RU2172041C1 - Thermionic converter reactor - Google Patents
Thermionic converter reactorInfo
- Publication number
- RU2172041C1 RU2172041C1 RU2000103849A RU2000103849A RU2172041C1 RU 2172041 C1 RU2172041 C1 RU 2172041C1 RU 2000103849 A RU2000103849 A RU 2000103849A RU 2000103849 A RU2000103849 A RU 2000103849A RU 2172041 C1 RU2172041 C1 RU 2172041C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- coolant
- trp
- partition
- power
- nuclear power
- Prior art date
Links
- 239000002826 coolant Substances 0.000 claims abstract description 27
- 238000005192 partition Methods 0.000 claims abstract description 14
- 230000000712 assembly Effects 0.000 claims abstract description 5
- 238000010248 power generation Methods 0.000 claims 2
- 239000000446 fuel Substances 0.000 abstract description 5
- 230000000694 effects Effects 0.000 abstract 1
- 239000011810 insulating material Substances 0.000 abstract 1
- 239000000126 substance Substances 0.000 abstract 1
- 238000001816 cooling Methods 0.000 description 5
- 238000010586 diagram Methods 0.000 description 4
- 229910000574 NaK Inorganic materials 0.000 description 3
- 239000000969 carrier Substances 0.000 description 3
- WKBPZYKAUNRMKP-UHFFFAOYSA-N 1-[2-(2,4-dichlorophenyl)pentyl]1,2,4-triazole Chemical compound C=1C=C(Cl)C=C(Cl)C=1C(CCC)CN1C=NC=N1 WKBPZYKAUNRMKP-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 2
- 238000010276 construction Methods 0.000 description 2
- 238000005516 engineering process Methods 0.000 description 2
- 230000004992 fission Effects 0.000 description 2
- 238000004519 manufacturing process Methods 0.000 description 2
- 239000011031 topaz Substances 0.000 description 2
- 229910052853 topaz Inorganic materials 0.000 description 2
- TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N Cesium Chemical compound [Cs] TVFDJXOCXUVLDH-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 210000004279 Orbit Anatomy 0.000 description 1
- 229910045601 alloy Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000000956 alloy Substances 0.000 description 1
- REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N aluminium(3+) Chemical class [Al+3] REDXJYDRNCIFBQ-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052792 caesium Inorganic materials 0.000 description 1
- 238000007599 discharging Methods 0.000 description 1
- 238000005485 electric heating Methods 0.000 description 1
- 230000005611 electricity Effects 0.000 description 1
- 239000006023 eutectic alloy Substances 0.000 description 1
- 230000005496 eutectics Effects 0.000 description 1
- 239000012530 fluid Substances 0.000 description 1
- WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N lithium Chemical compound [Li] WHXSMMKQMYFTQS-UHFFFAOYSA-N 0.000 description 1
- 229910052744 lithium Inorganic materials 0.000 description 1
- -1 lithium-niobium Chemical compound 0.000 description 1
- 239000000463 material Substances 0.000 description 1
- 229910052751 metal Inorganic materials 0.000 description 1
- 239000002184 metal Substances 0.000 description 1
- 239000003380 propellant Substances 0.000 description 1
- 238000011084 recovery Methods 0.000 description 1
Images
Abstract
Description
Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании преимущественно космических ядерно-энергетических установок. The invention relates to nuclear energy and space technology and can be used to create predominantly space nuclear power plants.
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. The thermionic reactor-converter (TRP) of a space nuclear power plant (NPP) can be based on thermal, intermediate, and fast neutrons. TRP on thermal (and intermediate) neutrons due to the presence in the core of the moderator can be created only up to a power of not more than 100 kW and a relatively low resource. Fast neutron propellants can be created at a power of 100 kW to a megawatt level.
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. Known TRP on thermal neutrons of the space nuclear power plant "Topaz" [1]. It contains an active zone (AZ), consisting of a moderator and thermionic power generating assemblies (EGS), usually called thermionic power generating channels (EGC), a reflector in which the controls are in the form of rotary drums. EHS from the outside are cooled by a heat carrier in the form of a eutectic NaK alloy.
