КОСМИЧЕСКАЯ ДВУХРЕЖИМНАЯ ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ УСТАНОВКА ТРАНСПОРТНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО МОДУЛЯ Российский патент 2016 года по МПК B64G1/42 G21D7/04 

Изобретение относится к космической и атомной технике и может быть использовано при создании высокоэффективных космических энергодвигательных установок мегаваттного класса.

Известна космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ), используемая как для выведения космического аппарата (КА) на рабочую орбиту, так и для последующего длительного энергообеспечения его аппаратуры, описанная в [1]. ЯЭУ ТЭМ содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, радиационную защиту (РЗ), циркуляционную систему охлаждения (СО) с электромагнитным насосом (ЭМН) и холодильником-излучателем (ХИ) на основе тепловых труб (ТТ). В отражателе ТРП размещены исполнительные органы системы управления и защиты (СУЗ) ТРП в виде поворотных цилиндров с нейтронопоглощающими вставками (НПВ). ТРП служит источником электроэнергии потребителей транспортного режима с номинальным уровнем электрической мощности и потребителей режима длительного энергоснабжения с пониженным уровнем электрической мощности. При этом активная зона (A3) ТРП образована из электрогенерирующих сборок (ЭГС), включающих последовательно соединенные электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) с эмиттерной оболочкой, внутри которой размещен топливный материал (ТМ), а система коммутации ЭГС снабжена токовыводами. A3 ТРП набрана из двух групп ЭГС: периферийной и центральной с разными ресурсами работы. Центральные ЭГС размещены в центре A3 с ресурсом работы, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (обычно это 0,5-1,5 года), а периферийные ЭГС размещены на периферии A3 с ресурсом, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей режима длительного энергоснабжения (ресурс 10-15 лет). ЭГЭ периферийных ЭГС содержат пониженное относительно ЭГЭ центральных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ центральных ЭГС может достигать 70-85%, а объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС не превышает 50%. В ЭГЭ центральных ЭГС твэлы выполнены герметичными, а в ЭГЭ периферийных ЭГС твэлы выполнены или герметичными или снабжены газоотводным устройством (ГОУ), выполненным, например, в виде центральной трубки. Толщина эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС в 1,2-2 раза больше, чем в ЭГЭ центральных ЭГС.

Недостатком предложенного в [1] технического решения является высокая неравномерность плотности тепловыделения по радиусу A3 ТРП в сравнении с ТРП с равномерным распределением ТМ по радиусу A3. Причем максимальная плотность нейтронного потока в центральной области A3 будет выше в силу расположения в центральной части A3 сборок ЭГЭ с повышенным содержанием ТМ. А минимальная плотность нейтронного потока на периферии A3 будет еще ниже в силу расположения сборок ЭГЭ с пониженным содержанием ТМ на периферии A3. Увеличение радиального коэффициента неравномерности тепловыделения в данном техническом решении приведет к снижению электрической мощности ТРП. Так, например, электрическая мощность ТРП с радиальным коэффициентом неравномерности k_r=1,75 составляет ~60% от мощности ТРП с идеальным распределением радиального энерговыделения при k_r=1,0 [2]. Кроме того, увеличение толщины эмиттерной оболочки ЭГЭ в 1,2-2 раза в периферийных ЭГС приводит к увеличению плотности конструкционного материала (обычно это W или его сплавы) в периферийной области A3, что снижает эффективность замедляющего бокового отражателя ТРП [2, 3 - с. 262]. Кроме того, как показывают расчеты [4], в герметичных твэлах ЭГЭ центральных ЭГС с высокими удельными характеристиками и с высоким объемным содержанием ТМ (до 85%) развивается очень высокое давление газообразных продуктов деления (ГПД). При столь малом компенсационном объеме развиваемое давление ГПД на оболочку твэла приводит к быстрой потере работоспособности ЭГЭ вплоть до разрыва оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5].

Известна также двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, описанная в [6] и состоящая из ТРП на быстрых нейтронах, где A3 ТРП набирается из независимых электрогенерирующих пакетов (ЭГП) с ЭГС. ЯЭУ выполнена в лучевой компоновке в следующем порядке: ТРП, блок РЗ, отсек приводов СУЗ, отсек ЭМН, отсек ХИ на основе ТТ. Для реализации каждого из двух режимов ЯЭУ используются две специализированные подсистемы ЭГП, из которых набирается A3. В транспортном режиме обе подсистемы ЭГП включены параллельно на общую нагрузку, в энергетическом режиме в качестве источника электроэнергии функционирует только вторая подсистема ЭГП. ЯЭУ на основе такого ТРП обеспечивает питание электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ) в транспортном режиме максимальной электрической мощности 150 кВт с ресурсом до двух лет. В энергетическом режиме ЯЭУ обеспечивает питание аппаратуры КА при электрической мощности до 60-80 кВт и длительном режиме работы (10 лет и более). Приведены некоторые проектные характеристики варианта двухрежимной ЯЭУ, где A3 ТРП набирается из 12 независимых ЭГП. В качестве делящегося вещества предложен диоксид или карботантал урана-235 с обогащением 96%. Шесть ЭГП, расположенных по периферии A3 ТРП, содержат ЭГС с пониженным содержанием ТМ в твэлах до 50%. Шесть оставшихся ЭГП, расположенных в центральной части A3, содержат ЭГС с повышенным содержанием ТМ в твэлах более 70-75%

