RU2187156C2 - Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) - Google Patents
Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) Download PDFInfo
- Publication number
- RU2187156C2 RU2187156C2 RU2000116664/06A RU2000116664A RU2187156C2 RU 2187156 C2 RU2187156 C2 RU 2187156C2 RU 2000116664/06 A RU2000116664/06 A RU 2000116664/06A RU 2000116664 A RU2000116664 A RU 2000116664A RU 2187156 C2 RU2187156 C2 RU 2187156C2
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- thermionic
- module
- heat pipe
- power
- generating
- 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
-
- 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
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Изобретение относится к области прямого преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано в качестве источника электропитания в составе космической ядерной энергетической установки (ЯЭУ). The invention relates to the field of direct conversion of thermal energy into electrical energy and can be used as a power source in a space nuclear power plant (NPP).
Известна космическая ЯЭУ, описанная в патенте РФ 2129740 "Космическая ядерная энергетическая установка" с приоритетом от 28.07.98. A well-known space nuclear power plant is described in RF patent 2129740 "Space Nuclear Power Plant" with priority from 07/28/98.
ЯЭУ содержит модульный термоэмиссионный генератор в виде пакета модулей термоэмиссионных преобразователей (ТЭП), вынесенных из активной зоны ядерного реактора и совмещенных с зоной конденсации высокотемпературных тепловых труб (ВТТ), у которых зона испарения размещена в графитовых матрицах активной зоны ядерного реактора с гарантируемым вакуумным зазором. Причем тепло подводится излучением от электрически изолированных от ВТТ и нагретых до высокой температуры тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ) через этот зазор. Отличительной особенностью электрогенерирующего канала (ЭГК) является его одноэлементное исполнение. Причем эмиттер размещен непосредственно на тепловой трубе в зоне конденсации, коллектор размещен непосредственно в зоне испарения среднетемпературной тепловой трубы без корпусной теплопроводящей электрической изоляции. A nuclear power plant contains a modular thermionic emission generator in the form of a package of thermionic converters (TEC) modules removed from the core of a nuclear reactor and combined with a condensation zone of high-temperature heat pipes (HTT), in which the evaporation zone is located in graphite matrices of the core of a nuclear reactor with a guaranteed vacuum gap. Moreover, heat is supplied by radiation from fuel elements (TVEL) electrically isolated from the VTT and heated to a high temperature through this gap. A distinctive feature of the electricity generating channel (EGC) is its single-element design. Moreover, the emitter is placed directly on the heat pipe in the condensation zone, the collector is placed directly in the evaporation zone of the medium temperature heat pipe without case heat-conducting electrical insulation.
Межэлектродная электроизоляция эмиттера от коллектора внутри одноэлементного ЭГК выполнена в виде металлического шунта с низким омическим сопротивлением. The interelectrode electrical isolation of the emitter from the collector inside a single-element EHC is made in the form of a metal shunt with low ohmic resistance.
Недостатками такой установки являются:
- низкое выходное напряжение и высокая величина выходного электрического тока (несколько кА), требующие наличие специального преобразователя напряжения и шинопроводов большого сечения, ухудшающих массогабаритные характеристики установки;
- низкая надежность системы теплоподвода от графитовой матрицы ядерного реактора к зоне испарения ВТТ, которая связана с тем, что, во-первых, электрическая изоляция перенесена из зоны низкотемпературного ЭГК в активную зону ядерного реактора и, во-вторых, единичный отказ как электрогенерирующего элемента (ЭГЭ) и/или ВТТ приводит к перегреву ядерного топлива и выходу из строя ЯЭУ;
- сложность регулировки параметров ЯЭУ из-за необходимости размещения цезиевого резервуара в каждом модуле;
- относительно низкая работоспособность ЯЭУ из-за имеющей место передачи электрического потенциала модуля массе ЯЭУ.The disadvantages of this installation are:
- low output voltage and high output electric current (several kA), requiring a special voltage converter and busbars of large cross section, worsening the overall dimensions of the installation;
- low reliability of the heat supply system from the graphite matrix of the nuclear reactor to the HTT evaporation zone, which is due to the fact that, firstly, the electrical insulation was transferred from the zone of low-temperature EGC to the active zone of the nuclear reactor and, secondly, a single failure as an electricity generating element ( EGE) and / or VTT leads to overheating of nuclear fuel and failure of a nuclear power plant;
- the difficulty of adjusting the parameters of the nuclear power plant due to the need to place a cesium tank in each module;
- relatively low efficiency of the nuclear power plant due to the transmission of the electric potential of the module to the mass of the nuclear power plant.
Наиболее близким по технической сущности к заявляемому устройству является термоэмиссионный энергетический модуль, представленный в свидетельстве РФ на полезную модель 9084 под названием "Термоэмиссионный энергетический модуль". The closest in technical essence to the claimed device is a thermionic energy module, presented in the certificate of the Russian Federation for utility model 9084 under the name "Thermionic energy module".
Он содержит одноэлементные ЭГЭ, эмиттеры и коллекторы которых выполнены без корпусной электроизоляции и размещены непосредственно в зоне конденсации ВТТ. В качестве межэлектродной изоляции между эмиттером и коллектором в ЭГЭ установлен металлический шунт с электросопротивлением, превышающим сопротивление внешней нагрузки в 10-15 раз. На одной ВТТ установлены один или несколько одноэлементных ЭГЭ и соединены между собой параллельно. Эмиттеры и коллекторы имеют коническую форму и отделены друг от друга втулками-подшипниками. It contains single-element EGE, emitters and collectors of which are made without case electrical insulation and are located directly in the condensation zone of the VTT. As an interelectrode insulation between the emitter and the collector, a metal shunt with an electrical resistance exceeding the external load resistance by 10-15 times is installed in the EGE. One or several single-element EGEs are installed on one VTT and are interconnected in parallel. The emitters and collectors are conical in shape and are separated from each other by sleeve bearings.
Перечисленные ранее недостатки аналога свойственны и для прототипа. Кроме того, для прототипа характерен ряд других специфических недостатков:
- относительно сложная технология изготовления ЭГЭ, связанная с тем, что коническая форма электродов требует установления и поддержания в рабочих условиях малой величины межэлектродного зазора (d~0.2 мм);
- относительно высокие выходные токи при малой величине выходного напряжения, приводящие к потерям напряжения на внутренней коммутации, которые становятся соизмеримыми с падением напряжения на внешней электрической коммутации модулей в электрической цепи космической ЯЭУ.The above disadvantages of the analogue are also characteristic of the prototype. In addition, the prototype is characterized by a number of other specific disadvantages:
- a relatively complicated manufacturing technology of EGE, associated with the fact that the conical shape of the electrodes requires the establishment and maintenance of a small interelectrode gap (d ~ 0.2 mm) under operating conditions;
- relatively high output currents with a small value of the output voltage, leading to voltage losses on the internal switching, which become comparable with the voltage drop on the external electrical switching of the modules in the electrical circuit of the space nuclear power plant.
Перед авторами стояла задача избежать перечисленные выше недостатки, а именно создать надежный, технологичный и эффективный термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для космической ЯЭУ с открытой архитектурой в диапазоне выходной электрической мощности 50-250 кВтэл применительно к термоэмиссионным реакторам-преобразователям (ТРП).Before the authors had a task to avoid the above drawbacks, namely to create a robust, manufacturable and efficient thermal emission electricity generating module for space NPS with open architecture in a range of electrical power output of 50-250 kW el applied to thermionic converter reactor (TRP).
Для решения поставленной задачи предлагаются три типа термоэмиссионных электрогенерирующих модулей (далее - модули) для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую. To solve this problem, three types of thermionic power generating modules (hereinafter referred to as modules) are proposed for the core of a nuclear reactor with a remote thermionic system for converting thermal energy into electrical energy.
В модуле первого типа, содержащем термоэмиссионную систему преобразования, совмещенную с зоной конденсации ВТТ, электрогенерирующие элементы, эмиттеры и коллекторы которых соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации внутри ЭГК с парами цезия, содержащего катодный и анодный токовыводы, предлагается:
- ЭГК встроить в электрически нейтральный корпус модуля (далее корпус модуля);
- внутри корпуса модуля разместить ВТТ;
- в испарительной зоне ВТТ расположить кольцевой тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ);
- в зоне конденсации разместить многоэлементный ЭГК с последовательно соединенными в электрическую цепь ЭГЭ, у которых, по крайней мере, один эмиттер разместить непосредственно на участке зоны конденсации и соединить с катодным токовыводом, обратным и коаксиальным по отношению к другим электрически изолированным от него с помощью находящейся в парах цезия "мокрой" эмиттерной керамической изоляции эмиттерам;
- внутреннюю поверхность эмиттеров соединить через "мокрую" эмиттерную керамическую изоляцию и катодный токовывод с внешней поверхностью зоны конденсации ВТТ;
- тракт вывода газообразных продуктов деления (ГПД) из кольцевого ТВЭЛ, содержащего торцевые отражатели и отделенного от межэлектродного пространства ЭГК оболочкой кольцевого ТВЭЛ, разместить внутри ВТТ и катодного токовывода;
- корпус модуля с одной его стороны соединить с подпятником скольжения, а с другой стороны в нем разместить катодный и анодный токовыводы.In a first-type module containing a thermionic conversion system combined with a VTT condensation zone, the power generating elements, emitters and collectors of which are connected to the electric circuit by means of interelectrode switching inside the EGC with cesium vapors containing cathode and anode current leads, it is proposed:
- EGC to be integrated into the electrically neutral module case (hereinafter the module case);
- place the VTT inside the module case;
- in the evaporative zone of the VTT to arrange an annular fuel element (TVEL);
- in the condensation zone, place a multi-element EHC with EGEs connected in series to the electric circuit, in which at least one emitter is placed directly on the section of the condensation zone and connected to the cathode current output, inverse and coaxial with respect to other electrically isolated from it, using in cesium vapors of “wet” emitter ceramic insulation to emitters;
- connect the inner surface of the emitters through the "wet" emitter ceramic insulation and the cathode current output to the outer surface of the VTT condensation zone;
- the path of the output of gaseous fission products (GPA) from the annular fuel rod containing end reflectors and separated from the EEG electrode space by the sheath of the annular fuel rod, place inside the VTT and cathode current lead;
- connect the module case from one side to the sliding thrust bearing, and from the other side place the cathodic and anode current outputs in it.
В частных случаях в модуле 1-го типа предлагается следующее:
- испарительную зону разместить в зазоре между кольцевым ТВЭЛ и ВТТ, находящемся в вакууме;
- модуль дополнительно снабдить вторым электрически нейтральным корпусом с размещенными в нем ЭГК;
- зазор между кольцевым ТВЭЛ и ВТТ заполнить теплопроводящей средой;
- в качестве теплопроводящей среды использовать радиогенный гелий.In special cases, the following is proposed in the
- place the evaporation zone in the gap between the annular fuel rod and VTT, located in vacuum;
- the module is additionally equipped with a second electrically neutral case with EGCs placed in it;
- fill the gap between the annular fuel rod and VTT with a heat-conducting medium;
- use radiogenic helium as a heat-conducting medium.
В модуле второго типа, содержащем термоэмиссионную систему преобразования, ЭГЭ, эмиттеры и коллекторы которых соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации внутри ЭГК с парами цезия, содержащем катодный и анодный токовыводы, предлагается:
- ВТТ встроить в корпус модуля;
- ВТТ выполнить газорегулируемой;
- в зоне конденсации ВТТ разместить два параллельно соединенных внутри корпуса модуля многоэлементных ЭГК в электрическую сеть с общими межэлектродной средой паров цезия, катодным и анодным токовыводами, от 2 до 10 ЭГЭ в каждом ЭГК;
- эмиттеры ЭГК разместить в зоне конденсации ВТТ.In a module of the second type containing a thermionic conversion system, EGEs, emitters and collectors of which are connected to an electric circuit by interelectrode switching inside an EGC with cesium vapors containing cathode and anode current outputs, it is proposed:
- VTT built into the module housing;
- VTT perform gas control;
- in the condensation zone of the VTT place two parallel-connected inside the module housing of multi-element EGCs in an electrical network with a common interelectrode medium of cesium vapor, cathode and anode current leads, from 2 to 10 EGE in each EGC;
- place EGC emitters in the condensation zone of VTT.
При этом в модуле 2-го типа предлагается испарительную зону ВТТ разместить в зазоре между кольцевым ТВЭЛ и ВТТ. At the same time, in the
Кроме того, в модулях 1-го и 2-го типов возможно:
- использовать второй электрически нейтральный корпус с размещенными в нем ЭГК;
- разместить испарительную зону в зазоре между кольцевым ТВЭЛ и ВТТ;
- заполнить зазор между кольцевым ТВЭЛ и ВТТ теплопроводящей средой;
- использовать в качестве теплопроводящей среды радиогенный гелий.In addition, in modules of the 1st and 2nd types it is possible:
- use a second electrically neutral casing with EGCs placed in it;
- place the evaporation zone in the gap between the annular fuel rod and VTT;
- fill the gap between the annular fuel rod and VTT heat-conducting medium;
- use radiogenic helium as a heat-conducting medium.
В модуле третьего типа, содержащем термоэмиссионную систему преобразования, ЭГЭ, эмиттеры и коллекторы которых соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации внутри ЭГК с парами цезия, содержащем катодный и анодный токовыводы, предлагается:
- эмиттеры ЭГК встроить в корпус модуля и разместить на "сухой" керамической изоляции;
- "сухую" керамическую изоляцию соединить с трубой Фильда.In a third type module containing a thermionic conversion system, EGEs, emitters and collectors of which are connected to an electric circuit using interelectrode switching inside an EGC with cesium vapors containing cathode and anode current leads, it is proposed:
- integrate EHC emitters into the module housing and place on “dry” ceramic insulation;
- Connect the “dry” ceramic insulation to the Field pipe.
Таким образом, выполняется требование об отсутствии разнородного электрического потенциала на корпусе и внешних частях космической ЯЭУ. Внутри корпуса модуля, который вварен в трубную решетку с одной стороны и свободно висит, опираясь на подпятник скольжения, и, соответственно, свободен от разрушающих его термомеханических напряжений, размещен один многоэлементный ЭГК (модуль первого типа) или два многоэлементных ЭГК, соединенных между собой параллельно. Максимальное количество ЭГЭ в ЭГК определяется величиной пробивного напряжения "мокрой" эмиттерной и коллекторной керамической изоляции в парах цезия, которая составляет Uпр≤10 В. Максимальная величина выходного напряжения реализуется в модуле первого типа и составляет для 20-элементного ЭГК ~8.3 В, а для модуля второго типа в электрогенерирующей системе из двух параллельно соединенных 10-элементных ЭГК внутри корпуса термоэмиссионного электрогенерирующего модуля - 4.3 В. Резервирование обеспечивает газорегулируемая ВТТ, которая при отсутствии неконденсирующегося газа в ее рабочем объеме со щелочным рабочим телом подводит тепло к обоим ЭГК, а при наличии неконденсирующегося газа - только к одному из них, тем самым обеспечивая удвоение ресурса работы модуля и ТРП в целом. Корпус модуля по всей внешней поверхности охлаждается жидкометаллическим теплоносителем первого реакторного контура охлаждения. Выход из строя единичного ЭГК или даже двух ЭГК внутри корпуса не приводит к катастрофическому перегреву кольцевого ТВЭЛ и обеспечивает сохранение работоспособности ТРП как в случае единичного отказа ЭГК или ВТТ, так и в случае множественных отказов, приводящих к постепенному уменьшению выходной электрической мощности до уровня затрат на собственные нужды ТРП, обеспечивающего, в основном, прокачку жидкометаллического теплоносителя через систему охлаждения реактора и не превышающего ~ 10 кВтэл для ТРП с выходной электрической мощностью ~200 кВтэл. Таким образом, размещение кольцевого ТВЭЛ в испарительной зоне внутри корпуса модуля, охлаждаемого с внешней стороны жидкометаллическим теплоносителем, значительно увеличивает надежность работоспособности ТРП.Thus, the requirement of the absence of a heterogeneous electric potential on the hull and the outer parts of the space nuclear power plant is fulfilled. Inside the module case, which is welded into the tube sheet on one side and hangs freely, resting on