ядерное энергетическое устройство

Классы МПК:G21C3/36 блоки топливных элементов в виде пластин или коаксиальных труб 
Автор(ы):
Патентообладатель(и):Ковальский Георгий Александрович
Приоритеты:
подача заявки:
1998-08-03
публикация патента:

Ядерное энергетическое устройство может быть использовано для получения электрической энергии. В устройстве используются две или более мишени с поверхностными слоями, насыщенными тритием, которые, в свою очередь, являются частями нейтронных генераторов, функционирующих на основе использования термоядерной реакции в результате синтеза дейтрона и трития. Каждая мишень выполнена в виде пластины, наклоненной к оси системы с возможностью полного облучения ее поверхности дейтронами и полного перекрытия рабочей площади поперечного сечения устройства, и встроена в систему плоских, параллельных друг другу слоев материала, содержащего делящееся под действием медленных нейтронов вещество, и чередующихся с ними плоских слоев замедлителя быстрых нейтронов. Поглотители медленных нейтронов замыкают устройство с обеих сторон. Происходит упрощение устройства. 1 ил.
Рисунок 1

Формула изобретения

Ядерное энергетическое устройство, энерговыделение в котором осуществляется в результате реакции ядерного деления, содержащее облучаемую мишень, замедлители быстрых нейтронов, поглотители медленных нейтронов, вещество, делящееся под действием медленных нейтронов, а также нейтронный генератор, отличающееся тем, что в устройстве используются две или более мишени с поверхностными слоями, насыщенными тритием, которые, в свою очередь, являются частями нейтронных генераторов, функционирующих на основе использования термоядерной реакции в результате синтеза дейтрона и трития, причем каждая мишень выполнена в виде пластины, наклоненной к оси системы с возможностью полного облучения ее поверхности дейтронами и полного перекрытия рабочей площади поперечного сечения устройства, и встроена в систему плоских параллельных друг другу слоев материала, содержащего делящееся под действием медленных нейтронов вещество, и чередующихся с ними плоских слоев замедлителя быстрых нейтронов, при этом поглотители медленных нейтронов замыкают устройство с обеих сторон.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии.

Известен энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов, получаемых от линейного ускорителя протонов с энергией протонов в несколько сотен мегаэлектронвольт и током пучка протонов в несколько сотен миллиампер (1).

Наиболее близким техническим решением к заявляемому устройству является ядерный реактор на основе многослойных плоскопараллельных структур (2).

Недостатком устройства является использование усилительного каскада, сравнимого по размерам с энерговыделяющим каскадом.

Задачей настоящего изобретения является упрощение ядерного реактора за счет исключения усилительного каскада, что позволяет при прочих равных условиях существенно уменьшить габариты реактора.

Поставленная задача достигается тем, что в ядерном энергетическом устройстве энерговыделение осуществляется в результате реакции ядерного деления, содержащем облучаемую мишень, замедлители быстрых нейтронов, поглотители медленных нейтронов, вещество, делящееся под действием медленных нейтронов, а также нейтронный генератор, используются две или более мишени с поверхностными слоями, насыщенными тритием, которые, в свою очередь, являются частями нейтронных генераторов, функционирующих на основе использования термоядерной реакции в результате синтеза дейтрона и трития, причем каждая мишень выполнена в виде пластины, наклоненной к оси системы с возможностью полного облучения ее поверхности дейтронами и полного перекрытия рабочей площади поперечного сечения устройства, и встроена в систему плоских, параллельных друг другу слоев материала, содержащего делящееся под действием медленных нейтронов вещество и чередующихся с ними плоских слоев замедлителя быстрых нейтронов, при этом поглотители медленных нейтронов замыкают устройство с обеих сторон.

Изобретение поясняется схематическим чертежом двухмишенного варианта ядерного устройства. При этом на чертеже опущены важные, но не относящиеся к принципиальному строению устройства узлы, такие как ионно-оптические и ускоряющие ионы системы, ионопроводящие узлы, устройства собственно мишени, защитные и отражательные устройства, система отбора мощности.

На выходе из источников дейтронов 1 формируются и ускоряются потоки дейтронов 2, которые затем облучают мишени 3, с поверхностными слоями, насыщенными тритием, которые, в свою очередь, являются частями нейтронных генераторов, функционирующих на основе использования термоядерной реакции в результате синтеза дейтрона и трития. Каждая мишень выполнена в виде пластины, наклоненной к оси системы с возможностью полного облучения ее поверхности дейтронами и полного перекрытия рабочей площади поперечного сечения устройства, и встроена в систему плоских, параллельных друг другу слоев материала 4, содержащего делящееся под действием медленных нейтронов вещество и чередующиеся с ними плоские слои замедлителя быстрых нейтронов 5. Поглотители медленных нейтронов 6 замыкают устройство с обеих сторон.

Ядерное энергетическое устройство работает следующим образом. Интенсивные, ускоренные до энергии 150 или более килоэлектронвольт потоки дейтронов облучают поверхностные слои мишеней, насыщенные тритием. Возникающие в результате ядерного синтеза (3, 4) нейтроны с энергией 14 мэВ распространяются по всему объему устройства, вызывая реакции ядерного деления в слоях, содержащих делящееся вещество. Образующиеся при этом нейтроны также участвуют в реакциях деления, что в результате приводит к выделению в устройстве тепловой мощности, многократно превышающей величину мощности, затраченную на создание ионных потоков. Расчет, выполненный (в одномерном приближении) для структуры, показанной на фиг. 1, при условии использования в слоях 4 урана-235 и в слоях 5 тяжелой воды, и при интенсивности тока дейтронов, равной 2х60 ампер, с энергией 150 кэВ, показывает, что при затратах мощности на создание ионных потоков ~20 тыс. кВт в устройстве выделяется ~230 тыс. кВт тепловой мощности.

Литература.

1. "Энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучков протонов". Препринт И.Ф.В.Э. N 94-29. Протвино И.Ф.В.Э. 1994, Адс Ю.М. и др.

2. RU 2082225, кл. G 21 C 1/00, 20.06.97

3. Герасимов Е.Н. Генератор НГ-150, ПТЭ, N 5, 1972, стр. 262.

4. Арцимович Л.А. "Управляемые термоядерные реакции", Москва, Физматгиз, 1968 г, стр. 12.

Класс G21C3/36 блоки топливных элементов в виде пластин или коаксиальных труб 

устройство удержания пластин ядерного топлива в топливной сборке газоохлаждаемого быстрого реактора с высокотемпературным газовым охлаждением -  патент 2481656 (10.05.2013)
структура пластинчатой решетки для тепловыделяющей сборки -  патент 2448376 (20.04.2012)
топливный элемент типа макроструктурированной пластины -  патент 2400835 (27.09.2010)
топливный элемент и ядерный реактор с газовым охлаждением, содержащий такие топливные элементы -  патент 2265899 (10.12.2005)
стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора -  патент 2143142 (20.12.1999)
стержневой тепловыделяющий элемент водо-водяного энергетического реактора -  патент 2143141 (20.12.1999)
способ определения парового коэффициента реактивности -  патент 2136062 (27.08.1999)
ядерное энергетическое устройство -  патент 2107340 (20.03.1998)
тепловыделяющий элемент ядерного реактора -  патент 2095859 (10.11.1997)
Наверх