RU2069899C1 - Radiation shielding for space nuclear power plant - Google Patents
Radiation shielding for space nuclear power plant Download PDFInfo
- Publication number
- RU2069899C1 RU2069899C1 RU9393016643A RU93016643A RU2069899C1 RU 2069899 C1 RU2069899 C1 RU 2069899C1 RU 9393016643 A RU9393016643 A RU 9393016643A RU 93016643 A RU93016643 A RU 93016643A RU 2069899 C1 RU2069899 C1 RU 2069899C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- nuclear power
- lithium hydride
- power plant
- container
- radiation shielding
- Prior art date
Links
- 230000005855 radiation Effects 0.000 title claims abstract description 11
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N Lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 claims abstract description 14
- 229910000103 lithium hydride Inorganic materials 0.000 claims abstract description 14
- 238000007711 solidification Methods 0.000 claims description 3
- 230000008023 solidification Effects 0.000 claims description 3
- 238000007789 sealing Methods 0.000 claims description 2
- 238000005266 casting Methods 0.000 claims 1
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract description 2
- 239000008187 granular material Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 230000002238 attenuated effect Effects 0.000 description 2
- 230000004907 flux Effects 0.000 description 2
- 230000005865 ionizing radiation Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- WKBPZYKAUNRMKP-UHFFFAOYSA-N 1-[2-(2,4-dichlorophenyl)pentyl]1,2,4-triazole Chemical compound C=1C=C(Cl)C=C(Cl)C=1C(CCC)CN1C=NC=N1 WKBPZYKAUNRMKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 238000002425 crystallisation Methods 0.000 description 1
- 230000008025 crystallization Effects 0.000 description 1
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 238000000034 method Methods 0.000 description 1
- 239000007787 solid Substances 0.000 description 1
- 239000011031 topaz Substances 0.000 description 1
- 229910052853 topaz Inorganic materials 0.000 description 1
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности к теневым радиационным защитам (РЗ) космических ядерных энергетических установок (ЯЭУ), предназначенных для снижения уровня нейтронного излучения от ядерного реактора до значений, допустимых для полезной нагрузки космического аппарата. The invention relates to the field of nuclear energy for spacecraft and, in particular, to shadow radiation shields (RE) of space nuclear power plants (NPPs) designed to reduce the level of neutron radiation from a nuclear reactor to values acceptable for the payload of the spacecraft.
Известен ряд конструкций таких РЗ, использующих в качестве материала легкой компоненты (предназначенной, в основном, для снижения уровня нейтронного излучения) гидрид лития, заполняющий путем заливки или закладкой прессованных блоков металлический контейнер (описание конструкции радиационной защиты ЯЭУ SNAP-10А в журнале: Вопросы ракетной техники, 1965, N2(122), с. 3-17; конструкция РЗ в книге: Основные теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ. Л. Энергоиздат, 1987, с. 275-276); способы изготовления (журнал Nuclear Еngineering and Design, 1974 N 26 р.р 444 460). A number of designs of such REs are known, using lithium hydride as a light component component (intended mainly to reduce the level of neutron radiation), filling a metal container by pouring or laying pressed blocks (radiation protection design of SNAP-10A nuclear power plants in the journal: Issues of rocket Techniques, 1965, N2 (122), pp. 3-17; design of RE in the book: Basic Theories, Designs, and Operation of Space Nuclear Power Plants (L. Energoizdat, 1987, pp. 275-276); manufacturing methods (Nuclear Engineering and Design magazine, 1974 N 26 pp. 444 460).
Недостатком этой конструкции является отсутствие в РЗ сквозных каналов для прохода элементов регулирования реактора. Наиболее близким техническим решением к заявленному является конструкция радиационной защиты космической ядерной энергетической установки, содержащей контейнер в виде конической обечайки с днищами, в которые вварены сквозные трубы и заполненный методом заливки гидридом лития, образующим после застывания твердый монолит (конструкция РЗ ЯЭУ в книге "Конструкция и расчет на прочность космических электроракетных двигателей", М. Машиностроение. 1970, с. 83, 4th Semposium on Space Nuclear Power Systems. CONF-870102 Symms Albuquerke 1978. p.p 115 - 118). The disadvantage of this design is the absence of through channels in the RE for the passage of reactor control elements. The closest technical solution to the claimed one is the radiation protection design of a space nuclear power plant containing a container in the form of a conical shell with bottoms, which are welded in through pipes and filled with lithium hydride by pouring, which forms a solid monolith after solidification (design of RE NPP in the book “Design and Strength calculation of space electric rocket engines ", Moscow Engineering. 1970, p. 83, 4th Semposium on Space Nuclear Power Systems. CONF-870102 Symms Albuquerke 1978. pp 115 - 118).
