термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы

Формула изобретения

1. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы, содержащий не менее двух электрогенерирующих пакетов в виде герметичного корпуса, снабженного патрубками для входа и выхода теплоносителя, с размещенными внутри корпуса охлаждаемыми теплоносителем, термоэмиссионными электрогенерирующими сборками с активной частью, коллекторами раздачи и сбора теплоносителя, размещенными у торцов пакета, отличающийся тем, что в центре каждого электрогенерирующего пакета соосно с термоэмиссионными электрогенерирующими сборками установлена часть тепловой трубы системы расплавления теплоносителя, причем зона испарения тепловой трубы размещена в теплоносителе напротив активной части электрогенерирующих сборок.

2. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы по п.1, отличающийся тем, что наружный диаметр зоны испарения тепловой трубы выбран равным наружному диаметру активной части термоэмиссионной электрогенерирующей сборки.

3. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы по п.1, отличающийся тем, что корпус тепловой трубы выполнен из того же материала, что и наружный корпус активной части термоэмиссионной электрогенерирующей сборки.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к термоэмиссионному методу преобразования тепловой энергии в электрическую, атомной и космической энергетике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерно-энергетических установок.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) космической ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) может быть на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. ТРП на тепловых (и промежуточных) нейтронах из-за наличия в активной зоне замедлителя могут быть созданы лишь до электрических мощностей не более 100...150 кВт и относительно невысокого ресурса. ТРП на быстрых нейтронах могут быть созданы на мощности от 100...150 кВт до мегаватного уровня.

Известен ТРП на тепловых нейтронах космической ЯЭУ "Топаз" [1]. Он содержит активную зону (AЗ), состоящую из замедлителя и термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС), обычно называемых термоэмиссионными электрогенерирующими каналами (ЭГК), отражателя, в котором размещены органы управления в виде поворотных барабанов. ЭГС снаружи охлаждаются теплоносителем в виде эвтектического сплава NaK.

Такой ТРП успешно отработал в космосе, генерируя электрическую мощность примерно 5 кВт в течение около года.

Однако для пуска ТРП в космосе теплоноситель должен быть предварительно в наземных условиях подогрет на несколько сот градусов и пуск ТРП должен быть произведен в течение не более трех часов после старта с Земли ракеты с ЯЭУ с ТРП. В таком ТРП отсутствует система расплавления теплоносителя, поэтому многократный пуск невозможен. Не обеспечено также аварийное расхолаживание ТРП.

Известен ТРП на быстрых нейтронах по патенту [2]. Он содержит AЗ, набранную из ЭГС и бустерных твэл, снабженных системой вывода газообразных осколков деления. Такой ТРП имеет относительно малый объем AЗ, и, следовательно, малую массу радиационной защиты. Однако наземная отработка такого ТРП требует большого объема работ, так как основной объем испытаний по проверке технических решений и отработке показателей надежности должен быть выполнен при ядерно-энергетических испытаниях ТРП или даже ЯЭУ с ТРП. Не обеспечено также аварийное расхолаживание ТРП.

Известен ТРП по патенту [3]. Он содержит AЗ, набранную из ЭГК и бустерных твэл, которые размешены компактно в дополнительном герметичной корпусе, снабженном автономной системой охлаждения. Такой ТРП имеет относительно малый объем активной зоны и, следовательно, малую массу радиационной защиты. Однако наземная отработка такого ТРП требует большого объема работ, так как основной объем испытаний по проверке технических решений и отработке показателей надежности должен быть выполнен при ядерно-энергетических испытаниях ТРП или даже ЯЭУ с ТРП. Не обеспечено также аварийное расхолаживание ТРП.

