RU2149468C1 - Nuclear rocket engine reactor - Google Patents
Nuclear rocket engine reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2149468C1 RU2149468C1 RU98105851/06A RU98105851A RU2149468C1 RU 2149468 C1 RU2149468 C1 RU 2149468C1 RU 98105851/06 A RU98105851/06 A RU 98105851/06A RU 98105851 A RU98105851 A RU 98105851A RU 2149468 C1 RU2149468 C1 RU 2149468C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- working fluid
- fuel assemblies
- nuclear
- fuel
- Prior art date
Links
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
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Предлагаемое изобретение может быть использовано при создании летных образцов ядерных ракетных двигателей для различных космических задач и при создании их наземных прототипов для экспериментальной отработки, а также может быть использовано при создании конструкций ядерных энергодвигательных установок на основе технологии ядерных ракетных двигателей. The present invention can be used to create flight models of nuclear rocket engines for various space tasks and to create their ground prototypes for experimental testing, and can also be used to create designs of nuclear power propulsion systems based on nuclear rocket engine technology.
Известна конструкция реактора ядерного ракетного двигателя (ЯРД) малой тяги (2-3 т) с активной зоной гетерогенного типа, которая включает тепловыделяющие сборки (ТВС), состоящие из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом на основе твердых растворов карбидов урана, циркония и ниобия, которые размещаются в сквозных отверстиях цилиндрического блока замедлителя нейтронов из гидрида циркония, выполняемого в виде секционированных в осе-, радиально-, тангенциальном направлениях и скрепленных между собой сегментов [1] . С холодного конца реактора активная зона имеет торцевой бериллиевый отражатель нейтронов, а сбоку она окружена боковым отражателем нейтронов из бериллия, который так же, как и замедлитель, разделен на отдельные сегменты, в отверстиях которых располагаются поворотные регулирующие барабаны, приводимые в действие с помощью соединительных штанг электрическими шаговыми двигателями, вынесенными для надежности на задний торец блока радиационной защиты. Радиационная защита, формирующая теневую зону для турбонасосных агрегатов и системы управления ЯРД, не является внутриреакторным узлом. A known design of a small thrust reactor (NR) of a small thrust (2-3 tons) with a heterogeneous type active zone, which includes fuel assemblies (FAs) consisting of a beam of longitudinally cooled twisted fuel elements with nuclear fuel based on solid solutions of uranium, zirconium and carbides niobium, which are placed in the through holes of a cylindrical block of a neutron moderator from zirconium hydride, made in the form of segments partitioned in the axial, radial, tangential directions and bonded to each other [1]. From the cold end of the reactor, the active zone has an end beryllium neutron reflector, and on the side it is surrounded by a lateral beryllium neutron reflector, which, like the moderator, is divided into separate segments, in the openings of which rotary control drums driven by connecting rods are located electric stepper motors, made for reliability at the rear end of the radiation protection block. Radiation protection, forming a shadow zone for turbopump units and a nuclear propulsion control system, is not an internal reactor unit.
Охлаждение узлов реактора осуществляется газообразным рабочим телом (водородом), подаваемым из баков, где оно хранится в жидком состоянии, сначала в последовательно расположенные по ходу его движения тракты охлаждения корпуса реактора, блока бокового отражателя и блока замедлителя с параллельным ответвлением части полного расхода в рубашку охлаждения сопла, а затем после срабатывания подогретого газа на турбине в тепловыделяющие сборки для нагрева до высокой температуры и поступления в сверхзвуковое сопло, создающее реактивную тягу. The cooling of the reactor units is carried out by a gaseous working fluid (hydrogen) supplied from the tanks where it is stored in a liquid state, first to the cooling paths of the reactor vessel, side reflector unit and moderator unit with consecutive branching of the total flow rate to the cooling jacket nozzles, and then after the heated gas is triggered on the turbine into the fuel assemblies for heating to a high temperature and entering the supersonic nozzle, which creates jet thrust.
Для малого уровня тяги ядерного ракетного двигателя тепла, выделяемого в низкотемпературных элементах конструкции ядерного реактора, хватает на обеспечение требуемого температурного режима работы турбины турбонасосного агрегата (ТНА) и твэлов входных секций ТВС. For a small thrust level of a nuclear rocket engine, the heat generated in the low-temperature structural elements of the nuclear reactor is enough to provide the required temperature for the turbine of the turbopump assembly (TNA) and fuel elements of the fuel assembly input sections.
