BG62223B1 - Direct converter of nuclear into electric energy - Google Patents
Direct converter of nuclear into electric energy Download PDFInfo
- Publication number
- BG62223B1 BG62223B1 BG100310A BG10031096A BG62223B1 BG 62223 B1 BG62223 B1 BG 62223B1 BG 100310 A BG100310 A BG 100310A BG 10031096 A BG10031096 A BG 10031096A BG 62223 B1 BG62223 B1 BG 62223B1
- Authority
- BG
- Bulgaria
- Prior art keywords
- calculation
- capsule
- lit
- nuclear
- direct converter
- Prior art date
Links
Landscapes
- Measurement Of Radiation (AREA)
- Electronic Switches (AREA)
Abstract
Description
Област на техникатаTechnical field
Директният преобразувател на ядрена енергия в електрическа е предназначен за работа с радиоактивни материали за пряко преобразуване в електричество и ще намери приложение при електрозахранването на различни мобилни и стационарни системи като роботи, автомобили, самолети, морски съдове, локомотиви, селскостопански машини и други.The direct nuclear to electrical converter is designed to work with radioactive materials for direct conversion to electricity and will find application in the power supply of various mobile and stationary systems such as robots, automobiles, aircraft, seagoing vessels, locomotives, agricultural machinery and more.
Предшестващо състояние на техникатаBACKGROUND OF THE INVENTION
Известен е патент DE 2802089 /1/, в който се описва изобретение, състоящо се от радиоактивен източник, около който има “пропускаща матрица” от съединения като полиметилметахлорид, силикон или поливинилхлорид за намаляване енергията на лъчението на радиоактивния източник, но не е посочено нищо повече, например степента на намаляване на енергията, от която зависи ефективната работа на фотопреобразувателите, които са разположени около нея във вид на кълбо, което пък е твърде неудобна конструктивна форма. Също така не е посочен броят на фотопреобразувателите .A patent DE 2802089 (1) is disclosed, which describes an invention consisting of a radioactive source around which has a "leak matrix" of compounds such as polymethyl methachloride, silicone or polyvinyl chloride to reduce the radiation energy of the radioactive source, but nothing is indicated more, for example, the degree of energy reduction on which the effective operation of the photoconverters located around it in the form of a ball depends, which is a rather inconvenient design. Also, the number of photoconverters is not specified.
Не се споменава нищо за лъчева защита. В примерното изпълнение е посочена много малка получавана мощност, която не може да служи за практически цели.There is no mention of radiation protection. In the exemplary embodiment, very low power output is indicated which cannot be used for practical purposes.
Техническа същност на изобретениетоSUMMARY OF THE INVENTION
Задачата на изобретението е да създаде ефективен метод за използването на радиоактивните отпадъци чрез директен преобразувател на ядрена енергия в електрическа, който се състои от една капсула от сплав XI 8Н9,304, или 22К, в която са поставени около 55 g радиоактивни отпадъци, която от своя страна е поставена в касета, представляваща куб с дължина на ръба 600 mm, изработена от желязо, около която са наредени 35 пласта платки с фотопреобразуватели, свързани за касетата чрез шпилки, затворени с корпус.It is an object of the invention to provide an effective method for the use of radioactive waste by means of a direct nuclear energy to electrical converter consisting of one capsule of alloy XI 8H9,304, or 22K, in which about 55 g of radioactive waste is placed, which in its turn, it is housed in a cassette consisting of a 600 mm long cube made of iron, around which are arranged 35 layers of photoconverter boards connected to the cassette by studs closed with a housing.
Действието на директния преобразувател на ядрена енергия в електрическа се основава на ефекта на Комптон и други ядрени реакции (лит.източници 3, 13), поради които високата енергия на радиоактивните отпадъци (500-1000 KeV) (лит.източник 2) при преминаването си през касетата намалява до око5 ло 10 eV, която може да се усвоява от фотопреобразувателите, защото се увеличава броят на фотоните около 60 000 пъти. Излезлите от касетата фотони попадат върху фотопреобразувателите, които преобразуват лъчевата 10 енергия в електрическа.The operation of the direct nuclear-to-electrical converter is based on the Compton effect and other nuclear reactions (lit. 3, 13), which causes the high energy of radioactive waste (500-1000 KeV) (lit. 2) to pass through. through the cartridge it decreases to about 5 eV, which can be absorbed by photoconverters, because the number of photons is increased about 60,000 times. The photons exiting the cassette fall on the photoconverters, which convert the radiant 10 energy into electrical energy.
Предимствата на директния преобразувател на ядрена енергия в електрическа се състоят в това, че първо той излъчва високоенергетични частици, поради голямата дебелина на 15 касетата; второ - представлява една реализуема конструкция и трето, от него може да се черпи мощност около 300 000 W/h.The advantages of a direct nuclear-to-electrical converter are that it first emits high-energy particles due to the large thickness of the 15 cartridges; second - it is a feasible construction and third, it can draw power of about 300,000 W / h.