Общим недостатком рассматриваемых в [1] и [6] технических решениях двухрежимных ЯЭУ ТЭМ является увеличение неравномерности плотности тепловыделения по радиусу A3 ТРП в сравнении с ТРП, где ТМ по радиусу A3 распределен равномерно. Это обстоятельство приводит к снижению электрической мощности ТРП. А распухание ТМ при столь малом компенсационном свободном объеме в твэлах центральных ЭГС приводит к высокому давлению на эмиттерную оболочку и снижению ресурса ЭГС. Кроме того, пониженное содержание ТМ и увеличенное содержание тугоплавкого материала эмиттерных оболочек ЭГЭ (обычно это W или его сплавы) в периферийных ЭГС приводит к снижению эффективности рабочих органов СУЗ, расположенных в боковом замедляющем нейтроны отражателе. Последнее обстоятельство связано с тем, что влияние положения НПВ рабочих органов СУЗ распространяется в основном на распределение нейтронного потока у отражателя, т.е. в периферийной области A3 ТРП [2].

Наиболее близкой к изобретению по технической сущности является космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, предложенная в [7]. ЯЭУ ТЭМ содержит ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, циркуляционную СО с ЭМН и ХИ. ТРП содержит A3, набранную из ЭГС двух групп: периферийных ЭГС, размещенных в периферийной области A3 у бокового отражателя, и центральных ЭГС. Каждая из групп ЭГС снабжена собственной системой коммутации с независимыми токовыводами. В боковом отражателе размещены рабочие органы СУЗ в виде поворотных цилиндров с НПВ. Периферийные ЭГС выполнены с высокими удельными характеристиками ЭГЭ и ресурсом работы ЭГЭ, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (0,5-1,5 года). Центральные ЭГС выполнены с пониженными удельными характеристиками ЭГЭ, но с ресурсом, равным полному ресурсу работы ЯЭУ ТЭМ, т.е. равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и энергетического режима длительного энергоснабжения (10-15 лет и более). Твэлы ЭГЭ центральных ЭГС содержат пониженное относительно твэлов ЭГЭ периферийных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ в твэлах ЭГЭ центральных ЭГС может быть менее 50%, а в твэлах ЭГЭ периферийных ЭГС объемная доля ТМ может составлять 70-85%. Для реализации транспортного режима генерируется максимальная электрическая мощность ТРП и используется совместная работа периферийных и центральных ЭГС. В энергетическом режиме для электропитания потребителей используются только центральные ЭГС. Периферийные ЭГС, которые израсходовали свой плановый ресурс, равный времени работы ЯЭУ ТЭМ в транспортном режиме, отключаются.

Недостатком космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ, предложенной в [7] и использующей в A3 ТРП центральную группу ЭГС с низкой долей ТМ в твэлах (менее 50%), является то, что необходима соответствующая компенсация делящегося вещества в A3 ТРП, достигаемая увеличением объема A3, что приводит к увеличению массы и габаритов ТРП. Физическое профилирование для радиального выравнивания тепловыделения в A3 с помощью изменения количества ТМ в твэлах ЭГС, как предложено в [7], не всегда возможно, особенно для ТРП на быстрых нейтронах, из-за проблем с критичностью и необходимым запасом реактивности ТРП при столь длительном ресурсе работы ЯЭУ ТЭМ. Кроме того, увеличение объема A3, т.е. габаритов ТРП, приводит к увеличению массогабаритных характеристик теневой радиационной защиты, а следовательно, и к увеличению массы всей ЯЭУ ТЭМ. Кроме того, в периферийной области A3 ТРП предложено выполнять ЭГЭ с герметичным твэлом и с объемным содержанием ТМ до 85%, что снижает ресурс работы таких ЭГЭ [4]. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки твэла ЭГЭ, вызванной распуханием ТМ от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается, например, для UO2 величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. При общем ресурсе 10-15 лет и более свободный компенсационный объем в герметичном твэле, куда стекаются ГПД, при объемном содержании ТМ в твэле 85%, как предложено в [7], и суммарном выгорании, например, 7-8% может сократиться до менее 1%. Для конструкции ЭГЭ периферийных ЭГС, где не предусмотрен вывод ГПД, при столь малом компенсационном объеме, как показывают расчеты [4], развивается очень высокое давление на оболочку твэла, приводящее к быстрой потере работоспособности ЭГЭ вплоть до разрыва эмиттерной оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5]. Развиваемое давление ГПД в полостях ЭГС, а также неконтролируемый выход ТМ из разрушенных твэлов ЭГЭ и скопление конденсата ТМ в «холодных» точках внутренних полостей ЭГС не исключают при столь длительном режиме работы ЯЭУ ТЭМ аварийных ситуаций в ТРП. Кроме того, после выработки в транспортном режиме своего проектного ресурса (от 0,5 до 1,5 лет при общем ресурсе 15 лет и более) периферийные ЭГС прекращают далее работать в качестве электрогенерирующих устройств, что резко снижает КПД подобных ЯЭУ ТЭМ, т.е. в течение более 10 лет ТРП, как источник электроэнергии, работает в существенно неоптимальном режиме.

Результатом, достигаемым при использовании предложенного технического решения, является повышение ресурсоспособности электрогенерирующих сборок ТРП в двух существенно различающихся по электрической мощности режимах работы ЯЭУ ТЭМ, увеличение запаса реактивности ТРП, повышение КПД ЯЭУ ТЭМ.

