RU2225649C2 - Shady radiation shield - Google Patents
Shady radiation shield Download PDFInfo
- Publication number
- RU2225649C2 RU2225649C2 RU2002105858/06A RU2002105858A RU2225649C2 RU 2225649 C2 RU2225649 C2 RU 2225649C2 RU 2002105858/06 A RU2002105858/06 A RU 2002105858/06A RU 2002105858 A RU2002105858 A RU 2002105858A RU 2225649 C2 RU2225649 C2 RU 2225649C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- container
- layer
- uranium
- gamma
- heat pipes
- Prior art date
Links
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
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам для космических аппаратов и, в частности, к радиационным защитам (РЗ), предназначенным для снижения уровня ионизирующего излучения нейтронов и гамма-квантов от ядерного реактора до значений, допустимых для полезной нагрузки космического аппарата. The invention relates to nuclear power plants for spacecraft and, in particular, to radiation shields (RE), designed to reduce the level of ionizing radiation of neutrons and gamma rays from a nuclear reactor to values acceptable for the payload of the spacecraft.
Известен ряд конструкций таких РЗ, использующих в качестве материала легкого компонента (предназначенного для снижения уровня нейтронного излучения) гидрид лития, заполняющий литьевым способом герметичный контейнер, а в качестве материала тяжелого компонента (предназначенного для снижения интенсивности гамма-излучения) уран 238 или вольфрам. Для предотвращения перегрева материалов защиты от внутреннего тепловыделения используются специальные покрытия внешней оболочки контейнера, повышающие ее излучающую способность (см., например, описание конструкции РЗ космической ЯЭУ в книге: Конструкция и расчет на прочность космических электроракетных двигателей. Москва, Машиностроение, 1970, с.83, Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ. Ленинград, Энергоиздат, 1987, с.275-276). Недостатком этих конструкций является незначительный теплосъем, не обеспечивающий в случае использования реакторов повышенной мощности допустимой температурой материалов РЗ. A number of designs of such REs are known, using lithium hydride as the material of the light component (intended to reduce the level of neutron radiation), injection-proof container filling, and uranium 238 or tungsten as the material of the heavy component (intended to reduce the intensity of gamma radiation). To prevent overheating of materials for protection against internal heat generation, special coatings of the container’s outer shell are used to increase its emissivity (see, for example, the design description of the space RE nuclear space plant in the book: Design and Strength Analysis of Space Electric Propulsion Engines. Moscow, Mashinostroenie, 1970, p. 83, Fundamentals of the theory, design and operation of space nuclear power plants. Leningrad, Energoizdat, 1987, p. 275-276). The disadvantage of these designs is the insignificant heat removal, which in case of using reactors of increased power does not provide the permissible temperature of the materials of the RE.
Наиболее близким техническим решением к заявленному является конструкция РЗ, в которой для снятия избыточного тепла используют прокачку жидкометаллического теплоносителя через наиболее нагретые части РЗ с последующим охлаждением в холодильнике излучателе (см. описание конструкции РЗ космической ЯЭУ в книге Основы теории, конструкции и эксплуатации космических ЯЭУ. Ленинград, Энергоиздат, 1987, с.276). The closest technical solution to the claimed one is the design of the RE, in which to remove excess heat, pumping the liquid metal coolant through the most heated parts of the RE with subsequent cooling in the refrigerator of the radiator (see the description of the design of the RE of a space nuclear power plant in the book Fundamentals of the theory, design and operation of space nuclear power plants. Leningrad, Energoizdat, 1987, p.276).
Недостатком этой конструкции является необходимость введения дополнительного жидкометаллического контура с присущими ему агрегатами: насосом, трубопроводами и т.д., а также затратами дополнительной энергии. Кроме того, в этом случае возникают большие трудности в обеспечении теплопередачи от материала РЗ к прокачивающему по трубопроводам теплоносителю. Все это в итоге приводит к усложнению конструкции и, следовательно, к увеличению массы ЯЭУ. The disadvantage of this design is the need to introduce an additional liquid-metal circuit with its inherent units: pump, piping, etc., as well as the cost of additional energy. In addition, in this case, great difficulties arise in ensuring heat transfer from the RE material to the coolant pumping through the pipelines. All this ultimately leads to a complication of the design and, consequently, to an increase in the mass of the nuclear power plant.
Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение, - обеспечение необходимого температурного режима РЗ без увеличения массы ЯЭУ. The task to which the claimed invention is directed is to provide the necessary temperature regime of the RE without increasing the mass of the nuclear power plant.
Технический результат - повышение интенсивности теплопередачи между материалом РЗ и окружающей средой, служащей для сброса избыточного тепла. The technical result is an increase in the intensity of heat transfer between the RE material and the environment, which serves to discharge excess heat.
Этот результат достигается тем, что теневая радиационная защита, содержащая слой гамма-ослабляющего материала, находящегося в контейнере в форме диска, и слой гидрида лития, находящегося в контейнере в форме усеченного конуса со сферическими днищами, снабжена системой охлаждения в виде набора тепловых труб, помещенных в слои гидрида лития и гамма-ослабляющего материала, при этом:
тепловые трубы гамма-ослабляющего слоя радиально вварены в оболочку контейнера, пространство между которой, слоем защитного материала с выполненными в нем радиальными каналами под испарительные участки тепловых труб заполнено эвтектическим сплавом, например, NaK, а конденсирующий участок трубы расположен вне оболочки в теневом конусе радиационной защиты;
тепловые трубы слоя гидрида лития помещены в радиально вваренные в оболочку контейнера цилиндрические стаканы, во внутреннем объеме которых размещены испарительные участки тепловых труб, окруженные эвтектическим сплавом, например, PbBi, герметизирующимся самой тепловой трубой, конденсирующий участок которой расположен вне стакана в теневом конусе радиационной защиты;
в пространстве, образованном слоем гамма-ослабляющего материала и сферической поверхностью слоя гидрида лития, помещена компенсационная емкость для эвтектического сплава, находящегося в слое гамма-ослабляющего материала.This result is achieved in that the shadow radiation protection containing a layer of gamma-attenuating material located in a disk-shaped container and a layer of lithium hydride in a container in the form of a truncated cone with spherical bottoms is equipped with a cooling system in the form of a set of heat pipes placed into layers of lithium hydride and gamma-attenuating material, while:
the heat pipes of the gamma-attenuating layer are radially welded into the container shell, the space between which, a layer of protective material with radial channels made in it under the evaporation sections of the heat pipes is filled with a eutectic alloy, for example, NaK, and the condensing pipe section is located outside the shell in the shadow cone of radiation protection ;
the heat pipes of the lithium hydride layer are placed in cylindrical cups radially welded into the container shell, the inner volume of which contains the evaporation sections of the heat pipes surrounded by a eutectic alloy, for example, PbBi, which is sealed by the heat pipe itself, the condensing section of which is located outside the glass in the shadow cone of radiation protection;
in the space formed by the gamma-attenuating material layer and the spherical surface of the lithium hydride layer, a compensation vessel for the eutectic alloy located in the gamma-attenuating material layer is placed.
Конструктивная схема РЗ представлена на чертеже. A structural diagram of the RE is shown in the drawing.
Теневая РЗ состоит из контейнера 2 с материалом, эффективно ослабляющим интенсивность гамма-излучения, например, ураном 238 11 и контейнера 4 с гидридом лития 5. Shadow RE consists of a container 2 with a material that effectively attenuates the intensity of gamma radiation, for example, uranium 238 11 and a container 4 with lithium hydride 5.
