Предлагается ядерный реактор, который может быть использован в качестве источника электроэнергии при утилизации отработанных урановых стержней ядерных реакторов.
Ближайшим аналогом предлагаемого устройства принимается патент по заявке N 96123505, МПК 7 G 21 D 7/02, опубл. 10.02.1999. Упомянутое устройство имеет сложную громоздкую схему.
Задачей предлагаемого устройства является получение электроэнергии в температурных режимах ниже точки кипения воды и повышение КПД установки.
На чертеже представлен ядерный реактор.
Технический результат достигается тем, что радиоактивные элементы представляют собой каналы с перфорированными стенками и днищем, заполненные гранулами из композита оксида урана, изготовленного из отработавших радиоактивных стержней ядерных реакторов, каналы установлены параллельно друг другу, в зазоре между ними установлены анодные пластины с заземлением, внутри каналов установлены перфорированные патрубки системы рециркуляции воды, а турбогенератор состоит из газовой турбины внутреннего сгорания с системой подготовки горючей смеси.
Устройство имеет следующую конструкцию: герметичный корпус 1 имеет систему рециркуляции воды 2 с насосом 3. На верхней крышке корпуса 1 установлен патрубок 4 для подачи гремучей смеси из корпуса 1 в накопитель гремучей смеси 5. Патрубок 4 имеет регулирующий клапан 6 с поплавком 7. Радиоактивные элементы 8 имеют перфорированные стенки 9 и днище и заполнены гранулами из композита оксида урана, изготовленного из отработавших урановых стержней ядерных реакторов.
Внутри радиоактивных элементов установлены перфорированные пустотелые стержни 10, связанные с системой рециркуляции воды 2. В зазоре между радиоактивными элементами 8 установлены анодные пластины 10', заземленные.
Линия подготовки горючей смеси состоит из эжектора 11 патрубка для подачи сжатого воздуха 12.
Турбогенератор 13 состоит из газовой турбины внутреннего сгорания с генератором тока.
Устройство работает следующим образом: в корпус 1 заливается вода до верхних поверхностей крышек радиоактивных элементов 8, включается циркуляционный насос 3, происходит рециркуляция воды между конструктивными элементами внутри корпуса.
Вода под напором поступает в пустотелые перфорированные стержни 10. Выходя из стержней, вода фильтруется через слой гранул композита урана, происходит интенсивный радиолиз воды.
Радиолизная вода через перфорированные стенки 9 радиоактивных элементов 8 поступает в зазор между анодными пластинами 10' и катодами, роль которых выполняют радиоактивные элементы 8, и между ними возникает электрический потенциал. Система анод-катод работает как гальванический элемент. Радиолизная вода под действием тока гальванического элемента разлагается на водород и кислород.
Выделяющиеся газы выходят в верхнюю часть корпуса 1, образуя газовую подушку. Газовая подушка снижает уровень воды в корпусе 1, тем самым утапливая поплавок 7.
Под действием поплавка открывается клапан 6. Гремучая смесь поступает через открытый клапан в патрубок 4 и в накопитель 5. Из накопителя 5 гремучая смесь поступает в эжектор 11, где смешивается с поступающим туда через патрубок 12 сжатым воздухом.
В эжекторе 11 гремучая смесь смешивается с воздухом в пропорции 4 - 5% /гремучая смесь/ и получается горючая смесь, которая подается в камеры внутреннего сгорания турбины.
В турбогенераторе вырабатывается электроэнергия, сырьем для получения которой служат радиоактивные отходы из отработанных стержней атомных реакторов.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР | 1999 |
|
RU2167458C2 |
ЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА | 1996 |
|
RU2147776C1 |
СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ МЕХАНИЧЕСКОЙ ЭНЕРГИИ В ЯДЕРНЫХ УСТАНОВКАХ | 1998 |
|
RU2172530C2 |
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ | 1998 |
|
RU2147069C1 |
АВТОМОБИЛЬ | 1996 |
|
RU2123437C1 |
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ | 1999 |
|
RU2164610C1 |
АТОМНЫЙ ЭЛЕКТРИЧЕСКИЙ ЭЛЕМЕНТ | 1997 |
|
RU2145129C1 |
ЭЛЕКТРОМОБИЛЬ | 1998 |
|
RU2142887C1 |
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ | 1999 |
|
RU2159345C2 |
ГАЗОВАЯ ТУРБИНА ВНУТРЕННЕГО СГОРАНИЯ | 1996 |
|
RU2116480C1 |
Изобретение относится к ядерным реакторам, которые могут быть применены для получения электроэнергии в малодоступных районах Крайнего Севера и Дальнего Востока в качестве мини-электростанций. Устройство состоит из реактора, камеры электролиза, системы рециркуляции воды, накопителя для гремучей смеси и турбогенератора. Урановый материал из отработанных стержней ядерных реакторов превращают в гранулы из композита оксида урана со связующим веществом. Эти гранулы имеют достаточную радиоактивность и могут быть использованы для радиолиза воды. Радиолизная вода подвергается воздействию гальванических элементов, где происходит ее разложение на водород и кислород (гремучая смесь). Таким образом радиоактивные отходы превращаются из бесполезного экологически опасного балласта в продукт для получения дешевой энергии. Технический результат - повышение КПД устройства. 1 ил.
Ядерный реактор, содержащий герметичный корпус с радиоактивными элементами, систему рециркуляции воды, накопитель для гремучей смеси, турбогенератор с газовой турбиной внутреннего сгорания и системой подготовки горючей смеси, отличающийся тем, что радиоактивные элементы представляют из себя каналы с перфорированными стенками и днищем, заполненные гранулами из композита оксида урана, изготовленного из отработанных радиоактивных стержней ядерных реакторов, каналы установлены параллельно друг другу, в зазоре между ними установлены анодные пластины с заземлением, внутри каналов установлены перфорированные патрубки системы циркуляции воды.
RU 96123505 A1, 10.01.1999 | |||
Способ сжигания водорода на атомной электростанции | 1985 |
|
SU1312970A1 |
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА ОСНОВЕ МНОГОСЛОЙНЫХ ПЛОСКОПАРАЛЛЕЛЬНЫХ СТРУКТУР | 1995 |
|
RU2082225C1 |
US 4087976 A, 09.05.1978 | |||
US 3918263 A, 11.11.1975 | |||
DE 4021612 A, 09.01.1992. |
Авторы
Даты
2001-06-20—Публикация
1999-06-07—Подача