космическая ядерная энергетическая установка

Формула изобретения

Космическая ядерная энергетическая установка, включающая в свой состав реактор с органами регулирования и стержнями безопасности, радиационную защиту, силовую конструкцию и систему теплоотвода, включающую электромагнитный насос, компенсационный бак и трубопроводы, отличающаяся тем, что радиационная защита разбита на два блока: тяжелый компонент защиты, например диск урана, прикреплен непосредственно к торцу реактора, легкий компонент, например отсек с гидридом лития, размещен на расстоянии, определяемом следующей зависимостью:

S = L - (240 + 0,44(Н - Н_о)К),

где S - расстояние между торцом реактора и торцом защиты;

L - величина выхода стержней безопасности за осевой габарит реактора;

Н - толщина защиты;

Н_о - толщина защиты варианта, принятого в качестве базового для расчета, равная 500 мм,

К - коэффициент, учитывающий количество стержней, К = 1 при четырех стержнях безопасности,

причем в пространстве между тяжелым и легким компонентами размещены агрегаты, способные функционировать в радиационных потоках, например редуктор привода системы безопасности, газовые емкости систем, а между приводами органов регулирования, закрепленными на заднем днище радиационной защиты, и перпендикулярно расположенным относительно оси КЯЭУ электромагнитным насосом размещен чечевицеобразный компенсационный бак, закрепленный совместно с электромагнитным насосом на силовой раме, соединенной с радиационной защитой.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности к космическим ядерным энергетическим установкам (КЯЭУ), снабженным радиационной защитой, включающей в свой состав тяжелый и легкий компоненты, для ослабления энергии гамма-квантов и потоков нейтронов.

Известен ряд конструкций таких КЯЭУ, в которых тяжелый и легкий компоненты защиты расположены вблизи друг друга и представляют собой единый моноблок, максимально приближенный к реактору, обеспечивая тем самым минимальные массогабаритные характеристики изделия (см., например, описание конструкции КЯЭУ в книге: Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ/А.А. Куландин С.В.Тимашев, В.Д.Атамасов и др. Л.: Энергоатомиздат. Ленинград. отд-ние, 1987 с.178).

Наиболее близким техническим решением к заявленному является конструкция КЯЭУ, в которой многокомпонентная радиационная защита, представляющая собой единый моноблок, отодвинута от активной зоны реактора на расстояние, равное величине выхода стержня безопасности из реактивной зоны реактора (J.C.Mondt, V. C.Truscello, A.T.Marriot. SP-100 Power prog11 symposium Space Nuclear Power and Propulsion./Albuguram// 11 symposium Space Nuclear Power and Propulsion. / Albuqurque, NM 1994, Part One, A.T.Josloff, N.F.Shepard, T.S.Chan, F.C.Greenwood, SP-100 Generic Flight System Design and Early Flight Options// 11 symposium Space Nuclear and Propulsion./ Albuquerque, NM 1994, Part Two).

Недостатком этой конструкции являются переразмеривание тяжелого компонента из-за его отодвижения от реактора в границах теневого угла и снижение эффективности геометрического профилирования, что в итоге приводит к неоправданному увеличению массы КЯЭУ.

Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, - снижение массогабаритных характеристик КЯЭУ, а следовательно, и всего космического аппарата в целом.

Технический результат - уменьшение толщин тяжелого и легкого компонентов радиационной защиты и компактное расположение агрегатов КЯЭУ в занимаемой ею зоне на космическом аппарате.