Известный реактор ядерного ракетного двигателя не удовлетворяет современным требованиям по надежности и безопасности, поскольку в его конструкции не предусмотрена система обеспечения ядерной безопасности на случай заполнения реактора водородосодержащей средой (водой, жидким ракетным топливом) при вероятных аварийных ситуациях во время его доставки ракетой-носителем на опорную орбиту или запуске. Кроме того, блочная структура гидридного замедлителя из-за ограничений по термопрочности материала сдерживает возможности увеличения теплонапряженности активной зоны, требуемой для реакторов с повышенным уровнем тяги. С ростом номинальной тяги ЯРД тепла, генерируемого в корпусе отражателя, замедлителя и других, кроме ТВС, элементах конструкции реактора, становится недостаточно, чтобы обеспечить необходимую степень нагрева рабочего тела для работы турбонасоса и входных секций керамических ТВС, при прожоге корпуса отдельной ТВС возможно перетекание рабочего тела из трактов охлаждения замедлителя через нагревные секции разгерметизированной ТВС непосредственно в сопловой блок, вследствие чего происходит снижение расхода рабочего тела в остальные охлаждающие тракты, ведя к перегревам в последних. The well-known nuclear rocket engine reactor does not meet modern requirements for reliability and safety, since its design does not provide a nuclear safety system in case the reactor is filled with hydrogen-containing medium (water, liquid rocket fuel) in case of probable emergency situations when it is delivered by a booster rocket to the reference orbit or launch. In addition, the block structure of the hydride moderator, due to restrictions on the thermal strength of the material, inhibits the possibility of increasing the thermal stress of the core required for reactors with a high level of thrust. With an increase in the nominal thrust of the NRE of the heat generated in the body of the reflector, moderator, and other structural elements of the reactor, it becomes insufficient to provide the necessary degree of heating of the working fluid for the operation of the turbopump and inlet sections of ceramic fuel assemblies; bodies from the cooling lines of the moderator through the heating sections of the depressurized fuel assembly directly to the nozzle block, as a result of which the flow rate of the working fluid to the remaining cooling pressing paths, leading to overheating in the latter.
Известна конструкция реактора ЯРД, в которой ТВС представляют радиально охлаждаемую засыпку микротвэлов из дикарбида урана между двумя пористыми цилиндрическими стенками с небольшой конусностью. При этом ТВС размещены в блоке замедлителя из бериллия, выполненного заодно (как единое целое) с боковым отражателем. Для обеспечения ядерной безопасности при нештатных ситуациях во время вывода реактора ЯРД на опорную орбиту в блоке замедлителя предусмотрены отверстия под стержни ядерной безопасности в виде цепей, наматываемых электромоторами на барабаны, размещенные в полости реактора между активной зоной и блоком радиационной защиты. Индивидуальные приводы поворотных регулирующих барабанов расположены внутри блока радиационной защиты, находящейся вместе с активной зоной в едином силовом корпусе [2]. В данной конструкции реактора применение в качестве замедлителя нейтронов бериллия увеличивает по сравнению с гидридциркониевым замедлителем поперечные размеры активной зоны, а выбранная схема циркуляции рабочего тела обеспечивает температурные условия замедлителя в зоне проявления низкой пластичности материала, неблагоприятной при циклических термонагружениях, при наличии значительной температурной развязки между трактами охлаждения бокового отражателя. A known design of a NRE reactor in which fuel assemblies represent a radially cooled backfill of microfuel from uranium dicarbide between two porous cylindrical walls with a small taper. In this case, fuel assemblies are placed in the moderator block of beryllium, made at the same time (as a unit) with a side reflector. To ensure nuclear safety in emergency situations during the launch of the NRE reactor into the reference orbit, the moderator block has openings for the nuclear safety rods in the form of chains wound by electric motors on drums placed in the reactor cavity between the core and the radiation protection block. Individual drives of rotary control drums are located inside the radiation protection unit, which is located together with the active zone in a single power enclosure [2]. In this reactor design, the use of beryllium as a neutron moderator in comparison with the zirconium hydride moderator increases the transverse dimensions of the active zone, and the selected working medium circulation scheme provides the temperature conditions of the moderator in the zone of manifestation of low plasticity of the material, which is unfavorable during cyclic thermal loads, in the presence of significant temperature isolation between the paths side reflector cooling.
