Термоэмиссионный реактор-преобразователь

Термоэмиссионный реактор-преобразователь

Реферат

 

Использование: атомная энергетика, создание термоэмиссионных ядерных энергетических установок, преимущественно космического назначения. Сущность изобретения: в термоэмиссионном реакторе-преобразователе, содержащем отражатель нейтронов, активную зону, набранную из электрогенерирующих каналов с твэлами, заполненными топливным материалом, электрогенерирующие каналы с твэлами около отражателя заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов и отделены от отражателя не менее чем одним слоем электрогенерирующих каналов с топливным материалом с более низким коэффициентом воспроизводства. В качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбраны изотопы ²³³U, ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu. В качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U. Изобретение обеспечивает повышение запаса реактивности ТРП, выравнивание поля тепловыделения по сечению активной зоны ТРП, выравнивание средней температуры эмиттерных оболочек по активной зоне ТРП, создание равных условий в работе термоэмиссионного твэла и повышение, таким образом, энергетических характеристик и ресурса ТРП. 2 з.п.ф-лы, 3 ил.

Изобретение относится к энергетике с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использовано при создании термоэмиссионных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) преимущественно космического назначения.

В термоэмиссионном реакторе-преобразователе (ТРП) происходит как генерирование тепловой энергии при делении ядер ²³⁵U в топливном материале (ТМ), так и непосредственное преобразование ее в электрическую. Элементарной ячейкой ТРП является электрогенерирующий элемент (ЭГЭ), а сборочной единицей - электрогенерирующий канал (ЭГК), состоящий, как правило, из последовательно соединенных ЭГЭ. Наибольшее распространение получили ЭГЭ и соответственно ЭГК коаксиального типа. Разрабатываются ТРП на тепловых, промежуточных и на быстрых нейтронах. С целью получения минимальных размеров ТРП и максимального использования объема активной зоны (а.з.) для размещения ЭГК и получения таким образом максимальной электрической мощности снимаемой с единицы а.з. ТРП, используют реакторы на быстрых нейтронах, где в а.з. отсутствует замедлитель. Очевидно для обеспечения одинаковой плотности тока эмиссии снимаемой с эмиссионной поверхности ТРП необходимо, чтобы эмиттерные оболочки твэлов в ЭГК работали в примерно равных температурных условиях. Для этого необходимо выравнивание тепловыделения по объему а.з. ТРП. Для реакторов с отражателем нейтронов существует неравномерность тепловыделения, причем наблюдаются два максимума тепловыделения: это в центральной части а.з. и всплеск тепловыделения на периферии а.з. у границы с отражателем [1]. Физическое профилирование, проводимое для выравнивания тепловыделения в а.з. ТРП, приводит к неравномерному распределению ТМ по объему а.з. и соответственно к неравномерности нагрузки, оказываемой на эмиттерные оболочки твэлов, находящихся в разных местах а.з. Это вызвано тем, что условия работы твэлов будут различны. В твэлах с меньшим количеством ТМ ниже интенсивность образования осколков деления (газообразных и твердых) и соответственно меньше оказываемое со стороны распухающего ТМ и осколков деления давление на оболочку твэла. Отсюда работоспособность таких термоэмиссионных твэлов выше сравнительно с твэлами, в которых ТМ больше. Как показывают исследования [2, 3], в термоэмиссионных твэлах с меньшим содержанием ТМ, особенно это касается высокотемпературных вентилируемых твэлов с летучим ТМ (например, UO₂), выше надежность вывода газообразных осколков деления за пределы твэла. Эти обстоятельства приводят к неравномерности ресурсоспособности термоэмиссионных твэлов по активной зоне ТРП. Кроме того, физическое профилирование не всегда возможно, особенно для ТРП на быстрых нейтронах с малым объемом а.з. из-за проблем с критичностью, так как в твэлы ЭГК таких ТРП закладывается максимально возможное количество ТМ с максимально возможным обогащением по делящемуся веществу.