В боковую оболочку контейнера с ураном 238 радиально вварены тепловые трубы 1. При этом испарительный участок тепловой трубы расположен внутри контейнера, а конденсирующий вне и размещен в теневом конусе РЗ для исключения появления на ней источников рассеянного излучения. Свободное пространство контейнера для увеличения интенсивности передачи тепла от урана 238 на тепловую трубу заполнено эвтектическим сплавом, например, NaK 10. Диск урана 238 состоит из двух частей с фрезерованными радиальными каналами под испарительные участки тепловых труб. Контейнер с ураном 238 через трубку 9 соединен с компенсационной емкостью 3, обеспечивающей тепловое расширение эвтектического сплава при функционировании ЯЭУ. Компенсационная емкость размещена в полости, образованной сферическим днищем контейнера с гидридом лития и торцевой оболочкой контейнера с ураном 238. Heat pipes 1 are radially welded into the lateral shell of the container with uranium 238. In this case, the evaporation section of the heat pipe is located inside the container, and the condensing one is outside and placed in the shadow cone of the RE to prevent the appearance of scattered radiation sources on it. The free space of the container to increase the intensity of heat transfer from uranium 238 to the heat pipe is filled with a eutectic alloy, for example, NaK 10. The uranium disk 238 consists of two parts with milled radial channels for the evaporation sections of the heat pipes. The container with uranium 238 is connected through a tube 9 to a compensation tank 3, which provides thermal expansion of the eutectic alloy during the operation of the nuclear power plant. The compensation tank is placed in the cavity formed by the spherical bottom of the container with lithium hydride and the end shell of the container with uranium 238.
Контейнер с гидридом лития снабжен аналогичными тепловыми трубами 6. Отличие в конструкции заключается в введении тепловых труб в контейнер с гидридом лития не непосредственно, а через радиально вваренные в оболочку стаканы 7. Свободное пространство между испарительным участком тепловой трубы и стенкой стакана заполнено эвтектическим сплавом, например, PbBi 8. Его герметизация обеспечивается фланцем, выполненным на тепловой трубе. Отличие в выборе сплава обусловлено малым коэффициентом объемного расширения, что позволяет с учетом малого объема эвтектики в каждом стакане обойтись без компенсационной емкости. Тепловые трубы в контейнере с гидридом лития размещены в ближайшей к реактору зоне, как наиболее нагретой ввиду происходящего в ней взаимодействия нейтронов с изотопом лития 6. The container with lithium hydride is equipped with similar heat pipes 6. The difference in the design is the introduction of heat pipes into the container with lithium hydride not directly, but through the glasses radially welded into the shell 7. The free space between the evaporation section of the heat pipe and the glass wall is filled with a eutectic alloy, for example , PbBi 8. Its sealing is provided by a flange made on a heat pipe. The difference in the choice of alloy is due to the small coefficient of volume expansion, which allows taking into account the small volume of the eutectic in each glass to do without compensation capacity. Heat pipes in a container with lithium hydride are placed in the zone closest to the reactor, as the most heated due to the interaction of neutrons with the lithium isotope 6.
Невозможность непосредственного ввода испарительного участка тепловой трубы во внутреннюю полость контейнера обусловлена конструктивно технологическими трудностями, возникающими при заливке и кристаллизации гидрида лития, в частности, выходом из строя самой тепловой трубы. The impossibility of direct entry of the evaporative section of the heat pipe into the internal cavity of the container is due to structurally technological difficulties that arise when pouring and crystallizing lithium hydride, in particular, the failure of the heat pipe itself.
Проведенные расчеты подтвердили возможность достижения приемлемых температур на материалах защиты при использовании заявленной конструкции РЗ. The performed calculations confirmed the possibility of achieving acceptable temperatures on the protection materials when using the claimed design of RE.
