RU2084043C1 - Thermal-emission converting reactor - Google Patents
Thermal-emission converting reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2084043C1 RU2084043C1 RU95101552A RU95101552A RU2084043C1 RU 2084043 C1 RU2084043 C1 RU 2084043C1 RU 95101552 A RU95101552 A RU 95101552A RU 95101552 A RU95101552 A RU 95101552A RU 2084043 C1 RU2084043 C1 RU 2084043C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- reactor
- converter
- booster
- booster fuel
- niobium
- Prior art date
Links
Images
Landscapes
- Structure Of Emergency Protection For Nuclear Reactors (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
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. The invention relates to energy with thermionic conversion of thermal energy into electrical energy and can be used to create thermionic nuclear power plants (NPPs) mainly for space purposes.
В термоэмиссионном реакторе-преобразователе (ТРП) происходит как генерирование тепловой энергии при делении ядер урана, так и непосредственное преобразование ее в электрическую. In a thermionic converter reactor (TRP), both the generation of thermal energy during the fission of uranium nuclei and its direct conversion into electrical energy occur.
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. С целью получения минимальных размеров ТРП и максимального использования объема активной зоны (а.з.) его для размещения ЭГК и получения таким образом максимальной электрической мощности снимаемой с единицы а.з. ТРП используют быстрые реакторы, где в а.з. отсутствует замедлитель. Однако требования минимальных масс космической ЯЭУ приводят к необходимости дальнейшего уменьшения объема а.з. ТРП, что достигается с помощью замены части ЭГК на бустерные твэлы [1, 2]
Наиболее близким к изобретению по технической сущности является ТРП, спроектированный для термоэмиссионной энергоустановки электрической мощностью 25 кВт для применения на обитаемой орбитальной лаборатории [3] В активной зоне этого ТРП для обеспечения ядерной критичности используют бустерные твэлы с замедлителем U-ZrH.The unit cell of the TRP is an electricity generating element (EGE), and the assembly unit is an electricity generating channel (EGE), which usually consists of series-connected EGE. The most widespread EGE and, accordingly, EGC coaxial type. In order to obtain the minimum TRP size and maximize the use of the core (a.z.) volume for placing an EGC and thus obtain the maximum electric power removed from a.a. TRP use fast reactors, where in the AS no moderator. However, the requirements of the minimum masses of a space nuclear power plant lead to the need for a further decrease in the volume of a.s. TRP, which is achieved by replacing part of the EGC with booster fuel rods [1, 2]
The closest to the invention in technical essence is a TRP designed for a thermionic power plant with an electric power of 25 kW for use in a inhabited orbital laboratory [3] In the active zone of this TRP, to use nuclear criticality, U-ZrH booster fuel rods are used.
Для космических ЯЭУ характерны требования высоких удельных энерго-массовых характеристик и длительного времени работы ЯЭУ в форсированном режиме достигаемом года и более. Для таких ЯЭУ температура теплоносителя, охлаждающего оболочки ЭГК и бустерных твэлов, может достигать 1300К и более. Поэтому в таких ТРП встает вопрос выбора материалов оболочки бустерного твэла и топливного материала, позволяющих обеспечить не только ядерную критичность, но и повысить работоспособность бустерных твэлов, а следовательно и ресурс работы ТРП. Space NPPs are characterized by the requirements of high specific energy-mass characteristics and a long operating time of a nuclear power plant in a forced mode, achieved for a year or more. For such nuclear power plants, the temperature of the coolant, the cooling shell of the EGCs and booster fuel elements can reach 1300K or more. Therefore, in such TRPs, the question arises of the choice of materials for the cladding of the booster fuel element and fuel material, which make it possible to ensure not only nuclear criticality, but also increase the operability of booster fuel rods, and hence the service life of the TRP.
Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является повышение энерго-массовых и ресурсных характеристик ТРП. The technical result achieved by using the invention is to increase the energy-mass and resource characteristics of the TRP.
Указанный технический результат достигается в ТРП содержащем активную зону, набранную из термоэмиссионных ЭГК и бустерных твэлов. Оболочки бустерных твэлов выполнены из жаропрочных сплавов на основе ниобия. В качестве топливного материала бустерных твэлов использован монокарбид урана и введены барьеры, предотвращающие или ограничивающие взаимодействие монокарбида урана на границе контакта с металлической оболочкой бустерного твэла. The specified technical result is achieved in a TRP containing an active zone composed of thermionic EGCs and booster fuel rods. The shells of the booster fuel rods are made of heat-resistant alloys based on niobium. Uranium monocarbide was used as fuel material for booster fuel rods and barriers were introduced to prevent or limit the interaction of uranium monocarbide at the interface with the metal shell of the booster fuel rod.
В качестве сплава на основе ниобия для оболочки бустерного твэла использован ниобий-циркониевый сплав (НбЦУ). A niobium-zirconium alloy (NbCU) was used as a niobium-based alloy for the booster fuel cladding.
В качестве барьера использованы тугоплавкие металлы вольфрам, молибден или сплавы на их основе. Барьер выполнен в виде тонкостенной оболочки, разделяющей оболочку бустерного твэла от монокарбида урана. Refractory metals such as tungsten, molybdenum or alloys based on them are used as a barrier. The barrier is made in the form of a thin-walled shell separating the shell of the booster fuel element from uranium monocarbide.
В качестве барьера использованы стабилизирующие добавки карбидов тугоплавких металлов гафния, тантала, ниобия, циркония в количестве от 5 до 25 мол. As a barrier, stabilizing additives of carbides of refractory metals hafnium, tantalum, niobium, zirconium in an amount of from 5 to 25 mol.
Материал оболочек бустерных твэлов выбран из тугоплавкого металла, поскольку, как показывает практика разработки твэлов, жаропрочные стали в контакте с топливным материалом (в частности с UC) при температурах, превышающих 900 К, взаимодействуют с топливным материалом. The material of the shells of the booster fuel rods is selected from refractory metal, because, as the practice of developing fuel rods shows, heat-resistant steels in contact with the fuel material (in particular with UC) at temperatures exceeding 900 K interact with the fuel material.
В качестве оболочек бустерных твэлов используют ниобиевые сплавы, допускающие значительно более высокие рабочие температуры по сравнению с жаропрочными сталями и позволяющие использовать единый тугоплавкий конструкционный материал (включая корпуса ЭГК, конструкцию реактора и конструкцию системы охлаждения ЯЭУ). В качестве такого жаропрочного сплава предложены ниобий-циркониевый сплав (НбЦУ). As the shells of the booster fuel rods, niobium alloys are used, which allow significantly higher operating temperatures compared to heat-resistant steels and allow the use of a single refractory structural material (including EHC casings, reactor design, and design of the nuclear power plant cooling system). As such a heat-resistant alloy, a niobium-zirconium alloy (NbCU) is proposed.
В качестве топливного материала бустерных твэлов предложен монокарбид урана, поскольку он обладает: высоким содержанием делящегося элемента; удовлетворительно совместим с конструкционными материалами; высокой теплопроводностью; высокой температурой плавления. Uranium monocarbide is proposed as a fuel material for booster fuel elements, since it has: a high content of fissile element; satisfactory compatible with structural materials; high thermal conductivity; high melting point.
Однако, высокая активность монокарбида урана в контакте с материалом оболочки бустерного твэла в условиях высоких температур, характерных для космических ЯЭУ, приводит к снижению работоспособности бустерного твэла и соответственно снижению ресурса ТРП. However, the high activity of uranium monocarbide in contact with the material of the cladding of the booster fuel rod at high temperatures typical of space nuclear power plants leads to a decrease in the operability of the booster fuel rod and, accordingly, to a decrease in the resource of TRP.
Недостатки, присущие UC, заключаются в высокой активности углерода, что приводит к нежелательной карбидизации металлов, контактирующих с UC, и в наличие узкой области гомогенности, что усложняет получение однофазного карбида, не имеющего свободных C, U и фазы UC2.The disadvantages inherent in UC are the high carbon activity, which leads to undesirable carbidization of metals in contact with UC, and the presence of a narrow homogeneity region, which complicates the preparation of single-phase carbide that does not have free C, U, and UC 2 phase.
Предлагается кинетический путь предотвращения взаимодействия на границе контакта монокарбид урана металлическая оболочка бустерного твэла, а именно создание диффузионных барьеров. В данном случае предлагаются металлические барьеры выполненные из тугоплавкого металла. Как показывают исследования, наиболее эффективным барьером для предохранения от взаимодействия может служить вольфрам, молибден или сплавы на их основе. A kinetic way is proposed to prevent interaction at the contact boundary of uranium monocarbide metal shell of the booster fuel element, namely the creation of diffusion barriers. In this case, metal barriers made of refractory metal are offered. Studies show that tungsten, molybdenum, or alloys based on them can serve as the most effective barrier to preventing interaction.
Другой путь предотвращения или ограничения взаимодействия UC с оболочкой бустерного твэла -термодинамический путь, связанный с уменьшением активности углерода и урана за счет замены части атомов урана металлами, образующими сильные карбиды. Наиболее перспективными стабилизирующими добавками предлагается использовать карбиды тугоплавких металлов ZrC, NbC, TaC, HfC, что находит подтверждение в экспериментах. Another way to prevent or limit the interaction of UC with the cladding of the booster fuel element is the thermodynamic pathway associated with a decrease in the activity of carbon and uranium due to the replacement of some of the uranium atoms by metals that form strong carbides. The most promising stabilizing additives are proposed to use carbides of refractory metals ZrC, NbC, TaC, HfC, which is confirmed in experiments.
Как показывают результаты исследований по определению влияния состава твердого раствора (U, Me)C на его взаимодействие с углеродом и в первую очередь на температуру появления жидкой фазы в системах (U, Me)C-C, наиболее эффективное минимальное количество стабилизирующей добавки карбидов тугоплавких металлов ограничено 5 мол. Снижение добавки менее 5 мол. приводит к резкому падению эффективности, что наблюдается, в частности, в резком уменьшении температуры плавления топливной композиции. According to the results of studies to determine the effect of the composition of the (U, Me) C solid solution on its interaction with carbon, and primarily on the temperature of the appearance of the liquid phase in (U, Me) CC systems, the most effective minimum amount of a stabilizing additive of refractory metal carbides is limited to 5 pier Reduced additives less than 5 mol. leads to a sharp drop in efficiency, which is observed, in particular, in a sharp decrease in the melting temperature of the fuel composition.
Максимальное количество стабилизирующих добавок ограничено 25 мол. поскольку дальнейшее повышение количества добавок в UC приводит к снижению ядерной плотности по сравнению с UOe т.е. теряется одно из важнейших преимуществ этого тугоплавкого топливного материала.The maximum amount of stabilizing additives is limited to 25 mol. since a further increase in the amount of additives in UC leads to a decrease in nuclear density compared to UO e i.e. one of the most important advantages of this refractory fuel material is lost.
Кроме стабилизирующего фактора, карбид гафния одновременно может служить в качестве резонансного поглотителя и, вводимый в монокарбид урана, может сыграть важную роль в обеспечении ядерной безопасности ЯЭУ, поскольку отвечает важнейшей концепции "внутренней безопасности ЯЭУ", предполагающей наличие отрицательных обратных связей. Существенная величина сечения поглощения нуклида гафния в эпитепловой области спектра нейтронов, в которую смещается максимум этого спектра при затоплении ТРП водой, снижает возникающий в этой аварийной ситуации водородный эффект. In addition to the stabilizing factor, hafnium carbide can simultaneously serve as a resonant absorber and, introduced into uranium monocarbide, can play an important role in ensuring nuclear safety of nuclear power plants, since it meets the most important concept of "internal security of nuclear power plants", which implies the presence of negative feedbacks. A significant absorption cross section of hafnium nuclide in the epithermal region of the neutron spectrum, to which the maximum of this spectrum shifts when the TRP is flooded with water, reduces the hydrogen effect that arises in this emergency.
На фиг. 1 изображен общий вид термоэмиссионного реактора-преобразователя; на фиг. 2 общий вид бустерного твэла с частичным вырезом его стенки для лучшего показа конструкции. In FIG. 1 shows a general view of a thermionic converter reactor; in FIG. 2 is a general view of a booster fuel element with a partial cutout of its wall for a better display of the structure.
ТРП 1 содержит а.з. 2, которая набрана из ЭГК 3 м бустерных твэлов 4. Снаружи а. з. 2 размещен боковой отражатель 5 и торцевые отражатели 6, 7. В боковом отражателе 5 размещены органы СУЗ 8, например, в виде поворотных цилиндров с нейтронопоглощающими вставками 9. Бустерный твэл 4 содержит оболочку из жаропрочных сплавов на основе ниобия (ниобий-циркониевый сплав - НбЦУ) 10, заключающую топливный материал монокарбид урана 11. На границе контакта оболочки 10 бустерного твэла 4 и топливного материала 11 введен барьер, выполненный или в виде тонкостенной оболочки из тугоплавкого металла (W, Mo или сплавы на их основе) 12 или в виде стабилизирующих добавок в UC карбидов тугоплавких металлов ZrC, NbC, TaC, HfC в количестве от 5 до 25 мол. TRP 1 contains a.z. 2, which is composed of 3 m booster fuel rods from an EGC 4. Outside a. h. 2 there is a side reflector 5 and end reflectors 6, 7. In the lateral reflector 5 there are CPS bodies 8, for example, in the form of rotary cylinders with neutron-absorbing inserts 9.
Термоэмиссионный реактор-преобразователь 1 работает следующим образом. Thermionic reactor converter 1 operates as follows.
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. After the assembly of the TRP 1 and its connection to all NPP systems, the necessary checks are carried out and, in space use, the TRP 1 as part of the NPP is put into space in a radiation-safe orbit.
На этапе выведения ЯЭУ в составе космического аппарата в космос возможна аварийная ситуация падения ЯЭУ в воду. При этом ТРП 1 заполняется или окружается водой, что приводит к смягчению спектра нейтронов и увеличению Кэф. Наличие в а.з. 2 ТРП 1 резонансного поглотителя нуклида Hf, имеющего большую величину сечения поглощения, снижает возникающий в этой аварийной ситуации водородный эффект до уровня, позволяющего удержать подкритичность ТРП 1 в требуемых пределах.At the stage of launching a nuclear power plant as part of a spacecraft into space, an emergency situation is possible when a nuclear power plant falls into water. In this case, TRP 1 is filled or surrounded by water, which leads to a softening of the neutron spectrum and an increase in K eff . Availability in a.z. 2 TRP 1 of the resonant absorber of the nuclide Hf, having a large absorption cross section, reduces the hydrogen effect that arises in this emergency to a level that allows to keep the TRC 1 subcriticality within the required limits.
В случае успешного запуска космического аппарата по команде с Земли или автоматически производится пуск ТРП 1 путем поворота органов СУЗ 8, расположенных в боковом отражателе 5 поглощающими вставками 9 от а.з. 2. При достижении критичности ТРП 1, в топливном материале 11 ЭГК 3 и бустерных твэлов 4 начинает выделяться тепло. Уровень тепловой мощности поднимается до рабочего. In the case of a successful launch of the spacecraft on command from the Earth, the TRP 1 is automatically launched by turning the bodies of the CPS 8 located in the side reflector 5 with absorbing inserts 9 from the a.z. 2. Upon reaching the criticality of the TRP 1, heat is released in the
С подъемом температуры топливного материала 11 активность монокарбида урана растет. Тонкостенная оболочка 12 на границе контакта топливного материала 11 с оболочкой 10 бустерного твэла 4 служит диффузионным барьером, предотвращающим или ограничивающим взаимодействие топливного материала 11 с оболочкой 12 бустерного твэла 4. Другим путем, предотвращающим или ограничивающим взаимодействие топливного материала 11 с оболочкой 12 бустерного твэла 4, служит термодинамический барьер, создаваемый стабилизирующими добавками карбидов тугоплавких металлов ZrC, NbC, TaC, HfC, вводимыми в монокарбид урана 11. With increasing temperature of the
Как показали предварительные оценки, использование тугоплавких композиций на основе UC и жаропрочной оболочкой на основе ниобия для бустерных твэлов ТРП с применением барьеров, предотвращающих или ограничивающих взаимодействие топливной композиции с оболочкой, позволяет:
1) увеличить плотность делящегося вещества в активной зоне ТРП;
2) увеличить запас надкритичности ТРП (Кэф);
3) уменьшить объем активной зоны и таким образом уменьшить массогабаритные характеристики ТРП;
4) поднять температурные характеристики в активной зоне ТРП;
5) получить более высокие удельные энергетические характеристики, снимаемые с единицы объема активной зоны ТРП;
6) увеличить работоспособность бустерных твэлов и следовательно ресурс работы ТРП;
7) дополнить обеспечение ядерной безопасности ЯЭУ резонансными поглотителями при использовании HfC в топливном материале из UC.As preliminary estimates showed, the use of refractory compositions based on UC and a heat-resistant casing based on niobium for TRP booster fuel rods using barriers that prevent or limit the interaction of the fuel composition with the casing allows:
1) increase the density of fissile material in the active zone of the TRP;
2) increase the margin of supercriticality TRP (K eff );
3) to reduce the volume of the active zone and thus reduce the overall dimensions of the TRP;
4) raise the temperature characteristics in the active zone of the TRP;
5) to obtain higher specific energy characteristics, taken from a unit volume of the active zone of the TRP;
6) increase the efficiency of the booster fuel rods and hence the life of the TRP;
7) to supplement nuclear safety assurance of nuclear power plants with resonant absorbers when using HfC in UC fuel material.