Наиболее близким к изобретению по технической сущности является ТРП пакетной (модульной) схемы на быстрых нейтронах для космической ЯЭУ большой мощности, предложенный в [4]. ТРП содержит AЗ, набранную из гидравлически независимых электрогенерирующих пакетов (ЭГП), состоящих из корпуса, внутри которого размещены термоэмиссионные ЭГС. Каждый ЭГП в ТРП имеет независимую систему охлаждения в виде автономного литиевого контура с размещенными у торцев коллекторами теплоносителя, имеющими патрубки для входа и выхода теплоносителя. В боковой отражателе ТРП размещены органы управления в виде поворотных барабанов.

Такой ТРП также может иметь относительно невысокую массу и проектируется на электрическую мощность от 100...150 кВт до нескольких мегаватт. Модульное построение ТРП существенно упрощает экспериментальную отработку, так как основной объем испытаний по проверке технических решений и отработке показателей надежности может быть выполнен при стендовой безъядерной отработке ЭГП с электронагревом. Введение модульного (из ЭГП) построения упрощает сборку ТРП, так как он собирается из ограниченного числа ЭГП.

Однако для пуска ТРП в космосе теплоноситель как в ТРП, так и в системе охлаждения должен быть предварительно расплавлен и подогрет на несколько десятков или сот градусов выше температуры замерзания теплоносителя. Это может быть сделано, например, с использованием электронегревателей, питаемых от внешнего источника электроэнергии, например аккумуляторных батарей. При необходимости многократного планового останова и повторного пуска ТРП должна быть также предусмотрено специальная программа замораживания теплоносителя, обеспечивающая затем плановый пуск ТРП. Это производится медленным снижением по специальной программе тепловой мощности ТРП. Однако возможны ситуации, когда производится аварийный, практически моментальный останов ТРП. В этом случае необходимо аварийное расхолаживание ТРП. При отсутствии специальной системы аварийного расхолаживания работавшего ТРП за счет остаточного тепловыделения в активной зоне произойдет расплавление топливных сворок в ЭГС и последующее образование по крайней мере в каждом из ЭГП (возможно, и во всей активной зоне) застывшего монолита сплава делящегося вещества с тугоплавкими металлами. Особенно актуальна эта задача для ТРП с большим объемом активной зоны, большой мощности и длительного ресурса. Это может привести к изменению реактивности ТРП в худшую с точки зрения безопасности сторону. Кроме того, при столкновении с космическим "мусором" такой монолит при падении на Землю не сгорит в атмосфере, а упадет на Землю, что крайне нежелательно с точки зрения обеспечения радиационной безопасности населения Земли.

Задачей изобретения является повышение безопасности эксплуатации ТРП в космосе с одновременным упрощением процессов многократных плановых пусков и остановов ТРП в процессе длительной работы.

Указанная задача решается в ТРП пакетной схемы, содержащей не менее двух ЭГП в виде герметичного корпуса, снабженного патрубками для входа и выхода теплоносителя, с размещенными внутри корпуса охлаждаемыми теплоносителем термоэмиссионными ЭГС с активной частью и коллекторами раздачи и сбора теплоносителя, размещенными у торцов ЭГП, в которой в центре каждого ЭГП соосно с термоэмиссионными ЭГС установлена часть тепловой трубы системы расплавления теплоносителя, причем зона испарения тепловой трубы размещена в теплоносителе напротив активной части ЭГС. Наружный размер зоны испарения тепловой трубы может быть выбран равным наружному размеру активной части ЭГС, а корпус тепловой трубы может быть выполнен из того же материала, что и корпус ЭГС.

Фиг.1 и 2 поясняют суть предлагаемого ТРП пакетной (модульной) схемы.

На фиг.1 приведен поперечный разрез ТРП, а на фиг.2 - продольный разрез ЭГП.

ТРП содержит ЭГП 1 и боковой отражатель 2, в котором размещены органы управления ТРП в виде поворотных цилиндров 3 с поглощающими нейтроны накладками 4. ЭГП включает герметичный корпус 5, внутри которого размещены термоэмиссионные ЭГС 6, наружные корпуса 7 которых охлаждаются теплоносителем 8, например эвтектическим сплавом NаК или Li. Внутри корпусов 7 ЭГС 6 размещены последовательно соединенные электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) 9, образующие активную часть 10, и элементы торцовых отражателей 11 и 12, в которых расположены токовыводы 13 и 14. Активные части 10 всех ЭГС 6 всех ЭГП 1 образуют активную зону ТРП, которая окружена боковым отражателем 2 и элементами торцевых отражателей 11 и 12.

