|
| Начало раздела Производственные, любительские Радиолюбительские Авиамодельные, ракетомодельные Полезные, занимательные | Хитрости мастеру Электроника Физика Технологии Изобретения | Тайны космоса Тайны Земли Тайны Океана Хитрости Карта раздела |   |
| Использование материалов сайта разрешается при условии ссылки (для сайтов - гиперссылки) | |||
Навигация: => | На главную/ Каталог патентов/ В раздел каталога/ Назад / |
|
ИЗОБРЕТЕНИЕ
Патент Российской Федерации RU2296388
ПЕТЛЕВОЕ УСТРОЙСТВО ДЛЯ ИСПЫТАНИЙ ТЕРМОЭМИССИОННОЙ ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩЕЙ СБОРКИ И СПОСОБ ИСПЫТАНИЙ ПЕТЛЕВОГО УСТРОЙСТВА С ТЕРМОЭМИССИОННОЙ ЭЛЕКТРОГЕНЕРИРУЮЩЕЙ СБОРКОЙ
Имя изобретателя: Синявский Виктор Васильевич
Имя патентообладателя: Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королева"
Адрес для переписки: 141070, Московская обл., г. Королев, ул. Ленина, 4а, ОАО "РКК "Энергия" им. С.П. Королева", отдел интеллектуальной собственности
Дата начала действия патента: 2005.03.09
Группа изобретений относится к космическим энергетическим установкам с термоэмиссионным методом преобразования тепловой энергии в электрическую и предназначена для использования при отработке термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС). Петлевое устройство для испытаний термоэмиссионной ЭГС содержит корпус. В корпусе размещены система теплосброса, снабженная электронагревателями, источник пара цезия и цезиевый тракт. Система теплосброса выполнена с возможностью размещения внутри нее испытываемой термоэмиссионной ЭГС. Система теплосброса снаружи охлаждается водой исследовательского реактора. Цезиевый тракт выполнен с возможностью подсоединения к межэлектродным зазорам термоэмиссионной ЭГС и к системе вакуумирования реакторного стенда. К цезиевому тракту через управляемый обогреваемый отсечной клапан подсоединена установленная снаружи корпуса и охлаждаемая водой исследовательского реактора емкость для сбора жидкого цезия. Емкость выполнена с возможностью герметизации и отсоединения от корпуса. Группа изобретений позволяет понизить радиационную опасность при разрядке петлевого устройства для извлечения ЭГС для последующих исследований и упрощения утилизации петлевых устройств после испытаний.
ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ
Изобретение относится к космическим энергетическим установкам с термоэмиссионным методом преобразования тепловой энергии в электрическую и к реакторной технике и может быть использовано в программе отработки термоэмиссионных электрогенерирующих сборок.
Важнейшим этапом создания и отработки одного из самых сложных узлов термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) являются реакторные испытания термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС) в составе испытательных петлевых устройств (ПУ), называемых обычно петлевыми каналами (ПК). Основной целью таких испытаний является изучение процессов и факторов, приводящих к изменению энергетических и ресурсных характеристик ЭГС, и причин выхода из строя элементов и ЭГС в целом. По результатам петлевых реакторных испытаний и послереакторным исследованиям должны быть разработаны рекомендации по совершенствованию конструкции и технологии изготовления ЭГС. Конечная цель реакторной отработки ЭГС - создание надежно работающей термоэмиссионной ЭГС со стабильными и воспроизводимыми в течение заданного времени характеристиками.
Успех петлевых испытаний термоэмиссионных ЭГС в значительной мере определяется как надежностью функционирования всех систем петлевого устройства, так и методологией испытаний. Конструкция ПУ и методика испытаний должны обеспечить при испытаниях не только условия работы ЭГС, максимально приближенные к условиям функционирования ЭГС в составе ТРП, но и последующую удобную и безопасную утилизацию испытанного ПУ.
Петлевые устройства проектируются с учетом конструкционных особенностей испытываемых ЭГС, необходимости обеспечения близких к натурным условий проведения испытаний, возможности измерения и регулирования основных параметров ЭГС и специфики исследовательского реактора, где должны проводится петлевые испытания ЭГС.
Было разработано и испытано в ячейках исследовательских реакторов несколько конструкций ПУ [1]. Первые ПУ были близки к ампульным испытательным устройствам. Особенностью первых вариантов ПУ являлось в какой-то мере копирование лабораторных устройств для испытаний обычных термоэмиссионных преобразователей (ТЭП), в том числе использование в качестве источника пара цезия обычного термостата, размещенного к тому же в нижней части ПУ, наличие часто даже необогреваемого клапана в тракте подсоединения к вакуумной системе для герметизации объема "термостат-ЭГС", наличие электронагревателя коллектора, введение в ПУ геттерного устройства или автономного вакуумного насоса.
С начала первых петлевых испытаний до настоящего времени конструкция ПУ претерпела существенные изменения. Состав и конструкционные особенности ПУ различаются в зависимости от конструкции и количества ЭГС в одном ПУ, задач и режимов испытаний и характеристик испытательной ячейки реактора. При испытаниях на одном реакторе, как правило, остаются неизменными внешние размеры ПУ, в то же время изменялись источники пара цезия, элементы системы теплосброса, системы вакуумирования, датчики измерения основных характеристик ЭГС. Совершенствование конструкции ПУ происходило с точки зрения приспособления к программам отработки определенных типов ЭГС, повышения надежности этих устройств, в том числе для обеспечения ресурсных испытаний, возможности испытания ЭГС с повышенными тепловыми потоками и плотностью генерируемой мощности, возможности испытания в одном ПУ нескольких ЭГС (2-х и 4-х), обеспечения испытаний ЭГС при наличии снаружи несущей трубки коллекторного пакета жидкометаллического теплоносителя (NaK или Li), увеличения количества встроенных в ПУ датчиков для повышения информативности испытаний и т.п. В последние годы основной задачей разработчиков конструкции ПУ стало создание так называемого универсального петлевого канала (УПК), имея в виду его применение для испытаний ЭГС разных модификаций, в том числе разработанных в разных организациях, и использования на разных реакторах.
Известно ПУ для испытаний ЭГС космической ЯЭУ "Топаз" в реакторе первой атомной электростанции ([1], с.27-28, рис.2.10). ПУ состоит из корпуса, внутри которого размещена охлаждаемая теплоносителем, например водой реактора, система теплосброса (СТС), выполненная с возможностью установки внутри нее ЭГС. Система теплосброса, в свою очередь, содержит систему терморегулирования, представляющую собой малый зазор, который может вакуумироваться или заполняться газом. ПУ содержит источник пара цезия и обогреваемые цезиевые тракты. Снаружи СТС охлаждается водой реактора. ПУ снабжено и системами вакуумирования, подачи газа, измерений параметров и другими.
Такое ПУ после реакторных испытаний должно достаточно долго выдерживаться в специальном отстойнике, а после этого должно пройти так называемую "разделку" и утилизироваться. Однако цезий при нахождении в реакторе во время испытаний в результате облучения нейтронами стал радиоактивным и содержится в термостате, а и возможно в трактах и ЭГС, что затрудняет утилизацию ПУ.
Известна одна из последних конструкций ПУ, испытанного в реакторе первой атомной электростанции [2]. В нижней части ПУ размещен так называемый рабочий участок с установленным внутри него испытываемой ЭГС с эмиттерным и коллекторным токовыводами. Рабочий участок последовательно соединен с системой откачки, прогреваемой по всему цезиевому тракту электронагревателями. В узле откачки расположен термостат, который заполняется жидким цезием из ампулы (как правило, после проведения термовакуумной подготовки ЭГС и систем ПУ). Для проведения непрерывной откачки газов из полости "межэлектродный зазор (МЭЗ) - топливно-эмиттерный узел" системой петлевого стенда (петлевой установки) и поддержания необходимой межэлектродной среды в узле откачки расположен отделитель пара цезия от газов, предназначенный для конденсации пара цезия и возврата жидкого цезия в термостат. Узел откачки может заканчиваться пневмоклапаном, который открывается при вакуумировании МЭЗ испытываемой ЭГС. Для сброса тепла с коллекторного пакета на рубашку охлаждения в ПУ, как правило, используется газовый зазор между наружной несущей трубкой коллекторного пакета (КП) и корпусом рубашки охлаждения. Термическая проводимость газового зазора регулируется изменением давления газа, обычно гелия, или состава смеси газов, обычно гелия и азота.
Однако радиоактивный цезий, содержащийся в термостате, а и возможно в трактах и ЭГС, затрудняет утилизацию ПУ после реакторных испытаний.
Наиболее близким к изобретению по технической сущности является ПУ для испытаний термоэмиссионной ЭГС, предложенное в [3]. ПУ содержит корпус, в котором размещен источник пара цезия, снабженный электронагревателями, обогреваемый цезиевый тракт и охлаждаемая теплоносителем исследовательского реактора система теплосброса, выполненная с возможностью размещения внутри нее испытываемой термоэмиссионной ЭГС с токовыводами, причем СТС содержит кольцевой зазор, заполняемый газом или смесью газов.
Такое ПУ после реакторных испытаний должно достаточно долго выдерживаться в специальном отстойнике, а после этого должно пройти так называемую "разделку" и утилизироваться. Однако цезий при нахождении в реакторе во время испытаний в результате облучения нейтронами стал радиоактивным и содержится в термостате, а при нерасчетных режимах испытаний и в цезиевых трактах и возможно в ЭГС, что затрудняет утилизацию ПУ.
Известно несколько разновидностей способа испытаний ПУ с многоэлементной термоэмиссионной ЭГС. Способ испытаний зависит от конкретных задач исследований, особенностей ЭГС и ПУ, допустимых условий работы исследовательского реактора. На него оказывают влияние не только возможности измерений и регулирования основных параметров в процессе испытаний, но и необходимость обеспечения работоспособности и надежности основных систем как ЭГС, так и ПУ и испытательного реакторного стенда (петлевой установки).
Известен способ испытаний ПУ с многоэлементной термоэмиссионной ЭГС, описанный в [4]. После загрузки ПУ в ячейку исследовательского реактора, соединения всех технологических, электрических и измерительных коммуникаций с соответствующими системами испытательного стенда, контрольной проверки всех систем производят обезгаживание всех систем ЭГС и ПУ при постепенном повышении тепловой мощности реактора до промежуточного уровня. После этого производят ввод жидкого цезия в цезиевый термостат или другой источник пара цезия. Производят плавный подъем температуры источника пара цезия до рабочего значения, после чего повышают тепловую мощность реактора до рабочего значения. ЭГС начинает генерировать электрическую мощность. Ресурсные испытания проводят чаще всего в режиме отбора максимальной электрической мощности при заданной тепловой мощности. В ходе ресурсных испытаний предусматривается проведение плановых остановок и возможность сброса стержней аварийной защиты реактора. В последнем случае возможна конденсация пара цезия на электроизоляции с последующим коротким замыканием электродов ЭГС. После окончания испытаний ПУ извлекается из реактора. После выдержки для спада активности ПУ передается в «горячие» камеры для разрезки ПУ с извлечением ЭГС для последующих послереакторных исследований.
Однако цезий при нахождении в реакторе во время испытаний в результате облучения нейтронами стал радиоактивным и содержится в термостате, а и возможно в цезиевых трактах и ЭГС. Это затрудняет разделку ПУ для извлечения ЭГС для последующих исследований, а и утилизацию ПУ.
Известен способ реакторных испытаний термоэмиссионной сборки, предложенный в [5]. Он включает герметичное отделение полости ЭГС и источника пара цезия от внешней системы вакуумирования с помощью герметизирующего устройства в виде клапана, измерение температуры СТС, периодическое вакуумирование МЭЗ ЭГС при пониженной температуре источника пара цезия.
Недостатком способа является то, что цезий при нахождении в реакторе во время испытаний в результате облучения нейтронами стал радиоактивным и содержится в термостате, а и возможно в трактах и ЭГС. Это затрудняет разделку ПУ для извлечения ЭГС для последующих исследований, а и утилизацию ПУ.
Наиболее близким по технической сущности является способ испытаний ПУ с термоэмиссионной ЭГС [6], включающий загрузку ПУ с испытываемой ЭГС в ячейку исследовательского реактора, вакуумирование ЭГС и цезиевого тракта, повышение тепловой мощности реактора до рабочего значения, нагрев источника пара цезия и цезиевого тракта с подачей пара цезия в МЭЗ ЭГС через обогреваемый цезиевый тракт, проведение ресурсных энергетических испытаний, выключение нагрева источника пара цезия и цезиевого тракта, глушение реактора и извлечение ПУ из ячейки реактора.
Однако цезий при нахождении в реакторе во время испытаний в результате облучения нейтронами стал радиоактивным и может содержаться как в источнике пара цезия при полностью нормальных режимах испытаний, так и в цезиевом тракте и даже внутри ЭГС при нештатных режимах испытаний, например при быстром выключении реактора. Это затрудняет разделку ПУ для извлечения ЭГС для последующих исследований вследствие возможности попадания радиоактивного цезия в помещение. Усложняется и и утилизация ПУ, когда радиоактивный цезий может находиться в различных системах ПУ и даже ЭГС.
Задачей изобретения является понижение радиационной опасности при разрезке ПУ для извлечения ЭГС для последующих исследований и упрощение утилизации ПУ после испытаний.
Поставленная задача решается с помощью петлевого устройства для испытаний термоэмиссионной ЭГС, содержащего корпус, внутри которого размещены система теплосброса, выполненная с возможностью размещения внутри нее испытываемой ЭГС и охлаждаемая снаружи водой исследовательского реактора, источник пара цезия, снабженный электронагревателем, обогреваемый цезиевый тракт, выполненный с возможностью подсоединения к межэлектродным зазорам ЭГС и внешней системе вакуумирования реактороного стенда, в котором к цезиевому тракту через управляемый обогреваемый отсечной клапан подсоединена установленная снаружи корпуса и охлаждаемая водой реактора емкость для сбора жидкого цезия, причем емкость выполнена с возможностью герметизации и отсоединения от корпуса.
и поставленная задача решается с помощью способа испытаний ПУ с термоэмиссионной ЭГС, включающего загрузку ПУ в ячейку исследовательского реактора, повышение тепловой мощности реактора до рабочего значения, нагрев цезиевого тракта до температуры выше рабочей температуры источника пара цезия, нагрев источника пара цезия до рабочего значения с подачей пара цезия в МЭЗ ЭГС через обогреваемый цезиевый тракт, проведение ресурсных энергетических испытаний ЭГС, выключение нагрева источника пара цезия, выключение нагрева цезиевых трактов, глушение реактора, извлечение ПУ из ячейки реактора, проведение послереакторных исследований испытанной ЭГС, в котором после ресурсных испытаний перед выключением нагрева цезиевых трактов и источника пара цезия открывают управляемый обогреваемый отсечной клапан, повышают температуру источника пара цезия и цезиевых трактов до максимально возможного значения, осуществляют выдержку до регистрации исчезновения жидкого цезия в источнике пара цезия, после чего закрывают отсечной клапан, герметизируют емкость для сбора жидкого цезия, а после извлечения ПУ из ячейки реактора или перед проведением послереакторных исследований отсоединяют емкость для сбора жидкого цезия от корпуса ПУ.
На чертеже приведена конструкционная схема предлагаемого ПУ для испытаний многоэлементной термоэмиссионной ЭГС.
 | ПУ содержит наружный корпус 1, внутри которого размещен нагреваемый источник пара цезия 2, обогреваемый цезиевый тракт 3 и СТС 4. Внутри СТС 4 при испытаниях размещают термоэмиссионную ЭГС 5, состоящую из отдельных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) 6, каждый из которых содержит топливно-эмиттерный узел 7, коллектор 8 и коммутационную перемычку 9. ЭГС имеет общую для всех ЭГЭ коллекторную изоляцию 10 и чехол 11 в виде корпуса ЭГС. Крайние ЭГЭ имеют токовыводы 12 и 13, один из которых электроизолирован от чехла 11, проходит внутри цезиевого тракта 3 и через специальный гермовводный вывод 14 выведен из цезиевого тракта 3 в страховочную полость 15. СТС 4 имеет зазор 16, который может быть вакуумирован или заполнен газом, например гелием, разного давления. Зазор 16, который размещен напротив ЭГС 5 и ее токовыводов 12 и 13, может быть спрофилирован, в том числе увеличен напротив токовыводов 17 и 18 зазора 16 соответственно. Снаружи СТС 4 охлаждают водой 19 исследовательского реактора 20. К цезиевому тракту 3 через управляемый обогреваемый отсечной клапан 21 подсоединена установленная снаружи корпуса 1 и охлаждаемая водой 19 реактора 20 емкость 22 для сбора жидкого цезия, причем емкость 22 снабжена устройством 23 герметизации, например, в виде управляемого клапана и устройством 24 отсоединения емкости 22 от корпуса 1. Источник пара цезия 2, цезиевый тракт 3 и управляемый отсечной клапан 21 снабжены электронагревателями 25, 26 и 27 соответственно. ПУ снабжено устройствам подсоединения 28 через управляемый клапан 29 к внешней системе вакумирования и устройством 30 подачи газа, а и системами измерений и контроля параметров, которые на чертеже не показаны. |
Петлевое устройство для испытаний термоэмиссионной ЭГС работает, а способ испытаний ПУ с термоэмиссионной ЭГС реализуется следующим образом. До установки ПУ в ячейку исследовательского реактора 20 внутри СТС 4 устанавливают испытываемую ЭГС 5, а источник пара цезия 2 заполняют жидким цезием 31. После установки ПУ с испытываемой ЭГС 5 в ячейку исследовательского реактора 20 производят подсоединение тововыводов 12 и 13 к внешним относительно ПУ системам съема генерируемой ЭГС мощности (на чертеже не показаны) и устройства подсоединения 28 и 30 к внешним относительно ПУ системам вакумирования и подачи газа соответственно, а и ко всем другим системам: подачи электроэнергии для электронагревателей 25, 26 и 27, измерений и контроля параметров, которые на чертеже не показаны. Производят все необходимые проверки. После этого производят через открытый клапан 29 вакуумирование источника пара цезия 2, цезиевого тракта 3 и межэлектродных зазоров 32 ЭГС 5. При этом вакуумируется при временно открытом отсечном клапане 21 установленная снаружи корпуса 1 емкость 22 для сбора жидкого цезия. Производят постепенный подъем тепловой мощности реактора 20 до промежуточного уровня. В зазоры 16, 17, 18 через устройство подсоединения 30 подают газ, например гелий, при давлении, обеспечивающем требуемый уровень температур коллектора 8 и СТС 4. Включают электронагреватели 26 и 27 цезиевого тракта 3 и управляемого отсечного клапана 21 соответственно на мощности, обеспечивающие температуры тракта 3 и клапана 21 выше рабочей температуры источника пара цезия 2. Закрывают отсечной клапан 21, а и клапан 29, герметизируя тем самым всю цезиевую полость: источник пара цезия 2, цезиевый тракт 3 и межэлектродные зазоры 32 ЭГС 5. После этого с помощью электронагревателя 25 постепенно повышают температуру источника пара цезия 2 до рабочего значения, обычно до 310-360°С. В результате нагрева цезия 31 в источнике пара цезия 2 в МЭЗ 32 поступает пар цезия при давлении, температура насыщения которого равна температуре жидкого цезия 31. При делении ядер урана в топливно-эмиттерном узле 7 он нагревается и при наличии пара цезия в МЭЗ 32 каждый элемент, состоящий из топливно-эмиттерного узла 7, МЭЗ 32, коллектора 8, коммутационной перемычки 9, генерирует электроэнергию, которая суммируется в ЭГС 5 и через токовыводы 12 и 13 измеряется на внешней относительно ПУ нагрузке (на чертеже не показана). Непреобразованная в МЭЗ 32 в термодинамическом цикле тепловая энергия через коллектор 8, коллекторную изоляцию 10 и чехол - корпус ЭГС - 11 сбрасывается на воду 19 исследовательского реактора 20. Тепловая мощность реактора поднимается до номинального значения, на которой производятся ресурсные энергетические испытания ЭГС 5. После окончания очередного этапа испытаний понижают тепловую мощность исследовательского реактора 20 до промежуточного значения, выключают электронагреватель 25 источника пара цезия 2, осуществляют выдержку для сбора пара цезия из МЭЗ 32 и цезиевого тракта 3 в источник пара цезия 2. После этого глушат реактор, например, для перегрузки твэлов или планового ремонта. Затем вновь поднимают мощность реактора и проводят следующий этап испытаний аналогично описанному выше. П осле окончания всех этапов реакторных испытаний ПУ должно быть извлечено из реактора 20 и после некоторой выдержки для спада активности отправлено на так называемую «разделку», т.е. разрезку ПУ на части и извлечения испытанной ЭГС 5 для послереакторных исследований в так называемых «горячих» камерах. После этого разрезанные участки ПУ должны утилизироваться. Однако наличие цезия, который при длительных испытаниях набрал достаточно высокую активность, в источнике пара цезия 2 чрезвычайно затрудняет как разрезку ПУ, так и последующую утилизацию из-за возможности радиационного заражения оборудования и помещения. Поэтому еще до разрезки ПУ желательно собрать весь радиоактивный цезий в специальную небольшую ампулу и ее утилизировать в соответствии с существующими правилами. Для этого после понижения мощности реактора 20 до промежуточного значения, при закрытом клапане 29 открывают подсоединенный к цезиевому тракту 3 управляемый обогреваемый отсечной клапан 21. Открывают и, если оно было закрыто, и устройство 23 герметизации, например, в виде управляемого клапана, установленное снаружи корпуса 1 и охлаждаемое водой 19 исследовательского реактора 20 емкости 22 для сбора жидкого цезия. После разгерметизации ампулы 22 повышают мощность электронагревателей 25, 26 и 27 до максимально допустимого значения и в таком режиме производят выдержку. В процессе выдержки жидкий цезий 31 в источнике пара цезия 2 будет испаряться и конденсироваться в самой холодной точке замкнутого объема, т.е. в охлаждаемой водой 19 ампуле 22. В случае, если по каким-либо причинам, например при отказе нагревателей 26, жидкий цезий мог находиться в цезиевом тракте 3 («ложный» термостат), то он и будет испаряться и конденсироваться в ампуле 22. Это обусловлено тем, что при работающем реакторе 20 за счет гамма-нагрева материалов конструкции температура внутренних стенок цезиевого тракта даже при выключенных электронагревателях 26 всегда будет выше температуры ампулы 22, примерно равной температуре охлаждающей воды, обычно 40-60°С. Во время выдержки известными методами, например по изменению температурных полей, регистрируют факт исчезновения жидкого цезия 31 из источника пара цезия 2, а и, при нештатных режимах, и из цезиевого тракта 3. В штатных режимах, т.е. когда жидкий цезий находится лишь в источнике пара цезия 2, время выдержки может составить десятки минут, в нештатных режимах (наличии «ложного» термостата) - часы или даже десятки часов. После регистрации исчезновения жидкого цезия 31 в источнике пара цезия 2, а при нештатных режимах и в цезиевом тракте 3 закрывают обогреваемый отсечной клапан 21 и с помощью устройства 23, например, в виде управляемого клапана, герметизируют ампулу 22 с собранным жидким радиоактивным цезием. После этого понижают мощность реактора до нулевого значения и выключают электронагреватели. После небольшой выдержки ПУ в заглушенном реакторе производят отключение от ПУ внешних относительно ПУ систем вакуумирования, заполнения газом, электропитания, измерительных линий. Затем выполняют дистанционную выгрузку ПУ из реактора 20. После выгрузки ПУ из реактора или после выдержки перед разрезкой ПУ для извлечения ЭГС с помощью устройства 24 отсоединяют герметизированную с помощью устройства 23 емкость 22 с собранным радиоактивным цезием от корпуса 1 и отправляют ее на утилизацию. В результате ПУ готово для безопасной разрезки и извлечения испытанной ЭГС для последующих послереакторных исследований в "горячих" камерах. После этого разрезанные части ПУ, не содержащие радиоактивный цезий, безопасно и легко утилизируются общепринятыми методами. Таким образом, предложенные изобретения позволяют понизить радиационную опасность при разрезке ПУ после реакторных испытаний для извлечения испытанной ЭГС для последующих исследований и упростить утилизацию ПУ после испытаний.
ИСПОЛЬЗУЕМАЯ ЛИТЕРАТУРА
1. В.В.Синявский и др. Проектирование и испытания термоэмиссионных твэлов. М.: Атомиздат, 1981.
2. В.В.Синявский. Методы и средства экспериментальных исследований и реакторных испытаний термоэмиссионынных сборок. М.: Энергоатомиздат, 2000, с. 209-212.
3. Патент РФ №2070751 - прототип.
4. В.В.Синявский. Методы определения характеристик термоэмиссионных твэлов. М.: Энергоатомиздат, 1990, с. 6-9.
5. Патент РФ №2127466.
6. Патент РФ №2133518.
ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ
1. Петлевое устройство для испытаний термоэмиссионной электрогенерирующей сборки, содержащее корпус, в котором размещены система теплосброса, выполненная с возможностью размещения внутри нее испытуемой термоэмиссионной электрогенерирующей сборки и снаружи охлаждаемая водой исследовательского реактора, снабженные электронагревателями источник пара цезия и цезиевый тракт, выполненный с возможностью подсоединения к межэлектродным зазорам термоэмиссионной электрогенерирующей сборки и к системе вакуумирования реакторного стенда, отличающееся тем, что к цезиевому тракту через управляемый обогреваемый отсечной клапан подсоединена установленная снаружи корпуса и охлаждаемая водой исследовательского реактора емкость для сбора жидкого цезия, причем емкость выполнена с возможностью герметизации и отсоединения от корпуса.
2. Способ испытаний петлевого устройства с термоэмиссионной электрогенерирующей сборкой, включающий загрузку петлевого устройства в ячейку исследовательского реактора, повышение тепловой мощности реактора до рабочего значения, нагрев источника пара цезия и цезиевых трактов, проведение ресурсных энергетических испытаний, выключение нагрева источника пара цезия и цезиевых трактов, глушение реактора и извлечение петлевого устройства из ячейки реактора, отличающийся тем, что после ресурсных испытаний перед выключением нагрева источника пара цезия и цезиевых трактов открывают управляемый обогреваемый отсечной клапан, повышают температуры источника пара цезия и цезиевых трактов до максимально возможного значения, осуществляют выдержку до регистрации исчезновения жидкого цезия в источнике пара цезия, после чего закрывают управляемый обогреваемый отсечной клапан, а после извлечения петлевого устройства из ячейки реактора герметизируют емкость для сбора жидкого цезия и отсоединяют ее от корпуса петлевого устройства.
Версия для печати
Дата публикации 05.04.2007гг
Created/Updated: 25.05.2018