СПОСОБ ТЕРМИЧЕСКОЙ ОБРАБОТКИ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ Российский патент 1997 года по МПК G21D1/00 

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а более конкретно, к технологии изготовления и подготовки к эксплуатации ядерных энергетических установок (ЯЭУ), преобразующих тепловую энергию в электрическую непосредственно. Особенно это актуально для космических ЯЭУ, которые должны иметь большой срок эксплуатации без ремонта. Очень важной проблемой при создании таких установок является проблема обеспечения высокого качества ЯЭУ, включая такие характеристики качества как длительный ресурс, высокий КПД, стабильность выходных электрических характеристик в процессе ресурса. Величины этих показателей в значительной степени зависят от чистоты поверхностей, образующих рабочие полости, уровня газосодержания в конструкционных материалах этих поверхностей и содержания посторонних примесей в рабочих средах, находящихся в полостях. (Например, полость теплоносителя и теплоноситель, цезиевая полость термоэмиссионных преобразователей и парообразный цезий, газовые полости между ядерным топливом и электрогенерирующими каналами и заполняющий их газ, и др.) [1]
Для снижения уровня газосодержания в конструкционных материалах, очистки рабочих поверхностей и теплоносителя реактор-преобразователь или вся ЯЭУ в сборе перед началом эксплуатации подвергается термической обработке на специальном стенде посредством нагрева ее в вакуумной камере (ВК) и одновременного удаления продуктов газовыделения из рабочих полостей и ВК (например, вакуумированием) [2] и [3]
Сущность этих способов термической обработки заключается в том, что реактор-преобразователь или ЯЭУ после изготовления нагревают в вакууме стендовыми источниками тепла до температуры теплоносителя в контуре ЯЭУ (400-600)^oC при непрерывной откачке продуктов газовыделения (газообразных или парообразных химических веществ простого или сложного состава, выделяющихся в вакуумную среду из изделия при его нагреве) вакуумной системой стенда. Обычно нагрев осуществляют нагревательными устройствами, установленными или в вакуумной камере (например, электронагревателями, установленными вокруг реактора-преобразователя или холодильника-излучателя), или же нагревом теплоносителя в стендовом жидкометаллическом контуре и прокачкой его через контур ЯЭУ.

ЯЭУ выдерживают при этих температурах до получения достаточной чистоты теплоносителя и получения низкого уровня газовыделения в откачиваемые полости, после чего ЯЭУ расхолаживают. Способ имеет недостаток, заключающийся в том, что не обезгаживаются узлы, элементы и их поверхности, примыкающие к зоне ядерного топлива, имеющие рабочие температуры в 1,5-2 раза выше температуры теплоносителя. При эксплуатации ЯЭУ из этих элементов в рабочие полости и среды их заполняющие (например, в полость цезиевой системы термоэмиссионных преобразователей) выйдут продукты газовыделения, что приведет к снижению КПД, ресурса и нестабильности выходных характеристик [4]
Известно, что ЯЭУ "Топаз-2" позволяет проводить нагрев элементов,примыкающих к зоне электрическими нагревателями, установленными вместо ядерного топлива, что дает возможность проводить обезгаживание катодов ЭГК при рабочих температурах [5] Данный способ принят за прототип. Однако, использование таких нагревателей для термической обработки реакторного блока или всей ЯЭУ, хотя и обеспечивает получение положительного градиента температуры от зоны размещения ядерного горючего к периферийным узлам, может привести к перегреву элементов зоны, в то время как другие узлы (например, элементы системы генерации паров цезия и др.) будут иметь температуры ниже рабочих. При этом, полученное температурное поле всей ЯЭУ приведет к появлению дополнительных температурных деформаций, которые не имеют места в процессе всего жизненного цикла ЯЭУ. Более холодные элементы не обезгазятся полностью и дополнительно могут сорбировать продукты, выделившиеся из более горячих. При достижении рабочих температур в процессе эксплуатации ЯЭУ они снова выйдут в рабочие полости ЯЭУ, что приведет к отрицательным последствиям, изложенным ранее.

Предложенный способ позволяет устранить отмеченные недостатки.

Технический результат достигается следующим образом. В известном способе, включающем нагрев установки в ВК дополнительным источником тепла, обеспечивающим положительный градиент температуры от зоны размещения ядерного горючего, и стендовым источником тепла, до температуры теплоносителя в контуре ЯЭУ (400-600)^oC, откачку продуктов газовыделения с последующим расхолаживанием, отличающийся тем, что перед расхолаживанием ЯЭУ одновременным увеличением энергоотдачи дополнительного источника тепла и снижением энергоотдачи стендового источника, обеспечивают превышение рабочих температур активной зоны реактора на 5-10^oC, без изменения температуры теплоносителя и увеличения давления в откачиваемых полостях, выдерживают этот режим до окончания дополнительного газовыделения в откачиваемые полости, затем изменением соотношения тепловых мощностей обоих источников тепла устанавливают рабочие температуры ЯЭУ, выдерживают этот режим до получения в откачиваемых полостях статического давления менее 0,1 Па и после этого установку расхолаживают.