Описание на приложените фигуриDescription of the attached figures
Фигура 1 представлява напречен разрез на директния преобразувател на ядрена енергия в електрическа, като са пояснени следните позиции: 1. радиоактивен материал; 2. кап25 сула, в която е поставен радиоактивният материал (1); 3. касета, в която е монтирана капсулата (2); 4. платки с фотопреобразуватели;Figure 1 is a cross-sectional view of the direct transducer of nuclear energy to electrical, with the following items explained: 1. radioactive material; 2. a cap 25 sludge into which the radioactive material (1) is placed; 3. a cartridge in which the capsule (2) is mounted; 4. PCBs;
5. крака на касетата; 6. технологичен отвор на касетата за монтаж на капсулата (2); 7. вън30 шен корпус.5. cartridge legs; 6. technological opening of the cartridge for mounting the capsule (2); 7. external housing.
Описание на изчислениятаDescription of the calculations
1. Изчисление (съгласно лит. източник 35 1) представлява изчисляване на активността на Цезий - 137 (137 Cs) за време 10 години по известната формула (лит.източник 4):1. The calculation (according to lit. source 35 1) is to calculate the activity of Cesium-137 (137 Cs) over a 10-year period by the known formula (lit. source 4):
(лит.източник 1) AKTIWNOST1 = А О х exp ( - 1п 2 х t / Т 1/2), в която t = 10, Т 1/ 40 2 = 30, А О - началната активност (t = 0);(lit. source 1) AKTIWNOST1 = A O x exp (- 1n 2 x t / T 1/2), in which t = 10, T 1/40 2 = 30, A O - the initial activity (t = 0);
2. Изчисление (лит.източник 2) представлява изчисляване на излъчваната мощност по формулата:2. Calculation (Lit. 2) is a calculation of the radiated power by the formula:
(лит.източник 2) MOSTNOST = AKTIW45 NOST1 х к х Е , в която к е коефициент за преминаване от eV във W, а Е е енергията на гама - кванта в eV;(REFERENCES 2) BRIDGE = AKTIW45 NOST1 x k x E, in which k is the coefficient for the transition from eV to W and E is the gamma energy of the quantum in eV;
3. Изчисляване (лит.източник 3) представлява изчисляване на линейния коефициент на отслабване MFe чрез формулата:3. Calculation (ref. 3) is the calculation of the linear weight loss MFe by the formula:
(лит.източник 3) I = Ю х exp (- MFe х LFe), в която I е изходящата интензивност; 10 е началната интензивност; MFe е линейният коефициент на отслабване, a LFe - дебелините на капсулата и касетата.(ref. 3) I = 10 x exp (- MFe x LFe) in which I is the output intensity; 10 is the initial intensity; MFe is the linear weight loss factor, and LFe is the capsule and cartridge thickness.
4. Изчисление (лит.източник 4) представлява изчисляване на необходимата дебелина LFe за изходяща активност 1о = 10 eV, като данните са взети от (лит.източник 2), а формулата от (лит.източник 3).4. Calculation (lit. source 4) is a calculation of the required thickness LFe for output activity 100 = 10 eV, the data taken from (lit. source 2) and the formula from (lit. source 3).
5. Изчисление (лит.източник 5) представлява изчисляването на необходимата маса метал - masaFe, с дебелина, получена от изчисление съгласно лит.източник 4.5. Calculation (lit. source 5) is the calculation of the required mass of metal - massaFe, with a thickness obtained from the calculation according to lit. source 4.
6. Изчисление (лит.източник 6) представлява изчисляване на площта на фотодиодите, като дебелината на платката и фотодиода се взема за 10 mm, а броят на пластовете е 35 с начална дължина на ръба 600 mm.6. Calculation (Lit. 6) is a calculation of the area of the photodiodes, with the thickness of the PCB and the photodiode being taken as 10 mm and the number of layers being 35 with an initial edge length of 600 mm.
7. Изчисление (лит.източник 7) представлява изчисляване на получаваната мощност от всички фотодиоди, като се приема мощност за 1 cm2 0,25 W.7. Calculation (ref. 7) is the calculation of the power received by all photodiodes, assuming a power of 1 cm 2 0.25 W.
Примерно изпълнение на изобретениетоAn exemplary embodiment of the invention
Примерното изпълнение може да бъде реализирано на базата на 137 Cs, [като един от преобладаващите компоненти в радиоактивните отпадъци от АЕЦ (лит.изт. 4,5)], 55 g (изчисление 1 съгласно изобретението), от който (позиция 1 на фиг.1) се поставят в капсулата 2, изработена от една от сплавите Х18Н9,304 или 22к и поставена в касетата 3 през технологичния отвор 6. Общата дебелина на касета 3 и капсулата 2 се изчислява по данни от лит.изт. 2 и 3 и изчисление 4 съгласно изобретението и е около 297 mm за желязо и тежи около 1654204 g - изчисление 5 съгласно изобретението.The exemplary embodiment can be realized on the basis of 137 Cs, [as one of the predominant components in the radioactive waste from the NPP (lit. 4.5)], 55 g (calculation 1 according to the invention), of which (position 1 in FIG. .1) they are placed in a capsule 2 made of one of the alloys X18H9,304 or 22k and placed in the cassette 3 through the technological opening 6. The total thickness of the cassette 3 and the capsule 2 is calculated according to lit. 2 and 3 and calculation 4 according to the invention is about 297 mm for iron and weighs about 1654204 g - calculation 5 according to the invention.
