термоэмиссионный реактор-преобразователь

Формула изобретения

1. Термоэмиссионный реактор-преобразователь, содержащий активную зону из 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 и двумя коллекторами теплоносителя, размещенными у торцов пакета, отличающийся тем, что внутри электрогенерирующего пакета установлена перегородка, гидравлически разделяющая размещенные в пакете электрогенерирующие сборки на две группы и один из коллекторов теплоносителя на две части, а патрубки для входа и выхода теплоносителя подсоединены к каждой из частей разделенного перегородкой коллектора.

2. Термоэмиссионный реактор-преобразователь по п.1, отличающийся тем, что перегородка выполнена теплоизолирующей.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике 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 мощностей не более 100 кВт и относительно невысокого ресурса. ТРП на быстрых нейтронах могут быть созданы на мощности от 100 кВт до мегаваттного уровня.

Известен ТРП на тепловых нейтронах космической ЯЭУ "Топаз" [1]. Он содержит активную зону (АЗ), 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.

Известен ТРП на быстрых нейтронах по патенту [2]. Он содержит АЗ, набранную из ЭГС и бустерных твэл, снабженных системой вывода газообразных осколков деления. Такой ТРП имеет относительно малый объем АЗ 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.

Известен ТРП по патенту [3]. Он содержит АЗ, набранную на ЭГК и бустерных твэл, которые размещены компактно в дополнительном герметичном 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.

Наиболее близким к изобретению по технической сущности является модульная схема ТРП на быстрых нейтронах для космической ЯЭУ большой мощности, описанная в [4] . ТРП содержит АЗ, 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 боковом 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. Однако введение модульного построения с одной стороны упрощает сборку ТРП, так как он собирается из ограниченного числа ЭГП, с другой стороны затрудняет сборку, так как требует размещения большого числа трубопроводов с теплоносителем с двух сторон ТРП. Это также увеличивает габариты ТРП, а следовательно, массу радиационной защиты от излучений реактора.

Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является упрощение сборки и уменьшение габаритов ТРП и, следовательно, массы радиационной защиты ЯЭУ с ТРП.

Указанный технический результат достигается в ТРП, содержащим не менее двух ЭГП в виде герметичного корпуса, снабженного патрубками для входа и выхода теплоносителя, с размещенными внутри корпуса охлаждаемыми теплоносителем термоэмиссионными ЭГС и двумя коллекторами теплоносителя, размещенными у торцев ЭГП, в котором внутри ЭГП установлена перегородка, гидравлически разделяющая размещенные в пакете ЭГС на две группы и один из коллекторов теплоносителя на две части, а патрубки для входа и выхода теплоносителя подсоединены к каждой из частей разделенного перегородкой коллектора. Перегородка может быть выполнена теплоизолирующей.

На фиг. 1-3 приведены конструкционные схемы, поясняющие суть предложенного технического решения, а именно: на фиг. 1 приведено поперечное сечение ТРП, а на фиг. 2 и фиг. 3 - продольный и поперечный сечения ЭГП, из которых набрана активная зона ТРП.

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 которых охлаждаются теплоносителем 7, например эвтектическим сплавом NaK или Li. Подвод и отвод теплоносителя осуществляется соответственно через патрубки 8 и 9 в верхний коллектор, разделенный перегородкой 10 на две части: первую часть 11, куда через патрубок 8 подается теплоноситель, и вторую часть 12, откуда через патрубок 9 отводится теплоноситель. Стрелками на фиг. 2 показано течение теплоносителя в ЭГП. С противоположной стороны размещен нижний коллектор 13. ЭГС 6 внутри ЭГП 1 разделены перегородкой 14 на две части. Перегородки 10 и 14 могут быть выполнены за одно целое (в виде одной перегородки), а также теплоизолирующими, например, в виде трехслойного соединения металл-теплоизоляция-металл. Возможно изготовление перегородки в виде двухслойной конструкции с вакуумным зазором. ЭГС 6 снабжены токовыводами 15, которые в коммутационной камере 16 коммутируются, например, последовательно-параллельно, для получения требуемого напряжения и тока ЭГП. Из коммутационной камеры 16 через герметичные выводы идут два токовывода 17.