Выше и ниже активной части 10 ЭГС 6 расположены соответственно коллектор 15 раздачи теплоносителя 8 и коллектор 16 сбора теплоносителя 8. Подвод теплоносителя в ЭГП 1 осуществляется через патрубок 17, подсоединенный к коллектору 15, а отвод - через патрубок 18, подсоединенный к коллектору 16.

Токовыводы 13 и 14 через гермовводы 17 и 18 выведены в коммутационные камеры 19 и 20, где обеспечивается коммутация ЭГС 6, например последовательно-параллельная, для получения требуемого напряжения и тока каждого ЭГП 1. Из коммутационной камеры 20 через гермовыводы 21 идут два токовывода 22, которые позволяют осуществлять дальнейшую коммутацию ЭГП вне корпуса 5 ЭГП 1.

В центре каждого ЭГП 1 соосно с термоэмиссионными ЭГС 6 установлена часть тепловой трубы 23 системы расплавления теплоносителя, причем зона испарения 24 тепловой трубы 23 размещена в теплоносителе 8 напротив активной части 10 ЭГС 6. Адиабатическая зона 25 тепловой трубы частично расположена в коллекторе 16, частично - в коммутационной камере 20 и частично - вне корпуса 5 ЭГП 1. Наружный размер (диаметр) d зоны испарения 24 тепловой трубы выбран равным наружному размеру (диаметру) D активной части 10 ЭГС 6, а корпус 26 тепловой трубы 23 выполнен из того же материала, что и корпус 7 ЭГС 6, Внутри тепловой трубы 23 по всей ее длине установлена капиллярная структура 27.

ТРП пакетной схемы работает следующим образом.

В исходном состоянии размещенные в отражателе 2 поворотные цилиндры 3 находятся в положении поглощающими накладками 4 к активной зоне с ЭГП 1. Поэтому ТРП не критичен и в таком состоянии в составе ЯЭУ он выводится в космос. При этом теплоноситель 8 в ТРП может быть как в жидком (расплавленном), так и твердом (замороженном) состоянии.

На радиационно-безопасной орбите, например, высотой 800 км, производится пуск ТРП. Для этого автоматически по команде с Земли (или системы управления ЯЭУ или КА) осуществляется разворот поворотных цилиндров 3 таким образом, что накладки 4 отходят от активном зоны с ЭГП 1. Сначала ТРП выводится на промежуточный, относительно небольшой уровень тепловой мощности. Начинается реакция деления топливного материала в ЭГЭ 9 активной части 10 ЭГС 6 с выделением тепла. Выделяющееся тепло отводится с наружной поверхности корпусов 7 ЭГС 6 в непрокачиваемый в начальный момент теплоноситель 8, например эвтектический сплав NаК или Li. При этом теплоноситель 8 нагревается, а если он был твердым, то плавится и затем нагревается выше температуры плавления. Через некоторое время весь теплоноситель 8 в каждой из ЭГП 1 ТРП будет расплавлен и несколько подогрет. Так как зона испарения 24 тепловой трубы 23 расположена в этом же теплоносителе, то тепло теплопроводностью от нагреваемого теплоносителя 8 через корпус 26 будет передаваться в зону испарения 24 тепловой трубы 23. За счет подвода тепла с капиллярной структуры 27 зоны испарения 24 тепловой трубы будет происходить испарение рабочего тела, пар которого, пройдя адиабатическую зону 25, сконденсируется в зоне испарения ( не показан) тепловой трубы, проложенной вдоль магистралей с теплоносителем системы охлаждения (не показан). Тем самым будет разогрет и расплавлен теплоноситель вне ТРП. После этого включается циркуляция теплоносителя и охлаждение ТРП производится циркулирующим теплоносителем 8. Подвод теплоносителя 8 в ЭГП 1 осуществляется через патрубок 17, далее через раздаточный коллектор 15 он попадает в активную часть 10, охлаждая наружные корпуса 7 ЭГС 6. Подогретый в активной части 10 теплоноситель попадает в сборный коллектор 16, а из него через патрубок 18 попадает в систему охлаждения (не показана). Стрелками показано движение теплоносителя 8 в ЭГП 1 в номинальной режиме работы ТРП пакетной схемы.