Недостатком этой конструкции и способа ее изготовления является невозможность уменьшения кольцевого зазора между элементом системы регулирования и РЗ до необходимых для радиационной безопасности величин (до 1 мм) ввиду значительного деформирования труб (более 3 мм) при кристаллизации гидрида лития. The disadvantage of this design and its manufacturing method is the impossibility of reducing the annular gap between the element of the control system and the RE to the values necessary for radiation safety (up to 1 mm) due to significant pipe deformation (more than 3 mm) during lithium hydride crystallization.
Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение увеличение ресурса РЗ или эквивалентное снижение ее массы. The task to which the claimed invention is directed, increases the resource of REs or an equivalent reduction in its mass.
Технический результат повышение прямолинейности труб, предназначенных для прохода по ним сквозь РЗ элементов регулирования реактора. EFFECT: increased straightness of pipes intended for passage through them through RE of reactor control elements.
Этот результат достигается тем, что каждая труба снабжена внутри соосно расположенным чехлом меньшего диаметра и фланцами, герметизирующими по торцу образованную ими кольцевую полость, в которую помещен гранулированный гидрид лития. This result is achieved by the fact that each pipe is provided inside with a coaxially located case of a smaller diameter and flanges that seal the end of the ring cavity formed by them, into which granular lithium hydride is placed.
Кроме того, в стенке трубы, отделяющей полость литого гидрида лития от гранулированного, выполнено соединительное отверстие. In addition, in the wall of the pipe separating the cavity of the cast lithium hydride from the granular, a connecting hole is made.
На фиг.1 и 2 приведена конструктивная схема РЗ в соответствии с признаками заявленного изобретения. Figure 1 and 2 shows a structural diagram of the RE in accordance with the features of the claimed invention.
Теневая радиационная защита космической ЯЭУ (фиг.1), содержащая контейнер в виде конической обечайки 1 с днищами 2, 3, в которые вварены сквозные трубы 4 и заполненный методом заливки гидрид лития, образующим после застывания монолит 5. Shadow radiation protection of a space nuclear power plant (Fig. 1), containing a container in the form of a conical shell 1 with bottoms 2, 3 into which through pipes 4 are welded and filled with lithium hydride by pouring, which forms a monolith 5 after solidification.
Каждая труба 4 снабжена соосно расположенным чехлом 6 (фиг.2) и фланцами 7 и 8, герметизирующими образованную ими кольцевую полость, в которую помещен гранулированный гидрид лития 9. Each pipe 4 is equipped with a coaxially located cover 6 (figure 2) and
В стенке трубы 4, отделяющей полость литого гидрида лития 5 от гранулированного 9, выполнено соединительное отверстие 10. In the wall of the pipe 4, separating the cavity of the cast lithium hydride 5 from the granular 9, a connecting hole 10 is made.
Данное устройство работает следующим образом. This device operates as follows.
Нейтронный поток при достижении защиты ослабляется как монолитом гидрида лития 5, так и гранулированным гидридом лития 9. Часть нейтронов, попавшая в зазор между чехлом 6 и элементом системой регулирования 11, ввиду его малой величины претерпевает многократное рассеивание, в результате которого нейтронный поток также ослабляется. В то же время гарантированный зазор, обусловленный калиброванным сечением чехла 6, обеспечивает нормальное функционирование системы регулирования реактора. Upon reaching protection, the neutron flux is attenuated both by a lithium hydride monolith 5 and
Таким образом предложенная конструкция РЗ позволяет иметь зазор между проходящим сквозь защиту элементом регулирования реактора и чехлом не более 1 мм при любом возможном деформировании трубы, что в итоге существенно снижает "прострел" ионизирующего излучения по кольцевому зазору между элементом системы регулирования и защитой. Как следствие, при заданном предельно допустимом флюенсе нейтронов на полезной нагрузке решается задача увеличение ресурса РЗ или эквивалентного снижения ее массы. Thus, the proposed design of the RE allows you to have a gap between passing through the protection of the control element of the reactor and the cover no more than 1 mm for any possible deformation of the pipe, which ultimately significantly reduces the "cross" of ionizing radiation in the annular gap between the element of the control system and protection. As a result, for a given maximum permissible neutron fluence at the payload, the problem of increasing the RE resource or an equivalent decrease in its mass is solved.
