RU2165656C1 - Thermionic converter reactor - Google Patents
Thermionic converter reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2165656C1 RU2165656C1 RU99118550/06A RU99118550A RU2165656C1 RU 2165656 C1 RU2165656 C1 RU 2165656C1 RU 99118550/06 A RU99118550/06 A RU 99118550/06A RU 99118550 A RU99118550 A RU 99118550A RU 2165656 C1 RU2165656 C1 RU 2165656C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- heat
- thermionic
- zone
- power
- heat pipe
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использовано при создании ядерных энергетических установок (ЯЭУ) космического назначения. The invention relates to nuclear energy with thermionic conversion of thermal energy into electrical energy and can be used to create nuclear power plants (NPPs) for space purposes.
В термоэмиссионном реакторе-преобразователе (ТРП) происходит как генерирование тепловой энергии при делении ядер урана, так и непосредственное преобразование ее в электрическую энергию. Элементарной ячейкой ТРП является электрогенерирующий элемент (ЭГЭ), а сборка нескольких ЭГЭ образует электрогенерирующую сборку (ЭГС), называемую обычно электрогенерирующим каналом (ЭГК). В ЭГЭ, включающем эмиттер и коллектор, разделенных межэлектродным зазором (МЭЗ) с цезиевой плазмой, происходит непосредственное преобразование тепловой энергии, выделяемой при делении ядер урана и поступающей к эмиттеру, в электроэнергию. Непреообразованная тепловая энергия от коллектора отводится системой охлаждения, выполняемой, например, в виде контура с циркулирующим с помощью электромагнитных насосов (ЭМН) жидкометаллическим теплоносителем, к холодильнику-излучателю (ХИ). Как правило, в ЭГК предусмотрена специальная система вывода газообразных продуктов деления (ГПД) из топливного материала (ТМ). In a thermionic converter reactor (TRP), both the generation of thermal energy during fission of uranium nuclei and its direct conversion into electrical energy occur. The unit cell of the TRP is an electro-generating element (EGE), and the assembly of several EGE forms an electro-generating assembly (EHS), usually called an electro-generating channel (EHC). In the EGE, which includes the emitter and collector, separated by an interelectrode gap (MEZ) with cesium plasma, there is a direct conversion of the thermal energy released during fission of uranium nuclei and fed to the emitter into electricity. The non-converted heat energy from the collector is diverted by the cooling system, performed, for example, in the form of a circuit with a liquid metal coolant circulating with the help of electromagnetic pumps (EMP), to a refrigerator emitter (CI). As a rule, in the EGC there is a special system for the withdrawal of gaseous fission products (GPA) from the fuel material (TM).
Для установок малой мощности (~5-10 кВт эл.) ставится вопрос о конкурентоспособности по массогабаритным и ресурсным характеристикам ЯЭУ на основе ТРП с установками других видов преобразования энергии, например радиоизотопными генераторами, солнечными батареями, электрохимическими генераторами и т.д. For low-power installations (~ 5-10 kW el.), The question of competitiveness in terms of the mass-size and resource characteristics of nuclear power plants based on TRP with installations of other types of energy conversion, for example, radioisotope generators, solar panels, electrochemical generators, etc.
Как правило, ЯЭУ таких мощностей проектируют с ТРП на тепловых нейтронах и замедлителем в активной зоне (а.з.). Так два образца ЯЭУ электрической мощностью ~ 6 кВт, выполненных по программе "Топаз" и успешно прошедшие летные испытания, имели ТРП с гидридциркониевым замедлителем в а.з., к сожалению ограничивающим температуру жидкометаллического теплоносителя величиной ~ 600oC [1].As a rule, nuclear power plants of such capacities are designed with TRP on thermal neutrons and a moderator in the core (a.z.). So, two NPP samples with an electric power of ~ 6 kW, made according to the Topaz program and successfully passed flight tests, had a TRP with a hydrzirconium moderator in the a.z., which unfortunately limited the temperature of the liquid metal coolant to ~ 600 o C [1].
С целью получения минимальных размеров ТРП и максимального использования объема а.з. для размещения ЭГК и получения таким образом максимальной электрической мощности, снимаемой с единицы объема а.з., используют ТРП на быстрых нейтронах, где в а.з. отсутствует замедлитель [2]. ТРП на быстрых нейтронах благодаря низкому сечению деления ТМ требуют высокого удельного содержания ТМ в а.з. по сравнению с тепловыми реакторами; объем а.з. у них значительно меньше, отсюда высокие значения плотности энерговыделения. Как правило, установки с такими ТРП проектируют на электрическую мощность порядка 100 кВт и более. В ТРП на быстрых нейтронах можно значительно поднять температуру теплоносителя и т.о. уменьшить габариты ЯЭУ. Кроме того, появляется возможность более широкого выбора материалов, используемых в ТРП и ЯЭУ в целом. Однако требования минимальных масс и габаритов космической ЯЭУ приводят к необходимости дальнейшего уменьшения объема а.з. ТРП. In order to obtain the minimum dimensions of the TRP and the maximum use of the volume of a.z. To place an EGC and thus obtain the maximum electric power removed from a unit volume of a.z., use TRP on fast neutrons, where in a.z. no moderator [2]. Due to the low cross section for fission of HMs, fast-neutron TRPs require a high specific content of HM in a.z. in comparison with thermal reactors; volume of a.z. they have significantly less, hence the high values of the density of energy release. As a rule, plants with such TRPs design for an electric power of the order of 100 kW or more. In TRP with fast neutrons, it is possible to significantly increase the temperature of the coolant, etc. reduce the size of the nuclear power plant. In addition, there is the possibility of a wider selection of materials used in TRP and NPP as a whole. However, the requirements of the minimum masses and dimensions of the space nuclear power plant lead to the need for a further reduction in the volume of a.s. TRP.
Наиболее близким к изобретению по технической сущности является ТРП на быстрых нейтронах, включающий корпус, отражатель, а.з., в корпусе которой размещены термоэмиссионные ЭГК с ТМ и ЭГЭ с коллекторами и эмиттерами и бустерные твэлы с системой отвода непреобразованного тепла электрогенерирующих каналов и бустерных твэлов теплоносителем ЯЭУ со сбросом его излучением в космос [3]. Closest to the invention, in technical essence, it is a fast neutron TRP, including a housing, a reflector, a.z., in the housing of which thermionic EGCs with TM and EGE are placed with collectors and emitters and booster fuel rods with a system for removing untransformed heat from power generating channels and booster fuel rods the coolant of a nuclear power plant with the discharge of its radiation into space [3].
Для ТРП на быстрых нейтронах, особенно космических ЯЭУ малой мощности при конкуренции с другими типами преобразователей, актуальна задача минимизации массогабаритных характеристик ТРП и ЯЭУ в целом при обеспечении необходимого теплоотвода непреобразованной тепловой энергии за пределы ТРП. For TRP with fast neutrons, especially low-power space nuclear power plants in competition with other types of converters, the task of minimizing the mass and size characteristics of TRP and NPP as a whole while ensuring the necessary heat removal of untransformed heat energy beyond the TRP is relevant.
Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является увеличение ресурса работы и надежности ТРП и ЯЭУ в целом, уменьшение габаритов ТРП и массогабаритных характеристик ЯЭУ в целом. The technical result achieved when using the invention is to increase the service life and reliability of the TRP and the nuclear power plant as a whole, reducing the dimensions of the TRP and the overall dimensions of the nuclear power plant.
Указанный технический результат достигается в термоэмиссионном реакторе-преобразователе, включающем корпус, отражатель, активную зону, в корпусе которой размещены термоэмиссионные электрогенерирующие каналы с топливным материалом и электрогенерирующими элементами с коллекторами и эмиттерами, и бустерные твэлы, с системой отвода непреобразованного тепла электрогенерирующих каналов и бустерных твэлов теплоносителем ядерной энергетической установки со сбросом его излучением в космос, в него введена теплоизоляция, размещенная между корпусом активной зоны и отражателем, а система отвода непреобразованного тепла выполнена в виде тепловых труб, зоны испарения каждой из которых установлены внутри соответствующего коллектора электрогенерирующего элемента, а зоны конденсации образуют поверхность холодильника-излучателя для ядерной энергетической установки, при этом электрогенерирующие элементы каждого термоэмиссионного электрогенерирующего канала соединены параллельно, а на наружной поверхности каждого корпуса электрогенерирующего канала размещена высокотемпературная электроизоляция, а топливный материал расположен внутри корпуса каждого электрогенерирующего канала. Теплоизоляция выполнена на основе тонкостенных экранов из тугоплавких металлов W, Mo, Nb или сплавов на их основе. В зазор между коллектором и корпусом зоны испарения тепловой трубы введена упругая система теплопередающих мостиков, выполненная на основе тугоплавких металлов W, Mo, Nb в виде тонкостенных гибких пластин или отрезков гибкой проволоки, прикрепленных к внешней поверхности корпуса зоны испарения тепловой трубы и к внутренней поверхности коллектора электрогенерирующего элемента под углом α относительно оси тепловой трубы, с возможностью образования замкового соединения, при этом величина зазора δ и длина L пластины или отрезка проволоки отвечают соотношению δ/2 < L·sinα < δ. Коллектор и корпус зоны испарения тепловой трубы могут быть выполнены за одно целое. На корпусе тепловой трубы в зоне конденсации могут быть установлены горячие спаи термоэлементов, отделенные от корпуса тепловой трубы слоем электроизоляции и соединенные через термоэлементы с холодными спаями, образующими поверхность