После достижения рабочего уровня тепловой мощности в ЭГС 6 подается рабочее тело (пар цезия) и они начинают генерировать электроэнергию. ЭГС 6 снабжены токовыводами 13 и 14, с помощью которых внутри корпуса 5 ЭГП 1 ЭГС 6 коммутируются параллельно, последовательно или параллельно-последовательно. Коммутация осуществляется в коммутационных камерах 19 и 20, из последней с помощью изолированных от корпуса токовыводов 22 электроэнергия попадает в устройства внешней коммутации (не показаны) и потребителям, в том числе для питания насосов, обеспечивающих циркуляцию теплоносителя (не показаны). Непреобразованная в ЭГС 6 теплота термодинамического цикла отводится теплоносителем 8, как это описано выше, и затем о помощью системы охлаждения сбрасывается в космос излучением в холодильнике-излучателе ЯЭУ (не показано).

После окончания запланированного цикла работы производится останов ТРП. Для этого тепловая мощность ТРП постепенно понижается о уменьшением генерируемой ЭГС 6 электрической мощностью. После достижения некоторого промежуточного пониженного уровня тепловой мощности генерация электроэнергии в ЭГС 6, а следовательно, и в ЭГП 1 и во всем ТРП прекращается. Соответственно прекращается из-за отсутствия электропитания циркуляция теплоносителя 8 в ЭГП 1. Однако охлаждение ЭГП 1 не прекращается, так как отвод выделяющегося в топливной материале ЭГЭ 9 активной части 10 ЭГС 6 осуществляется теплопроводностью через пока еще расплавленный теплоноситель 8 к зоне испарения 24 тепловой трубы 23. За счет подвода тепла с капиллярной структуры 27 зоны испарения 24 тепловой трубы будет происходить испарение рабочего тела, пар которого, пройдя адиабатическую зону 25, сконденсируется в зоне испарения тепловой трубы, проложенной вдоль магистралей с теплоносителем системы охлаждения (не показана). Тем самым будет осуществлен сброс тепла в космос.

В дальнейшем ТРП глушится поворотом размешенных в отражателе 2 поворотных цилиндров 3 в положение поглощающими накладками 4 к активной зоне с ЭГП 1. ТРП становится некритичным, его нейтронная мощность равна нулю. Однако тепловая мощность не равна нулю, так как существует остаточное тепловыделение в топливных сердечниках ЭГЭ 9. Это тепло аналогично рассмотренному выше теплопроводностью доставляется к зоне испарения 24 тепловой трубы 23 и с ее помощью сбрасывается в космос. Постепенно остаточное тепловыделение становится вое меньше, температура теплоносителя 8 в ЭГП 1 понижается к в какой-то момент он замерзает.

Повторный запуск ТРП производится аналогично описанному выше первому запуску.

Однако возможны ситуации, когда во время работы ТРП на любой уровне мощности производится аварийный останов ТРП путей практически моментального поворота размещенных в отражателе 2 поворотных цилиндров 3 в положение поглощающими накладками 4 к активной зоне с ЭГП 1. ТРП становится некритичным, его нейтронная мощность равна нулю, генерации электроэнергии в ЭГС 6 не происходит, а следовательно, прекращается и циркуляция теплоносителя в ЭГП 1. Однако тепловая мощность не равна нулю, так как существует остаточное тепловыделение в топливных сердечниках ЭГЭ 9. В этой случае необходимо аварийное расхолаживание ТРП. При отсутствии специальной системы аварийного расхолаживания работавшего ТРП за счет остаточного тепловыделения в активной зоне произойдет расплавление топлива в ЭГЭ 9, ЭГС 6 и последующее образование, по крайней мере, в каждом из ЭГП 1, а возможно, и во всей активной зоне ТРП, застывшего монолита сплава делящегося вещества с тугоплавкими металлами. Особенно актуальна эта задача для ТРП с большим объемом активной зоны, большой мощности и длительного ресурса. Это может привести к изменению реактивности ТРП в худшую с точки зрения безопасности сторону. Кроме того, при столкновении с космическим "мусором" такой монолит при падении на Землю не сгорит в атмосфере, а упадет на Землю, что крайне нежелательно с точки зрения обеспечения радиационной безопасности населения Земли.

Однако наличие зоны испарения 24 тепловой трубы 23 в теплоносителе 8 в центре каждого ЭГП 1 предотвращает эту опасную с радиационной точки зрения ситуацию, так как с ее помощью осуществляется автоматическое расхолаживание каждого ЭГП 1 в ТРП пакетной схемы. При этом не требуется никаких дополнительных систем и устройств аварийного расхолаживания ТРП. Не требуется и дополнительных источников электроэнергии, так как расхолаживание обеспечивается без затрат электроэнергии. Выделяющееся тепло аналогично рассмотренному выше теплопроводностью доставляется к зоне испарения 24 тепловой трубы 23 и с ее помощью сбрасывается в космос. Постепенно остаточное тепловыделение становится все меньше, температура теплоносителя 8 в ЭГП 1 понижается и в какой-то момент он замерзает.

Размещение зоны испарения 24 тепловой трубы 23 в теплоносителе 8 обеспечивает наилучший тепловой контакт при передачи тепла теплопроводностью от ЭГС 6 к корпусу 26 зоны испарения 24 тепловой трубы. Расположение зоны испарения 24 тепловой трубы в центре ЭГП 1 напротив и соосно активной части 10 ЭГС 6 обеспечивает наилучшие условия теплоотвода при минимальном температурном перепаде от всех ЭГС 6 при нециркулирующем теплоносителе 8.

Выбор наружного размера (диаметра d) зоны испарения 24 тепловой трубы, равный наружному размеру (диаметру D) активной части 10 ЭГС 6, обеспечивает одинаковые скорости теплоносителя, а следовательно, и условия теплосъема как в периферийных ЭГС, так и в ЭГС, расположенных рядом с зоной испарения тепловой трубы.

Выполнение корпуса 26 тепловой трубы из того же материала, что и корпуса 7 активной части 10 термоэмиссионной ЭГС, например, из ниобиевого сплава, обеспечивает отсутствие процессов массопереноса разнородных материалов в циркулирующем теплоносителе.

Таким образом, размещение в теплоносителе в центре каждого ЭГП напротив активной части и соосно с термоэмиссионными ЭГС части тепловой трубы системы расплавления теплоносителя упрощает процессы многократных плановых пусков и остановов ТРП в процессе длительной работы и повышает безопасность эксплуатации ТРП в космосе, в том числе в аварийных ситуациях, за счет обеспечения автоматического без затрат электроэнергии расхолаживания реактора.

Источники информации

1. Кузнецов В.А., Грязнов Г.М., Артюхов Г.Я. и др. Разработка и создание термоэмиссионной ЯЭУ "Топаз". - Атомная энергия" 1974. Т.36, вып.6. С.450-454.

2. Патент RU 207638S С1, МКИ Н 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор-преобразователь. Опубл. 27.03.97. Бюл. 9.

3. Патент RU 2086036 C1, МКИ Н 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор-преобразователь. Опубл. 27.07.97. Бил. 21.

4. Патент RU 2168794 C1, МКИ Н 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор-преобразователь пакетной схемы. Опубл. 10.06.2001. Бюл. 16.