Известен ТРП на быстрых нейтронах, описанный в [4]. Он содержит а.з. и отражатель с органами управления реактором. В свою очередь, а.з. содержит термоэмиссионные ЭГК, которые обеспечивают требуемое значение электрической мощности, и бустерные тепловыделяющие элементы (БЭЛ), которые не являются электрогенерирующими, а добавлены в а.з. для обеспечения ее критичности, так как объемная доля делящегося вещества в них существенно выше, чем в ЭГК. БЭЛы могут быть размещены по всему объему а.з. ЭГК и БЭЛы содержат систему охлаждения на основе жидкометаллического теплоносителя, а БЭЛы, кроме того, могут иметь дополнительную систему охлаждения на основе тепловых труб. БЭЛы, которые содержат фактически лишь ТМ в корпусе, позволяют снизить критический объем а.з., а следовательно, и массу всей ЯЭУ. Однако введение в а.з. БЭЛ, кроме понижения кпд ЯЭУ и увеличения габаритов ЯЭУ за счет увеличения поверхности холодильника-излучателя, приводит к увеличению плотности критической загрузки ТМ в ТРП. Это, в свою очередь, повышает ядерную опасность при аварийных ситуациях с ракетой-носителем при выводе космического аппарата (КА) с ЯЭУ в космос.

Известен термоэмиссионный реактор-преобразователь, содержащий отражатель, активную зону, набранную из электрогенерирующих каналов с твэлами, заполненными топливным материалом на основе изотопа ²³⁵U, описанный в [5] для ЯЭУ с уровнем электрической мощности 100...150 кВт. Рассмотрены два варианта такого ТРП на быстрых нейтронах с пакетной и моноблочной структурой активной зоны. Для обеспечения достаточности запаса реактивности на кампанию, а.з. ТРП содержат бустерные элементы. Недостатком этих вариантов ТРП является существенная неравномерность тепловыделения по а.з. Так средняя тепловая мощность в периферийных ЭГК, примыкающих к отражателю, достигает ~12,6 кВт (в расчете на одно ЭГК) при средней тепловой мощности в остальных ЭГК ~10,8 кВт. Как следствие этого факта отмечается повышенная температура эмиттерных оболочек в этих ЭГК и снижение таким образом ресурсных характеристик ЭГК и ТРП в целом. Кроме того, использование БЭЛ приводит к сокращению суммарной эмиссионной поверхности в ТРП, снижению кпд всей ЯЭУ и увеличению габаритов холодильника-излучателя и ЯЭУ в целом.

Близким к изобретению по технической сущности можно считать ТРП для космической ЯЭУ "Топаз" [6] с полезной электрической мощностью ~6 кВт. ТРП содержит отражатель, активную зону, набранную из электрогенерирующих каналов с твэлами, заполненными топливным материалом на основе изотопа ²³⁵U. Активная зона включает 5-элементные ЭГК, расположенные в отверстиях замедлителя из гидрида циркония, и окружена отражателем из бериллия. В боковом отражателе размещены органы управления реактором в виде 12 поворотных цилиндров из бериллия с секторными нейтронопоглощающими накладками из карбида бора. Наружные корпуса ЭГК охлаждаются теплоносителем (эвтектическим сплавом Na-K). Отмечаются относительно большие утечки водорода из замедлителя в активной зоне, который попадает в межэлектродные зазоры и тем самым способствует деградации электрических характеристик реактора, соответствующих уменьшению исходного кпд преобразования в среднем с относительной скоростью (5-7)10^-3 %/ч. Кроме того, отмечалось у данного ТРП изменение реактивности, обусловленное относительно большими утечками водорода из замедлителя (примерно на 80-85% суммарного изменения реактивности). По результатам летных испытаний было отмечено, что средняя скорость уменьшения реактивности превышала значения, полученные при соответствующих наземных испытаниях.

Задачей является повышение запаса реактивности ТРП, выравнивание поля тепловыделения по сечению а.з. ТРП, выравнивание средней температуры эмиттерных оболочек по а.з. ТРП, создание равных условий в работе термоэмиссионного твэла и повышение, таким образом, энергетических характеристик и ресурса ТРП.

Задача достигается в термоэмиссионном реакторе-преобразователе, содержащем отражатель нейтронов, активную зону, набранную из электрогенерирующих каналов с твэлами, заполненными топливным материалом, электрогенерирующие каналы с твэлами около отражателя заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов и отделены от отражателя не менее чем одним слоем электрогенерирующих каналов с топливным материалом с более низким коэффициентом воспроизводства. В качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбраны изотопы ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu. В качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U.

Использование изотопов (U²³³, ²³⁹Pu, ²⁴¹Рu) с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов в ТМ твэла по сравнению с ТМ на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов (²³⁵U) вызвано, в первую очередь, тем, что обеспечивает существенно более высокий запас реактивности ТРП при одинаковой доле топлива в реакторе [7, 8, 9, 10].

Возможно выравнивание тепловыделения по объему а.з. ТРП варьированием в твэле долей ТМ с более высоким и более низким коэффициентом воспроизводства. Термоэмиссионные твэлы, примыкающие к отражателю, не менее одного слоя, заполнены топливным материалом на основе изотопа ²³⁵U, другая часть твэлов заполнена топливным материалом, в котором изотоп ²³⁵U замещается полностью или частично изотопами с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, причем плотность этих изотопов в топливном материале твэлов уменьшается, в среднем образуя плавную зависимость, по радиусу и длине активной зоны ТРП от периферии к центру активной зоны, изменяясь от максимального значения у периферии активной зоны до нуля в центре активной зоны. Расположение ЭГК и твэлов с ТМ на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов по активной зоне ТРП и ход изменения плотности этих изотопов по радиусу и высоте а.з. объясняется прежде всего характерной для ядерных реакторов кривой распределения тепловыделения по активной зоне [11].

На фиг.1 приведена конструкционная схема предложенного ТРП. На фиг.2 приведено поперечное сечение ТРП с моноблочной структурой активной зоны. На фиг.3 - конструкционная схема ЭГК.

ТРП 1 содержит активную зону 2, которая набрана из ЭГК 3, 4, отражатель нейтронов 5, в боковой части которого размещены органы системы управления и защиты (СУЗ) 6, например, в виде поворотных цилиндров с нейтронопоглощающими вставками 7. ЭГК 3, 4 представляют последовательно соединенные сборки ЭГЭ 8. ЭГЭ 8 включает эмиттер 11, коллектор 12, причем эмиттером 11 служит оболочка термоэмиссионного твэла 9, заключающая топливный материал 10. ЭГК 3 с твэлами 9, заполнены ТМ на основе изотопа ²³⁵U. В области активной зоны 2, около отражателя 5, размещены ЭГК 4 с твэлами 9, заполненными ТМ на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, которые отделены от отражателя 5 не менее чем одним слоем ЭГК 3 с ТМ на основе изотопа ²³⁵U. Термоэмиссионные твэлы 9 ЭГК 3, примыкающие к отражателю 5, не менее одного слоя, заполнены ТМ 10 на основе изотопа ²³⁵U, для другой части ЭГК 4 твэлы 9 заполнены ТМ 10, в котором изотоп ²³⁵U замещается полностью или частично изотопами с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, причем плотность этих изотопов в ТМ 10 твэлов 9 уменьшается, в среднем образуя плавную зависимость, изменяясь от максимального значения у периферии активной зоны 2 до нуля в центре активной зоны 2 (на фиг.2 это обстоятельство выражено плотностью штриховки поперечного сечения ЭГК 4, плавно уменьшающейся от периферии а.з. 2 к его центру).

