ТЕРМОЭМИССИОННЫЙ РЕАКТОР-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЬ Российский патент 2001 года по МПК H01J45/00 G21D7/04 G21C3/40 

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерных энергетических и двигательных установок.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) космической ядерно-энергетической установки (ЯЭЧ) может быть на тепловых, промежуточных и быстрых нейтронах. ТРП на тепловых (и промежуточных) нейтронах из-за наличия в активной зоне (AЗ) замедлителя могут быть созданы лишь до мощностей не более 100 кВт и относительно ограниченным ресурсом. ТРП на быстрых нейтронах могут быть созданы на мощности от 100 кВт до мегаваттного уровня и более длительного ресурса. Активная зона ТРП на тепловых нейтронах содержит относительно небольшое количество делящегося вещества и замедлитель. Активная зона ТРП на быстрых нейтронах не содержит замедлителя, а для обеспечения критичности требует относительно большого количества делящегося вещества. С этой точки зрения ТРП на быстрых нейтронах представляет повышенную ядерную опасность в случаях, когда возможно попадание в активную зону замедлителя, например водородосодержащего вещества, в том числе воды.

Известен ТРП космической ЯЭН "Топаз" [1]. Он содержит AЗ, состоящую из замедлителя и термоэмиссионных электрогенерирующих сборок (ЭГС), обычно называемых термоэмиссионными электрогенерирующими каналами (ЭГК), боковой отражатель, в котором размещены органы управления в виде поворотных барабанов. ЭГС снаружи охлаждаются теплоносителем (эвтектическим сплавом NaK).

Такой ТРП успешно отработал в космосе, генерируя электрическую мощность примерно 5 кВт в течение около года. Так как ТРП выполнен на тепловых нейтронах и малой мощности, то его активная зона содержит относительно небольшое количество делящегося вещества.

Известен ТРП, описанный в [2]. Он содержит AЗ и отражатель. AЗ в свою очередь содержит термоэмиссионные ЭГС, которые обеспечивают требуемое значение электрической мощности и так называемые бустерные твэлы, которые не являются электрогенерирующими, а добавлены в A3 для обеспечения ее критичности, так как объемная доля делящегося вещества в них существенно выше, чем в ЭГС. Бустерные твэлы размещены по всему объему AЗ, причем во внутренней области они размещены между ЭГС, а внешняя область AЗ содержит лишь бустерные твэлы. Бустерные твэлы охлаждаются тем же теплоносителем, что и ЭГС. Теплоноситель (эвтектика NaK) охлаждает сначала боковой отражатель, а затем AЗ.

Бустерные твэлы, которые содержат фактически лишь топливо в оболочке, позволяют снизить критический объем AЗ, а следовательно, и массу всей ЯЭУ. Однако введение в AЗ бустерных твэл кроме понижения КПД преобразования энергии в ТРП и соответственно увеличения поверхности холодильника-излучателя, приводит к увеличению плотности критической загрузки делящегося вещества в реакторе. Это в свою очередь повышает ядерную опасность при аварийных ситуациях с ракетой-носителем при выводе КА с ЯЭУ в космос.

В качестве прототипа примем ТРП, предложенный в [3]. Он содержит AЗ, отражатель с органами управления реактором и систему охлаждения, причем AЗ набрана из термоэмиссионных ЭГС и бустерных твэлов, размещенных компактно внутри не менее одного герметичного корпуса (пакета), снабженного автономной системой охлаждения. Наилучший результат достигается при расположении пакета бустерных твэл в центре AЗ или на периферии у отражателя. Возможно исполнение AЗ из нескольких пакетов, которые могут быть выполнены шестигранной формы.

Бустерные твэлы, размещенные компактно в виде пакета с собственном корпусе, снабженном автономной системой охлаждения, позволяют не только снизить критический объем AЗ, а следовательно, массу радиационной защиты ЯЭУ, но и за счет повышения температуры теплоносителя, охлаждающего бустерные твэлы, несущественно увеличить поверхность и соответственно массу холодильника-излучателя.

Однако в таком ТРП не обеспечивается ядерная безопасность при гипотетической аварии при выведении в космос, когда ТРП в результате аварии попадает в водородосодержащую среду (воду или водородное ракетное топливо), в результате чего становится надкритичным.

Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является повышение безопасности, в том числе обеспечение ядерной безопасности при гипотетической аварии при выведении в космос, когда ТРП в результате аварии попадает в водородосодержащую среду (воду или водородное топливо).

