласованным перемещением решеток 8 с поглощающими стержнями 9 приводы 7 известной конструкции, в частности, в виде быстродействующих гидроцилиндров, могут располагаться вне корпуса 21 в защитном кожухе.

Наличие в реакторе теплообменной камеры 11 дает возможность устранить как таковой реакторный контур с теплоносителем и исключить из корпуса 3 активной зоны 4 его давление, благодаря чему создаются более безопасные условия работы реактора. При этом из активной зоны устраняются связанные с присутствием (прокачкой) теплоносителя конструкционные элементы. Благодаря этому улучшаются нейтронно-физические свойства активной зоны, повышается ее качество, уменьшается критическая масса ядерного топлива, вес и размеры реактора. Вместе с тем создается возможность существенно и безопасно увеличить рабочее давление теплоносителя, прокачиваемого через теплообменную камеру 11, которая не содержит ядерное топливо и не имеет никаких свойственных активной зоне ограничений. При этом в теплообменной камере беспрепятственно может использоваться любой теплоноситель (газообразный, жидкообразный, жидкометаллический, эмульсии, суспензии и т.д.) практически с любыми физико-химическими и механическими свойствами.

В общем случае форма теплообменной камеры 11 реактора 1(как и его активной зоны 4) может быть любой, в частности цилиндрической с круглым поперечным сечением (фиг.1, сечение по А-А).

24 - подводящий рабочий теплоноситель трубопровод с ответвлениями для охлаждения корпусов реактора 1, его органов регулирования 7 и теплообменной камеры 11.

25 - рубашка с каналом охлаждения корпуса 12 теплообменной камеры 11.

Радиационно-защитное днище 13 теплообменной камеры 11, помимо удерживания в рабочем положении тепловодов 14, предназначено для надежной защиты рабочего теплоносителя от облучения нейтронами и гамма-квантами со стороны активной зоны (см. фиг.1, выделенные из чертежа фрагменты а) и б)). Одновременно оно может служить торцевым, в том числе замедляющим (для реактора на тепловых нейтронах) отражателем. Для снижения термических напряжений радиационно-защитное днище 13 может быть выполнено в виде герметичного контейнера с термостойкими стенками 26 и 27, плотно заполненного порошкообразным материалом (веществом) 28, хорошо отражающим и замедляющим нейтроны, например, порошкообразным или пылевидным графитом с различными (специальными) добавками. При этом примыкающая к активной зоне 4 стенка 26 может быть выполнена из хорошо отражающего нейтроны материала, например, циркон-бериллиевого сплава, а примыкающая к теплообменной камере 11 стенка 27 - из материала, активно поглощающего нейтроны. Возможны и другие комбинированные конструкции. Тепловоды 14, герметично пропущенные через радиационно-защитное днище 13, хвостовиками 29 установлены с возможностью компенсации температурного расширения в прочной опорной решетке 30 с каналами (окнами) 31 для свободного прохода через них теплоносителя. Назначение тепловодов 14 состоит в осуществлении исключительно за счет высокой теплопроводности и температуропроводности их материала интенсивного теплоотвода из активной зоны и теплопередачи (за счет конвективного теплообмена) теплоносителю в образуемых в сборках 16 теплообменными поверхностями нагревательных каналах 17. При этом размещенные в активной зоне 4 и постоянно находящиеся непосредственно в массе ядерного топлива концевые участки 18 тепловодов 14 должны быть выполнены из материала, по меньшей мере, не ухудшающего нейтронно-физические свойства активной зоны. В числе таких материалов могут быть, например: пиролитический графит (температура сублимации 4000К, тантал (Тпл.=3260К), молибден (Тпл.=2860К), ниобий (Тпл.=2750К), цирконий (Тпл.=2123К), их карбиды и сплавы /7/. Размещенные в теплообменной камере 11 и образующие в сборке нагревательные каналы 17 участки 15 тепловодов 14 должны быть достаточно эрозионно-стойкими и совместимыми по физико-химическим и механическим свойствам с прокачиваемым теплоносителем, а также иметь развитые теплообменные поверхности. Участки 15 тепловодов могут иметь разную конфигурацию и образовывать в сборке различные по форме нагревательные каналы. Тепловоды 14 могут быть выполнены с разным числом продольных ребер, например, трехреберными (фиг.1а)), двух или однопластинчатыми (в сечении как плоскими, так и изогнутыми (фиг.1б), а также любой другой формы, с образованием в сборках 16 соответствующей формы нагревательных каналов 17 (На чертежах все виды сборок 16 и образуемых нагревательных каналов 17 обозначены одной позицией). В частности, на фиг.1 в сечении по А-А показаны варианты сборок (обозначены общей позицией 16), в которых выполненные пластинчатыми (фиг.1б), участки 15 тепловодов образуют щелевые теплообменные каналы 17, а выполненные с тремя продольными ребрами (фиг.1а), образуют в сборке треугольной формы теплообменные каналы 17.