Известна также конструкция реактора ЯРД, в которой для обеспечения требуемых условий работы входных секций ТВС, бокового отражателя, турбины ТНА предусмотрен теплообменник предварительного нагрева рабочего тела рекуперативного типа, а для повышения энергонапряженности активной зоны блок замедлителя выполнен в виде пучка профильных стержней малого диаметра. Однако в концепции не решены вопросы обеспечения ядерной безопасности, конструктивного оформления рекуперативного теплообменника и термокомпенсации конструктивных узлов [3]. A design of the NRE reactor is also known, in which a heat exchanger for preheating the working fluid of a regenerative type is provided to provide the required operating conditions for the fuel assembly inlet sections, side reflector, and turbine ТНА, and the moderator block is made in the form of a beam of profile rods of small diameter to increase the energy intensity of the active zone. However, the concept has not resolved issues of nuclear safety, structural design of a recuperative heat exchanger and thermal compensation of structural components [3].
Техническим результатом, который может быть получен при использовании предлагаемого изобретения, является обеспечение минимально возможных массогабаритных характеристик реактора ядерного ракетного двигателя, его высокая надежность при обеспечении заданного ресурса эксплуатации на рабочих режимах, обеспечение ядерной и радиационной безопасности на всех стадиях жизненного цикла. The technical result that can be obtained by using the present invention is to ensure the smallest possible weight and size characteristics of a nuclear rocket engine reactor, its high reliability while ensuring a given service life at operating conditions, and ensuring nuclear and radiation safety at all stages of the life cycle.
Обеспечение указанного технического результата достигается за счет того, что предлагаемый реактор ядерного ракетного двигателя включает размещенные в силовом корпусе, снабженном крышкой и огневым днищем, связанным с сопловой камерой, боковой отражатель, состоящий из нескольких секций с поворотными регулирующими барабанами, торцевой отражатель, центральный и боковой блоки радиационной защиты, тракты охлаждения узлов реактора рабочим телом, активную зону гетерогенного типа, включающую размещенные в блоке замедлителя и закрепленные в сквозных отверстиях огневого днища тепловыделяющие сборки, при этом тепловыделяющие сборки активной зоны состоят из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом, каждый из которых заключен в свой корпус, сквозные отверстия огневого днища, в которых закреплены тепловыделяющие сборки, выполнены с возможностью размещения в них дефлекторов, обеспечивающих охлаждение огневого днища потоком рабочего тела вдоль его оси с последующим поворотом потока рабочего тела для охлаждения тепловыделяющих сборок вдоль их осей, каждая тепловыделяющая сборка вместе с корпусом размещена в чехле, выполненном с возможностью обеспечения локализации последствия нарушения теплового режима охлаждения тепловыделяющей сборки в случае разгерметизации ее корпуса, блок замедлителя и торцевой отражатель размещены в корзине, состоящей из цилиндрической обечайки, двух подвижных относительно нее и проницаемых для рабочего тела днищ, связанных с одной стороны со средствами термокомпенсации, при этом снаружи корзины размещены секции бокового отражателя, в центре активной зоны в чехле расположен бериллиевый стержень, вокруг которого размещен выдвижной центральный элемент системы ядерной безопасности, выполненный в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом, а в периферийной части активной зоны размещены несколько дополнительных выдвижных элементов ядерной безопасности плоской формы, выполненных их поглощающего нейтроны материала, в реактор введен сборно-раздаточный коллектор рабочего тела, размещенный между корзиной блока замедлителя и центральным блоком радиационной защиты и выполненный в виде двухкамерной конструкции, включающей камеру раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам и камеру сбора рабочего тела из трактов охлаждения корпусов тепловыделяющих сборок, причем камера раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам находится внутри камеры сбора, силовой корпус реактора включает стальную цилиндрическую обечайку вокруг бокового отражателя и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения корпус бокового блока радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов, реактор дополнительно снабжен рекуперативным теплообменником, который размещен в крышке в ее кольцевой периферийной зоне. Кроме того, в реакторе проницаемость для рабочего тела днищ корзины замедлителя может быть обеспечена за счет выполнения в них сквозных отверстий. Блок замедлителя может быть выполнен из набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении, рекуперативный теплообменник может быть выполнен пластинчатого типа, поворотные регулирующие барабаны бокового отражателя могут быть соединены попарно с обеспечением для каждой пары общего привода, тепловыделяющие сборки могут быть закреплены в огневом днище с помощью механического соединения, дефлектор может быть выполнен в виде цилиндрического элемента, размещаемого с зазором относительно сквозных отверстий огневого днища и корпусов тепловыделяющих сборок, средства термокомпенсации