холодильника-излучателя. Топливный материал использованы в виде соединений урана UO2, UC, UN, US на основе изотопов 235U или (и) 233U, или композиций этих соединений с высоким содержанием урана по изотопам 235U или (и) 233U.The indicated technical result is achieved in a thermionic emission reactor-converter, which includes a housing, a reflector, an active zone, in the housing of which thermionic electricity generating channels with fuel material and electric generating elements with collectors and emitters, and booster fuel rods, with a system for removing untransformed heat of electric generating channels and booster fuel rods are placed the coolant of a nuclear power plant with the discharge of its radiation into space, thermal insulation placed between it the core and the reflector, and the non-converted heat removal system is made in the form of heat pipes, the evaporation zones of each of which are installed inside the corresponding collector of the electricity generating element, and the condensation zones form the surface of the refrigerator-emitter for a nuclear power plant, while the electricity generating elements of each thermionic electricity generating channel are connected in parallel, and on the outer surface of each casing of the power generating channel there is a high-temperature thermal insulation, and the fuel material is located inside the housing of each electricity generating channel. Thermal insulation is based on thin-walled screens made of refractory metals W, Mo, Nb or alloys based on them. An elastic system of heat transfer bridges, made on the basis of refractory metals W, Mo, Nb in the form of thin-walled flexible plates or pieces of flexible wire attached to the outer surface of the body of the evaporation zone of the heat pipe and to the inner surface of the collector, is introduced into the gap between the collector and the case of the heat pipe evaporation zone an electric generating element at an angle α relative to the axis of the heat pipe, with the possibility of forming a lock connection, while the gap value δ and the length L of the plate or length of wire from echo the relation δ / 2 <L · sinα <δ. The collector and the body of the zone of evaporation of the heat pipe can be made in one piece. Hot junctions of thermocouples can be installed on the heat pipe body in the condensation zone, separated from the heat pipe body by a layer of electrical insulation and connected via thermocouples to cold junctions forming the surface of the refrigerator-emitter. The fuel material was used in the form of uranium compounds UO 2 , UC, UN, US based on the 235 U or (and) 233 U isotopes, or compositions of these compounds with a high uranium content on the 235 U or (and) 233 U isotopes.
Предложение установить теплоизоляцию между отражателем и корпусом а.з. вызвано ограниченностью максимальной рабочей температуры материала отражателя и необходимостью максимально направлять тепловую энергию, выделяемую в ТМ, к эмиттерам ЭГЭ. Теплоизоляция может быть выполнена в виде экранно-вакуумной теплоизоляции. Ввиду высокой температуры корпуса а.з. теплоизоляция должна быть высокотемпературной, особенно это касается тонкостенных экранов вблизи корпуса а.з. Причем чем ближе экран к корпусу а.з., тем жаропрочность материала, из которого он выполнен, должна быть выше. Из предлагаемых тугоплавких металлов наибольшей жаропрочностью обладает W, затем Mo и Nb [4]. The proposal to establish thermal insulation between the reflector and the housing due to the limited maximum operating temperature of the material of the reflector and the need to maximally direct the thermal energy released in the TM to the EGE emitters. Thermal insulation can be made in the form of screen-vacuum thermal insulation. Due to the high temperature of the housing thermal insulation should be high-temperature, especially for thin-walled screens near the a.z. Moreover, the closer the screen to the a.z. case, the higher the heat resistance of the material from which it is made. Of the proposed refractory metals, W has the highest heat resistance, then Mo and Nb [4].
В ТРП температура коллектора и соответственно температура в зоне испарения ТТ может достигать 1200-1300K. Часть непреобразованной тепловой энергии при столь высокой температуре можно преобразовать в электроэнергию в термоэлектрических преобразователях, расположенных на корпусе зоны конденсации ТТ так, что поверхности холодных спаев термоэлементов образуют поверхность ХИ ЯЭУ. Таким образом, без существенного увеличения габаритов ЯЭУ можно независимо от термоэмиссионного преобразования получать дополнительную электроэнергию. Кроме того, термоэлементы одновременно предохраняют ТТ от метеоритного пробоя. Каждый термоэлемент состоит из двух полупроводниковых ветвей на основе высокотемпературных материалов, соединенных коммутационными перемычками; в качестве высокотемпературных материалов могут быть использованы материалы на основе кремния и германия, а в качестве электроизоляции - высокотемпературные окислы BeO, Al2O3.In TRP, the temperature of the collector and, accordingly, the temperature in the zone of evaporation of the CT can reach 1200-1300K. Part of the untransformed thermal energy at such a high temperature can be converted into electricity in thermoelectric converters located on the casing of the condensation zone of the CT so that the surfaces of the cold junctions of the thermoelements form the surface of the nuclear reactor. Thus, without a significant increase in the size of the nuclear power plant, it is possible to obtain additional electricity regardless of thermionic conversion. In addition, thermocouples simultaneously protect the TT from meteorite breakdown. Each thermocouple consists of two semiconductor branches based on high-temperature materials connected by switching jumpers; silicon and germanium-based materials can be used as high-temperature materials, and BeO, Al 2 O 3 high-temperature oxides can be used as electrical insulation.