При этом участки тепловодов 14, расположенные в активной зоне 4 и в теплообменной камере 11, могут быть выполнены как из одного, так и из разного материала. Причем первые могут сами быть тепловыделяющими, например целиком состоять из делящегося материала или содержать диспергированное в основной материал ядерное горючее, в частности карбид урана (UC).

Эффективность теплоотвода из активной зоны реактора и температура нагревания образующих нагревательные каналы 17 участков 15 тепловодов 14 и, соответственно, температура нагрева теплоносителя в теплообменной камере 11 определяется прежде всего теплопроводностью (значением коэффициента теплопроводности) материала тепловодов. Вместе с тем, согласно известной формуле

Q=k*(TTS-Tag)*S/d, (где k - коэффициент теплопроводности, Tst и Tt соответственно температура стенки и теплоносителя), мощность (Q) переноса тепла теплопроводностью, зависит также от толщины стенки (d) (в нашем случае длины тепловода) и ее площади (S) (в нашем случае площади поперечного сечения тепловода) То есть, для увеличения мощности передаваемого теплопроводностью теплового потока необходимо увеличивать поперечное сечение тепловода и уменьшать его длину. От этих параметров, а также формы и свойств материала тепловода, прежде всего его плотности (р) и теплоемкости (Ср), определяющих коэффициент температуропроводности (f=k/p/Cp), зависит скорость (темп), а следовательно, и температура Tst нагревания участков 15 тепловодов, передающих тепло теплоносителю, соответственно, температура нагрева последнего Tt.

Таким образом, эффективность и температура нагрева теплоносителя определяются значениями коэффициентов теплопроводности и температуропроводности материала тепловодов. Но значения этих коэффициентов для существующих материалов недостаточно высоки. А для повышения мощности передаваемого тнпловодом теплового потока необходимо уменьшать его длину.

Исходя из этого, для повышения температуры и темпа (скорости) нагревания участков 15 тепловодов и, соответственно, повышения температуры нагрева теплоносителя в нагревательных каналах 17 реактор содержит теплообменную камеру 11, выполненную радиально секционированной, т.е. разделенной в радиальном направлении на секции, содержащие каждая сборку 16 из тепловодов 14 и нагревательных каналов 17. При этом секции отделены друг от друга межсекционными стенками, но сообщены между собой общими полостями с возможностью прохода теплоносителя последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом в нагревательные каналы одной из них и выходом из нагревательных каналов секции, снабженной выходным коллектором.

В частности (см. фиг.1, сечение по А-А и фиг.2) реактор 1 содержит теплообменную камеру 11, состоящую из трех - центральной 32 и окружающих ее средней 33 и внешней 34 кольцевых секций, содержащих сборки тепловодов с нагревательными каналами, отделенных друг от друга межсекционными стенками, соответственно, 35 и 36 и сообщенных между собой общими щелевыми полостями с возможностью последовательного прохода теплоносителя через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом (стрелка 37) его через входной коллектор 38 и щелевую полость 39, расположенные со стороны радиационно-защитного днища 13, в нагревательные каналы внешней секции 34, и выходом (стрелки 40) из нагревательных каналов центральной секции 32 в полость выходного коллектора 41. Для этого (см. (фиг.2) входная щелевая полость 39 внешней секции 34 отделена стенкой 36 от щелевой полости 42 выхода (стрелка 43) теплоносителя из каналов средней секции 33, входы теплоносителя (стрелка 44) в нагревательные каналы которой сообщены с выходом его из каналов внешней секции 34 общей щелевой полостью 45, а выходы теплоносителя (стрелка 43) из каналов средней секции 33 сообщены общей щелевой полостью 46 с входом его в каналы центральной секции 32. При этом повышение температуры теплоносителя, входящего в каждую последующую секцию теплообменной камеры, происходит за счет теплообмена с нагретыми до более высокой температуры участками 15 тепловодов, чем в предыдущей секции,