Такой ТРП успешно отработал в космосе, генерируя электрическую мощность примерно 5 кВт в течение около года. Such a TRP successfully worked out in space, generating an electric power of about 5 kW for about a year.
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. Known TRP on fast neutrons according to the patent [2]. It contains AZ, recruited from EHS and booster fuel rods, equipped with a system for removing gaseous fission fragments. Such a TRP has a relatively small volume of AZ and, therefore, a small mass of radiation protection. However, the ground-based development of such a TRP requires a large amount of work, since the bulk of the tests to verify technical solutions and the development of reliability indicators should be performed during nuclear power tests of the TRP or even a nuclear power plant with TRP.
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. Known TRP patent [3]. It contains a AZ typed on an EGC and booster fuel rods, which are compactly housed in an additional sealed enclosure equipped with an autonomous cooling system. Such a TRP has a relatively small volume of the core and, therefore, a small mass of radiation protection. However, the ground-based development of such a TRP requires a large amount of work, since the bulk of the tests to verify technical solutions and the development of reliability indicators should be performed during nuclear power tests of the TRP or even a nuclear power plant with TRP.
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. Closest to the invention in technical essence is a modular scheme of TRP on fast neutrons for high-power space nuclear power plants described in [4]. TRP contains AZ, recruited from hydraulically independent power generating packages (EGP), consisting of a housing, inside which are placed thermionic EHS. Each EGP in the TRP has an independent cooling system in the form of an autonomous lithium circuit with coolant collectors located at the ends, having nozzles for entering and leaving the coolant. The controls in the form of rotary drums are located in the side reflector of the TRP.
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. Such a TRP can also have a relatively low mass and is designed for electric power from 100-150 kW to several megawatts. The modular construction of TRP significantly simplifies experimental testing, since the bulk of the tests to verify technical solutions and develop reliability indicators can be performed with bench-based nuclear-free testing of EGP with electric heating. However, the introduction of modular construction on the one hand simplifies the assembly of TRP, since it is assembled from a limited number of EGPs, on the other hand, complicates the assembly, since it requires the placement of a large number of pipelines with a coolant on both sides of the TRP. It also increases the dimensions of the TRP, and therefore, the mass of radiation protection from radiation from the reactor.
Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является упрощение сборки и уменьшение габаритов ТРП и, следовательно, массы радиационной защиты ЯЭУ с ТРП. The technical result achieved by using the invention is to simplify the assembly and reduce the dimensions of the TRP and, consequently, the mass of radiation protection of a nuclear power plant with TRP.
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. The specified technical result is achieved in a TRP containing at least two EGPs in the form of a sealed enclosure equipped with nozzles for entering and exiting the coolant, with thermoemissive EHS located inside the enclosure and two collectors of the coolant located at the ends of the EGP, in which a partition is installed inside the EGP, hydraulically separating the EHS placed in the package into two groups and one of the coolant collectors in two parts, and the nozzles for entering and leaving the coolant are connected to each of astey divided manifold wall. The partition can be made insulating.
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. In FIG. 1-3 are structural diagrams explaining the essence of the proposed technical solution, namely: in FIG. 1 shows the cross section of the TRP, and in FIG. 2 and FIG. 3 - longitudinal and cross section of the EGP, from which the active zone of the TRP.
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. The TRP contains an EGP 1 and a side reflector 2, in which the TRP controls are located in the form of rotary cylinders 3 with neutron-absorbing plates 4. The EGP includes a sealed
ТРП работает следующим образом. TRP works as follows.
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. In the initial state, the rotary cylinders 3 are in the position of the absorbing plates 4 to the AZ with EGP 1. Therefore, the TRP is not critical and in this state it is launched into space as part of the NPP. In a radiation-safe orbit, for example, with a height of 500 - 800 km, a nuclear power plant is launched. To do this, automatically, upon command from the Earth or the control system of the nuclear power plant, the rotation of the rotary cylinders 3 is carried out in such a way that the plates 4 extend from the AZ. The reaction of fission of the fuel material in the cores of the EHS 6 of each of the EGP 1 begins.
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 180o 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).The generated heat is removed from the outer surface of the EHS 6 casings by the
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. Thus, the proposed solution, when the pipelines for supplying and discharging the coolant are located at one end of the TRP, significantly simplifies the assembly of the TRP from the EGP. As a result of the absence of pipelines with a coolant, one of the ends of the TRP does not have to place them along the outer surface of the TRP, thereby increasing the dimensions of the TRP. As a result, TRP becomes more compact and, therefore, a smaller diameter of radiation protection of the spacecraft payload from secondary radiation of pipelines is required. This leads to a decrease in the mass of the NPP.
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.Sources of information
1. Kuznetsov V.A., Gryaznov G.M., Artyukhov G.Ya. et al. Development and creation of a thermal emission nuclear power plant "Topaz". - Atomic Energy. 1974.V.36, no. 6, p. 450-454.
2. Патент RU 2076385 C1, МКИ H 01 J 45/00. Термоэмисионный реактор-преобразователь. Опубл. 27.03.97. Бюл. N 9. 2. Patent RU 2076385 C1, MKI H 01 J 45/00. Thermal emission reactor converter. Publ. 03/27/97. Bull.
3. Патент RU 2086036 C1, МКИ H 01 J 45/00. Термоэмисионный реактор-преобразователь. Опубл. 27.07.97. Бюл. N 21. 3. Patent RU 2086036 C1, MKI H 01 J 45/00. Thermal emission reactor converter. Publ. 07/27/97. Bull. 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. 4. Development, manufacture and testing of a full-scale simulator of the power generating package of a modular space nuclear power plant with a lithium-niobium cooling system / P.I. Bystrov, V.P. Kirienko, G.A. Kuptsov et al. // Space rocket technology. Proceedings of RSC Energia named after S.P.K oroleva. Series 12: Ed. RSC Energia, Korolev Mosk. reg. 1996. Issue. 2-3. from. 64-69, fig. 3.
Claims (2)
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2172041C1 true RU2172041C1 (en) | 2001-08-10 |
Family
ID=
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
Разработка... электрогенерирующего пакета модульной космической ЯЭУ... (П.И. БЫСТРОВ и др.) / Ракетно-космическая техника. Труды РКК "Энергия" им. С.П. Королева. Серия 12: изд-во РКК "Энергия", г. Королев, Моск. обл., 1996, вып.2-3, с.64-69, рис.3. * |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Yan et al. | The technology of micro heat pipe cooled reactor: A review | |
RU2159479C2 (en) | Thermionic reactor | |
US4755350A (en) | Thermionic reactor module with thermal storage reservoir | |
CN112102972B (en) | Reactor core heat transfer scheme for high-power heat pipe reactor | |
Booth et al. | Prospects of generating power with laser-driven fusion | |
RU2172041C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
Oman | Deep space travel energy sources | |
RU2168794C1 (en) | Stack-arrangement thermionic converter reactor | |
RU2165656C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
RU2219603C2 (en) | Thermionic conversion power reactor | |
Ribe | Recent developments in the design of conceptual fusion reactors | |
Santarius et al. | Energy conversion options for ARIES-III-a conceptual D-/sup 3/He tokamak reactor | |
RU2224328C2 (en) | Thermal emission reactor-converter of packaged circuit | |
Mills et al. | S‐PRIME/TI‐SNPS Conceptual Design Summary | |
RU2076385C1 (en) | Thermionic nuclear reactor-converter | |
RU2151441C1 (en) | Thermionic fast-fission conversion reactor | |
Rhee et al. | Space‐R thermionic space nuclear power system with single cell incore thermionic fuel elements | |
RU2086036C1 (en) | Thermionic conversion reactor | |
Owen | SP-100/Brayton power system concepts | |
RU2173492C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
El‐Genk et al. | An analysis of thermionic space nuclear reactor power system: I. Effect of disassembling radial reflector, following a reactivity initiated accident | |
Carlson et al. | Mirror machine reactors | |
Ranken et al. | Heat pipe cooled reactors for multi-kilowatt space power supplies | |
RU2074452C1 (en) | Thermionic converter reactor | |
Stacey Jr et al. | Future technology requirements for magnetic fusion-an evaluation based on conceptual design studies |