Claims (9)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95101552A RU2084043C1 (en) | 1995-02-09 | 1995-02-09 | Thermal-emission converting reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU95101552A RU2084043C1 (en) | 1995-02-09 | 1995-02-09 | Thermal-emission converting reactor |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU95101552A RU95101552A (en) | 1996-07-27 |
| RU2084043C1 true RU2084043C1 (en) | 1997-07-10 |
Family
ID=20164511
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU95101552A RU2084043C1 (en) | 1995-02-09 | 1995-02-09 | Thermal-emission converting reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2084043C1 (en) |
-
1995
- 1995-02-09 RU RU95101552A patent/RU2084043C1/en active
Non-Patent Citations (1)
| Title |
|---|
| 1. Андреев П.В. и др. Перспективы использования термоэмиссионных ЯЭУ для межорбитальных перелетов космических аппаратов в околоземном пространстве. - Атомная энергия, т. 73, вып. 5.- 1992, с.347. 2. Gietzen A.J. Homeyer W.G. Термоэмиссионная энергетическая установка электрической мощностью 25 кВт для космической станции. ИБ ППТТЭЭ и ТЭ, вып.114.- М.: ВИНИТИ, 1972, с.173-181. * |
Also Published As
| Publication number | Publication date |
|---|---|
| RU95101552A (en) | 1996-07-27 |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| US5774514A (en) | Energy amplifier for nuclear energy production driven by a particle beam accelerator | |
| US4663110A (en) | Fusion blanket and method for producing directly fabricable fissile fuel | |
| Uchikawa et al. | Conceptual design of innovative water reactor for flexible fuel cycle (FLWR) and its recycle characteristics | |
| Ergen et al. | The aircraft reactor experiment—physics | |
| Ippolito | Effects of variation of uranium enrichment on nuclear submarine reactor design | |
| Stacey et al. | A subcritical, gas-cooled fast transmutation reactor with a fusion neutron source | |
| Hartanto et al. | A comparative physics study for an innovative sodium‐cooled fast reactor (iSFR) | |
| Hong et al. | The encapsulated nuclear heat source (ENHS) reactor core design | |
| JP5090946B2 (en) | BWR nuclear fuel rods and nuclear fuel assemblies | |
| JP2002181976A (en) | Nuclear reactor and nuclear plant equipped with the same | |
| RU2084043C1 (en) | Thermal-emission converting reactor | |
| Greenspan et al. | New Fuel Cycle and Fuel Management Options in Heavy Liquid Metal–Cooled Reactors | |
| RU2088981C1 (en) | Fast reactor using liquid-metal coolant | |
| JPH08146175A (en) | Subcritical nuclear reactor | |
| Porta et al. | Core severe accidents with cermet fuels–a specific study for pressurized water reactors | |
| RU2165656C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
| Maddox et al. | Fuel cycle analysis of a subcritical fast helium-cooled transmutation reactor with a fusion neutron source | |
| US4415525A (en) | Heterogeneous gas core reactor | |
| RU2173488C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
| RU2151441C1 (en) | Thermionic fast-fission conversion reactor | |
| RU2214633C2 (en) | Fuel assembly, core, and operating process of water-cooled nuclear reactor | |
| US3268410A (en) | Radiation reactor | |
| Venneri et al. | The Los Alamos accelerator driven transmutation of nuclear waste (ATW) concept development of the ATW target/blanket system | |
| El‐Genk et al. | An analysis of thermionic space nuclear reactor power system: II. Merits of using safety drums for backup control | |
| RU2230378C2 (en) | Thermionic conversion reactor |