В другом варианте (фиг.3, 4) с целью повышения температуры нагрева теплоносителя реактор 1 содержит теплообменную камеру 11, состоящую из четырех - центральной 47 и окружающих ее двух смежных средних 48 и 49 и внешней 50 кольцевых секций, содержащих сборки тепловодов с нагревательными каналами, отделенных дуг от друга межсекционными стенками 51, 52 и 53, соответственно, и сообщенных между собой общими щелевыми полостями, с возможностью последовательного прохода теплоносителя через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом (стрелка 54) его через входной коллектор 55 в щелевую полость 56, расположенные с противоположной стороны от радиационно-защитного днища 13, в нагревательные каналы внешней секции 50 и выходом (стрелки 57) из нагревательных каналов центральной секции 47 в полость выходного коллектора 58 (фиг.3, 4). Для чего (см. фиг.4) входная щелевая полость 56 внешней секции 50 отделена стенкой 53 от щелевой полости 59 выхода (стрелка 60) теплоносителя из каналов смежной с ней средней секции 49, входы теплоносителя (стрелка 61) в нагревательные каналы которой сообщены общей щелевой полостью 62 с выходом его из каналов внешней секции 50, а выходы (стрелка 60) теплоносителя из каналов этой средней секции 49 сообщены общей щелевой полостью 59 с входом (стрелка 60) его в каналы смежной с ней средней секции 48, выходы (стрелка 63) теплоносителя из каналов которой сообщены общей щелевой полостью 64 с входом) его в каналы центральной секции 47.

Аналогичным образом с целью дальнейшего повышения температуры нагрева теплоносителя реактор может быть выполнен с теплообменной камерой, состоящей из еще большего количества секций. Причем при нечетном числе секций (см. фиг.1, 2) входной коллектор 38 внешней секции расположен со стороны радиационно-защитного днища 13 теплообменной камеры, а при четном количестве секций (см. фиг.3, 4), входной коллектор 55 внешней секции расположен с противоположной стороны от радиационно-защитного днища 13.

Описанная секционированная конструкция теплообменной камеры 11 реактора дает возможность сократить длину расположенных в ней концевых участков 15 тепловодов 14, и за счет этого повысить темп (скорость) и температуру их нагрева (прогрева), и одновременно с этим увеличить (пропорционально числу секций) общую (суммарную) длину нагревательных каналов 17 и, в конечном счете, повысить температуру нагрева теплоносителя. Чем больше секций, тем до более высокой (при прочих равных условиях) температуры можно нагреть теплоноситель.

