Способ изготовления многокомпонентной радиационной защиты с гидридом лития

 

Использование: при изготовлении теневых радиационных защит, предназначенных для снижения нейтронного и гамма-излучения от ядерного реактора или изотопного источника. Способ включает размещение в отсеке предварительного приготовленного плава гидрида лития с диспергированным в него порошком вольфрама с последующим нагревом до 450 - 550oС. Затем осуществляют охлаждение со скоростью около 2oС/ч. При этом свободное пространство отсека заполняют расплавленным гидридом лития. Полученный монолит с необходимым профилем гидрида лития и диспергирозанмого в него тяжелого компонента герметизируют. В результате повышается массогабаритная характеристика многокомпонентной радиационной защиты. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и может быть использовано при изготовлении теневых радиационных защит (РЗ) из перемежающихся слоев гидрида лития и тяжелого материала, предназначенных для одновременного снижения уровня нейтронного и гамма-излучения от ядерного реактора или изотопного источника до допустимых для полезной нагрузки значений.

Известные способы изготовления таких многокомпонентных защит основаны на включении в их состав возможно большего количества перемещающихся слоев гидрида лития и тяжелого материала, поскольку суммарная толщина и масса многокомпонентной защиты теоретически уменьшается в обратной зависимости от количества перемещающихся слоев гидрида лития и тяжелого материала. Одним из возможных путей их реализации является способ, при котором в зависимости от структуры РЗ тяжелых компонентов в виде диска помещают в отсек перед сливом в него гидрида лития, либо после слива с последующим заполнением очередного слоя гидрида лития и т.д. (см. книгу Конструкции и расчет на прочность космических электрореактивных двигателей. Гуров А.Ф., Севрук Д.Д., Сурнов Д.Н. М., Машиностроение, 1970, стр. 83).

Недостатком этого способа служит большая трудоемкость, обусловленная многократной разборкой и сборкой литьевой установи и, как следствие, значительная продолжительность технологического цикла изготовления многокомпонентной РЗ. Особенно этот недостаток проявляется при изготовлении РЗ, состоящих из нескольких слоев гидрида лития и тяжелого компонента.

Наиболее близким техническим решением является способ, в котором создание возможно большего количества перемежающихся слоев достигается механическим соединением чередующихся пластин из тяжелого материала и слоев литого или прессованного гидрида лития, включенных в стальные оболочки (см. "Вопросы космической энергетики" пер. с анл. под ред. А.А.Куландина и С.В. Тимашева, М. , "Мир", 1971 г, стр. 169...171; или Jahnson G.V., Mason D.G., AIAA Paper N 65-473, AIAA Second Annuai Meeting, July 26...29, 1965, перевод в журнале "Вопросы ракетной техники", N 10, 1966 г., стр. 72...83, N 11, 1966 г., стр. 70...77).

Недостатком этого способа является практическая невозможность получить многослойную оптимальную по структуре РЗ из-за низкой технологичности, заключающейся в необходимости сборки в единый блок нескольких отсеков, имеющих каждый свои геометрические отклонения размеров, препятствующих обеспечению необходимой соосности и герметичности проходок через РЗ органов регулирования реактора.

Задача, на выполнение которой направлено заявленное изобретение - повышение массогабаритных характеристик многокомпонентной РЗ, одним из компонентов которой служит гидрид лития.

Технический результат - более эффективное, с точки зрения нейтронно-физического расчета, распределение тяжелого компонента в монолите гидрида лития.

Этот результат достигается тем, что в отсек, имеющего форму усеченного конуса в зону меньшего основания помещают куски предварительно приготовленного плава гидрида лития с диспергированным в него мелкодисперсным порошком вольфрама или нитрида урана плотностью около 4 кг/см3, нагревают отсек до температуры 450...550oC, сливают в оставшееся пространство расплавленный гидрид лития, охлаждают со скоростью около 2oC/час и герметизируют полученный монолит, состоящий из слоя диспергированного вольфрама или нитрида урана и гидрида лития.

Предварительное заполнение кусками отсека позволяет профилировать слой тяжелого компонента как по толщине, так и по радиусу, обеспечивая тем самым оптимальные массогабаритные характеристики РЗ. Нейтроннофизические расчеты показали что при значительных кратностях ослабления фотонов (более 100) экономия массы РЗ может достигать 30%. Для формирования необходимого профиля тяжелого компонента возможно применение металлических сеток, фиксирующих куски в отсеке.