Предложение использовать в качестве ТМ комбинацию высокообогащенных соединений урана UO2, UC, UN, US на основе изотопов 235U или (и) 233U вызвано необходимостью обеспечить высокий запас реактивности ТРП с минимальным объемом а. з. Использование изотопа 233U, имеющего повышенный коэффициент воспроизводства нейтронов по сравнению с 235U, позволяет существенно поднять запас реактивности или уменьшить относительную долю ТМ в а.з. ТРП, одновременно увеличив долю конструкционных материалов, высокотемпературной электроизоляции, пористости по ТМ [5].The proposal to use as a TM a combination of highly enriched uranium compounds UO 2 , UC, UN, US based on 235 U or (and) 233 U isotopes is due to the need to ensure a high reserve of reactivity of TRP with a minimum volume of a. h. The use of the 233 U isotope, which has an increased neutron reproduction coefficient compared to 235 U, can significantly increase the reactivity margin or reduce the relative fraction of HMs in a.z. TRP, while increasing the share of structural materials, high-temperature electrical insulation, porosity according to TM [5].
Очевидно, мощность ТРП будет ограничена эффективностью теплоотвода, осуществляемого ТТ. Хотя эффективность ТТ может быть достаточно велика, например поверхностная плотность осевого теплового потока в трубах с литием в качестве рабочего тела может составлять ~15 кВт/см2 [6].Obviously, the power of the TRP will be limited by the efficiency of the heat removal carried out by the TT. Although the efficiency of TT can be quite large, for example, the surface density of the axial heat flux in pipes with lithium as a working fluid can be ~ 15 kW / cm 2 [6].
На фиг. 1 приведена конструкционная схема предложенного термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП). На фиг. 2 показано сечение ТРП в плоскости А-А. На фиг. 3 приведена конструкционная схема электрогенерирующей сборки параллельно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), образующих электрогенерирующий канал (ЭГК). На фиг. 4 показано сечение ЭГК в плоскости Б-Б. На фиг. 5 - конструкционная схема космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ), причем на чертеже условно показана только одна тепловая труба (ТТ) в криволинейном исполнении. На фиг. 6, 7, 8 показаны узлы I, II, III по фиг. 1. На фиг. 9, 10 - узлы IV, V по фиг. 3; на фиг. 11, 12 - узлы IV, V по фиг. 3 как вариант конструкционного исполнения коллектора и корпуса зоны испарения ТТ за одно целое. На фиг. 13 показан узел VI по фиг. 10 в положении теплопередающих мостиков до их взаимного зацепления, а на фиг. 14 - узел VI по фиг. 10 после зацепления с образованием замкового соединения. На фиг. 15 показан узел VII по фиг. 5 расположения термоэлементов на корпусе зоны конденсации ТТ. In FIG. 1 shows a structural diagram of the proposed thermionic reactor-converter (TRP). In FIG. 2 shows a section of the TRP in the plane AA. In FIG. Figure 3 shows the structural diagram of the power generating assembly of parallel-connected power generating elements (EGE), forming an electricity generating channel (EHC). In FIG. 4 shows a cross section of the EGC in the BB plane. In FIG. 5 is a structural diagram of a space nuclear power plant (NPP), with the drawing conventionally showing only one heat pipe (TT) in a curved design. In FIG. 6, 7, 8 show the nodes I, II, III of FIG. 1. In FIG. 9, 10 - nodes IV, V of FIG. 3; in FIG. 11, 12 - nodes IV, V of FIG. 3 as an embodiment of the structural design of the collector and the housing of the TT evaporation zone in one piece. In FIG. 13 shows the assembly VI of FIG. 10 in the position of the heat transfer bridges until they engage each other, and in FIG. 14 - node VI of FIG. 10 after engagement to form a locking joint. In FIG. 15 shows the assembly VII of FIG. 5 location of thermocouples on the body of the condensation zone TT.
На фиг. 1, 2 обозначено: 1 - ТРП; 2 - корпус ТРП; 3 - торцевой отражатель; 4 - тракт подачи Cs; 5 - тракт вывода газообразных продуктов деления (ГПД); 6 - активная зона (а.з.); 7 - ЭГК; 8 - боковой отражатель; 9 - органы регулирования (ОР); 10 - торцевой отражатель; 11 - коммутация ТРП; 12 - корпус а.з.; 13 - нейтронопоглощающая вставка; 14 - бустерный твэл. In FIG. 1, 2 indicated: 1 - TRP; 2 - TRP building; 3 - end reflector; 4 - supply path Cs; 5 - output path of gaseous fission products (GPA); 6 - active zone (a.s.); 7 - EGC; 8 - side reflector; 9 - regulatory authorities (RR); 10 - end reflector; 11 - switching TRP; 12 - a.z. building; 13 - neutron-absorbing insert; 14 - booster fuel rod.