Однако при увеличении количества секций возрастают гидравлические потери, обусловленные многократностью поворотов и изменением направления течения теплоносителя на противоположное. Это ведет к повышению давления и энергозатрат на прокачку теплоносителя, что снижает термодинамическое качество (общий КПД) реактора. Поэтому в следующем варианте конструкции с целью снижения гидравлических потерь и повышения эффективности реактор содержит (см. фиг.5 и сечение по А-А) теплообменную камеру 11, состоящую из центральной 65 и окружающих ее секций со сборками тепловодов с нагревательными каналами, расположенных в общем спиралевидном канале 66, образованным нижней стенкой 27 радиационно-защитного днища 13 теплообменной камеры 11, опорной для участков 15 тепловодов стенкой 67 и прикрепленной герметично к этим стенкам спиралевидной боковой стенкой 68, служащей межсекционной стенкой. На фиг.5а отдельно в аксонометрической проекции показана конструкция спиралевидной стенки 68 с образованным ею спиралевидным каналом 66. Вход (стрелка 69) теплоносителя в спиралевидный канал 66 производится через коллектор 38 теплообменной камеры 11. Выход теплоносителя (стрелка 70) из канала 24 охлаждения корпуса 12 теплообменной камеры, входящий (стрелка 71) в него через коллектор 72, сообщен с каналом 66. А выход (стрелка 73) из спиралевидного канала 66 сообщен с центральной полостью (секцией) 65, которая сообщена с выходным коллектором-трубой 74 (см. фиг.5а). В такой конструкции секциями теплообменной камеры являются витки спиралевидного канала 66 с находящимися в каждом из витков сборками тепловодов с нагревательными каналами. При этом входящий (стрелка 69) в спиралевидный нагревательный канал 66 теплоноситель последовательно (показано стрелками) проходит нагревательные каналы поочередно всех его витков - секций, где нагревается с возрастанием температуры, и выходит в полость центральной полости (секции) 65, а из нее в полость выходного коллектора 74. Для осевого выравнивания закрученного в спиралевидном нагревательном канале потока выходной коллектор может быть снабжен противоположно направленными этой закрутке винтовыми ребрами 75 (см. фиг.5а).

Для повышения температуры нагрева теплоносителя теплообменная камера 11 может быть выполнена состоящей из секций, содержащих сборки с разным количеством различных по форме и по длине тепловодов и нагревательных каналов, а также с разной пористостью по теплоносителю. Причем количество тепловодов 14 и нагревательных каналов 17 в каждой секции, их суммарные площади проходных сечений в них и, соответственно, значения пористостей по твердому материалу тепловодов и по теплоносителю могут быть различными. На.фиг.1 и 3 в сечениях по. А-А показаны возможные варианты комбинированной конструкции теплообменной камеры. В частности, центральная секция содержит сборку 16, состоящую из трехреберных тепловодов 14, образующих в сборке треугольной формы нагревательные каналы 17, а окружающие ее кольцевые средние и внешняя секции содержат сборки 16, состоящие из установленных по-разному пластинчатых тепловодов 14. Такая комбинированная конструкция секций теплообменной камеры 11 дает возможность оптимизировать процесс теплопередачи для достижения максимально возможной температуры нагрева теплоносителя. Оптимальный вариант комбинированной конструкции определяется термодинамическим расчетом.

Для снижения рассеяния тепловой энергии тепловоды 14 могут быть установлены в радиационно-защитном днище 12 с помощью теплоизолирующих втулок 76, выполненных из тугоплавкого материала с максимально низкой теплопроводностью (фиг.6а).

Далеко не все тугоплавкие и эрозионно-стойкие материалы обладают достаточно высокой теплопроводностью и темперптуропроводностью. Поэтому тепловоды 14 могут быть выполнены состоящими из высокотеплопроводящего, в том числе плавящегося сердечника 77, заключенного в термопрочную эрозионно-стойкую герметичную оболочку (капсулу) 78 (фиг.6б). Например, плавящийся алюминиевый (Тпл.=630К) или медный (Тпл.=1300°К) сердечник может быть заключен в герметичную стальную, циркониевую или вольфрамовую капсулу. Такая конструкция тепловодов 11 позволит также использовать высокотеплопроводные, но не достаточно совместимые по физико-химическим и механическим свойствам (характеристикам) с теплоносителем материалы (недостаточно эрозионно-стойкие, хрупкие, химически активные с теплоносителем). Например, сердечник может состоять из графита, а защитная оболочка - из вольфрама, карбидов циркония, ниобия, их сплавов.

В перспективном варианте тепловоды 14 могут быть выполнены состоящими из сердечника, выполненного в виде плотного жгута 79 из графеновых пластин, трубок или нитей (волокон), заключенного в тугоплавкую, например, вольфрамовую, цирконниобиевую или какую другую термопрочную оболочку 80 (фиг.6в). Предполагается, что теплопроводность графена более чем в десять раз выше, чем у меди. В будущем тепловоды могут быть выполнены целиком из графена. что позволит нагревать рабочий теплоноситель (рабочее тело) до еще более высокой температуры.