Указанный технический результат достигается в космической двухрежимной ядерно-энергетической установке транспортно-энергетического модуля, содержащей источник электроэнергии в виде термоэмиссионного реактора-преобразователя, включающего активную зону и отражатель нейтронов, в боковой части отражателя нейтронов размещены органы системы управления и защиты, а активная зона набрана из электрогенерирующих сборок последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, твэлы которых заполнены топливным материалом, активная зона набрана из N одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок, где N≥19, состоящих из n последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, где n≥5, а все электрогенерирующие элементы в активной зоне разбиты на три группы: центральную, среднюю и периферийную, где центральная группа электрогенерирующих элементов, расположенных в центральной части активной зоны, окружена электрогенерирующими элементами из средней группы, а периферийная группа расположена на периферии активной зоны у отражателя нейтронов, причем электрогенерирующие элементы из каждой группы образуют пары, симметрично расположенные относительно геометрического центра активной зоны, причем твэлы электрогенерирующих элементов из средней группы заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы электрогенерирующих элементов из центральной и периферийной групп, заполненных топливным материалом на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов.

В качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³³U.

В качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U.

Во всех группах твэлы электрогенерирующих элементов содержат равный относительный объем топливного материала.

На фиг. 1 приведен общий вид космической двухрежимной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ). На фиг. 2 приведена схема космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ с аксиальным сечением термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП). На фиг. 3 приведена часть поперечного сечения ТРП с моноблочной структурой активной зоны (A3). На фиг. 4 приведена конструкционная схема электрогенерирующей сборки (ЭГС) последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) с выводом газообразных продуктов деления (ГПД). На фиг. 5 приведена таблица значений некоторых параметров для конкретного примера двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ включает:

1 - генератор паров цезия (ГПЦ);

2 - термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП);

3 - блок радиационной защиты (РЗ);

4 - приводы системы управления и защиты (приводы СУЗ);

5 - электромагнитный насос (ЭМН);

6 - трубопроводы;

7 - теплообменник;

8 - холодильник-излучатель (ХИ);

9 - тепловые трубы (ТТ);

10 - секция;

11 - силовая конструкция;

12 - активная зона (A3);

13 - электрогенерирующая сборка (ЭГС);

14 - электрогенерирующий элемент (ЭГЭ);

15 - коммутационная камера;

16 - токовыводы;

17 - канал;

18 - центральная группа;

19 - средняя группа;

20 - периферийная группа;

21 - отражатель нейтронов;

22 - поворотный цилиндр (ПЦ);

23 - нейтронопоглощающая вставка (НПВ);

24 - коммутационная перемычка;

25 - эмиттер;

26 - коллектор;

27 - тепловыделяющий элемент (твэл);

28 - топливный материал (ТМ);

29 - газоотводное устройство (ГОУ);

30 - центральная трубка;

31 - капиллярный наконечник;

32 - центральная газовая полость (ЦГП).

ЯЭУ ТЭМ выполнена в лучевой компоновке и содержит: генератор паров цезия (ГПЦ) 1, ТРП 2, блок радиационной защиты (РЗ) 3, отсек приводов системы управления и защиты (приводы СУЗ) 4, систему охлаждения ТРП 2.

Система охлаждения ТРП 2 состоит из жидкометаллического контура, включающего электромагнитный насос (ЭМН) 5, трубопроводы 6, теплообменник 7, и холодильника-излучателя (ХИ) 8. ХИ 8 выполнен на основе тепловых труб (ТТ) 9, объединенных в секции 10 (на фиг. 1 и 2 показаны две секции 10). Элементы ЯЭУ ТЭМ объединены силовой конструкцией 11. ТРП 2 содержит активную зону (A3) 12, набранную из N одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок (ЭГС) 13, где N≥19. Каждая ЭГС 13 состоит из η последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) 14, где n≥5. ЭГС 13 коммутируются в коммутационной камере 15, а ток, генерируемый ТРП 2, выводится токовыводами 16. Для подачи пара цезия в ЭГС 13 и удаления газообразных продуктов деления (ГПД) урана из ЭГС 13 выполнен канал 17. Все ЭГЭ 14 в A3 12 объединены в три группы: центральную группу 18, среднюю группу 19 и периферийную группу 20. На фиг. 2 и фиг. 3 ЭГЭ 14 средней группы 19 отмечены штриховкой разной плотности, соответствующей плотности делящегося изотопа с высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов. ЭГЭ 14 центральной группы 18, расположенные в центральной части A3 12, и ЭГЭ 14 периферийной группы 20, расположенные на периферии A3 12, содержат делящиеся изотопы с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов (показаны на фиг. 2 и 3 без штриховки). В состав ТРП 2 входит отражатель нейтронов 21, в боковой части которого размещены органы системы управления и защиты в виде поворотных цилиндров (ПЦ) 22 с нейтронопоглощающими вставками (НПВ) 23. ЭГС 13 (фиг. 4) содержит последовательно соединенные через коммутационные перемычки 24 ЭГЭ 14, включающие эмиттер 25 и коллектор 26. Причем эмиттером 25 служит оболочка термоэмиссионного твэла 27, заключающая топливный материал (ТМ) 28. При использовании в качестве ТМ 28 диоксида урана конструкция твэлов 27 предусматривает организованный вывод ГПД через газоотводное устройство (ГОУ) 29, выполненное из тугоплавкого материала в виде центральной трубки 30 с капиллярным наконечником 31, расположенным в геометрическом центре твэла 27 в центральной газовой полости (ЦГП) 32.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ работает следующим образом.