Этот результат достигается тем, что радиационная защита разбита на два блока: тяжелый компонент защиты, например диск урана, прикреплен непосредственно к торцу реактора, легкий компонент, например отсек с гидридом лития, размещен на расстоянии, определяемом следующей зависимостью:

S = L-(240-0,44 (H-H_o) K),

где S - расстояние между торцом реактора и торцом защиты;

L - величина выхода стержней безопасности за осевой габарит реактора;

H - толщина защиты;

H_o - толщина защиты варианта, принятого в качестве базового для расчета, равная 500 мм;

K - коэффициент, учитывающий количество стержней. K = 1 при четырех стержнях безопасности,

причем в пространстве между тяжелым и легким компонентами размещены агрегаты, способные функционировать в радиационных потоках, например редуктор привода системы безопасности, газовые емкости различных систем, а между приводами органов регулирования реактора, закрепленными на заднем днище радиационной защиты, и перпендикулярно расположенным относительно оси установки электромагнитным насосом размещен чечевицеобразный компенсационный бак, закрепленный совместно с электромагнитным насосом на силовой раме, соединенной в радиационной защитой.

Заявленное изобретение поясняется чертежом, на котором представлена конструктивная схема КЯЭУ.

За реактором 1 следует радиационная защита, содержащая два блока: прикрепленный непосредственно к торцу реактора спрофилированный по геометрии диск урана 2 и отнесенный от него отсек с гидридом лития 7. Их связь обеспечивается рамой 3, внутри которой размещены выходящие из реактора стержни безопасности 4, их редуктор 5 и газовая емкость 6. На заднем торце отсека с гидридом лития размещены приводы органов регулирования реактора 8, за которыми следует чечевицеобразный компенсационный бак 9 и перпендикулярно расположенный относительно оси КЯЭУ электромагнитный насос 11. Крепление компенсационного бака и электромагнитного насоса выполнено на силовой раме 10, соединенной с задним торцом радиационной защиты.

Преимущества заявленной КЯЭУ проявляются следующим образом.

Крепление диска урана к торцу реактора, т.е. максимальное приближение к активной зоне, делает профилирование тяжелого компонента наиболее эффективным. Полученный эффект при кратности ослабления фотонов 30 единиц и диаметре компонента 830 мм составляет порядка 42... 58% массы диска.

Отодвижение от реактора отсека с гидридом лития позволяет исключить из его конструкции глубокие либо в пределе сквозные каналы, предназначенные в защиты под выходящие из активной зоны стержни безопасности. Наличие в защите подобных каналов делает составляющую нейтронного потока, проходящую по ним определяющей, что приводит к малой эффективности увеличения толщины защиты для ее компенсации. Другим немаловажным фактором являются значительные трудности в заполнении гидридом лития радиационных защит, имеющих в центральной зоне глубокие глухие каналы.

Кроме этого, при отодвижении отсека с гидридом лития наблюдается дополнительный положительный эффект, связанный со снижением интегрального потока излучения, достигающего передней поверхности защиты из-за уменьшения угла ее видимости с заднего торца реактора. В результате снижается требуемая кратность ослабления защитой ионизирующего излучения, а следовательно, и ее толщина.

Размещение в образовавшемся пространстве между диском урана и отсеком гидрида лития агрегатов КЯЭУ, способных функционировать в значительных потоках ионизирующего излучения, дополнительно снижает ионизирующее излучение, функционируя в качестве радиационного экрана.

Помимо уменьшения толщины защиты, а следовательно, ее массы снижение ионизирующего излучения, приходящего на защиту за счет отодвижения отсека с гидридом лития и помещения перед ним агрегатов КЯЭУ, уменьшает опасность радиационного распухания гидрида лития.

Размещение приводов органов регулирования реактора за радиационной защитой - отсеком с гидридом лития и установка между ними и перпендикулярно расположенным относительно оси КЯЭУ электромагнитным насосом чечевицеобразного бака создает благоприятные условия для их функционирования при одновременном снижении осевых габаритов КЯЭУ.

Суммарный положительный эффект от реализации предлагаемой конструкции КЯЭУ составляет при тепловой мощности реактора-преобразователя 1250 кВт и ресурсе 7 лет около 250 кг и уменьшение осевых габаритов зоны размещения КЯЭУ на ракетоносителе до 4 м.