ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА Российский патент 2000 года по МПК G21D7/02 G21C9/06 

Предлагается ядерная установка, которая может быть применена в качестве источника электрической энергии.

Как известно, подавляющая часть производства энергии обеспечивается за счет сжигания нефти, угля и газа.

Запасы этих энергетических ресурсов мира стремительно сокращаются.

Единственным равноценным источником энергии остается ядерная энергия.

Однако современные конструкции ядерных установок несовершенны.

Эксплуатация АЭС небезопасна, случаются аварии, приводящие к значительным разрушениям и жертвам.

Основная причина упомянутых аварий заключается в том, что в процессе получения пара как энергоносителя ведется интенсивная радиоактивная обработка воды, приводящая к радиолизу с выделением водорода и кислорода.

Образование гремучей смеси в различных элементах установки приводит к появлению взрывоопасных очагов, а высокотемпературный режим усугубляет опасную ситуацию.

Известна ядерная установка, содержащая ядерный реактор, камеру электролиза, систему удаления гремучей смеси из камеры электролиза и систему хранения гремучей смеси (см. патент США N 4087976, МПК F 01 K 27/00, 1978).

Данная известная установка является наиболее близкой к заявленной по совокупности существенных признаков и поэтому принята в качестве прототипа. Недостатком известной установки является отсутствие системы удаления гремучей смеси из ядерного реактора и невозможность полезного использования гремучей смеси.

Задачей данного изобретения является создание ядерной установки с интенсифицированным радиолизным процессом при повышении ее безопасности. Технический результат заключается в том, что полученная в процессе радиолиза горючая смесь может быть полезно использована.

Предлагается безопасная ядерная установка, в которой взрывоопасная смесь интенсивно выводится из реактора, радиолиз ведется в "легких" режимах, т.е. при температуре воды ниже точки кипения. Сама же гремучая смесь используется как энергоноситель (горючее) в специальной газовой турбине внутреннего сгорания.

При этом операция получения пара из воды исключается, что имело место в традиционных ядерных установках.

Указанный технический результат достигается тем, что ядерная установка дополнительно содержит систему удаления гремучей смеси из ядерного реактора, систему смешения гремучей смеси с воздухом и систему подачи полученной смеси в газовую турбину внутреннего сгорания с генератором тока, при этом реактор и камера электролиза соединены друг с другом системой рециркуляции жидкости.

Устройство имеет следующую конструкцию (см. чертеж): корпус 1 реактора содержит активную зону 2 со стержнями, заправленными ураном 233 или 235, и нейтронопоглощающие элементы с бором или кадмием.

На конической крышке корпуса 1 вмонтирован патрубок 3 для отвода выделяющихся газов (водорода и кислорода) в бак 4 для хранения гремучей смеси.

Реактор залит полностью "легкой водой".

Через патрубок 5 реактор в верхней части соединен с камерой электролиза 6.

В конце патрубок 5 заканчивается распылителем воды 8.

В нижней части камеры электролиза 6 смонтированы анодный и катодный экраны 9. Система рециркуляции воды между корпусом 1 реактора и камерой 6 включает циркуляционный насос 10, теплообменник 11 и верхний патрубок 5 с распылителем 8.

В корпусе 1 установлен патрубок для запитки реактора свежей "легкой" водой.

На конусной крышке камеры электролиза 6 установлен патрубок 12 для отвода кислорода и водорода в бак 13 для хранения гремучей смеси. Оба бака для хранения газов (4 и 13) соединены автономными магистралями с баком 15 для хранения разбавленных газов. В упомянутых газопроводах вмонтированы эжекторы 14 для добавления к гремучей смеси "подсасываемого" воздуха из атмосферы.

Из бака 15 идет газопровод к турбогенератору с турбиной внутреннего сгорания.

Камера для электролиза через систему рециркуляции заполнена водой.

Работа ядерной установки
Активная зона 2 работает в режиме "слабой" тепловой радиации. Этот режим поддерживается путем изменения положения стержней, содержащих поглотители нейтронов (бор, кадмий) таким образом, чтобы температура воды в реакторе не превышала точки кипения воды.

Корпус 1 реактора и камера электролиза 6 заполнены "легкой водой".

Залив и подпитка воды осуществляются через патрубок 18.

Активная зона 2 содержит стержни, заправленные ураном 233 или 235 из отслуживших свой срок стержней обычных реакторов.

При помощи насоса 10 осуществляется рециркуляция воды между корпусом 1 реактора и камерой электролиза 6 через патрубок 5.

В реакторе под воздействием ионизирующего излучения происходит радиолиз воды.

В камере электролиза 6 происходит электролиз воды с выделением водорода и кислорода.

Выделившиеся газы удаляются из корпуса 1 реактора и камеры электролиза 6 через патрубки 3 и 12 в баки 4 и 13 для хранения гремучей смеси.

Из баков 4 и 13 газопроводами гремучая смесь поступает в эжекторы 14, где путем подсоса воздуха из атмосферы разбавляется воздухом до концентрации 5% и поступает в бак 15 для хранения разбавленного газа.

Из бака 15 через газопровод 16 и систему автоматического регулирования разбавленный газ поступает в газовую турбину внутреннего сгорания (патент России N 2051284). Газовая турбина связана с турбогенератором, генерирующим электрический ток. Через теплообменник 11 происходит охлаждение воды, участвующей в рециркуляции. Через распылители 8 происходит дегазация воды.

Сущность изобретения: ядерная установка содержит ядерный реактор и камеру электролиза, снабженные системами удаления из них гремучей смеси. Установка содержит также систему хранения гремучей смеси, смешения ее с воздухом и систему подачи полученной смеси в газовую турбину внутреннего сгорания с генератором тока. Водород и кислород, выделяющиеся из ядерного реактора в процессе радиолиза и из камеры электролиза, используют в качестве горючего для газовой турбины внутреннего сгорания. Технический результат заключается в полезном использовании радиолизного процесса, происходящего в ядерных реакторах, в частности, в использовании полученной смеси водорода и кислорода в качестве горючего в газовой турбине внутреннего сгорания. 1 ил.

Ядерная установка, содержащая ядерный реактор, камеру электролиза, систему удаления гремучей смеси из камеры электролиза, систему хранения и подачи гремучей смеси из камеры электролиза, систему хранения и подачи гремучей смеси, отличающаяся тем, что дополнительно содержит систему удаления гремучей смеси из ядерного реактора, систему смешения гремучей смеси с воздухом и систему подачи полученной смеси в газовую турбину внутреннего сгорания с генератором тока, при этом реактор и камера электролиза соединены друг с другом системой рециркуляции жидкости.