Способ реализуется следующим образом. ЯЭУ помещают в ВК. ВК и полости, в которые выделяются продукты газовыделения, подсоединяют к системе вакуумирования. В качестве стендовых источников тепла могут быть использованы, например, электронагреватели, установленные в ВК вокруг холодильника-излучателя ЯЭУ, или стендовый контур теплоносителя с электронагревателями в стендовом контуре и циркуляцией горячего теплоносителя через контур ЯЭУ. В качестве дополнительного источника тепла, который устанавливается в зоне ядерного топлива, может быть использовано устройство, реализующее электронный нагрев обратными токами с коллекторов ЭГК на эмиттеры при приложении к эмиттерам ускоряющего напряжения, или, если позволяет конструкция ЭГК, электронагреватели, устанавливаемые вместо ядерного топлива. Проводят непрерывное вакуумирование ВК и рабочих полостей. Увеличением мощности стендовых источников тепла доводят температуру теплоносителя в ЯЭУ до (400-600)^oC. Затем, при достижении высокого вакуума в полостях (не выше 0,01 Па) одновременно увеличивают мощность дополнительного источника тепла и снижают мощность стендового, доводят температуру элементов зоны реактора до значения на 5-10^oC выше рабочего значения (значения температур, которые имеют элементы ЯЭУ при эксплуатации в космосе на номинальной тепловой мощности).

Изменение соотношения мощностей дополнительного и стендового источников тепла производят таким образом, чтобы температура теплоносителя в ЯЭУ заметно не изменялась, а давление в откачиваемых полостях не увеличивалось свыше 0,01 Па. На установленном температурном уровне проводят выдержку до прекращения дополнительного газовыделения, о котором судят, например, по изменению давления в полостях при отключенных средствах откачки. Затем дальнейшим уменьшением мощности стендового источника тепла (вплоть до его выключения) и увеличением мощности дополнительного источника тепла устанавливают рабочий температурный режим ЯЭУ (температура теплоносителя в контуре ЯЭУ в интервале (400-600)^oC, температура элементов зоны (700-1700)^oC). На этом режиме проводят выдержку до полного обезгаживания элементов зоны, получая в откачиваемых полостях статическое давление менее 0,1 Па (например, через один час после прекращения откачки), после чего ЯЭУ расхолаживают.

Преимущество способа заключается в следующем. Достигается высокая степень обезгаживания всех элементов ЯЭУ, включая элементы, примыкающие к зоне топлива (электроды ЭГК, коммутирующие элементы, система генерации паров цезия и др.). Температурные градиенты в процессе термообработки близки к эксплуатационным, что позволяет избежать их отрицательного влияния на качество ЯЭУ. Экономический эффект заключается в увеличении ресурса и повышении надежности.

Изобретение прошло экспериментальную отработку в ЦКБМ на опытных образцах ЯЭУ Топаз-2 и показало свою эффективность.

Сущность изобретения: способ включает нагрев ядерной энергетической установки в вакуумной камере дополнительным источником тепла, обеспечивающим положительный градиент температуры от зоны размещения ядерного горючего, и стендовым источником тепла. Производят откачку продуктов газовыделения и последующее расхолаживание. Перед расхолаживанием одновременно увеличивают энергоотдачу дополнительного источника тепла и снижают энергоотдачу стендового источника. При этом обеспечивается превышение рабочих температур активной зоны реактора на 5-10^oC. Этот режим выдерживают до окончания газовыделения в откачиваемых полостях установки. Затем изменением соотношения тепловых мощностей обоих нагревательных устройств устанавливают рабочий тепловой режим установки и выдерживают этот режим до получения в откачиваемых полостях статического давления менее 0,1 Па. После этого установку расхолаживают.

Способ термической обработки ядерной энергетической установки, включающий ее нагрев в вакуумной камере дополнительным источником тепла, обеспечивающим положительный градиент температуры от зоны размещения ядерного горючего, и стендовым источником тепла до температуры теплоносителя в конусе ядерной энергетической установки 400 600^oС, откачку продуктов газовыделения из полостей ядерной энергетической установки с последующим расхолаживанием, отличающийся тем, что перед расхолаживанием ядерной энергетической установки одновременным снижением энергоподачи стендового источника и увеличением энергоотдачи дополнительного источника тепла обеспечивают превышение температур активной зоны реактора на 5 10^oС выше рабочих температур без изменения температуры теплоносителя и увеличения давления в откачиваемых полостях, выдерживают этот режим до окончания дополнительного газовыделения в откачиваемые полости, затем изменением соотношения тепловых мощностей обоих источников тепла устанавливают рабочие температуры ядерной энергетической установки, выдерживают их до получения в откачиваемых полостях статического давления менее 0,1 Па, после этого ядерную энергетическую установку расхолаживают.