[go: up one dir, main page]

RU2069899C1 - Radiation shielding for space nuclear power plant - Google Patents

Radiation shielding for space nuclear power plant Download PDF

Info

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
Application number
RU9393016643A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU93016643A (en
Inventor
А.С. Воробьев
А.Г. Еремин
Л.С. Коробков
В.М. Левченко
А.П. Пышко
Original Assignee
Государственное предприятие "Красная звезда"
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Государственное предприятие "Красная звезда" filed Critical Государственное предприятие "Красная звезда"
Priority to RU9393016643A priority Critical patent/RU2069899C1/en
Publication of RU93016643A publication Critical patent/RU93016643A/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2069899C1 publication Critical patent/RU2069899C1/en

Links

Images

Classifications

    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • YGENERAL 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
    • Y02TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02EREDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear power engineering. SUBSTANCE: radiation shielding has container in the form of shell and bottoms with tubes welded into them and passed through container, each tube containing internal can of smaller diameter. Flanges mounted at ends of tubes and cans seal annular space formed by them which is filled with lithium hydride granules. EFFECT: simplified design. 2 cl, 2 dwg

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 flanges 7 and 8, sealing the ring cavity formed by them, into which granular lithium hydride 9 is placed.

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 granular lithium hydride 9. Some of the neutrons that fall into the gap between the case 6 and the control element 11 undergoes multiple scattering due to its small size, as a result of which the neutron flux is also attenuated. At the same time, the guaranteed clearance due to the calibrated cross-section of the cover 6, ensures the normal functioning of the reactor control system.

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)

1. Радиационная защита космической ядерной энергетической установки, содержащая контейнер в виде конической обечайки и днищ с вваренными в них трубами, проходящими сквозь контейнер, который заполнен методом литья гидридом лития, образующим после застывания монолит, отличающаяся 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. 1. Radiation protection of a space nuclear power plant, containing a container in the form of a conical shell and bottoms with tubes welded into them, passing through the container, which is filled by casting with lithium hydride, which forms a monolith after solidification, characterized in that each tube is provided with a coaxially located cover inside smaller diameter and flanges, sealing along the end face formed by them an annular cavity into which granular lithium hydride is placed. 2. Радиационная защита по п. 1, отличающаяся тем, что в стенке трубы, в которую помещен чехол, выполнено отверстие, соединяющее полости литого гидрида лития и гранулированного. 2. Radiation protection according to claim 1, characterized in that in the wall of the pipe into which the sheath is placed, an opening is made connecting the cavities of cast lithium hydride and granular.
RU9393016643A 1993-03-31 1993-03-31 Radiation shielding for space nuclear power plant RU2069899C1 (en)

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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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)

* Cited by examiner, † Cited by third party
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