Патент на изобретение №2167458

Published by on




РОССИЙСКАЯ ФЕДЕРАЦИЯ



ФЕДЕРАЛЬНАЯ СЛУЖБА
ПО ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ,
ПАТЕНТАМ И ТОВАРНЫМ ЗНАКАМ
(19) RU (11) 2167458 (13) C2
(51) МПК 7
G21D7/02
(12) ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ

Статус: по данным на 27.05.2011 – прекратил действие

(21), (22) Заявка: 99110339/06, 17.05.1999

(24) Дата начала отсчета срока действия патента:

17.05.1999

(45) Опубликовано: 20.05.2001

(56) Список документов, цитированных в отчете о
поиске:
RU 96123505 A1, 10.02.1999. SU 1312970 A1, 15.09.1988. RU 2082225 C1, 20.06.1997. US 4087976 A, 09.05.1978. US 3918263 A, 11.11.1975. DE 4021612 A, 19.01.1992.

(71) Заявитель(и):

Яковлев Вадим Аврамович

(72) Автор(ы):

Яковлев В.А.

(73) Патентообладатель(и):

Яковлев Вадим Аврамович

(54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР


(57) Реферат:

Изобретение относится к ядерным реакторам, которые могут быть применены для получения электроэнергии в качестве миниэлектростанций. Ядерное устройство содержит герметичный кожух, радиоактивные элементы, камеры электролиза с источником электричества, систему рециркуляции воды с циркуляционным насосом, накопитель гремучей смеси, систему смешения воздуха с гремучей смесью и подачи ее в газовую турбину внутреннего сгорания с турбогенератором. Радиоактивные элементы представляют из себя каналы с перфорированными стенками, заполненные гранулами из композита оксида урана, изготовленными из отработанных радиоактивных стержней ядерных реакторов, и имеют обратные клапаны с патрубками для подачи гремучей смеси в накопитель. Технический результат – упрощение конструкции и схемы управления ядерного устройства. 3 ил.


Изобретение относится к ядерным реакторам, которые могут быть применены для получения электроэнергии в малодоступных районах Крайнего Севера и Дальнего Востока в качестве миниэлектростанций.

Наиболее близким аналогом (прототипом) является ядерное устройство, содержащее герметичный кожух, радиоактивные элементы, камеры электролиза с источником электричества, систему рециркуляции воды с циркуляционным насосом, накопитель гремучей смеси, систему смешения воздуха с гремучей смесью и подачи ее в газовую турбину внутреннего сгорания с турбогенератором (RU N 96123505, МПК 7 G 21 D 7/02, 10.02.1999).

Упомянутое устройство имеет сложную, громоздкую схему.

Задачей изобретения является упрощение конструкции и схемы управления ядерного устройства.

Технический результат достигается тем, что в известном ядерном устройстве, содержащем герметичный кожух, радиоактивный элемент выполнен в виде канала, заполненного гранулами из композита оксида урана из отработанных стержней ядерных реакторов, а электролизные камеры установлены с чередующейся последовательностью с радиоактивными элементами и имеют обратные клапаны с патрубками подачи гремучей смеси в накопитель, а линия запитки турбогенератора оборудована системой смешения воздуха с гремучей смесью, при этом турбогенератор состоит из газовой турбины внутреннего сгорания.

На чертеже представлен ядерный реактор; на фиг. 2 показано сечение ядерного реактора; на фиг. 3 – патрубок с клапаном и поплавком.

Ядерное устройство имеет герметичный кожух 1, радиоактивные элементы 2, выполненные в виде каналов, заполненных гранулами из композита оксида урана, изготовленными из отработанных стержней ядерных реакторов.

В промежутке между радиоактивными элементами 2 установлены перфорированные стенки 3, отделяющие радиоактивные элементы 2 от камеры электролиза 4. Камера электролиза 4 имеет продольные каналы, образованные электролитическими пластинами 5. Под крышкой камеры электролиза 6 установлен клапан 7 с поплавком 8, клапан 7 перекрывает патрубок 9, соединяющий камеру электролиза 4 с накопителем гремучей смеси 10, клапан 7 имеет поплавок 11.

Система рециркуляции радиолизной воды состоит из циркуляционного насоса 12, эжектора 13 с патрубком для подачи свежей воды 14. Линия запитки горючей смесью турбогенератора 15 оборудована эжектором 16 с патрубком для подачи воздуха 17 и гремучей смеси 18.

Предлагаемое устройство работает следующим образом. В патрубок 14 заливается вода и запускается циркуляционный насос 12, который приводит в работу систему циркуляции воды. Вода поступает в канал элемента 2, где проходит через слой гранул радиоактивного компонента, при этом происходит процесс радиолиза воды / ионизация молекул воды /В.М. Бяков и Ф.Г. Ничипоров. Радиолиз воды в ядерных реакторах. М.:, 1990 г/.

Радиолизная вода через перфорированную стенку 3 проникает в камеру электролиза 4, где протекает по каналам, образованным электролитическими пластинами 5.

В каналах идет активный электролиз ионизированной воды с расплавом ее молекул на H2 и О /гремучую смесь/.

Гремучая смесь выделяется на поверхность воды, образуя газовую подушку. Газовая подушка начинает под давлением вытеснять воду, снижая ее уровень, при этом поплавок 11 снижается, открывая клапан 7, и выпускает гремучую смесь через патрубок 9 в накопитель 10. Под воздействием рециркуляции жидкости вода проникает последовательно в следующую камеру радиолиза /радиолизный элемент/, где происходит дополнительный радиолиз воды, далее вода снова попадает в камеру электролиза и т.д. Выделяемая гремучая смесь из камер электролиза через патрубки 9 поступает в накопитель 10, где через клапан 10 поступает в линию запитки турбогенератора 15 через эжектор 16. В эжекторе происходит разбавление воздухом гремучей смеси до концентрации ее 4% путем подачи воздуха в эжектор через центральный патрубок.

Образовавшаяся горючая смесь подается в газовую турбину внутреннего сгорания. В турбогенераторе вырабатывается электроэнергия, идущая к потребителю.

Формула изобретения


Ядерное устройство, содержащее герметичный кожух, радиоактивные элементы, камеры электролиза с источником электричества, систему рециркуляции воды с циркуляционным насосом, накопитель гремучей смеси, систему смешения воздуха с гремучей смесью и подачи ее в газовую турбину внутреннего сгорания с турбогенератором, отличающееся тем, что радиоактивные элементы представляют из себя каналы с перфорированными стенками, заполненные гранулами из композита оксида урана, изготовленными из отработанных радиоактивных стержней ядерных реакторов, имеют обратные клапаны с патрубками для подачи гремучей смеси в накопитель.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3


MM4A Досрочное прекращение действия патента Российской Федерации на изобретение из-за неуплаты в установленный срок пошлины за поддержание патента в силе

Дата прекращения действия патента: 18.05.2004

Извещение опубликовано: 27.12.2005 БИ: 36/2005


Categories: BD_2167000-2167999