Для повышения эффективности (скорости и температуры) нагревания тепловоды 14 установлены в днище корпуса 3 активной зоны с помощью втулок с гексагональными буртами 81 из замедляющего нейтроны материала, уложенными в виде слоя 82 в плотной упаковке на выполненном из отражающего нейтроны материала днище корпуса 3 активной зоны 4, с возможностью образования совместно с ним торцевого замедляющего отражателя, нейтроны (фиг.6г). Образованный упаковкой из гексагональных буртов 81 слой 82 создает локальный всплеск нейтронного потока, соответственно тепловыделения и ускоряет нагревание концевых участков 18 тепловодов. При этом радиационно-защитное днище теплообменной камеры выполнено в виде контейнера 83, заполненного поглотителем нейтронов и гамма-излучения, например бором.

При этом для улучшения охлаждения органов регулирования 7, их кольцевых решеток 9 с поглощающими стержнями 10 и тем самым повышения эффективности и надежности работы реактора, кольцевые элементы решетки 9 и поглощающие стержни 10 выполнены трубчатыми и взаимно сообщающимся. При этом в корпусе радиационно-защитного экрана выполнены каналы 84, в которых размещены теплообменные трубы 85, подключенные на входе к трубопроводу 24 рабочего теплоносителя, а на выходе к каналу 20 охлаждения корпуса 2 реактора. При этом кольцевые элементы 9 решетки с поглощающими стержнями 10 подключены гибкими трубопроводами 86 к нагнетательному патрубку 87 прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройству 88, а полости 89 концевых участков колбообразных патрубков 23, расположенных вне активной зоны 4, сообщены с вышеупомянутыми каналами 84, соединенными трубопроводом 90 с всасывающим патрубком 91 прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройства 88. Так что каналы трубчатой решетки 9 с поглощающими стержнями органов регулирования, каналы 84 в радиационно-защитном экране с охлаждающим теплоносителем и расположенными в них теплообменными трубами 85 с рабочим теплоносителем, прокачивающее охлаждающий теплоноситель устройство 88 и трубопроводы 86 образуют единый циркуляционный контур. Направления течения рабочего и охлаждающего органы регулирования 9 теплоносителей показано стрелками.

Описанная конструкция органов регулирования с системой охлаждения дает возможность эффективно использовать эту систему охлаждения при нерасчетных режимах работы реактора, а также при его расхолаживании. При этом охлаждающий теплоноситель одновременно может обладать поглощающими нейтроны свойствами.

Таким образом, особенность описываемого атомного реактора, содержащего теплообменную камеру, состоит в том, что теплоотвод из активной зоны и нагрев теплоносителя осуществляются исключительно за счет теплопередачи теплопроводностью от нагреваемых в активной зоне одних концевых участков тепловодов к охлаждаемым за счет теплоотдачи теплоносителю противоположным их участкам, расположенным в теплообменной камере.

Благодаря этому, а также наличием у теплообменной камеры радиационно-защитного днища исключается радиационное облучение теплоносителя и вынос радиоактивных продуктов из активной зоны реактора, соответственно, радиоактивное загрязнение оборудования и окружающей среды, чем обеспечивается радиационная безопасность.

Вместе с тем, выполнение атомного реактора с теплообменной камерой полностью освобождает его активную зону от теплоносителя и связанных с его присутствием в ней конструкций, и устраняет высокое внутреннее давление в корпусе реактора. Этим снижается металлоемкость и габариты реакторной системы и повышаются ее эффективность (термодинамический КПД), надежность и безопасность работы.

Освобожденная от теплоносителя и связанных с ним конструкционных элементов активная зона приобретает более высокое качество и может содержать ядерное топливо практически в любом виде и состоянии (твердом, жидком, расплавленном, газообразном), что при существенном упрощении конструкции и технологии повышает технико-экономические характеристики реактора.

Причем в самой теплообменной камере, не имеющей ядерного топлива, может создаваться практически любое высокое давление теплоносителя, за счет чего повышаться эффективность работы реактора. При этом к теплоносителю не предъявляются практически никакие особые требования ни по качеству, ни по нейтронно-физическим характеристикам, ни по химическим и механическим свойствам, чем расширяется контингент пригодных для использования теплоносителей.