Claims (1)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002105858/06A RU2225649C2 (en) | 2002-03-04 | 2002-03-04 | Shady radiation shield |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2002105858/06A RU2225649C2 (en) | 2002-03-04 | 2002-03-04 | Shady radiation shield |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2002105858A RU2002105858A (en) | 2003-09-10 |
| RU2225649C2 true RU2225649C2 (en) | 2004-03-10 |
Family
ID=32390255
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2002105858/06A RU2225649C2 (en) | 2002-03-04 | 2002-03-04 | Shady radiation shield |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2225649C2 (en) |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2321086C1 (en) * | 2006-06-13 | 2008-03-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Space vehicle 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 |
Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2274994A1 (en) * | 1974-06-11 | 1976-01-09 | Commissariat Energie Atomique | SUPPORT STRUCTURE FOR THE LATERAL NEUTRONIC PROTECTION OF THE CORE OF A QUICK NEUTRON NUCLEAR REACTOR |
| FR2675619A1 (en) * | 1991-04-18 | 1992-10-23 | Euromas Sa | DEVICE AND INSTALLATION FOR THE BIOLOGICAL PROTECTION OF RADIOACTIVE FLUID CIRCUIT ELEMENT. |
| RU2042984C1 (en) * | 1992-09-15 | 1995-08-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Thermal radiation shield for space nuclear power plant |
| RU2069899C1 (en) * | 1993-03-31 | 1996-11-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Radiation shielding for space nuclear power plant |
-
2002
- 2002-03-04 RU RU2002105858/06A patent/RU2225649C2/en not_active IP Right Cessation
Patent Citations (4)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| FR2274994A1 (en) * | 1974-06-11 | 1976-01-09 | Commissariat Energie Atomique | SUPPORT STRUCTURE FOR THE LATERAL NEUTRONIC PROTECTION OF THE CORE OF A QUICK NEUTRON NUCLEAR REACTOR |
| FR2675619A1 (en) * | 1991-04-18 | 1992-10-23 | Euromas Sa | DEVICE AND INSTALLATION FOR THE BIOLOGICAL PROTECTION OF RADIOACTIVE FLUID CIRCUIT ELEMENT. |
| RU2042984C1 (en) * | 1992-09-15 | 1995-08-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Thermal radiation shield for space nuclear power plant |
| RU2069899C1 (en) * | 1993-03-31 | 1996-11-27 | Государственное предприятие "Красная звезда" | Radiation shielding for space nuclear power plant |
Cited By (2)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2321086C1 (en) * | 2006-06-13 | 2008-03-27 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Красная звезда" | Space vehicle 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 |
|---|---|---|
| US3845315A (en) | Packaging for the transportation of radioactive materials | |
| US3962587A (en) | Shipping cask for spent nuclear fuel assemblies | |
| JP5429715B2 (en) | Immersion containment for nuclear reactors | |
| US9406409B2 (en) | Managing nuclear reactor spent fuel rods | |
| US11476011B2 (en) | Reactor core having both nuclear fuel and a heat pipe in a module located in a solid neutron moderator | |
| US4272683A (en) | Transport and storage vessel for radioactive materials | |
| EP0020948A3 (en) | Cask for radioactive material, method of manufacturing such a cask, module used thereby and method of shielding neutrons | |
| JP6972189B2 (en) | Reactor core | |
| JPH0122919B2 (en) | ||
| RU2465662C1 (en) | Container for transportation and/or storage of spent nuclear fuel | |
| US3716099A (en) | Means and method for obtaining high temperature process fluids from low temperature energy sources | |
| US3451641A (en) | Thermoelectric conversion system | |
| RU2225649C2 (en) | Shady radiation shield | |
| Deverall et al. | Satellite heat pipe | |
| US3754999A (en) | Radioisotopic generator | |
| US2886503A (en) | Jacketed fuel elements for graphite moderated reactors | |
| KR101961458B1 (en) | Spent nuclear fuel dry storage cask | |
| US3851179A (en) | Shipping cask neutron and heat shield | |
| US2927071A (en) | Jacketed uranium nuclear reactor fuel element | |
| RU2660942C1 (en) | Active zone of the nuclear reactor | |
| WO2025106620A1 (en) | Containment structure for nuclear system | |
| US3377993A (en) | Radioisotope heat source with overheat protection | |
| RU2707868C1 (en) | Container for transportation and / or storage of spent fuel assemblies | |
| RU2463677C1 (en) | Shipping packaging set for spent fuel assemblies of nuclear reactors | |
| RU443U1 (en) | Radiation Protection of a Space Nuclear Power Plant |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050305 |
|
| NF4A | Reinstatement of patent | ||
| MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20090305 |