корзины, в которой размещены блок замедлителя и торцевой отражатель, выполнены в виде пружинных элементов. Ensuring the specified technical result is achieved due to the fact that the proposed reactor of a nuclear rocket engine includes a side reflector, consisting of several sections with rotary control drums, an end reflector, a central and lateral, located in a power housing equipped with a lid and a fire bottom connected to the nozzle chamber radiation protection blocks, cooling paths of reactor units with a working fluid, heterogeneous type active zone, including those located in the moderator block and fixed in through holes of the fire bottom fuel assemblies, while the fuel assemblies of the core consist of a bunch of longitudinally cooled twisted fuel rods with nuclear fuel, each of which is enclosed in its own housing, through holes of the fire bottom, in which the fuel assemblies are fixed, are made with the possibility of placing deflectors in them providing cooling of the firing bottom by the flow of the working fluid along its axis with subsequent rotation of the flow of the working fluid to cool the fuel assemblies along their axes, each the fuel assembly together with the housing is housed in a cover configured to provide localization of the consequences of violation of the thermal regime of cooling of the fuel assembly in case of depressurization of its housing, the moderator unit and the end reflector are placed in a basket consisting of a cylindrical shell, two movable relative to it and permeable to the working fluid bottoms connected on one side with thermal compensation means, while on the outside of the basket sections of the side reflector are placed, in the center of the core in the case e is a beryllium rod around which a retractable central element of the nuclear safety system is placed, made in the form of two coaxial tubes, the cavity between which is filled with neutron-absorbing material, and several additional planar-shaped retractable nuclear safety elements made of absorbing neutrons are placed in the peripheral part of the core material, a collecting and distributing collector of the working fluid is introduced into the reactor, located between the basket of the moderator block and the central block of radiation protection and made in the form of a two-chamber design, including a chamber for distributing the working fluid to the fuel assemblies and a chamber for collecting the working fluid from the cooling paths of the bodies of the fuel assemblies, the chamber for distributing the working fluid to the fuel assemblies is located inside the collection chamber, the reactor pressure vessel includes a steel cylindrical shell around the side reflector and the housing of the side block of radiation protection, which is made in the form of thin wall steel or molybdenum hermetic shell, crimped by a bandage of light materials, the reactor is additionally equipped with a regenerative heat exchanger, which is placed in the lid in its annular peripheral zone. In addition, in the reactor, the permeability for the working fluid of the bottoms of the moderator basket can be ensured by making through holes in them. The moderator block can be made of a set of rods made of hydride material with any profile in cross section, the recuperative heat exchanger can be made of plate type, the rotary control drums of the side reflector can be paired with provision for each pair of a common drive, the fuel assemblies can be fixed in the fire the bottom using a mechanical connection, the deflector can be made in the form of a cylindrical element placed with a gap relative to the through holes of the fire Vågå and bottom housings of the fuel assemblies thermal compensation means basket, which has a retarder unit and the end reflector, are designed as spring elements.
При этом указанное снабжение огневого днища дефлекторами позволяет за счет распределения расхода рабочего тела в соответствии с полученным при этом радиальным профилем энерговыделения снизить термонапряжения в конструкции реактора до минимального уровня. Moreover, the specified supply of the firing base with deflectors allows, due to the distribution of the flow of the working fluid in accordance with the obtained radial profile of energy release, to reduce thermal stresses in the design of the reactor to a minimum level.
Снабжение тепловыделяющих сборок чехлами, в которых они размещаются, позволяет обеспечить герметичность внутренней полости реактора при возможной разгерметизации корпуса какой-либо тепловыделяющей сборки, локализуя последствия нарушения режима охлаждения в пределах поврежденной тепловыделяющей сборки, что по сути является дополнительным барьером безопасности в реакторе. Кроме того, при этом также обеспечивается снижение потока тепла из тепловыделяющих сборок в тракт охлаждения замедлителя. Providing the fuel assemblies with the covers in which they are placed allows for tightness of the internal cavity of the reactor with possible depressurization of the body of any fuel assembly, localizing the consequences of violation of the cooling regime within the damaged fuel assembly, which is essentially an additional safety barrier in the reactor. In addition, this also ensures a decrease in heat flow from the fuel assemblies into the moderator cooling path.
Выполнение замедлителя в виде набора стержней из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении позволяет сохранять его термопрочность при более высоком уровне энергонапряженности активной зоны. The implementation of the moderator in the form of a set of rods of hydride material with any profile in the cross section allows you to maintain its thermal strength at a higher level of energy intensity of the active zone.
Высокая надежность конструкции реактора обеспечивается за счет введения дополнительной системы ядерной безопасности, включающей расположенный в центре активной зоны бериллиевый стержень с выдвижным центральным элементом ядерной безопасности, выполненным в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом, и несколько выдвижных элементов ядерной безопасности плоской формы, выполненных из поглощающего нейтроны материала и расположенных в периферийной части активной зоны, что позволяет обеспечить их высокую физическую активность и допускает наиболее возможное их удаление от центра реактора для удобства его компоновки. The high reliability of the reactor design is ensured by the introduction of an additional nuclear safety system, including a beryllium rod located in the center of the core with a retractable central element of nuclear safety made in the form of two coaxial tubes, the cavity between which is filled with neutron-absorbing material, and several retractable nuclear safety elements forms made of neutron-absorbing material and located in the peripheral part of the core, which allows espechit their high physical activity and allows the most possible their removal from the reactor of the center for the convenience of its layout.
Введение в конструкцию реактора сборно-раздаточного коллектора рабочего тела, размещенного непосредственно за замедлителем, позволяет за счет исключения необходимости пронизывания центрального блока радиационной защиты коммуникациями подвода и отвода рабочего тела из отдельных тепловыделяющих сборок существенно увеличить эффективность блока по ослаблению потока нейтронов и гамма-излучения из активной зоны и уменьшить его массу. Introduction to the design of the reactor of the collection and distribution collector of the working fluid located directly behind the moderator allows eliminating the need to penetrate the central radiation protection unit by supplying and removing the working fluid from individual fuel assemblies to significantly increase the efficiency of the unit in attenuating the neutron and gamma radiation from the active zone and reduce its mass.
Выполнение силового корпуса реактора в виде комбинированной конструкции, включающей стальную цилиндрическую обечайку вокруг бокового отражателя и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения корпус бокового блока радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов, позволяет снизить его массу. The implementation of the power reactor vessel in the form of a combined structure, comprising a steel cylindrical shell around the side reflector and the housing of the side block of radiation protection coupled with it using a prismatic pin joint, which is made in the form of a thin-walled steel or molybdenum sealed shell, crimped by a bandage of light materials, allows reduce its mass.
Введение в конструкцию реактора рекуперативного теплообменника, встроенного в крышку, в ее кольцевую периферийную зону, увеличивает жесткость крышки и повышает ее радиационно-защитные свойства. The introduction of a recuperative heat exchanger integrated into the cover into the design of the reactor in its annular peripheral zone increases the stiffness of the cover and increases its radiation-protective properties.
Соединение поворотных регулирующих барабанов бокового отражателя попарно и подключение их при этом к одному приводу позволяет вдвое сократить общую массу исполнительных органов системы управления при обеспечении достаточной эффективности системы регулирования реактивности в случае единичного отказа одной пары барабанов. The connection of the rotary control drums of the side reflector in pairs and connecting them to one drive allows you to halve the total mass of the Executive bodies of the control system while ensuring sufficient efficiency of the reactivity control system in the event of a single failure of one pair of drums.
Предлагаемое изобретение иллюстрируется с помощью графических материалов, где на фиг. 1 изображена конструктивная схема ядерного ракетного двигателя (разрез); на фиг. 2 изображен разрез Б-Б на фиг. 1; на фиг. 3 изображен разрез В-В на фиг. 1; на фиг. 4 изображена выноска (I) фиг. 1; на фиг. 5 изображена выноска (II) фиг. 2; на фиг. 6 схематично изображена корзина замедлителя и торцевого отражателя. The invention is illustrated using graphic materials, where in FIG. 1 shows a structural diagram of a nuclear rocket engine (section); in FIG. 2 shows a section BB in FIG. 1; in FIG. 3 shows a section BB in FIG. 1; in FIG. 4 shows a leader (I) of FIG. 1; in FIG. 5 shows a leader (II) of FIG. 2; in FIG. 6 schematically shows a moderator basket and an end reflector.
Реактор ядерного ракетного двигателя включает силовой корпус 1, снабженный крышкой 2 и огневым днищем 3, который связан с сопловой камерой 4, боковой отражатель 5, состоящий из нескольких секций с поворотными регулирующими барабанами 6, торцевой отражатель 7, центральный 8 и боковой 9 блоки радиационной защиты, тракты охлаждения 10 (не показаны) узлов реактора рабочим телом, активную зону гетерогенного типа, включающую размещенные в блоке замедлителя 11 и закрепленные в сквозных отверстиях 12 огневого днища 3 теповыделяющие сборки 13, каждая из которых заключена в свой корпус 14, тепловыделяющие сборки 13 состоят из пучка продольно охлаждаемых витых твэлов с ядерным топливом (не показано), при этом сквозные отверстия 12 огневого днища 3, в которых закреплены тепловыделяющие сборки 13, выполнены с возможностью размещения в них дефлекторов 15, обеспечивающих охлаждение огневого днища 3 потоком рабочего тела вдоль его оси с последующим поворотом потока рабочего тела для охлаждения тепловыделяющих сборок 13 вдоль их осей, каждая тепловыделяющая сборка 13 вместе с ее корпусом 14 размещена в чехле 16, который выполнен с возможностью обеспечения исключения перетекания рабочего тела непосредственно в сопловую камеру 4 и герметичности внутренней полости реактора при возможности разгерметизации корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13, блок замедлителя 11 и торцевой отражатель 7 размещены в корзине 17, состоящей из цилиндрической обечайки 18, двух подвижных относительно нее и проницаемых для рабочего тела днищ 19, связанных со средствами термокомпенсации 20, при этом снаружи корзины 17 размещены секции бокового отражателя 5, в центре активной зоны в чехле 21 расположен бериллиевый стержень 22, вокруг которого размещен центральный выдвижной элемент 23 системы ядерной безопасности, выполненный в виде двух коаксиальных труб, полость между которыми заполнена поглощающим нейтроны материалом 24, а в периферийной части активной зоны размещены несколько дополнительных выдвижных элементов 25 ядерной безопасности, выполненных плоской формы из поглощающего нейтроны материала, в реактор введен сборно-раздаточный коллектор рабочего тела 26, размещенный между корзиной 17 блока замедлителя 11 и центральным блоком 8 радиационной защиты и выполненный в виде двухкамерной конструкции, включающей камеру 27 раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам и камеру 28 сбора рабочего тела из трактов охлаждения корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13, причем камера 27 раздачи рабочего тела по тепловыделяющим сборкам 13 находится внутри камеры 28 сбора, силовой корпус 1 реактора включает стальную цилиндрическую обечайку 29 вокруг бокового отражателя 5 и сопряженный с ней с помощью призонно-шпилечного соединения (не показано) корпус 30 бокового блока 9 радиационной защиты, который выполнен в виде тонкостенной стальной или молибденовой герметичной обечайки, обжатой бандажом из легких материалов (не показано), реактор дополнительно снабжен рекуперативным теплообменником 31, который размещен в крышке 2 в ее кольцевой периферийной зоне. Проницаемость для рабочего тела днищ 19 корзины 17 блока замедлителя 11 обеспечивается выполнением в них сквозных отверстий 32. Блок замедлителя 11 выполнен из набора стержней 33 из гидридного материала с любым профилем в поперечном сечении. Рекуперативный теплообменник 31 выполнен пластинчатого типа. Поворотные регулирующие барабаны 6 секций бокового отражателя 5 соединены попарно, при этом каждая пара имеет общий привод 34. Тепловыделяющие сборки 13 закреплены в огневом днище 3 с помощью механического соединения 35. Дефлекторы 15 выполнены в виде цилиндрических элементов, размещаемых с зазором относительно сквозных отверстий 12 огневого днища 3, в которых размещены тепловыделяющие сборки 13, и корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13. Средства термокомпенсации 20 корзины 17, в которой размещены блок замедлителя 11 и торцевой отражатель 7, выполнены в виде пружинных элементов 36. The reactor of a nuclear rocket engine includes a
Работа предлагаемого реактора ядерного ракетного двигателя осуществляется следующим образом. The work of the proposed reactor of a nuclear rocket engine is as follows.
По сигналу на запуск исполнительными органами системы управления и защиты реактора поступательным движением из активной зоны извлекаются элементы 23 и 25 ядерной безопасности, а поворотные регулирующие барабаны 6 в боковом отражателе 5 сегментом, содержащим слой поглощающего нейтроны материала, разворачиваются в направлении от активной зоны для вывода реактора на заданный уровень тепловой мощности. Отвод выделяемого за счет реакции ядерного деления тепла осуществляется соответствующим (переменным во времени пропорционально изменению мощности в процессе пуска) расходом рабочего тела (например, водорода), подаваемого из бака его хранения в жидком состоянии насосом ТНА, в первую очередь, в параллельно включенные тракт охлаждения сопловой камеры 4 и тепловоспринимающий тракт рекуперативного теплообменника 31. Будучи нагретым в последнем до требуемой температуры, рабочее тело поступает в ядерный реактор и охлаждает боковой блок 9 радиационной защиты и крышку 2 реактора с центральным блоком 8 радиационной защиты, после чего параллельными потоками поступает в тракты охлаждения блока замедлителя 11 нейтронов, бокового отражателя 5 и корпуса 1 реактора. Часть общего расхода рабочего тела поступает через отдельные ветви на охлаждение элементов 23 и 25 ядерной безопасности. После этого все потоки рабочего тела собираются в полости в районе огневого днища 3 реактора, где объединяются с потоком, вышедшим из рубашки сопловой камеры 4, и далее по гидравлически спрофилированным по расходу зазорам - каналам охлаждения огневого днища 3 поступают в кольцевые тракты снятия тепла, необходимого для передачи его в рекуперативном теплообменнике 31 холодному потоку рабочего тела тепловоспринимающего тракта рекуперативного теплообменника, с корпусов 14 тепловоспринимающих сборок 13 через окружающий их чехол 16. В теплопередающий тракт рекуперативного теплообменника 31 рабочее тело после срабатывания на расположенной вне реактора турбине ТНА попадает из кольцевого газовода в центральном блоке 8 радиационной защиты, являющегося выводным патрубком сборной камеры сборно-раздаточного коллектора 26, куда поступают потоки рабочего тела из трактов охлаждения корпусов 14 тепловыделяющих сборок 13. После рекуперативного теплообменника 31 рабочее тело по кольцевому коаксиальному газоводу подается уже в раздаточную камеру сборно-раздаточного коллектора 27, где распределяется по тепловыделяющим сборкам 13, обеспечивающим его нагрев до предельно возможной, ограничиваемой работоспособностью используемых топливных материалов, средней выходной температуры (на уровне 2800-3000 K в сопловой камере) для получения максимально высокого импульса тяги в сверхзвуковом реактивном сопле ядерного ракетного двигателя. Работа на номинальном уровне тяги производится до тех пор, пока не поступит сигнал исполнительным органам управления и защиты на выключение реактора, т.е. возвращение поворотных регулирующих барабанов 6 в исходное положение (сегментами с поглощающим нейтроны материалом, обращенными внутрь активной зоны), и останов ТНА с постепенным снижением расхода рабочего тела до нуля. By a signal to start executive bodies of the reactor control and protection system by translational motion,
Литература
1. J. Wetch et al. Devolopment of Nuclear Rocket Engines in the USSR. AIAA/NASA/OAI Conference on Advanced SEI Technologies, Sept. 4-6, 1991, USA.Literature
1. J. Wetch et al. Devolopment of Nuclear Rocket Engines in the USSR. AIAA / NASA / OAI Conference on Advanced SEI Technologies, Sept. 4-6, 1991, USA.
2. R.Lenain et al. Conceptual Design of the Frech MAPS NTR Cargo Shuttle Based on a Particle Bed Reactor. Proceedings of the 13th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1996, Albuquerque, NM, USA. 2. R. Lenain et al. Conceptual Design of the Frech MAPS NTR Cargo Shuttle Based on a Particle Bed Reactor. Proceedings of the 13th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1996, Albuquerque, NM, USA.
3. D. Culver, V.Kolganov, R.Rochow. Low Trust, Deep Throttling, US/CIS Integrated NTRE. Proceedings of the 11th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1994, Albuquerque, NM, USA. 3. D. Culver, V. Kolganov, R. Rochow. Low Trust, Deep Throttling, US / CIS Integrated NTRE. Proceedings of the 11th Simposium on Space Nuclear Power and Propulsion, Jan. 1994, Albuquerque, NM, USA.
Claims (8)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98105851/06A RU2149468C1 (en) | 1998-04-03 | 1998-04-03 | Nuclear rocket engine reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU98105851/06A RU2149468C1 (en) | 1998-04-03 | 1998-04-03 | Nuclear rocket engine reactor |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU98105851A RU98105851A (en) | 2000-02-10 |
RU2149468C1 true RU2149468C1 (en) | 2000-05-20 |
Family
ID=20204065
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU98105851/06A RU2149468C1 (en) | 1998-04-03 | 1998-04-03 | Nuclear rocket engine reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2149468C1 (en) |
Cited By (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109192329A (en) * | 2018-11-01 | 2019-01-11 | 中国原子能科学研究院 | A kind of heat pipe type double mode nuclear reactor for space reactor core |
RU207959U1 (en) * | 2021-05-21 | 2021-11-26 | Антон Сергеевич Пашкин | High pressure fast flow thermochemical reactor |
CN114038599A (en) * | 2021-10-25 | 2022-02-11 | 哈尔滨工程大学 | Direct circulation control drum type nuclear power engine |
RU2805987C1 (en) * | 2022-12-07 | 2023-10-24 | Вячеслав Иванович Беляев | Nuclear reactor with self-protection |
-
1998
- 1998-04-03 RU RU98105851/06A patent/RU2149468C1/en not_active IP Right Cessation
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Culver D. et al. Low Trust Deep Throttling US/CIS Integrated NTRE. - Proc. of the 11th Simpos. on Space Nuclear Power and Propulsion. Jan.1994, Albuquerque. NM, USA. * |
Cited By (6)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
CN109192329A (en) * | 2018-11-01 | 2019-01-11 | 中国原子能科学研究院 | A kind of heat pipe type double mode nuclear reactor for space reactor core |
CN109192329B (en) * | 2018-11-01 | 2024-05-14 | 中国原子能科学研究院 | Heat pipe type dual-mode space nuclear reactor core |
RU207959U1 (en) * | 2021-05-21 | 2021-11-26 | Антон Сергеевич Пашкин | High pressure fast flow thermochemical reactor |
CN114038599A (en) * | 2021-10-25 | 2022-02-11 | 哈尔滨工程大学 | Direct circulation control drum type nuclear power engine |
CN114038599B (en) * | 2021-10-25 | 2023-09-19 | 哈尔滨工程大学 | Direct circulation control drum type nuclear power engine |
RU2805987C1 (en) * | 2022-12-07 | 2023-10-24 | Вячеслав Иванович Беляев | Nuclear reactor with self-protection |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP6336986B2 (en) | Modular portable nuclear power generator and fuel supply method for the portable nuclear power generator | |
US5428653A (en) | Apparatus and method for nuclear power and propulsion | |
JP4313204B2 (en) | Compact pressurized water reactor | |
EP2518733B1 (en) | High-temperature gas-cooled reactor steam generating system and method | |
US12040100B2 (en) | Transportable sub-critical modules disposed in intermodal transport container for power generation | |
EP2571028B1 (en) | Reactor vessel reflector with integrated flow-through | |
CN109192330A (en) | A kind of heat pipe type double mode nuclear reactor for space reactor core using radial hydrogen runner | |
US20240136077A1 (en) | Nuclear power generator, fuel cartridges for nuclear power generator, and related methods | |
US3202582A (en) | Gaseous nuclear rocket | |
US3156625A (en) | Core for a supercritical pressure power reactor | |
RU2149468C1 (en) | Nuclear rocket engine reactor | |
US5037601A (en) | Glass-pool, gas-cycle nuclear power plant | |
US3359175A (en) | Nuclear reactor | |
US3249506A (en) | Integral vapor generating and superheating neutronic reactor system | |
El‐Genk et al. | Bimodal, low power pellet bed reactor system design concept | |
Houts et al. | Heatpipe space power and propulsion systems | |
CN113782229B (en) | Dual-mode space nuclear reactor core and dual-mode space nuclear reactor | |
US3188278A (en) | Fuel element for a supercritical pressure power reactor | |
RU2071133C1 (en) | Reactor core of nuclear-rocket power plant | |
RU2760079C1 (en) | Multiple-use nuclear rocket engine | |
El-Genk et al. | Pellet bed reactor design for space power | |
JPH05281380A (en) | Nuclear fuel channel and inherent safety water cooling tube reactor | |
Houst et al. | Heatpipe space power and bimodal systems | |
Kiryushin | Small demonstration HTGR concept |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20050404 |