При этом благодаря описанной радиальной секционированности теплообменной камеры, а также комбинированной конструкции ее секций и теплопроводящих элементов (тепловозов) достигается повышение температуры нагрева теплоносителя и эффективности работы реактора, А возможностью радиационно-безопасного использования высокотемпературного теплоносителя в обслуживающих турбоагрегатах, а также в турбоэлектрогенераторах повышается эффективность работы реакторной системы в целом.

А улучшением при этом качества охлаждения органов регулирования и при необходимости самой активной зоны повышаются эффективность и надежность работы реактора.

Использованные источники информации

/1/ Р.Алами П.Ажерон. Отвод и преобразование тепла в ядерных реакторах. /Пер. под редакцией И.И.Новикова.-М:Атомиздат, 1961.

/2/ Ракицкий. Б.В. Судовые ядерные энергетические установки. - Л.:Судостроение 1976.

/3/. Р.Бассард, Р.ДЕ Лауэр. Ядерные двигатели для самолетов и ракет. /Пер. с английского под ред. О.Н.Фаворского. М.,1967.

/4/ Патент РФ №2410776, МПК G21D 1/00, 2009 г. - прототип.

1. Атомный реактор, содержащий несущий корпус, заключенную в корпусе окруженную отражателями нейтронов тепловыделяющую активную зону, органы регулирования мощности в виде кольцевых решеток с поглощающими стержнями, заключенными в колбообразных патрубках, установленных в защитном экране и корпусе активной зоны, и теплообменную камеру, пристыкованную к активной зоне радиационно-защитным днищем, через которое герметично пропущены теплопроводящие элементы (тепловоды), одни концевые участки которых расположены в активной зоне реактора, а противоположные - в корпусе теплообменной камеры с образованием в сборке нагревательных каналов для прокачиваемого через них рабочего теплоносителя, отличающийся тем, что с целью повышения температуры нагрева теплоносителя и эффективности, теплообменная камера выполнена радиально секционированной, состоящей из отдельных секций со сборками тепловодов с нагревательными каналами, отделенных друг от друга межсекционными стенками и сообщенных между собой полостями с возможностью прохода теплоносителя (рабочего тела) последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом его в нагревательные каналы одной из них и выходом из нагревательных каналов секции, снабженной выходным коллектором.

2. Атомный реактор по п.1, отличающийся тем, что содержит теплообменную камеру, состоящую из трех - центральной и окружающих ее средней и внешней кольцевых секций со сборками тепловодов с нагревательными каналами, отделенных дуг от друга межсекционными стенками и сообщенных между собой щелевыми полостями с возможностью прохода теплоносителя последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций с входом его через входной коллектор и щелевую полость, расположенные со стороны радиационно-защитного днища, в нагревательные каналы внешней секции и выходом из нагревательных каналов центральной секции, снабженной выходным коллектором, для чего входная щелевая полость внешней секции отделена стенкой от щелевой полости выхода теплоносителя из нагревательных каналов средней секции, входы теплоносителя в нагревательные каналы которой сообщены щелевой полостью с выходом его из каналов внешней секции, а выходы теплоносителя из каналов средней секции сообщены щелевой полостью с входом его в нагревательные каналы центральной секции.

3. Атомный реактор по п.1, отличающийся тем, что содержит теплообменную камеру, состоящую из четырех - центральной и окружающих ее двух смежных средних и внешней кольцевых секций со сборками тепловодов с нагревательными каналами, отделенных дуг от друга межсекционными стенками и сообщенных между собой щелевыми полостями с возможностью прохода теплоносителя последовательно через нагревательные каналы поочередно всех секций, с входом его через входной коллектор и щелевую полость, расположенные с противоположной стороны от радиационно-защитного днища, в нагревательные каналы внешней секции и выходом из нагревательных каналов центральной секции, снабженной выходным коллектором, для чего входная щелевая полость внешней секции отделена стенкой от щелевой полости выхода теплоносителя из нагревательных каналов смежной с ней средней секции, входы теплоносителя в каналы которой сообщены щелевой полостью с выходом его из каналов внешней секции, а выходы теплоносителя из каналов последней сообщены щелевой полостью с входом его в каналы смежной с ней средней секции, выходы теплоносителя из каналов которой сообщены щелевой полостью с входом его в нагревательные каналы центральной секции.