На фиг. 3, 4 обозначено: 15 - электрогенерирующий элемент (ЭГЭ); 16 - корпус ЭГК; 17 - высокотемпературная электроизоляция; 18 - топливный материал (ТМ). In FIG. 3, 4 are designated: 15 - an electric generating element (EGE); 16 - the body of the EGC; 17 - high temperature electrical insulation; 18 - fuel material (TM).
На фиг. 5 обозначено: 19 - ядерная энергетическая установка (ЯЭУ); 20 - блок системы подачи Cs; 21 - резервуар-отстойник ГПД; 22 - корпус зоны испарения тепловой трубы (ТТ); 23 - ТТ; 24 - радиационная защита; 25 - приводы ОР; 26 - корпус зоны конденсации ТТ; 27 - холодильник-излучатель (ХИ). In FIG. 5 marked: 19 - nuclear power plant (NPP); 20 - block supply system Cs; 21 - GPA sedimentation tank; 22 - the body of the zone of evaporation of the heat pipe (TT); 23 - TT; 24 - radiation protection; 25 - drives OR; 26 - housing condensation zone TT; 27 - refrigerator emitter (CI).
На фиг. 6 - 15 обозначено; 28 - теплоизоляция; 29 - эмиттер; 30 - коллектор; 31 - межэлектродный зазор (МЭЗ); 32 - электроизолирующий дистанционатор; 33 - теплопередающие мостики; 34 - термоэлементы; 35 - горячий спай; 36 - холодный спай; 37 - электроизоляция. In FIG. 6 to 15 are indicated; 28 - thermal insulation; 29 - emitter; 30 - collector; 31 - interelectrode gap (MEZ); 32 - electrical insulating spacer; 33 - heat transfer bridges; 34 - thermocouples; 35 - hot junction; 36 - cold junction; 37 - electrical insulation.
ТРП 1 включает корпус 2, торцевые отражатели 3 и 10, боковой отражатель 8, а. з. 6, в корпусе 12 которой размещены термоэмиссионные ЭГК 7 с ТМ 18 и ЭГЭ 15, а также бустерные твэлы 14. В боковом отражателе 8 размещены ОР 9, например, в виде поворотных цилиндров, с нейтронопоглощающими вставками 13. На фиг. 1 показаны также тракт подачи Cs 4, тракт вывода ГПД 5, коммутация 11 ТРП 1. Между корпусом 12 а.з. 6 и отражателем 3, 8, 10 размещена теплоизоляция 28 на основе тонкостенных экранов, как показано на фиг. 6,7,8. Корпус 16 ЭГК 7 может быть выполнен в виде цилиндра или, для более плотной упаковки ЭГК 7 в а.з. 6, шестигранной призмы, причем ввиду высокой рабочей температуры корпуса ЭГК 7 он выполнен из тугоплавкого металла W, Mo или сплавов на их основе. Для получения необходимых параметров тока и напряжения, снимаемых с ТРП 1 и осуществляемых с помощью системы коммутации 11, на наружной поверхности корпуса 16 ЭГК 7 размещена высокотемпературная электроизоляция 17, ТМ 18 расположен внутри корпуса 16 каждого ЭГК 7. TRP 1 includes a
В каждом термоэмиссионном ЭГК 7 ЭГЭ 15 соединены параллельно. В каждом ЭГЭ 15 эмиттер 29 и коллектор 30 выполнены в виде концентрично расположенных цилиндрических трубок или в виде шестигранных трубок, имеющих общую ось и параллельные грани, как показано на фиг. 9,10, и разделены МЭЗ 31 с помощью электроизолирующих дистанционаторов 32. In each
Система отвода непреобразованного тепла выполнена в виде ТТ 23, корпуса 22 зоны испарения каждой из которых установлены внутри соответствующего коллектора 30 ЭГЭ 15, а корпуса 26 зоны конденсации образуют поверхность ХИ 27 для ЯЭУ 19, как показано на фиг. 5. На фиг. 5 также показаны блок системы подачи Cs 20, резервуар-отстойник ГПД 21, радиационная защита 24, выполненная в виде теневого конуса, и приводы 25 ОР 9. В зазор между коллектором 30 и корпусом 22 зоны испарения ТТ 23 введена упругая система теплопередающих мостиков 33, выполненная в виде тонкостенных гибких пластин или отрезков гибкой проволоки, прикрепленных к внешней поверхности корпуса 22 зоны испарения ТТ 23 и к внутренней поверхности коллектора 30 ЭГЭ 15 под углом α, как показано на фиг. 13. После сборки ТРП 1 упругая система теплопередающих мостиков 33 образует замковое соединение, как показано на фиг. 14. The non-converted heat removal system is made in the form of a
На фиг. 11, 12 приведена конструкционная схема ЭГЭ 15, где коллектор 30 и корпус 22 зоны испарения ТТ 23 выполнены за одно целое; в этом случае эмиттер и коллектор выполнены цилиндрическими. In FIG. 11, 12 shows the structural diagram of the
На фиг. 15 приведен конструкционный вариант, где на корпусе 26 зоны конденсации ТТ 23 установлены горячие спаи 35 термоэлементов 34, отделенные от корпуса 26 ТТ 23 слоем электроизоляции 37 и соединенные через термоэлементы 34 с холодными спаями 36, образующими поверхность ХИ 27. In FIG. 15 shows a constructional version, where
ТРП работает следующим образом. TRP works as follows.
После сборки ТРП 1 и подсоединения его ко всем системам ЯЭУ 19 проводятся необходимые проверки, и при космическом использовании ТРП 1 в составе ЯЭУ 19 выводится в космос на радиационно безопасную орбиту. After the assembly of the
По команде с Земли или автоматически производится пуск ТРП 1 с помощью приводов 25 путем поворота ОР 9, расположенных в боковом отражателе 8 нейтронопоглощающими вставками 13 от а.з. 6. При достижении критичности ТРП 1 в ТМ 18, используемом в виде высокообогащенных соединений урана на основе изотопов 235U или (и) 233U, обеспечивающих высокий запас реактивности ТРП 1 с минимальным объемом а.з. 6 и заключенным в корпусе 16 ЭГК 7 и бустерных твэлов 14, начинает выделяться тепло. Ввиду того, что корпус 12 а.з. 6 теплоизолирован от торцевых отражателей 3, 10 и бокового отражателя 8 тонкостенными экранами теплоизоляции 28, подавляющая часть тепловой энергии будет направлена к ЭГЭ 15 в каждом ЭГК 7, нагревая эмиттеры 29. Из блока системы подачи Cs 20 по тракту подачи Cs 4 пар цезия поступает в МЭЗ 31 каждого ЭГЭ 15. В ЭГЭ 15, включающем эмиттер 29 и коллектор 30, разделенные межэлектродным промежутком 31 с цезиевой плазмой фиксируемыми электроизолирующими дистанционаторами 32, происходит прямое преобразование этой тепловой энергии в электроэнергию, Электрический ток, образуемый в параллельно соединенных ЭГЭ 15 каждого ЭГК 7, благодаря покрытию корпуса 16 высокотемпературной электроизоляцией 17, коммутируется последовательно-параллельным соединением ЭГК 7 коммутацией 11 с получением необходимых параметров тока и напряжения ТРП 1. Непреобразованная тепловая энергия от коллектора 30, как показано на фиг. 9, 10, через теплопередающие мостики 33 (фиг. 14), выполненные на основе тугоплавких металлов W, Mo, Nb, отводится на корпус 22 зоны испарения ТТ 23. Упругая система теплопередающих мостиков 33, выполненная в виде тонкостенных гибких пластин или отрезков гибкой проволоки и прикрепленных к внешней поверхности корпуса 22 зоны испарения ТТ 23 и к внутренней поверхности коллектора 30 ЭГЭ 15 под углом α (фиг. 13) относительно оси ТТ 23, не препятствует относительному перемещению корпуса 22 зоны испарения ТТ 23 внутри коллектора 30 в процессе сборки ТРП 1, образуя после сборки замковое соединение, как показано на фиг. 14, препятствующее относительному перемещению эмиттера 29 и коллектора 30 ввиду выполнения соотношения δ/2 < L·sinα < δ. B случае выполнения коллектора 30 и корпуса 22 зоны испарения ТТ 23 за одно целое, как показано на фиг. 11, 12, непреобразованная тепловая энергия сразу же сбрасывается ТТ 23 излучением в космическое пространство с корпуса 26 зоны конденсации, образующих ХИ 27. В случае использования термоэлектрического преобразователя, как показано на фиг. 15, сбрасываемое тепло поступает на корпус 26 зоны конденсации ТТ 23 через электроизоляцию 37, нагревая горячие спаи 35 термоэлементов 34. Часть тепловой энергии преобразуется в термоэлементах 34 в электроэнергию, а остальная часть сбрасывается излучением с поверхности холодных спаев 36 в космическое пространство.On command from the Earth,
Следует отметить, что в случае проектирования ЯЭУ с изопотенциальным ХИ в конструктивном варианте, приведенном на фиг. 9, 10, корпус зоны испарения ТТ должен быть электроизолирован. It should be noted that in the case of designing a nuclear power plant with isopotential CI in the constructive embodiment shown in FIG. 9, 10, the housing of the TT evaporation zone must be electrically insulated.
Как показали предварительные оценки, использование предложенного ТРП, особенно в космических ЯЭУ малой мощности, позволило совместить преимущества быстрого реактора и конструктивную простоту и надежность в работе ТРП с ЭГК на основе параллельно соединенных ЭГЭ, в которых эмиттер и коллектор имеют высоту, равную высоте а.з. При этом обеспечен необходимый теплоотвод из ТРП непреобразованной тепловой энергии с помощью ТТ, отказавшись от сложной системы охлаждения на основе жидкометаллического контура с ЭМН. Расчетные оценки, выполненные для конструкционной схемы ТРП, приведенной на фиг. 1,2, показали, что доля объема а.з. занимаемая ТМ может достигать ~ 60% и более при значительной эмиссионной поверхности; так для а.з. с диаметром 26,5 см и высотой 27 см при диаметре эмиттера 1,06 см площадь эмиссии ≈1,2·104 см2.As preliminary estimates showed, the use of the proposed TRP, especially in low-power space nuclear power plants, made it possible to combine the advantages of a fast reactor and the structural simplicity and reliability of the TRP with EGCs based on parallel-connected EGEs in which the emitter and collector have a height equal to a.z. . At the same time, the necessary heat removal from the TRP of the non-converted heat energy with the help of the TT was provided, abandoning a complex cooling system based on a liquid metal circuit with EMN. The calculated estimates made for the structural scheme of the TRP shown in FIG. 1.2, showed that the fraction of the volume of a.z. occupied TM can reach ~ 60% or more with a significant emission surface; so for a.z. with a diameter of 26.5 cm and a height of 27 cm with an emitter diameter of 1.06 cm, the emission area is ≈1.2 · 10 4 cm 2 .
Таким образом, предложенный ТРП позволяет:
поднять плотность топливного материала в а.з. ТРП и тем самым снизить массогабаритные характеристики ТРП и ЯЭУ в целом;
увеличить ресурс работы и надежность ТРП и ЯЭУ в целом за счет конструктивной простоты а.з. ТРП и системы охлаждения;
расширить диапазон использования ТРП на быстрых нейтронах в область малых мощностей ЯЭУ с отработкой технологий используемых перспективных материалов: W, Mo, Nb и Li в качестве жидкометаллического теплоносителя;
накопить опыт и создать естественную преемственность при наращивании мощности ТРП на быстрых нейтронах при создании космических ЯЭУ второго поколения.Thus, the proposed TRP allows you to:
increase the density of the fuel material in the AZ TRP and thereby reduce the overall dimensions of the TRP and NPP as a whole;
to increase the service life and reliability of the TRP and nuclear power plants as a whole due to the structural simplicity of the a.z. TRP and cooling systems;
to expand the range of use of high-speed pulsed neutron propellants in the low-power area of nuclear power plants with the development of technologies for promising materials: W, Mo, Nb, and Li as a liquid metal coolant;
to gain experience and create natural continuity in increasing the power of TRP on fast neutrons during the creation of space nuclear power plants of the second generation.
ЛИТЕРАТУРА
1. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе "Топаз". Принципы конструкции и режимы работы /И.П.Богуш, Г.М.Грязнов, Е.Е.Жаботинский и др. Атомная энергия, том 70, вып. 4, 1991, с. 211-214.LITERATURE
1. Space thermionic nuclear power plant under the program "Topaz". Design principles and operating modes / I.P. Bogush, G.M. Gryaznov, E.E. Zhabotinsky et al. Atomic Energy, vol. 70, no. 4, 1991, p. 211-214.
2. Займовский А.С., Калашников В.В., Головнин И.С. Тепловыделяющие элементы атомных реакторов. М.: Атомиздат, 1966, с. 11. 2. Zaimovsky A.S., Kalashnikov V.V., Golovnin I.S. Fuel elements of nuclear reactors. M .: Atomizdat, 1966, p. eleven.
3. Пат. 2084044 Россия, МКИ H 01 J 45/00. Термоэмиссионный реактор-преобразователь/ - N 95101553/07; Заявлено 09.02.95; Опубл. 10.07.97, Бюл. N 19. 3. Pat. 2084044 Russia, MKI H 01 J 45/00. Thermionic converter reactor / - N 95101553/07; Declared 09.02.95; Publ. 07/10/97, Bull.
4. Тугоплавкие материалы в машиностроении. Справочник под ред. А.И. Туманова и К. И.Портнова. М.: Машиностроение, 1967, с. 144-149, с. 142, с. 132. 4. Refractory materials in mechanical engineering. Handbook Ed. A.I. Tumanova and K. I. Portnova. M .: Engineering, 1967, p. 144-149, p. 142, p. 132.
5. А. Джекобс, Д. Клайн, Ф.Ремик. Основы ядерной науки и реакторы. М.: Госатомиздат, 1962, с. 188. 5. A. Jacobs, D. Kline, F. Remik. Fundamentals of nuclear science and reactors. M .: Gosatomizdat, 1962, p. 188.
6. Куландин А.С., Тимашев С.В., Зайцев И.В. Энергетические системы космических аппаратов. М.: Наука, 1994, с. 130. 6. Kulandin A.S., Timashev S.V., Zaitsev I.V. Energy systems of spacecraft. M .: Nauka, 1994, p. 130.
Claims (5)
4. Термоэмиссионный реактор-преобразователь по п.1, отличающийся тем, что коллектор и корпус зоны испарения тепловой трубы выполнены за одно целое.3. Thermionic converter reactor according to claim 1, characterized in that an elastic system of heat transfer bridges made on the basis of refractory metals W, Mo, Nb in the form of thin-walled flexible plates or pieces of flexible wire is introduced into the gap between the collector and the body of the evaporation zone of the heat pipe attached to the outer surface of the casing of the zone of evaporation of the heat pipe and to the inner surface of the collector of the power generating element at an angle α relative to the axis of the heat pipe, with the possibility of forming a lock connected the value of the gap δ and the length L of the plate or wire length correspond to the relation δ / 2 <Lsinα <δ.
4. Thermionic reactor-converter according to claim 1, characterized in that the collector and the body of the evaporation zone of the heat pipe are made in one piece.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99118550/06A RU2165656C1 (en) | 1999-08-26 | 1999-08-26 | Thermionic converter reactor |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU99118550/06A RU2165656C1 (en) | 1999-08-26 | 1999-08-26 | Thermionic converter reactor |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2165656C1 true RU2165656C1 (en) | 2001-04-20 |
Family
ID=20224366
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU99118550/06A RU2165656C1 (en) | 1999-08-26 | 1999-08-26 | Thermionic converter reactor |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2165656C1 (en) |
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2660942C1 (en) * | 2017-12-05 | 2018-07-11 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Active zone of the nuclear reactor |
RU2682722C1 (en) * | 2017-12-20 | 2019-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Npp reactor core energy releases controlled emergency removal system |
RU2687288C1 (en) * | 2018-08-16 | 2019-05-13 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Nuclear reactor active zone |
EP3780004A4 (en) * | 2018-04-13 | 2022-01-26 | Joint Stock Company "State Scientific Centre of the Russian Federation - Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Lezpunsky" | Nuclear reactor core |
RU2774329C1 (en) * | 2021-09-22 | 2022-06-17 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Device for freezing liquid sodium in npp pipelines |
-
1999
- 1999-08-26 RU RU99118550/06A patent/RU2165656C1/en not_active IP Right Cessation
Cited By (5)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2660942C1 (en) * | 2017-12-05 | 2018-07-11 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Active zone of the nuclear reactor |
RU2682722C1 (en) * | 2017-12-20 | 2019-03-21 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Npp reactor core energy releases controlled emergency removal system |
EP3780004A4 (en) * | 2018-04-13 | 2022-01-26 | Joint Stock Company "State Scientific Centre of the Russian Federation - Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Lezpunsky" | Nuclear reactor core |
RU2687288C1 (en) * | 2018-08-16 | 2019-05-13 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского" | Nuclear reactor active zone |
RU2774329C1 (en) * | 2021-09-22 | 2022-06-17 | Федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего образования "Уральский федеральный университет имени первого Президента России Б.Н. Ельцина" | Device for freezing liquid sodium in npp pipelines |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
RU2159479C2 (en) | Thermionic reactor | |
US4755350A (en) | Thermionic reactor module with thermal storage reservoir | |
US3378449A (en) | Nuclear reactor adapted for use in space | |
US3093567A (en) | Nuclear device for generating electric power | |
CN109859859B (en) | Non-convection heat exchange integral module type subminiature space reactor core based on tungsten heat conduction | |
RU2165656C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
Koenig et al. | Heat-pipe reactors for space power applications | |
US3558935A (en) | Gaseous-fueled nuclear reactors for electrical power production | |
Hoffman et al. | Advanced fusion MHD power conversion using the CFAR cycle concept | |
RU2724919C1 (en) | Reactor-converter | |
Ribe | Recent developments in the design of conceptual fusion reactors | |
Snyder Jr et al. | STAR-C, A Thermionic Reactor for Low Power Space Applications | |
Anderson et al. | A nuclear thermionic space power concept using rod control and heat pipes | |
RU2172041C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
RU2074452C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
RU2151441C1 (en) | Thermionic fast-fission conversion reactor | |
RU2168794C1 (en) | Stack-arrangement thermionic converter reactor | |
Rhee et al. | Space‐R thermionic space nuclear power system with single cell incore thermionic fuel elements | |
RU2076385C1 (en) | Thermionic nuclear reactor-converter | |
RU2138096C1 (en) | Thermionic conversion reactor | |
Hopkins | Design with ceramics for fusion reactors | |
RU2086036C1 (en) | Thermionic conversion reactor | |
US3590286A (en) | Thermionic converter cells for nuclear reactor | |
Rhee et al. | SPACE-R: A Fully Testable Nuclear Space Power System with Advanced Core-Length Single Cell Thermionic Fuel Elements | |
Kroeger et al. | An out-of-core version of a six cell heat-pipe heated thermionic converter array |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20030827 |