Как показал расчет применительно к типичной КЯЭУ электрической мощностью порядка несколько кВ (по конфигурации и взаимному расположению агрегатов, соответствующей КЯЭУ "Топаз" (журнал "Атомная энергия", т.71, 1991, с. 393) для РЗ, толщиной около 600 мм, уменьшение ее толщины за счет повышения прямолинейности труб, предназначенных для прохода по ним сквозь защиту элементов регулирования реактора, как следствие уменьшение "прострела" ионизирующего излучения, составляет порядка 20 мм, что соответственно снижает массу РЗ, т. е. решает задачу, на выполнение которой направлено заявленное изобретение. As the calculation showed with respect to a typical nuclear power plant with an electric power of the order of several kV (according to the configuration and relative position of the units, corresponding to the Topaz nuclear power plant (Atomic Energy magazine, vol. 71, 1991, p. 393) for RP with a thickness of about 600 mm, the decrease in its thickness by increasing the straightness of the pipes designed to pass through them through the protection of the reactor control elements, as a result, the reduction of the "lumbar" of ionizing radiation, is about 20 mm, which accordingly reduces the mass of the RE, that is, solves the problem by tion which it is directed claimed invention.
Claims (2)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9393016643A RU2069899C1 (en) | 1993-03-31 | 1993-03-31 | Radiation shielding for space nuclear power plant |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU9393016643A RU2069899C1 (en) | 1993-03-31 | 1993-03-31 | Radiation shielding for space nuclear power plant |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU93016643A RU93016643A (en) | 1995-07-20 |
| RU2069899C1 true RU2069899C1 (en) | 1996-11-27 |
Family
ID=20139560
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU9393016643A RU2069899C1 (en) | 1993-03-31 | 1993-03-31 | Radiation shielding for space nuclear power plant |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2069899C1 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2225649C2 (en) * | 2002-03-04 | 2004-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Shady radiation shield |
| RU228469U1 (en) * | 2024-06-19 | 2024-08-29 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Radiation protection of a space nuclear power plant |
-
1993
- 1993-03-31 RU RU9393016643A patent/RU2069899C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| Вопросы ракетной техники, 1965, N 2(122), с. 3-10. Кузнецов В.А. Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ.- Л.: Энергоиздат, 1989, с. 275-276. Nuclear Engineering and Design, 1974, 26, p. 444 - 460. 4th Sympsium on Space Nuclear Power Systems, CONF-870102 Symms Albuguerke, 1978, p. 115 - 118. * |
Cited By (3)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2225649C2 (en) * | 2002-03-04 | 2004-03-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Shady radiation shield |
| RU228469U1 (en) * | 2024-06-19 | 2024-08-29 | Акционерное Общество "Ордена Ленина Научно-Исследовательский И Конструкторский Институт Энерготехники Имени Н.А. Доллежаля" | Radiation protection of a space nuclear power plant |
| RU2844148C1 (en) * | 2024-12-27 | 2025-07-28 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Radiation protection of space nuclear power plant |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| KR100596588B1 (en) | Apparatus for transporting and storing nuclear fuel rods and methods for using the apparatus | |
| RU2696612C1 (en) | Melt localization device | |
| RU2084975C1 (en) | Container for spent fuel transporting and/or storage | |
| US5715289A (en) | Rack for nuclear fuel assemblies, mainly comprising a single bundle of contiguous tubes | |
| US5995573A (en) | Dry storage arrangement for spent nuclear fuel containers | |
| US3142625A (en) | Nuclear reactor plant with inspection and reprocessing stations | |
| US20160343456A1 (en) | High-yield icf containment chambers and power reactors | |
| KR20170105018A (en) | Working neutron source | |
| RU2069899C1 (en) | Radiation shielding for space nuclear power plant | |
| US4130459A (en) | Poison and diluent system for nuclear power plants | |
| GB894668A (en) | Sodium deuterium reactor | |
| GB1156780A (en) | Method of Assembly of Bi-Metallic Tubes by Fusion Welding Without Filler Metal. | |
| USH558H (en) | Radation shielding pellets | |
| US3167481A (en) | Nuclear reactor refueling system | |
| RU2137225C1 (en) | Method for manufacturing multicomponent radiation shield with lithium hydride | |
| RU2179751C1 (en) | Fuel element | |
| RU2479876C1 (en) | Container to transport and/or store spent nuclear fuel | |
| Kambe et al. | Innovative fast breeder reactor concept ‘RAPID’for improvement of reactor performance and proliferation resistance | |
| RU2042984C1 (en) | Thermal radiation shield for space nuclear power plant | |
| RU2468453C1 (en) | Nuclear reactor control and protection method | |
| RU2458417C1 (en) | Cover for spent fuel assemblies | |
| US4997619A (en) | Shield for a nuclear reactor | |
| RU2852765C1 (en) | Method for ensuring nuclear safety of high-temperature fast-neutron reactor | |
| JP2002040192A (en) | Fuel assembly storage device | |
| RU2222062C2 (en) | Nuclear reactor for space nuclear power plant |