Указанный технический результат достигается в ТРП, содержащем AЗ, отражатель с органами управления и систему охлаждения, причем AЗ набрана из термоэмиссионных ЭГС и не менее чем одного пакета бустерных твэл в герметичном корпусе, снабженного автономной системой охлаждения, в котором по крайней мере один пакет бустерных твэл в герметичном корпусе выполнен с возможностью хотя бы частичного выдвижения из активной зоны относительно термоэмиссионных ЭГС, а автономная система охлаждения снабжена гибкими участками. Корпус пакета бустерных твэл может быть снабжен не менее чем одним замком, препятствующим несанкционированному перемещению пакета.

На чертеже приведен продольный разрез ТРП в нерабочем состоянии, т.е. в подкритическом состоянии (до пуска, например, в процессе вывода в космос).

ТРП содержит AЗ 1 и отражатель 2, между которыми может быть размещен герметичный корпус 3. AЗ 1 набрана из ЭГС 4, которые содержат электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) 5 и корпус 6, который снаружи охлаждаются теплоносителем, например эвтектическим сплавом NaK или Li. На торцах ЭГС 4 размещены элементы 7 торцевого отражателя. Подвод теплоносителя для охлаждения ЭГС 4 осуществляется через патрубок 8, а отвод - через патрубок 9. В центральной части 10 AЗ 1 размещен в герметичном корпусе 11 пакет бустерных твэл 12, содержащих делящееся вещество. С торцев бустерных твэл 12, также как и ЭГС 4, размещены элементы 13 торцевого отражателя. Бустерные твэлы 12 охлаждаются автономным контуром теплоносителя, который подводится через входной патрубок 14 и отводится через выходной патрубок 15. Как входной, так и выходной патрубки 14 и 15 подсоединены соответственно к гибким участкам 16 и 17 контура, выполненным, например, в виде сильфонов или гофрированной трубки. В боковом отражателе 2 размещены органы управления ТРП в виде поворотных цилиндров 18 с поглощающими нейтроны накладками 19. Корпус 11 пакета с бустерными твэлами 12 подсоединен к устройству 20 обеспечения передвижения корпуса 11 пакета внутри центральной части 10 AЗ 1. ТРП может быть снабжен специальными замками 21, не допускающими несанкционированное перемещение корпуса 11 пакета с бустерными твэл 12.

ТРП работает следующим образом.

При транспортировке на космодром, подготовке к пуску и пуске ракеты-носителя корпус 11 пакета с бустерными твэлами 12 хотя бы частично выдвинут из центральной части 10 AЗ 1 ТРП. В результате удаления вместе с бустерными твэлами 12 части делящегося вещества и, следовательно, заметного уменьшения количества делящегося вещества в AЗ 1, ТРП существенно подкритичен. С этой же целью до запуска, т.е. в исходном состоянии, поворотные цилиндры 18 находятся в положении поглощающими накладками 19 к AЗ 1. ТРП не критичен и в таком состоянии в составе ЯЭУ он выводится в космос.

На радиационно-безопасной орбите, например, высотой 500-800 км, производится пуск ЯЭУ. Для этого сначала автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) выключаются специальные запорные замки 21, препятствующие несанкционированному вводу корпуса 11 с бустерными твэлами 12 в активную зону 1, и с помощью устройства 20, выполненного, например, в виде червячной передачи, корпус 11 пакета с бустерными твэлами 12 вдвигается в часть 10 AЗ 1. При этом не обходимая подкритичность обеспечивается тем, что поворотные цилиндры 18 находятся в положении поглощающими накладками 19 к АЗ 1. Поэтому ТРП не критичен и после полного вдвижения корпуса 11 пакета с бустерными твэлами 12 в часть 10 AЗ 1. При перемещении пакета гибкие участки 16 и 17 трубопроводов, выполненные, например, в виде сильфонов обеспечивают целостность контура охлаждения бустерных твэл 12.

Пуск реактора, а следовательно, и всей ЯЭУ с полностью сформированной AЗ 1 осуществляется следующим образом. Разворотом поворотных цилиндров 18 таким образом, что поглощающие нейтроны накладки 19 отходят от AЗ 1, обеспечивается ввод положительной реактивности до наступления критичности ТРП. Торцевой отражатель 2 и боковые отражатели, сформированные из элементов 7 и 13, обеспечивают экономию нейтронов, рождающихся в A3 1. Начинается реакция деления топливного материала в ЭГЭ 5 ЭГС 4 и топливного материала бустерных твэл 12. Выделяющееся в ЭГЭ 5 тепло отводится с наружной поверхности 6 ЭГС 4 теплоносителем основного контура (на чертеже не показан), причем подвод теплоносителя происходит через патрубок 8, а отвод - через патрубок 9.

Отвод тепла от пакета бустерных твэл 12 осуществляется теплоносителем, который подается в корпус 11 через входной патрубок 14 и выходит через выходной патрубок 15. После достижения рабочего уровня тепловой мощности в межэлектродные зазоры ЭГЭ 5 подается рабочее тело (пар цезия) и они начинают генерировать электроэнергию, которая отводится потребителю.

В случае аварии ракеты-носителя или разгонного блока, возможно попадание ТРП в воду или водородное топливо, и проникновение являющимися замедлителями веществ в AЗ 1 и заполнение всех пустот AЗ 1 водородосодержащим веществом. В этом случае ТРП превращается в реактор на тепловых нейтронах. При этом критическая загрузка реактора существенно снижается. Поэтому если бы во время аварии при запуске ракеты пакет с бустерными твэлами 12 находился в части 10 A3 1 ТРП, то заполненный замедлителем реактор стал бы надкритичным и могла бы возникнуть цепная реакция. Однако отсутствие по крайней мере части пакета с бустерными твэлами 12 в части 10 AЗ 1 делает ТРП подкритичным и при заполнении водородосодержащим веществом всех свободных объемов AЗ 1. Специальные запорные замки 21 ни при каких механических воздействиях (взрыв, пожар, удар о скальный грунт и т.п.) не позволяют корпусу 11 с бустерными твэлами 12 попасть в часть 10 AЗ 1. В результате критичность реактора не достигается и он остается в подкритичном состоянии и при наличии во всех пустотах AЗ 1 (межэлектродные зазоры ЭГЭ 5, внутренние полости топливно-эмиттерных узлов, зазоры между ЭГС и др.) водородосодержащих веществ. Тем самым обеспечивается ядерная безопасность во всех ситуациях, включая гипотетические аварии при выведении при последующем полном заполнении пустот AЗ водородом или водой.

Таким образом, выполнение пакета с компактным размещением бустерных твэл с возможностью хотя бы частичного выдвижения из активной зоны ТРП и системой охлаждения с гибкими участками позволяет обеспечить ядерную безопасность при любых авариях ракеты-носителя при сохранении пониженных массогабаритных характеристик ТРП.

Источники информации
1. Кузнецов В.А., Грязнов Г.М., Артюхов Г.Я. и др. Разработка и создание термоэмиссионная ЯЭУ "Топаз" //Атомная энергия, 1974, т.36, вып. 6, с.450-454.

2. Gietzen A. J. et al1. 25 kWe Thermionic Power System for Space Base Application. "IEEE Conf. Rec./Thermionic Conversion Specialist 9th Annual Conf., Miami Beach, Fla, 1970" N.Y. 1970, 145 - 150.

3. Патент RU 2086036 C1, МКИ6 H 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор преобразователь. Опубл. 27.07.97. Бюл. N 21.

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерных энергетических и двигательных установок. Сущность изобретения: термоэмиссионный реактор-преобразователь содержит активную зону, отражатель с органами управления и систему охлаждения. Активная зона набрана из термоэмиссионных электрогенерирующих сборок и не менее чем одного пакета бустерных твэл в герметичном корпусе. По крайней мере один пакет бустерных твэл выполнен с возможностью хотя бы частичного выдвижения из активной зоны и снабжен автономной системой охлаждения с гибкими участками. Пакет бустреных твэл снабжен замками, препятствующими несанкционированному перемещению пакета. Технический результат заключается в повышении безопасности устройства, в том числе в обеспечении ядерной безопасности при аварии с попаданием устройства в водородосодержащую среду (воду или водородное топливо). 1 ил.

Термоэмиссионный реактор-преобразователь, содержащий активную зону, отражатель с органами управления и систему охлаждения, причем активная зона набрана из термоэмиссионных электрогенерирующих сборок и не менее чем одного пакета бустерных твэл в герметичном корпусе, снабженного автономной системой охлаждения, отличающийся тем, что, по крайней мере, один пакет бустерных твэл в герметичном корпусе выполнен с возможностью хотя бы частичного выдвижения из активной зоны относительно термоэмиссионных электрогенерирующих сборок, а автономная система охлаждения пакета снабжена гибкими участками, при этом корпус пакета бустерных твэл снабжен не менее чем одним замком, препятствующим несанкционированному перемещению пакета в активную зону.