Платките с фотопреобразувателите 4 се монтират последователно пласт по пласт и се закрепват с шпилки за касетата. Видът на фо5 топреобразувателите може да бъде 2ф1202 - българско производство (лит.изт. 11) или друг подобен вид (лит.изт. 12), които се монтират на платките и се затварят с външния корпус 7.The photoconverter boards 4 are sequentially mounted layer by layer and secured with cartridge studs. The type of photoconverters can be 2f1202 - Bulgarian production (lit. item 11) or other similar type (item # 12), which are mounted on the circuit boards and are closed with the outer housing 7.
Диодите 2ф1202 се свързват паралелно и 10 се извежда по кабел напрежение около 20 V.The diodes 2f1202 are connected in parallel and 10 is connected to a voltage of about 20 V.
Получаваната мощност за 35 пласта платки с площ 1320660 cm2 - изчисление 6, може да бъде около 300000 W.h - изчисление 7 съгласно изобретението.The resulting power for 35 layers of boards with an area of 1320660 cm 2 - calculation 6, may be about 300000 Wh - calculation 7 according to the invention.
Промишлено производство може да бъде организирано съвместно със завод за преработка на отпадъчно гориво от АЕЦ, където се поставят радиоактивните отпадъци в капсули, които след това се монтират в касетите.Industrial production can be organized in conjunction with a waste fuel treatment plant from the NPP, where the radioactive waste is placed in capsules, which are then mounted in the cartridges.
Claims (1)
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
BG100310A BG62223B1 (en) | 1996-01-25 | 1996-01-25 | Direct converter of nuclear into electric energy |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
BG100310A BG62223B1 (en) | 1996-01-25 | 1996-01-25 | Direct converter of nuclear into electric energy |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
BG100310A BG100310A (en) | 1997-08-29 |
BG62223B1 true BG62223B1 (en) | 1999-05-31 |
Family
ID=3926449
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
BG100310A BG62223B1 (en) | 1996-01-25 | 1996-01-25 | Direct converter of nuclear into electric energy |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
BG (1) | BG62223B1 (en) |
-
1996
- 1996-01-25 BG BG100310A patent/BG62223B1/en unknown
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
BG100310A (en) | 1997-08-29 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
CA1324186C (en) | Light emitting polymer electrical energy source | |
US5122332A (en) | Protecting organisms and the environment from harmful radiation by controlling such radiation and safely disposing of its energy | |
US4755350A (en) | Thermionic reactor module with thermal storage reservoir | |
ES258034U (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 | |
CA2294063A1 (en) | Neutron-driven element transmuter | |
US4663115A (en) | Protecting personnel and the environment from radioactive emissions by controlling such emissions and safely disposing of their energy | |
US5616928A (en) | Protecting personnel and the environment from radioactive emissions by controlling such emissions and safely disposing of their energy | |
CN107564599B (en) | Driving device with gamma ray protection function and robot | |
BG62223B1 (en) | Direct converter of nuclear into electric energy | |
MXPA01011907A (en) | Power from fission of spent nuclear waster. | |
US5672928A (en) | Stabilized in-vessel direct current source | |
US5149494A (en) | Protecting personnel and the environment from radioactive emissions by controlling such emissions and safely disposing of their energy | |
US5607519A (en) | Photon and/or electron generating power cell | |
US5590162A (en) | Stand-alone power supply energized by decay of radioactive iostope | |
US5608767A (en) | Neutron-activated direct current source | |
EP0798747A3 (en) | Coating for reducing corrosion of zirconuim-based alloys induced by beta particle irradiation | |
RU94044509A (en) | Method and fast neutrons reactor for radioactive isotopes production | |
RU209176U1 (en) | Bifunctional radiation shield | |
Harmon et al. | Accelerator neutron sources for neutron capture therapy using near threshold charged particle reactions | |
Sawan | Nuclear analysis for the inertially confined direct drive laser fusion power reactor SIRIUS-P | |
SE9301373L (en) | Nuclear fuel elements | |
Greenspan et al. | High energy-multiplication blankets for Cat-D fusion reactors | |
Reinig et al. | CALIFORNIUM-252: A NEW NEUTRON SOURCE FOR ACTIVATION ANALYSIS¹ | |
KR930022414A (en) | Safety management method for high radioactive waste and radiation exposure |