В исходном состоянии ПЦ 22 ТРП 2 находятся в положении НПВ 23 к A3 12. Поэтому ТРП 2 не критичен и в таком состоянии ЯЭУ ТЭМ выводится в космос. На радиационно-безопасной орбите, например на высоте 800 км, производится запуск ЯЭУ ТЭМ путем разогрева и плавления жидкометаллического теплоносителя в контуре системы охлаждения ТРП 2 и последующего перевода ТРП 2 в режим генерирования полезной электрической мощности. Для этого автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) подается управляющий сигнал на приводы СУЗ 4, расположенные за радиационной защитой 3, и осуществляется разворот ПЦ 22 таким образом, что НПВ 23 отходят от A3 12. Начинается реакция деления ТМ 28 в твэлах 27 ЭГЭ 14 всех ЭГС 13. С помощью пусковой системы (не показана), питающей ЭМН 5, тепловая энергия, выделяемая в A3 12, разогревает теплоноситель в жидкометаллическом контуре системы охлаждения ТРП 2, после чего ЯЭУ ТЭМ переводят в режим генерирования электрической мощности, который состоит из следующих этапов: вакуумного обезгаживания электродов ЭГЭ 14 и ТМ 28 при температурах не ниже рабочих; перевода ЭГС 13 в цезиевый режим работы. Вакуумное обезгаживание, существенно влияющее на ресурс ТРП 2, проводят при постепенном подъеме тепловой мощности ТРП 2 с непрерывным удалением выделяющихся газов через канал 17. После этого начинается выход на цезиевый режим работы ЭГС 13 и последующий вывод ТРП 2 на режим минимальной генерируемой электрической мощности. В межэлектродный зазор (МЭЗ) между эмиттером 25 и коллектором 26 ЭГЭ 14 через канал 17 из генератора пара цезия (ГПЦ) 1 в каждую ЭГС 13 подается рабочее тело (пар цезия). В результате ЭГЭ 14, последовательно соединенные через коммутационные перемычки 24 в каждой ЭГС 13, начинают генерировать электроэнергию.

По достижении минимальной генерируемой мощности, достаточной для потребителей собственных нужд ЯЭУ ТЭМ (в том числе для питания ЭМН 5), отключается питание от пусковой системы. Выполняется дальнейший подъем мощности ТРП 2 с выходом на номинальный режим работы, характерный транспортному режиму с высокими удельными энергетическими характеристиками и ограниченным временем работы. В этом режиме ТРП 2 работает с максимальным энерговыделением. Благодаря тому, что твэлы 27 ЭГЭ 14 из средней группы 19 заполнены ТМ 28 на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы 27 ЭГЭ 14 из центральной группы 18 и периферийной группы 20, заполненных ТМ 28 на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов, происходит выравнивание тепловыделения в A3 12. Для более равномерного выравнивания тепловыделения по объему A3 12 в средней группе 19 твэлы 27 заполнены ТМ 28, в котором изотоп ²³⁵U может замещаться полностью или частично изотопом ²³³U так, что плотность изотопов ²³³U в ТМ 28 твэлов 27 в среднем образует плавную по A3 12 зависимость. Транспортный режим ЯЭУ ТЭМ характерен максимальными удельными электрическими характеристиками, снимаемыми с ЭГС 13, работающих в условиях максимальной плотности тепловыделения в термоэмиссионных ЭГЭ 14. При этом в твэлах 27, в случае использования ТМ 28 на основе UO₂, происходит интенсивный массоперенос ТМ 28 с перестройкой исходной равноосной структуры ТМ 28 в столбчатую. В результате в твэлах 27 формируется центральная газовая полость 32, куда стекаются газообразные продукты деления. ГПД через капиллярный наконечник 31 и центральную трубку 30 ГОУ 29 выходят из твэлов 27, а далее удаляются из ЭГС 13 по каналу 17 за пределы ТРП 2. Поскольку использование ТМ 28 на основе изотопа ²³³U приводит к значительному улучшению нейтронно-физических характеристик и существенному снижению загрузки, то это позволяет заполнять во всех группах твэлы 27 с уменьшенной объемной долей ТМ 28, например менее 60%, что повышает ресурс ЭГЭ 14 за счет сохранения в работоспособном состоянии системы вывода ГПД из ЦГП 32 через ГОУ 29. Кроме того, позволяет выполнять твэлы 27 с равным относительным объемом ТМ 28, что приводит к унификации конструкции ЭГС 13 и выравниванию условий работы ЭГЭ 14 по объему A3 12 ТРП 2, что повышает энергоресурсные характеристики и КПД ТРП 2. Электроэнергия, полученная в термоэмиссионных преобразователях ЭГЭ 14, отводится из ТРП 2 с помощью токовыводов 16 к потребителям транспортного режима, в частности, для питания, например, маршевых двигателей электрореактивной двигательной установки (не показано). Не преобразованная тепловая энергия ТРП 2 снимается с ЭГС 13 жидкометаллическим теплоносителем (например, литием), циркулирующим в контуре системы охлаждения ТРП 2, и транспортируется по трубопроводам 6 с помощью ЭМН 5 в теплообменник 7, где теплота поглощается жидким теплоносителем (например, натрием) в зоне испарения ТТ 9. Зоны испарения ТТ 9 размещены в теплообменнике 7. Далее теплота переносится паром теплоносителя ТТ 9 в зону конденсации ТТ 9 и сбрасывается излучением в космос с поверхности секций 10 из ТТ 9, на основе которых выполнен холодильник-излучатель 8. Охлажденный в теплообменнике 7 жидкометаллический теплоноситель системы охлаждения ТРП 2 попадает в ЭМН 5, который, создав напор, перекачивает теплоноситель через активную зону 12 ТРП 2, охлаждая электрогенерирующие сборки 13.

После выполнения задач, поставленных перед ЯЭУ ТЭМ в транспортном режиме, автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ ТЭМ (или КА) осуществляется перевод ЯЭУ в энергетический режим длительного энергоснабжения. Перевод сопровождается снижением тепловой и электрической мощности ТРП 2, а также температуры жидкометаллического теплоносителя на выходе из ТРП 2. При переводе на режим система управления оптимально согласует тепловую мощность ТРП 2 и давление цезия, поступающего в ЭГС 13, с сопротивлением потребителей энергетического режима. Воздействие на тепловую мощность ТРП 2 выполняется с помощью исполнительных органов СУЗ поворотных цилиндров 22 с НПВ 23 по сигналам датчиков (не показаны): нейтронного потока, температуры жидкометаллического теплоносителя системы охлаждения ТРП 2, тока в цепи питания потребителей. Управление давлением цезия, поступающего в межэлектродный зазор между эмиттером 25 и коллектором 26 ЭГЭ 14, производится управляющим воздействием на тепловую мощность нагревателя генератора пара цезия 1. По достижении генерируемой электрической мощности, достаточной для потребителей энергетического режима и собственных нужд ЯЭУ, в том числе для питания ЭМН 5, ТРП 2 выходит на режим работы, характерный энергетическому режиму с пониженными удельными энергетическими характеристиками ЭГС 13 и длительным ресурсом работы. В этом режиме происходит тепловыделение в ТМ 28 ЭГЭ 14 с пониженной, в сравнении с транспортным режимом, плотностью. При этом благодаря тому, что твэлы 27 ЭГЭ 14 из средней группы 19 заполнены ТМ 28 на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы ЭГЭ 14 из центральной группы 18 и периферийной группы 20, заполненных ТМ 28 на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов, происходит выравнивание тепловыделения в A3 12. Все ЭГЭ 14 работают практически в равных температурных условиях. Кроме того, на энергетическом режиме все конструктивные элементы ТРП 2 работают в условиях пониженных температур, приводящих к замедлению процессов, контролирующих ресурс работы ТРП 2 (например, происходит снижение интенсивности тепло- и массопереноса в твэлах 27 ЭГС 13, также снижается скорость установившейся ползучести оболочек твэлов 27), что повышает ресурсные характеристики ТРП 2 и в целом всей ЯЭУ ТЭМ. При этом в твэлах 27 резко замедляется процесс тепломассопереноса UO₂ столбчатой структуры ТМ 28, предварительно сформированной на транспортном режиме. При этом, что характерно именно энергетическому режиму работы, ЦГП 32, предварительно сформированная на транспортном режиме, как бы «вморожена» в твэл 27 и постепенно сокращается в объеме в результате распухания ТМ 28 в процессе работы ЯЭУ ТЭМ. В ЦГП 32 стекаются газообразные продукты деления, откуда они беспрепятственно выходят через ГОУ 29 за пределы твэла 27. Далее ГПД из ЭГС 13 удаляются аналогично, как в транспортном режиме. Электроэнергия, вырабатываемая ТРП 2, с требуемым напряжением и током посредством коммутации ЭГС 13 в коммутационной камере 15 с помощью токовыводов 16 поступает потребителям энергетического режима. Не преобразованное в электроэнергию тепло, выделяющееся в ЭГС 13, отводится из A3 12 с помощью жидкометаллического теплоносителя системы охлаждения ТРП 2, перекачиваемого ЭМН 5, в теплообменник 7 и далее через тепловые трубы 9 сбрасывается излучением в космическое пространство аналогично транспортному режиму.

После выполнения задач транспортного и энергетического режимов автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) осуществляется разворот поворотных цилиндров 22 ТРП 2 таким образом, что НПВ 23 повернуты к A3 12, в результате чего прекращается реакция деления ТМ 28 в ЭГС 13 и ЯЭУ ТЭМ останавливает свою работу.

Приведем пример космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ с полезной электрической мощностью 300 кВт для питания электрореактивной двигательной установки в транспортном режиме работы длительностью до полутора лет и с полезной электрической мощностью 120 кВт для питания аппаратуры КА в энергетическом режиме длительного энергоснабжения.

Космическую двухрежимную ЯЭУ ТЭМ выполняем в лучевой компоновке со следующим последовательным расположением основных блоков: ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем из окиси бериллия; радиационная защита, выполненная из слоев легкой компоненты (например, LiH) и тяжелой компоненты (например, W); жидкометаллический контур системы охлаждения ТРП с электромагнитным насосом; холодильник-излучатель на основе тепловых труб.

Активную зону ТРП с моноблочной структурой A3 набираем из 396 одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок, каждая из которых включает 13 последовательно соединенных ЭГЭ цилиндрической геометрии. Твэлы ЭГЭ заполнены топливным материалом на основе диоксида урана с обогащением по делящемуся веществу не ниже 96% и с объемным содержанием, не превышающим 60% теоретически плотного ТМ. Диоксид урана выбран потому, что он обладает высокой химической стабильностью, совместимостью с материалом эмиттерной оболочки твэлов ЭГЭ, размерной стабильностью при облучении, высокой температурой плавления [9, с. 85]. Причем активную зону ТРП набираем из ЭГС с внешним диаметром 19 мм, где последовательное соединение ЭГЭ в ЭГС выполнено через ниобиевые коммутационные перемычки. Все электрогенерирующие элементы в активной зоне ТРП разбиваем на три группы (качественную картину разбивки можно видеть из фиг. 2 и 3): центральную, среднюю и периферийную. Предположим, что A3 ТРП спроектирована так, что включает 1134 ЭГЭ центральной группы и окружена ЭГЭ из средней группы в количестве 2496, а периферийная группа ЭГЭ в количестве 1518 расположена на периферии A3 у отражателя нейтронов. Причем в A3 располагаем ЭГЭ из каждой группы так, чтобы они образовывали пары, симметрично расположенные относительно геометрического центра A3. Причем твэлы ЭГЭ из средней группы заполняем диоксидом урана, включающим изотопы ²³³U с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы ЭГЭ центральной и периферийной групп, заполненных ТМ на основе изотопов ²³⁵U с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов. При этом во всех группах твэлы ЭГЭ содержат равный относительный объем ТМ. Твэлы ЭГЭ из средней группы заполнены топливным материалом, в котором изотоп ²³⁵U замещался полностью или частично изотопом ²³³U так, что плотность изотопов ²³³U в топливном материале твэлов плавно изменялась по активной зоне от периферии к центру. В боковом отражателе ТРП размещены исполнительные органы управления ТРП в виде 12 поворотных цилиндров из ВеО с нейтронопоглощающими вставками на основе окиси европия, диспергированной в металлической матрице из молибдена [10]. Оболочку твэла выполняем с толщиной 0,8 мм, цилиндрическая часть оболочки твэла служит эмиттером. Оболочку твэла и ГОУ выполняем из монокристаллического вольфрама, коллектор выполняем из сплава на основе ниобия. Межэлектродный зазор (МЭЗ) между эмиттером и коллектором термоэлектронного преобразователя (ТЭП) в каждом ЭГЭ выполнен величиной 0,4 мм, в рабочих условиях он заполнен паром цезия.

Для снижения массогабаритных характеристик ЯЭУ рассматривается система охлаждения ТРП, включающая жидкометаллический контур с литиевым теплоносителем (изотоп ⁷Li с обогащением 99,9% [11]), охлаждающим электрогенерирующие сборки [12], и холодильник-излучатель на основе тепловых труб (теплоноситель Na) для сброса непреобразованного тепла термодинамического цикла в космос. В качестве конструкционного материала системы охлаждения ТРП используется ниобиевый сплав НбЦУ, так как рабочая температура такой системы может быть существенно выше (до 1050°C), чем в системе охлаждения с NaK теплоносителем и нержавеющей сталью, что позволяет резко снизить площадь излучения холодильника-излучателя, а следовательно, и габариты ЯЭУ ТЭМ [13]. Холодильник-излучатель выполняем плоским на основе тепловых труб длиной три метра каждая, объединенных в две секции. Секции расположены противоположно относительно теплообменника, в котором размещены зоны испарения тепловых труб каждой секции, как показано на фиг. 1 и 2. Для более эффективного сброса тепла холодильником-излучателем на наружную поверхность зоны конденсации тепловых труб нанесена хромоникелевая шпинель (Ni₂CrO₄) со степенью черноты ε≥0,85 [13].

Для рассмотренного примера в таблице на фиг. 5 приведены основные проектные характеристики двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.

Кратко остановимся на некоторых проектных характеристиках двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.

Часть электрической энергии, вырабатываемой ТРП, расходуется на собственные нужды ЯЭУ ТЭМ, в частности для питания ЭМН в жидкометаллическом контуре системы охлаждения ТРП. Для рассматриваемого примера в первом приближении запланировано на собственные нужды расходовать примерно 10% от полезной электрической мощности вырабатываемой ТРП для потребителя по аналогии с космической ядерной энергетической установкой «Топаз» [14, 15].

К коммутационной камере ТРП от автономного ГПЦ подведена магистраль для подачи паров цезия в межэлектродные зазоры каждой ЭГС. ГПЦ обеспечивает следующие функции: удаление из цезиевых полостей ЭГС консервирующего газа перед началом работы ТРП, подачу паров цезия в межэлектродные зазоры ЭГС, поддержание оптимального давления цезия в межэлектродных зазорах, изменение парциального давления в зависимости от режимов работы ТРП.

В приведенном варианте ТРП средняя удельная электрическая мощность термоэлектронного преобразователя (ТЭП) в транспортном режиме составляет 3,1 Вт/см². Эти уровни плотности электрической мощности обоснованы экспериментальными результатами, полученными при наземных реакторных испытаниях электрогенерирующих сборок [16]. А ресурсные характеристики на уровне до полутора лет экспериментально подтверждены двумя космическими испытаниями термоэмиссионных ядерных энергетических установок «Топаз», где показаны близкие расчетному примеру уровни средней плотности электрической мощности, снимаемой с электрогенерирующей сборки [14, 15].

Максимальное объемное содержание топливного материала в твэле не превышает в исходном состоянии 60% от теоретически плотного ТМ. Это ограничение связано с условиями достаточной компенсации при распухании топливного материала во внутренний свободный объем и минимальным допустимым объемом центральной газовой полости, определяемым из условия работоспособности газоотводного устройства. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки ЭГЭ, вызванной распуханием топливного материала от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается для диоксида урана величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. Так, в рассмотренном примере ЯЭУ ТЭМ при ресурсе полтора года на транспортном режиме и, например, 10 лет в энергетическом режиме при среднем тепловыделении в твэле 100-200 Вт/см³ максимальное выгорание оценивается примерно в 9%, что составляет 15% увеличения объема ТМ от твердых продуктов деления. Распухание ТМ столбчатой структуры от ГПД составит ~3-5%, еще до ~5% занимает объем ГОУ. Кроме того, из условия работоспособности ГОУ необходимо иметь дополнительный минимально допустимый объем, равный, как показывают расчеты [17, 18], порядка 15%. Таким образом, для обеспечения длительного ресурса общий компенсационный объем в твэле в исходном состоянии должен быть не менее 40%, т.е. максимальное объемное содержание ТМ в твэле в исходном состоянии не должно превышать 60%.

