ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Российский патент 2001 года по МПК G21D7/02 

Описание патента на изобретение RU2167458C2

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.

Похожие патенты RU2167458C2

название год авторы номер документа
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1999
  • Яковлев В.А.
RU2169402C2
ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА 1996
  • Яковлев В.А.
RU2147776C1
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ МЕХАНИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ В ЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ 1998
  • Яковлев В.А.
RU2172530C2
АВТОМОБИЛЬ 1996
  • Яковлев В.А.
RU2123437C1
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ 1998
  • Яковлев В.А.
RU2147069C1
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ 1999
  • Яковлев В.А.
RU2164610C1
АТОМНЫЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЙ ЭЛЕМЕНТ 1997
  • Яковлев В.А.
RU2145129C1
РЕФРИЖЕРАТОР ДЛЯ ВОДНОГО ТРАНСПОРТА 1999
  • Яковлев В.А.
RU2168444C2
УСТАНОВКА ПО КОНТРОЛЮ ВЗРЫВООПАСНЫХ КОНЦЕНТРАЦИЙ МЕТАНА 1998
  • Яковлев В.А.
RU2147068C1
ЭЛЕКТРОМОБИЛЬ 1998
RU2142887C1

Иллюстрации к изобретению RU 2 167 458 C2

Реферат патента 2001 года ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР

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.

Формула изобретения RU 2 167 458 C2

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.

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 2001 года RU2167458C2

RU 96123505 A1, 10.02.1999
Способ сжигания водорода на атомной электростанции 1985
  • Мацкевич Г.В.
  • Столяров Б.М.
  • Букринский А.М.
  • Ржезников Ю.В.
  • Свердлов А.А.
  • Златин Д.А.
  • Ермилкин Ю.Ф.
  • Кухтевич И.В.
  • Татарников В.П.
  • Бабенко Е.А.
  • Кузнецов М.В.
SU1312970A1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА ОСНОВЕ МНОГОСЛОЙНЫХ ПЛОСКОПАРАЛЛЕЛЬНЫХ СТРУКТУР 1995
  • Ковальский Георгий Александрович
RU2082225C1
US 4087976 A, 09.05.1978
US 3918263 A, 11.11.1975
DE 4021612 A, 19.01.1992.

RU 2 167 458 C2

Авторы

Яковлев В.А.

Даты

2001-05-20Публикация

1999-05-17Подача