Термоэмиссионный реактор-преобразователь работает следующим образом. После сборки ТРП 1 и подсоединения его ко всем системам ЯЭУ, проводятся необходимые проверки и, при космическом использовании, ТРП 1 в составе ЯЭУ выводится в космос на радиационно-безопасную орбиту. По команде с Земли или автоматически производится пуск ТРП 1 путем поворота органов СУЗ 6, расположенных в боковом отражателе 5 поглощающими вставками 7 от активной зоны 2. При достижении критичности ТРП 1, в топливном материале 10 твэлов 9 ЭГК 3 и ЭГК 4 начинает выделяться тепло. Поскольку твэлы 9 ЭГК 4 включают делящийся материал на основе изотопов с повышенным коэффициентом воспроизводства нейтронов, по сравнению с ЭГК 3, и расположены в зоне минимума тепловыделения а.з. 2 ТРП 1, что приводит к выравниванию тепловыделения по радиусу а.з. 2, что вызывает равномерный нагрев эмиттеров 11 в ЭГЭ 8. Это обстоятельство приводит к выравниванию условий работы твэлов 9 и ЭГЭ 8 по всему ТРП 1, что приводит к повышению энергоресурсных характеристик и кпд ТРП.

Таким образом, предложенное техническое решение повышает запас реактивности ТРП и позволяет:

увеличить электрическую мощность ТРП, при неизменной суммарной тепловой мощности ТРП, за счет более равномерного распределения тепловой мощности по объему активной зоны ТРП;

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

получить более высокий кпд преобразования тепловой энергии в электрическую в ТРП за счет более равномерного распределения температуры эмиттерных оболочек ЭГЭ в ТРП;

увеличить ресурс работы ТРП за счет более равномерного по объему а.з. распределения нагрузки на эмиттерные оболочки твэлов ЭГЭ от распухающего топливного материала;

увеличить долю конструкционных материалов, относительную долю пористости в твэлах ЭГЭ, что приводит к увеличению ресурсных характеристик ЭГК и ТРП в целом.

Кроме того, использование в ТМ изотопа ²³³U вместо изотопа ²³⁵U 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. Самойлов А.Г. Тепловыделяющие элементы ядерных реакторов. М.: Энергоатомиздат, 1985, с.15.

2. Корнилов В.А., Сухов Ю.И., Юдицкий В.Д. Метод расчета температурных полей гетерогенного топливного сердечника термоэмиссионного топливного элемента. Атомная энергия, 1980, том 49, вып. 6, с.393 и 394.

3. Корнилов В.А., Юдицкий В.Д. Моделирование тепло- и массопереноса в сердечнике термоэмиссионного твэла. Атомная энергия, 1982, том 53, вып. 2, с.74-76.

4. Патент RU №2138096 С1. МКИ Н 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор-преобразователь. Опубл. 20.09.99, Бюл. №26.

5. Комбинированная ядерно-энергетическая установка "ТЭМБР" с реактором-преобразователем на быстрых нейтронах/В.И.Читайкин, В.И.Ионкин, М.К.Овчаренко и др.//Пятая международная конференция "Ядерная энергетика в космосе", сб. докладов./Под общей ред. проф. И.И.Федика, ч.1. - Подольск, Моск. обл., 1999, с.94.

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

7. Справочник по ядерной физике./Под ред. акад. Л.А.Арцимовича. - М.: Физматгиз, 1963, с.267 и 338.

8. Джекобс А., Клайн Д., Ремик Ф. Основы ядерной науки и реакторы. - М.: Госатомиздат, 1962, с.61 и 188.

9. Займовский А.С., Калашников В.В., Головнин И.С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. - М.: Госатомиздат, 1962, с.9.

10. Емельянов В.С., Евстюхин А.И. Металлургия ядерного горючего. - М.: Атомиздат, 1968, с.12 и 298.

11. [1], c.16.

Формула изобретения

1. Термоэмиссионный реактор-преобразователь, содержащий отражатель нейтронов, активную зону, набранную из электрогенерирующих каналов с твэлами, заполненными топливным материалом, отличающийся тем, что электрогенерирующие каналы с твэлами около отражателя заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов и отделены от отражателя не менее чем одним слоем электрогенерирующих каналов с топливным материалом с более низким коэффициентом воспроизводства.

2. Термоэмиссионный реактор-преобразователь по п.1, отличающийся тем, что в качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбраны изотопы ²³³U, ²³⁹Pu, ²⁴¹Pu.

3. Термоэмиссионный реактор-преобразователь по п.1, отличающийся тем, что в качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3