4. Атомный реактор по п.1, отличающийся тем, что содержит теплообменную камеру, состоящую из центральной и окружающих ее секций со сборками тепловодов с нагревательными каналами, расположенными в общем спиралевидном канале, образованным стенкой радиационно-защитного днища, опорной для тепловодов стенкой и прикрепленными к этим стенкам спиралевидными боковыми стенками, при этом вход теплоносителя в спиралевидный канал сообщен с каналом внешнего охлаждения корпуса теплообменной камеры, а выход из него сообщен с центральной полостью, снабженной выходным коллектором, содержащим противоположно направленные закрутке спиралевидного нагревательного канала винтовые ребра.

5. Атомный реактор по п.1, отличающийся тем, что с целью повышения эффективности и надежности работы улучшением охлаждения органов регулирования, кольцевые решетки с поглощающими стержнями выполнены трубчатыми, в корпусе защитного экрана выполнены каналы, в которых размещены теплообменные трубы, подключенные на входе к трубопроводу рабочего теплоносителя, а на выходе к каналу охлаждения корпуса реактора, при этом кольцевые решетки подключены гибкими трубопроводами к нагнетательному патрубку прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройству, а полости концевых участков колбообразных патрубков сообщены с вышеупомянутыми каналами в защитном экране, соединенными общим трубопроводом с всасывающим патрубком прокачивающего охлаждающий теплоноситель устройства.

6.. Атомный реактор по пп.1, 2, 3, 4, отличающийся тем, что содержит теплообменную камеру, состоящую из секции, состоящих из сборок с разным количеством различных по форме и длине тепловодов и нагревательных каналов, а также имеющих разную пористость по материалу тепловодов и по теплоносителю.

7. Атомный реактор по пп.1, 2, 3, 4, отличающийся тем, что тепловоды установлены с помощью втулок с гексагональными буртами из замедляющего нейтроны материала, уложенными в плотной упаковке на выполненном из отражающего нейтроны материала днище корпуса активной зоны с образованием совместно с ним торцевого замедляющего отражателя, а радиационно-защитное днище теплообменной камеры при этом выполнено в виде контейнера, заполненного поглотителем нейтронов и гамма-излучения.

8.. Атомный реактор по пп.1, 2, 3, 4, отличающийся тем, что тепловоды установлены в радиационно-защитном днище теплообменной камеры с помощью теплоизолирующих втулок.

9. Атомный реактор по пп.1, 2, 3, 4, отличающийся тем, что тепловоды выполнены состоящими из высоко теплопроводящего, в том числе плавящегося сердечника, заключенного в термопрочную герметичную оболочку (капсулу).
10 Атомный реактор по пп.1, 2, 3, 4, отличающийся тем, что тепловоды выполнены состоящими из сердечника в виде плотного жгута из графеновых пластин, трубок или нитей, заключенного в термопрочную оболочку.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. Пары балок, стыкующихся крайними балками с космическим аппаратом, размещены по трем продольным плоскостям вокруг космического аппарата.

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.

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

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

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

Изобретение относится к источникам электроснабжения космического аппарата. .

Изобретение относится к источникам энергоснабжения космических аппаратов. .

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 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 космическим аппаратам (КА), может быть использовано для обеспечения отведения на заданное расстояние ядерной энергетической установки (ЯЭУ) от приборно-агрегатного отсека КА. Устройство для отведения ЯЭУ представляет собой трансформируемую пространственную ферменную конструкцию, базовым элементом которой является секция в форме параллелепипеда с квадратными основаниями, общими для двух смежных секций, со складывающимися боковыми гранями на двух противоположных сторонах секции и со складывающимися диагоналями по одной на двух других противоположных сторонах. Основания, боковые грани и диагонали выполнены из полых стержневых элементов и соединены между собой шарнирными узлами. Диагонали смежных секций установлены разнонаправленно, а продольные и поперечные стержневые элементы боковых граней и оснований скреплены между собой фитингами, образуя с двух противоположных складывающихся боковых граней секции по две скрепленные между собой жесткие рамы. В шарнирных узлах установлены фиксаторы конструкции в развернутом состоянии. Пружины кручения в шарнирных узлах установлены на осях вращения и закреплены в проушинах фитингов, а фиксаторы конструкции в развернутом состоянии выполнены в виде защелки. Техническим результатом изобретения является автоматическое отведение на заданное расстояние ЯЭУ от агрегатного отсека КА с созданием после отведения жесткой конструкции системы. 2 з.п. ф-лы, 7 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и предназначено для использования в энергетических установках с реактором на быстрых нейтронах c теплоносителем в виде свинца или его сплава. Установка включает шахту реактора с верхним перекрытием, размещенный в шахте реактор с активной зоной, парогенераторы, циркуляционных насосы, циркуляционные трубопроводы, системы исполнительных механизмов и устройств для обеспечения пуска, эксплуатации и остановки реакторной установки. Парогенераторы выполнены в виде трубчатых теплообменников, в которых свинцовый теплоноситель течет внутри труб, а вода-пар - в межтрубном пространстве, парогенераторы размещены в отдельных боксах и сообщены с шахтой реактора циркуляционными трубопроводами подъема и слива свинцового теплоносителя. Парогенераторы и большая часть циркуляционных трубопроводов размещены выше уровня свинцового теплоносителя в шахте реактора, циркуляционные насосы размещены в шахте реактора на циркуляционных трубопроводах подъема горячего свинцового теплоносителя, обеспечена естественная циркуляция свинцового теплоносителя при отключении циркуляционных насосов. Технический результат - снижение удельного объема свинцового теплоносителя на единицу мощности реактора. 5 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к очистке газовой среды от водорода. Система очистки имеет дожигатель водорода, состоящий из корпуса, имеющего отверстия для подвода и отвода газовой среды, и кислородосодержащего наполнителя, например, в виде оксида металла, размещенного в корпусе, подводящий и отводящий трубопроводы, запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей водород, и запорную арматуру, установленную на подводящем трубопроводе с обеспечением возможности управления подачей газовой среды, содержащей кислород. Технический результат - отсутствие загрязнения газовой среды примесями, вредными для конструктивных элементов реакторной установки и/или теплоносителя, в частности свинцово-висмутового. 3 н. и 13 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к циклу преобразования энергии для пара, генерируемого реактором на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением. Цикл имеет первую стадию, на которой первое расширение пара, выходящего из парогенератора, связанного с реактором, осуществляется для приведения пара из исходного состояния «цикла ископаемого топлива» в промежуточное состояние, с температурой и давлением упомянутого пара, соответствующим исходному состоянию «ядерного цикла», вторую стадию, на которой второе расширение пара из промежуточного состояния осуществляется до получения пара в первом влажном состоянии, расположенном ниже кривой насыщения пара, третью стадию, на которой пар подвергают сушке и перегреву, и четвертую стадию, на которой осуществляется третье расширение пара для его приведения из перегретого состояния во второе влажное состояние. Изобретение позволяет повысить срок службы оборудования. 2 н. и 13 з.п. ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано в энергетических установках с жидкометаллическими свинецсодержащими теплоносителями, в частности в реакторах на быстрых нейтронах. Ядерная энергетическая установка включает корпус реактора с центральной и периферийной частями; шахту с активной зоной, расположенную в центральной части корпуса; жидкометаллический теплоноситель, циркуляционный насос, парогенератор, размещенные в периферийной части корпуса; полость с защитным газом, расположенную над теплоносителем, устройство для ввода защитного газа. Устройство размещено в периферийной части корпуса над верхним срезом парогенератора в зоне всаса циркуляционного насоса, содержащего заборную и рабочую части. Заборная часть расположена в упомянутой полости с защитным газом и имеет отверстия в верхней части, а рабочая - под свободным уровнем жидкометаллического теплоносителя. Технический результат - формирование стабильной газожидкостной смеси с требуемой дисперсностью газовых пузырей. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх