Ядерно-энергетическая установка Советский патент 1987 года по МПК G21C1/32 

Описание патента на изобретение SU1285987A1

1

Изобретение относится к области реакторостроения и может быть использовано в промышленной технологии.

Целью изобретения является получение водорода и кислорода в активной зоне адерного реактора и получение высокопотенциального тепла,

На фиг, 1 изображен теловыделяю- щий элемент, содержа1ций делящийся материал 1, заключенный в оболочку 2 из материала сенсибилизирующего ра- диолиз воды; на фиг, 2 показан фрагмент активной зоны реактора, где тепловыделяющие злементы устанавливают вертикально в тесную решетку с -ша- гом а, образуя пористый объем; на фиг,. 3 показан возможный вариант компановки активной зоны 3, установленной в нижней части корпуса 4 реактора в корзине 5, имеющей установочные ножки 6; корпус реактора залит .водой 7; на фиг, 4 изображена общая компоновка реакторных узлов; регулирующие стержни 8, погруженный низкотемпературный теплообменник 9 для охлаждения воды, сборники 10 конденсированной воды, низкотемпературный теплообменник 11 для конденсации части пара, электрический поджигатель 12,. высокопотенциальный теплообменник 13 и концевые теплообменники 14,

Устройство работает следующим образом.

Реактор выводится на номинальную

10

рода в парогазовой смеси. Смесь под жигается электрическим подлэдгателем 12, Энергия сгорания водорода в ки лороде перегревает оставшийся пар 5 до 800-1000 С,

В высокопотенциальном теплообмен нике 13 снимается высокопотенциальное тепло, а в концевьЕХ теплообменниках 14 - оставшееся среднепотенци альное и низкопотенциальное тепло.

Конденсирующаяся в теплообменник вода стекает по сборникам 10 и по стенкам корпуса реактора обратно в g залитую водой нижнюю часть реактора

Пример 1, Сердечник цилиндрического микротвэла изготовляют и , двуокиси урана, Радиус сердечника 3 мкм, Оболочку твэла изготовляют и двуокиси кремния. Толщина оболочки 18 мкм. Из микротвэлов собирают пористую активную зону, в которой твэ лы стоят вертикально и образуют квадратную решетку с шагом 158 мкм. Активная зона представляет собой в поперечном сечении квадрат со сторо ной 337 см. Высота активной зоны 30 см. Критическая масса реактора 42 кг двуокиси урана с обогащением по урану -235 90%.

Активную зону заливают водой на уровень 600 см от верхнего края активной зоны. Такой уровень воды обе печивает скорость протекания воды в нижней части пористой активной зоны

20

25

30

мощность с помощью регулирующих,стер- м/с и пара в верхней части акм/с.

жней 8, Вода 7, циркулирующая в пористой активной зоне 3 по прост- .ранству между тепловыделяющими элементами, закипает и частично превращается в пар, а также частично диссоциирует на поверхности тепловыделяющих элементов, благодаря гетерогенному каталитическому процессу, инициируемому осколками давл.ения, образующимися в делящемся материале 1 и проходящими в оболочку 2 тепловыделяющего элемента (твэла). Нагретая вода естественно циркулирует в залитой водой части корпуса реактора и охлаждается в погруженном низкотемпературном теплообменнике 9s, расположенном на стенке корпуса 4,

Парогазовая смесь выходит в надводную часть реактора, В ннзкотем- п-ературНом теплообменнике 1 1 часть пара конденГсируется, в результате чего достигается запредельный уровень концентрации водорода и кисло

10

2859872

рода в парогазовой смеси. Смесь поджигается электрическим подлэдгателем 12, Энергия сгорания водорода в кислороде перегревает оставшийся пар 5 до 800-1000 С,

В высокопотенциальном теплообменнике 13 снимается высокопотенциальное тепло, а в концевьЕХ теплообменниках 14 - оставшееся среднепотенци- альное и низкопотенциальное тепло.

Конденсирующаяся в теплообменнике вода стекает по сборникам 10 и по стенкам корпуса реактора обратно в g залитую водой нижнюю часть реактора.

Пример 1, Сердечник цилиндрического микротвэла изготовляют из , двуокиси урана, Радиус сердечника 3 мкм, Оболочку твэла изготовляют из двуокиси кремния. Толщина оболочки 18 мкм. Из микротвэлов собирают пористую активную зону, в которой твэ- лы стоят вертикально и образуют квадратную решетку с шагом 158 мкм. Активная зона представляет собой в поперечном сечении квадрат со стороной 337 см. Высота активной зоны 30 см. Критическая масса реактора 42 кг двуокиси урана с обогащением по урану -235 90%.

Активную зону заливают водой на уровень 600 см от верхнего края активной зоны. Такой уровень воды обеспечивает скорость протекания воды в нижней части пористой активной зоны

20

25

30

тивнои зоны

м/с.

При давлении пара в надводном пространстве 16 атм и входной температуре воды 160°С выходная температура пара будет равной 200°С„ При этом приблизительно половина твэла по длине будет омываться водой, а вторая половина - смесью воды с паром. Мощность реактора при этом будет равна 700 МВт,

Содержание водорода в парогазовой смеси будет равно приблизительно 21,5% по объему при выходе водорода в радиолитическом гетерогенном каталитическом процессе 8 мол/100 эВ,

Сжигание гремучей смеси пoвьшJaeт температуру оставшегося пара до 1800 С, Частичное испарение конден- сированной воды, сливающейся с вьпие- стоящих теплообменников, приводит к тому, что температура перегретого пара снижается до ,

Тепло перегретого пара снимается на высокотемпературном теплообменнике. Серия концевых теплообменников снимает среднепотенциальное и низкопотенциальное тепло, доводя температуру конденсата до 160 с, В результате получается высоко-, средне- и низкопотенциальное тепло в соотношении 1:1:8.

Пример 2, Если в качестве оболочки микротвэла использовать AljjOj толщиной 1 I мкм, то при высоте активной зоны 30 см сторона сечения

активной зоны будет 331 см. Критичес- 15 Остальные параметры остаются, как

кая масса будет равна 42 кг двуокиси

в примере 1.

урана, а расстояние между микротвэ- лами 155 мкм. Мощность реактора будет равной 700 МВт. Остальные параметры остаются, как и в примере 1, Пример 3. Если в качестве оболочки использовать ВеО толщиной 13 мкм, то при высоте активной зоны 30 см сторона квадратного сечения активной зоны реактора будет 294 см. Критическая масса реактора будет равна 33 кг двуокиси урана, расстояние между микротвэлами 155 мкм. Мощность реактора будет равна 550 МВт.

в примере 1.

.

Фиг.З

Составитель В. Мигло Редактор Т. Иванова Техред И.Попович

Заказ 5204Тираж 394Подписное

ВНИИПИ Государственного комитета СССР

по делам изобретений и открытий 113035, Москва, Ж-35, Раушская наб., д. 4/5

Производственно-полиграфическое предприятие, г. Ужгород, ул. Проектная, 4

Фиг. Ц

Корректор А, Обручар

Похожие патенты SU1285987A1

название год авторы номер документа
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ЖИДКОМЕТАЛЛИЧЕСКИМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ 2018
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Фонарев Борис Ильич
  • Маслов Николай Владимирович
RU2668230C1
ВОДООХЛАЖДАЕМЫЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 1992
  • Богоявленский Р.Г.
  • Гольцев А.О.
  • Доронин А.С.
  • Мосевицкий И.С.
  • Попов С.В.
  • Удянский Ю.Н.
  • Цибульский В.Ф.
RU2032946C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2003
  • Гришанин Е.И.
  • Фонарев Б.И.
  • Жуков Н.А.
  • Филиппов Г.А.
  • Фальковский Л.Н.
RU2236047C1
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА (ВАРИАНТЫ) 2004
  • Жуков Николай Анатольевич
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Андреев Леонид Михайлович
  • Фонарев Борис Ильич
  • Филиппов Геннадий Алексеевич
  • Фальковский Лев Наумович
RU2277732C1
РЕАКТОРНАЯ УСТАНОВКА 1989
  • Крашенинников Д.П.
RU1729232C
ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩАЯ СБОРКА СТЕРЖНЕВЫХ ТВЭЛОВ (ВАРИАНТЫ) И СПОСОБ ЕЕ РАБОТЫ 2014
  • Гришанин Евгений Иванович
  • Алексеев Павел Николаевич
  • Фонарев Борис Ильич
RU2558656C1
НЕВЕНТИЛИРУЕМЫЙ ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2011
  • Алексеев Сергей Владимирович
  • Выбыванец Валерий Иванович
  • Гонтарь Александр Степанович
  • Нелидов Михаил Васильевич
  • Ракитская Елена Михайловна
  • Сотников Валерий Николаевич
RU2472241C2
СПОСОБ ОБЕСПЕЧЕНИЯ ЯДЕРНОЙ БЕЗОПАСНОСТИ ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ 2021
  • Писарев Александр Николаевич
  • Сенявин Александр Борисович
RU2767298C1
МИКРОТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА 2006
  • Денискин Валентин Петрович
  • Курбаков Сергей Дмитриевич
  • Федик Иван Иванович
  • Черников Альберт Семенович
RU2328781C1
ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 2003
  • Гришанин Е.И.
  • Фонарев Б.И.
  • Жуков Н.А.
  • Филиппов Г.А.
  • Фальковский Л.Н.
RU2236048C1

Иллюстрации к изобретению SU 1 285 987 A1

Реферат патента 1987 года Ядерно-энергетическая установка

Формула изобретения SU 1 285 987 A1

Документы, цитированные в отчете о поиске Патент 1987 года SU1285987A1

Шпильрайн Э
Э
и др
Применение водорода в энергетике и энерготехнрлогических комплексах
Сб
Атомноводородная энергетика и технология, вып
Очаг для массовой варки пищи, выпечки хлеба и кипячения воды 1921
  • Богач Б.И.
SU4A1
Кипятильник для воды 1921
  • Богач Б.И.
SU5A1
Александров А
П
и др
Быстрые и тепловые гелиевые реакторы для производства электроэнергии и высокотемпературного тепла
Доклад на международном симпозиуме МАГАТЭ по реакторам с газовым охлаждением, Юпих (ФРГ), 13-17 октября 1975

SU 1 285 987 A1

Авторы

Калашников Н.А.

Красноштанов В.Ф.

Когарко С.М.

Русланов В.Д.

Столярова Г.С.

Даты

1987-10-30Публикация

1984-12-18Подача