При создании перспективных ЯЭУ космического назначения до мегаваттного уровня электрической мощности рассматривают ЯЭУ на основе термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем [2]. Причем основные требования, предъявляемые этому классу ЯЭУ, - это компактность и минимальная масса. Кроме того, необходимо обеспечить напряженные эксплуатационные характеристики ЯЭУ (ресурс, стабильность параметров, КПД и т.п.) с учетом специфических ограничений по ядерной и радиационной безопасности. Эти требования приводят к поиску новых реакторных материалов и конструктивно-компоновочных решений. При этом поиск ограничен нейтронно-физическими условиями - запасом реактивности, компенсирующей способностью органов регулирования, полем энерговыделения и др. Приходится использовать топливо в твэлах ЭГЭ предельной плотности и обогащения. Термоэмиссионный реактор-преобразователь в таких ЯЭУ, как правило, имеет большой объем активной зоны (от ~80 л и более) из условия обеспечения критичности. Замедляющий отражатель ТРП формирует переменный спектр нейтронов по объему активной зоны и локальные неравномерности энерговыделения с характерными всплесками на периферии активной зоны. Оценки показывают, что электрическая мощность, вырабатываемая ТРП с радиальным коэффициентом неравномерности k_r=1,75, составляет ~60% от мощности ТРП с идеальным распределением радиального энерговыделения при k_r=1,0 [2]. Кроме радиальной, наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения, что вызывает необходимость поиска методов хотя бы частичной нейтрализации нежелательного влияния неравномерности энерговыделения на выходные характеристики ТРП. Профилирование для радиального выравнивания тепловыделения в A3 с помощью изменения количества топливного материала в твэлах ЭГС, как предложено в [7], не всегда возможно, особенно для рассматриваемых ТРП на быстрых нейтронах, из-за проблем с критичностью, необходимым запасом реактивности.

В качестве альтернативного метода рассматривается так называемое ядерное профилирование с использованием в твэлах ЭГЭ ТМ на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов при неизменном количестве ТМ в твэлах активной зоны ТРП. Принципиальные возможности в космической реакторной энергетике открываются, если использовать изотоп ²³³U и топливо на его основе, что приводит к значительному улучшению нейтронно-физических характеристик ТРП. Например, сечение поглощения нейтронов в области энергий, характерных быстрым реакторам, для ²³³U существенно выше, чем ²³⁵U [3, с. 295-396]. Данное обстоятельство приводит, в первую очередь, к росту располагаемого запаса реактивности (увеличивается К_эф) и снижению загрузки по делящемуся веществу. При этом облегчается решение многих проблем, в частности: значительно улучшаются массогабаритные характеристики ТРП и ЯЭУ в целом; увеличивается выбор более эффективных и прочных материалов ТРП, которые, как правило, с увеличенным поглощением нейтронов; можно организовать надежный вывод газообразных осколков деления из твэлов ЭГЭ.

Кроме того, предложенное техническое решение по выравниванию тепловыделения в активной зоне ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем позволило унифицировать конструкцию ЭГС, задействовать в генераторном режиме все ЭГС в течение всего ресурса ЯЭУ ТЭМ, поставить их в равные условия по тепловыделению и температуре как в транспортном, так и в энергетическом режимах. Кроме того, твэлы ЭГС предложено заполнять с равным количеством ТМ на основе диоксида урана, не превышающим в исходном состоянии 60%.

Таким образом, предложенное техническое решение позволяет:

1) повысить КПД ЯЭУ ТЭМ и увеличить съем электрической мощности с единицы объема активной зоны как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ за счет использования всех электрогенерирующих сборок ТРП в генераторном режиме;

2) обеспечить равные по тепловыделению и температуре условия работы термоэмиссионных ЭГС в активной зоне как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ, добиться практически равнопрочности твэлов ЭГЭ, что повышает энергоресурсные характеристики ТРП, а следовательно, и надежность работы ЯЭУ ТЭМ;

3) увеличить электрическую мощность ЯЭУ ТЭМ при неизменной суммарной тепловой мощности ТРП за счет более равномерного распределения тепловой мощности по объему активной зоны ТРП;

4) получить более высокие средние удельные энергетические характеристики, снимаемые с единицы объема активной зоны ТРП при неизменной максимальной температуре эмиттеров ЭГС;

5) получить более высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую в ТРП за счет более равномерного распределения температуры эмиттеров ЭГЭ в ТРП;

6) увеличить располагаемый запас реактивности (Κ_эф), снизить загрузку по делящемуся веществу, уменьшить объем A3 ТРП и таким образом уменьшить массогабаритные характеристики ЯЭУ ТЭМ;

7) увеличить ресурс работы ТРП за счет более равномерного по объему A3 распределения нагрузки на оболочки твэлов ЭГЭ от распухающего топливного материала;

8) увеличить долю конструкционных материалов и относительную долю пористости топливного материала в твэлах ЭГЭ, что приводит к увеличению ресурсных характеристик ЭГС и ТРП в целом.

Кроме того, использование частичного замещения в активной зоне ТРП изотопа ²³⁵U на изотоп ²³³U позволяет не менять физико-химические характеристики ТМ, в частности его характеристики по совместимости с материалом эмиттерной оболочки, сохранять неизменной долю ТМ в твэлах, добиваться таким ядерным профилированием практически равнопрочности термоэмиссионных твэлов по всей активной зоне ТРП.

ЛИТЕРАТУРА

1. Патент RU 2187854. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.

2. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах / Овчаренко М.К. и др. // Изв. РАН. Энергетика. 2009. №4. С. 145 -158.

3. Справочник по ядерной физике / Под ред. Л.А. Арцимовича // М.: Физматгиз, 1963.

4. Корнилов В.А. Определение остаточного ресурса термоэмиссионного электрогенерирующего элемента // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 2003, вып. 1-2. С. 228-231.

5. Нейтронографические исследования термоэмиссионных ЭГК при петлевых реакторных испытаниях / Бекмухамбетов Е.С., Карнаухов А.С., Корнилов В.А. и др. // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер.12. 1996, вып. 2-3. С. 113-131.

6. Юдицкий В.Д. Двухрежимная ядерная энергетическая установка на основе гетерозонного термоэмиссионного реактора-преобразователя // Изв. РАН. Энергетика. 2011. №3. С. 82-89.

7. Патент RU 2238598. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.

8. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. Обзор // ЦНИИатоминформ. Москва, 1984.

9. Высокотемпературное ядерное топливо / Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. // М.: Атомиздат.1978.

10. Критический стенд для экспериментального обоснования нейтронно-физических параметров ТРП на быстрых нейтронах для ЯЭУ космического назначения /Быстров П.И., Дынин A.M., Ларионов Ю.П. и др. // Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып.3 (141). НИИТП, 1993. С. 63-72.

11. Энергодвигательный блок на основе термоэмиссионной ядерной электрореактивной двигательной установки для марсианского экспедиционного комплекса / Агеев В.П., Быстров П.И., Визгалов А.В. и др. // Сб. Ракетно-космическая техника. Вып.1(134), НИИТП, 1992. с. 25-33.

12. Разработка и испытания агрегатов высокотемпературной литийниобиевой системы охлаждения термоэмиссионной ЯЭУ космического назначения / Аракелов А.Г., Быстров П.И., Глазунов М.Г. и др. // Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып.3 (141). НИИТП, 1993. С. 87-105.

13. Экспериментальные исследования влияния скорости подвода тепловой мощности на работоспособность тепловых труб холодильника-излучателя космической ядерной энергетической установки / Аракелов А.Г., Джафаров Г.А., Соболев В.Я. и др. // Известия РАН. Энергетика. 2007. №3. С. 146-157.

14. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе «Топаз». Принципы конструкции и режимы работы. /Богуш И.П., Грязнов Г.М., Жаботинский Е.Е. и др. //Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.4, с. 211-214.

15. Основные задачи и результаты летных испытаний ЯЭУ по программе «Топаз» / Богуш И.П., Грязнов Г.М., Жаботинский Е.Е. и др. // Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.4, с. 214-217.

16. Разработка, создание и реакторные испытания электрогенерирующих сборок с жесткими габаритными ограничениями для термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с высокой плотностью электрической мощности /Синявский В.В., Цецхладзе Д.Л., Бекмухамбетов Е.С. и др. // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 1995, вып. 3-4. С. 96-105.

17 Корнилов В.А. Критериальное прогнозирование работоспособности вентилируемого термоэмиссионного твела // Атомная энергия, 2002, т. 93, вып. 1, с. 75-77.

18. Корнилов В.А. Процессы тепло- и массопереноса в высокотемпературных твэлах термоэмиссионных электрогенерирующих каналов // Сб. РКТ. Сер. 12. Труды РКК «Энергия» им. С.П. Королева. Королев. 1996. Вып. 2-3. С. 99-112.

Изобретение относится к космическим энергодвигательным установкам мегаваттного класса. Двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП). Активная зона набрана из электрогенерирующих сборок (ЭГС) последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ). АЗ набрана из N одинаковых по конструкции ЭГС, где N≥19, состоящих из n последовательно соединенных ЭГЭ, где n≥5. Все ЭГЭ в АЗ разбиты на три группы: центральную, среднюю и периферийную, где центральная группа ЭГЭ, расположенных в центральной части АЗ, окружена ЭГЭ из средней группы, а периферийная группа расположена на периферии АЗ у отражателя нейтронов. Твэлы ЭГЭ из средней группы заполнены ТМ на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы ЭГЭ из центральной и периферийной групп, ²³³U и ²³⁵U соответственно. Технический результат - увеличение запаса реактивности ТРП, повышение КПД ЯЭУ. 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

1. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля, содержащая источник электроэнергии в виде термоэмиссионного реактора-преобразователя, включающего активную зону и отражатель нейтронов, в боковой части отражателя нейтронов размещены органы системы управления и защиты, а активная зона набрана из электрогенерирующих сборок последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, твэлы которых заполнены топливным материалом, отличающаяся тем, что активная зона набрана из N одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок, где N≥19, состоящих из n последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, где n≥5, а все электрогенерирующие элементы в активной зоне разбиты на три группы: центральную, среднюю и периферийную, где центральная группа электрогенерирующих элементов, расположенных в центральной части активной зоны, окружена электрогенерирующими элементами из средней группы, а периферийная группа расположена на периферии активной зоны у отражателя нейтронов, причем электрогенерирующие элементы из каждой группы образуют пары, симметрично расположенные относительно геометрического центра активной зоны, причем твэлы электрогенерирующих элементов из средней группы заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы электрогенерирующих элементов из центральной и периферийной групп, заполненных топливным материалом на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов.

2. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³³U.

3. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 1, отличающаяся тем, что в качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U.

4. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 1, отличающаяся тем, что во всех группах твэлы электрогенерирующих элементов содержат равный относительный объем топливного материала.