ТРП работает следующим образом.

В исходном состоянии поворотные цилиндры 3 находятся в положении поглощающими накладками 4 к АЗ с ЭГП 1. Поэтому 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 автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ осуществляется разворот поворотных цилиндров 3 таким образом, что накладки 4 отходят от АЗ. Начинается реакция деления топливного материала в сердечниках ЭГС 6 каждого из ЭГП 1.

Выделяющееся тепло отводится с наружной поверхности корпусов ЭГС 6 теплоносителем 7, например NaK или Li, подаваемым в каждый ЭГП 1. Теплоноситель 7 в ЭГП подается через входной патрубок 8, из которого попадает в первую часть 11 разделенного перегородкой 10 верхнего коллектора, из которой он попадает в первую по ходу теплоносителя группу ЭГС (часть активной зоны ТРП, образованную с помощью перегородки 14 половиной ЭГС 6). Протекающий теплоноситель 7 охлаждает ЭГС 6 первой группы и затем попадает в нижний коллектор 13, где поток теплоносителя разворачивается на 180^o и попадает на вход второй по ходу теплоносителя части активной зоны, образованной второй группой ЭГК 6. Протекающий теплоноситель 7 охлаждает ЭГС 6 второй группы и затем попадает во вторую часть 12 верхнего коллектора, из которой через патрубок 9 он поступает в систему охлаждения ЯЭУ (на схеме не показана). Если перегородки 10 и 14 изготовлены из металла, то возможна рекуперация, т.е. переток тепла из теплоносителя, протекающего во второй группе ЭГС, к теплоносителю, протекающему в первой группе ЭГС. Поэтому желательно перегородку сделать теплоизолирующей. В этом случае переток тепла через перегородку будет минимально возможным и тем самым эффективность охлаждения ЭГС не ухудшится. После достижения рабочего уровня тепловой мощности в ЭГС 6 обеих групп подается рабочее тело (пар цезия) и они начинают генерировать электроэнергию. ЭГС 6 внутри ЭГП 1 коммутируются параллельно, последовательно или параллельно-последовательно. Коммутация осуществляется в коммутационной камере 16, из которой с помощью изолированных от корпуса токовыводов 17 электроэнергия попадает потребителю или в устройства внешней коммутации (на схеме не показаны). Непреобразованная теплота термодинамического цикла отводится теплоносителем, как это описано выше, и затем сбрасывается в космос излучением в холодильнике-излучателе (на схеме не показано).

Таким образом, предложенное решение, когда трубопроводы подвода и отвода теплоносителя расположены с одного торца ТРП, существенно упрощает сборку ТРП из ЭГП. В результате отсутствия трубопроводов с теплоносителем у одного из торцев ТРП нет необходимости размещать их вдоль наружной поверхности ТРП, увеличивая тем самым габариты ТРП. В результате ТРП становится более компактным и, следовательно, требуется меньший диаметр радиационной защиты полезного груза КА от вторичного излучения трубопроводов. Это приводит к уменьшению массы ЯЭУ.

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 2076385 C1, МКИ H 01 J 45/00. Термоэмисионный реактор-преобразователь. Опубл. 27.03.97. Бюл. N 9.

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

4. Разработка, изготовление и испытания полномасштабного имитатора электрогенерирующего пакета модульной космической ЯЭУ с литий-ниобиевой системой охлаждения / П.И. Быстров, В.П. Кириенко, Г.А. Купцов и др. // Ракетно-космическая техника. Труды РКК "Энергия" им. С.П.К оролева. Серия 12: Изд. РКК "Энергия", г. Королев Моск. обл. 1996. Вып. 2-3. с. 64-69, рис. 3.