На чертеже приведена конструктивная схема моноблочной многокомпонентной РЗ, изготовленной предлагаемым способом.

Пример выполнения способа. Корпус отсека 1 через заливочную горловину 2 загружается кусками 3 сплава гидрида лития с диспергированным в нем мелкодисперсным порошком вольфрама или нитрида урана 238, помещают загруженный корпус в герметичную камеру для слива гидрида лития, нагревают до температуры 450...550oC, сливают в корпус расплавленный гидрид лития 4, охлаждают со скоростью около 2oC/час, извлекают из установки и герметизируют крышкой 5 полученный монолит гидрида лития с диспергированным в него тяжелым компонентом 6. Соответствующий профиль слоя тяжелого компонента обеспечивается установленной внутри корпуса отсека металлической сеткой 7.

Получение кусков гидрида лития с диспергированным в него вольфрамом или нитридом урана 238 производится путем слива расплавленного гибрида лития в емкость, заполненную порошком указанных металлов.

Таким образом заявленный способ позволяет изготавливать многокомпонентную РЗ в моноблочном исполнении, снимая вопросы, связанные со сборкой отдельных компонентов РЗ в единый узел. Тем самым появляется возможность реализации на практике оптимальной защитной композиции с минимальной массой и габаритами.

Формула изобретения

1. Способ изготовления многокомпонентной радиационной защиты с гидридом лития в виде усеченного конуса, заключающийся в соединении в единый узел слоев гидрида лития и тяжелого компонента, отличающийся тем, что в отсек в зону меньшего основания конуса помещают куски предварительно приготовленного плава гидрида лития с диспергированным в него мелкодисперсным порошком вольфрама или нитрида урана 238, нагревают до температуры 450...550°С, оставшееся пространство заполняют расплавленным гидридом лития, охлаждают со скоростью около 2oС/час и герметизируют полученный монолит гидрида лития с диспергированным в него тяжелым компонентом.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что куски плава из гидрида лития с диспергированным в него мелкодисперсным порошком вольфрама или нитрида урана помещают в металлическую сетку, заранее установленную в отсек для формирования необходимой геометрии слоя тяжелого компонента.

РИСУНКИ

Рисунок 1



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике для космических аппаратов, в частности к радиационным защитам (РЗ) ядерных энергетических установок (ЯЭУ), предназначенных для снижения уровня ионизирующего излучения нейтронов и фотонов от ядерного реактора до значений допустимых для полезной нагрузки космического аппарата

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к защите ядерных канальных реакторов, и может быть использовано как при проектировании новых объектов, так и для защиты действующих

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и может быть использовано при утилизации радиационных защит (РЗ), полученных путем заполнения тонкостенного корпуса расплавленным гидридом лития, а также при отработке технологии их изготовления

Изобретение относится к области защиты от ионизирующего излучения

Изобретение относится к медицинской технике, а именно к устройствам для лучевой терапии злокачественных опухолей быстрыми нейтронами

Изобретение относится к атомной промышленности, а именно к технологии вывода из эксплуатации канальных уран-графитовых реакторов

Изобретение относится к технологии вывода из эксплуатации уран-графитовых ядерных реакторов. В способе бесполостного заполнения реакторных пространств при выводе из эксплуатации реактора по варианту захоронения на месте выбирают тракт технологического канала, через который будут заполняться полости. Предварительно тракты подготавливают для свободного перемещения шнека. В выбранный тракт вставляют шнековую трубу и соосно внутрь трубы помещают шнек. В ближайший тракт технологического канала устанавливают виброштангу. В верх шнековой трубы подают сыпучий барьерный материал. С помощью шнека под давлением продвигают барьерный материал в заполняемую полость. Одновременно с помощью вибрации от колебаний виброштанги и работы шнека создают условия для раздвигания образующегося «холма», уплотнения материала, обтекания препятствий и стенок. Технический результат - возможность формировать сплошные барьеры безопасности достаточной постности для сорбции и ограничения миграции радионуклидов при выводе из эксплуатации уран-графитового ядерного реактора по варианту захоронения на месте. 1 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх