Патент на изобретение №2222062

(54) ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР КОСМИЧЕСКОЙ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ

(57) Реферат:

Использование: в качестве источника энергии космических аппаратов. В предложенной конструкции ядерного реактора КЯЭУ, содержащего охлаждаемые теплоносителем тепловыделяющие элементы, вваренные в трубные доски, формирующие одновременно входной и выходной коллекторы с газовыми полостями, отделяющими их по торцам реактора от внешней среды, и цилиндрическую оболочку, снаружи которой размещен боковой отражатель с помещенными в него регулирующими цилиндрами, снабженными накладками из нейтронопоглощающего материала. С внешней стороны каждого регулирующего цилиндра размещена цилиндрическая оболочка с двумя торцевыми крышками, образующими с регулирующим цилиндром герметичную полость, соединенную с одной стороны трубами с выходным коллектором реактора, а с другой – патрубками для подсоединения трубопроводов жидкометаллического контура КЯЭУ, в которые входят трубки из кольцевой полости, соединенной одновременно с выходным коллектором реактора и образованной цилиндрической оболочкой корпуса реактора и размещенной с ее внешней стороны соосно расположенной тонкостенной оболочкой. В газовой полости, обращенной в сторону защищаемого от ионизирующего излучения реактора объекта, размещен диск тяжелого компонента радиационной защиты из урана-238. Технический результат: увеличение ресурса реактора и космической энергетической установки в целом за счет снижения температуры регулирующих цилиндров и температурных градиентов в корпусе реактора с одновременным уменьшением энергии гамма-квантов, выходящих из реактора в сторону защищаемого от ионизирующего излучения объекта. 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов, в частности к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным ядерным реактором.

Известен ряд конструкций таких ядерных реакторов, в которых тепловыделяющие элементы помещены в цилиндрическую герметичную полость, снабженную входным и выходным патрубками для подвода и отвода теплоносителя, и окруженную с внешней стороны отражателем (см., например, описание конструкции реактора в книге Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ / А. А. Куландин, С.В. Тимашев, В.Д. Атамасов и др. – Л.: Энергоатомиздат, Ленингр. отд-ние, 1987, 184 с.).

Наиболее близким техническим решением к заявленному является конструкция ядерного реактора, содержащего охлаждаемые теплоносителем тепловыделяющие элементы, вваренные в трубные доски, формирующие одновременно входной и выходной коллектора с газовыми полостями, отделяющими их по торцам реактора от внешней среды, и цилиндрическую оболочку, с наружи которой размещен боковой отражатель с помещенными в него регулирующими цилиндрами, снабженными накладками из нейтронопоглощающего материала (см. описание конструкции реактора в журнале Атомная энергия, 2000, т.88, вып. 2, с.98).

Недостатком этой конструкции при высоких мощностях является перегрев регулирующих цилиндров вследствие поглощения нейтронов в нейтронопоглощающем материале, приводящее к снижению ресурса реактора и неравномерный нагрев корпуса, вызывающий в корпусе реактора недопустимые температурные напряжения.

Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, – увеличение ресурса реактора и космической энергетической установки в целом.

Технический результат – снижение температуры регулирующих цилиндров и температурных градиентов в корпусе реактора с одновременным уменьшением энергии гамма квантов, выходящих из реактора в сторону защищаемого от ионизирующего излучения объекта.

Этот результат достигается тем, что с внешней стороны каждого регулирующего цилиндра размещена цилиндрическая оболочка с двумя торцевыми крышками, образующими с регулирующим цилиндром кольцевую герметичную полость, соединенную с одной стороны трубами с выходным коллектором реактора, а с другой с патрубками трубопроводов жидкометаллического контура КЯЭУ, в которые входят трубки из кольцевой полости, соединенной одновременно с выходным коллектором реактора и образованной цилиндрической оболочкой корпуса реактора и размещенной с ее внешней стороны соосно-расположенной тонкостенной оболочкой, а на торцевой крышке корпуса реактора, обращенной в сторону защищаемого от ионизирующего излучения реактора объекта в герметичном от жидкометаллической полости отсеке размещен диск тяжелого компонента радиационной защиты из урана-238.

Заявленное изобретение поясняется чертежом, на котором представлена конструктивная схема ядерного реактора.

Ядерный реактор содержит тепловыделяющие элементы 1, помещенные в цилиндрическую оболочку 2, ограниченную по торцам трубными досками 3 и 4, на которых выполнены коллекторы входной 5 и выходной 6. К выходному коллектору приварены трубы 7, соединяющие его с кольцевыми полостями, образованными каждым регулирующим цилиндром 8 и цилиндрической оболочкой 9 с двумя торцевыми крышками 10 и 11. Торцевая крышка 11 снабжена патрубком 12 для подсоединения к реактору трубопроводов под выходящий из него теплоноситель. Одновременно выходной коллектор 6 соединен с полостью, образованной цилиндрической оболочкой 2 и соосно-расположенной с внешней стороны тонкостенной оболочкой 13, которая, в свою очередь, посредством трубок 14 соединена с патрубками 12.

В газовой полости 15, обращенной в сторону защищаемого от ионизирующего излучения реактора объекта, помещен диск 16 из урана-238, выполняющего функцию радиационной защиты.

Преимущества заявляемого ядерного реактора проявляются следующим образом.

Нагретый в активной зоне реактора теплоноситель с температурой более низкой, чем температура, реализующаяся в материалах регулирующих цилиндров, в результате поглощения нейтронов в нейтронопоглощающих накладках, из выходного коллектора по трубам 7 поступает в кольцевые полости регулирующих цилиндров и, проходя по ним, снижает их температуру. После чего через патрубки 12 попадает в магистраль жидкометаллического контура КЯЭУ. Таким образом через все регулирующие цилиндры реактора прокачивается основная масса теплоносителя, что обеспечивает температуру материалов, входящих в состав их конструкции, позволяющую длительное ее функционирование в составе КЯЭУ.

Остальная часть теплоносителя попадает в кольцевую полость, образованную цилиндрической оболочкой 2 и 13 и затем по трубкам 14 выходит в патрубки 12, где соединяется с основной частью теплоносителя. Проходя по кольцевой цилиндрической полости нагретый теплоноситель выравнивает, а на пусковом режиме и повышает температуру оболочки, снижая, тем самым, температурные напряжения в конструкции. Особенно этот положительный эффект проявляется при пуске реактора, когда в конструкции реализуются максимальные температурные градиенты.

Другим положительным моментом в прокачке теплоносителя через регулирующие цилиндры и отвода его через патрубки, размещенные на реакторе со стороны защищаемого объекта, является отсутствие элементов трубопровода, служащими при теневом принципе построения радиационной защиты источниками вторичного рассеянного излучения.

Снижению температурных градиентов при функционировании реактора служит и размещенный в газовой полости 15 диск 16, выполненный из урана-238. За счет внутреннего энерговыделения, в результате взаимодействия нейтронов с находящимся в уране-238 изотопом урана-235 (порядка 0,2%). повышается температура торцевой крышки, снижая температурные напряжения между ней и цилиндрической оболочкой реактора.

Размещенный со стороны защищаемого от ионизирующего излучения объекта диск урана выполняет одновременно функцию тяжелого компонента радиационной защиты. При этом его эффективность намного выше, чем в случае размещения вне реактора, из-за максимального приближения к активной зоне и меньшего количества технологических отверстий, существенно снижающих защитные функции.

Помимо отмеченных достоинств, размещение диска урана-238 внутри реактора исключает необходимость помещения его в специальную герметичную оболочку, повышая технологичность конструкции, и снижает опасность его разгерметизации при аварии на старте ракетоносителя.

Реализация предлагаемых технических решений позволит, как показали расчеты температуры и прочности конструкции, обеспечить необходимый температурный режим ядерного реактора и достичь заданных массогабаритных параметров КЯЭУ и ресурса ее функционирования.

Формула изобретения

1. Ядерный реактор космической ядерной энергетической установки (КЯЭУ), содержащий охлаждаемые теплоносителем тепловыделяющие элементы, вваренные в трубные доски, формирующие одновременно входной и выходной коллектора с газовыми полостями, отделяющими их по торцам реактора от внешней среды, и цилиндрическую оболочку, снаружи которой размещен боковой отражатель с помещенными в него регулирующими цилиндрами, снабженными накладками из нейтроннопоглощающего материала, отличающийся тем, что с внешней стороны каждого регулирующего цилиндра размещена цилиндрическая оболочка с двумя торцевыми крышками, образующими с регулирующим цилиндром герметичную полость, соединенную с одной стороны трубами с выходным коллектором реактора, а с другой – патрубками для подсоединения трубопроводов жидкометаллического контура КЯЭУ, в которые входят трубки из кольцевой полости, соединенной одновременно с выходным коллектором реактора и образованной цилиндрической оболочкой корпуса реактора и размещенной с ее внешней стороны соосно расположенной тонкостенной оболочкой.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что в газовой полости, обращенной в сторону защищаемого от ионизирующего излучения реактора объекта, размещен диск тяжелого компонента радиационной защиты из урана-238.

РИСУНКИ