a sliding thrust bearing, and, accordingly, free from thermomechanical stresses destroying it, there is one multi-element EGC (first type module) or two multi-element EGCs connected in parallel . The maximum amount of EGE in an EGC is determined by the breakdown voltage of the "wet" emitter and collector ceramic insulation in cesium vapors, which is U pr ≤10 V. The maximum value of the output voltage is realized in the first type module and is ~ 8.3 V for a 20-element EEG, and for a module of the second type in an electricity generation system of two parallel-connected 10-element EGCs inside the housing of a thermionic electricity generation module - 4.3 V. The backup is provided by a gas-controlled VTT, which, when Corollary noncondensable gas in the working volume its alkali working fluid brings heat to both EGC, and in the presence of noncondensable gas - to only one of them, thereby enabling doubling of service life of the module and TRP in general. The module casing along the entire outer surface is cooled by a liquid metal coolant of the first reactor cooling circuit. Failure of a single EGC or even two EGCs inside the case does not lead to catastrophic overheating of the annular fuel rod and ensures that the TRP remains operational both in the event of a single failure of the EGC or VTT, and in the case of multiple failures, leading to a gradual decrease in the output electric power to the cost level of auxiliaries TRP providing substantially pumping liquid metal coolant through the cooling system of the reactor and not to exceed ~ 10 kWe for the TRP to output electric power ~ 200 kWe. Thus, the placement of an annular fuel rod in the evaporation zone inside the module housing, which is cooled from the outside by a liquid metal coolant, significantly increases the reliability of the TRP.
Кроме того, коллекторы многоэлементных ЭГК, выходное напряжение которых в различных типах модулей составляет величину от 4.3 В до 8.3 В, размещены с внутренней стороны многослойного коллекторного пакета с "сухой" со стороны корпуса керамической изоляцией с соответствующим размещением катодных и анодных токовыводов с одной стороны ЭГК. Это позволяет соединять их в последовательные и параллельные группы внутри коммутационной камеры и относительно просто обеспечивать требуемое для современных космических ЯЭУ выходное электрическое напряжение на клеммах ТРП ~125 В без специальной системы повышения напряжения. In addition, collectors of multi-element EHCs, the output voltage of which in various types of modules is from 4.3 V to 8.3 V, are placed on the inside of the multilayer collector package with "dry" ceramic insulation on the housing side with the corresponding placement of cathode and anode current leads on one side of the EHC . This makes it possible to connect them into serial and parallel groups inside the switching chamber and it is relatively simple to provide the output electric voltage required for modern space nuclear power plants at TRP terminals ~ 125 V without a special voltage increase system.
Таким образом, предлагаемые технические решения также увеличивают надежность ТРП в целом при одновременном удовлетворении требованиям его высокого выходного напряжения, уменьшения массогабаритных характеристик и продолжительности функционирования космической ЯЭУ в течение не менее чем 10 лет. Последнее также достигается благодаря снижению в предлагаемом нами устройстве температуры эмиттеров ЭГК и, соответственно, ВТТ до уровня ~1600 К (и ниже! ), что на 150-200 градусов меньше, чем в прототипе. Thus, the proposed technical solutions also increase the reliability of the TRP as a whole while satisfying the requirements of its high output voltage, reducing the weight and size characteristics and the duration of the operation of the space nuclear power plant for at least 10 years. The latter is also achieved by lowering the temperature of the EHC emitters and, accordingly, VTT emitters in the device we offer to the level of ~ 1600 K (and lower!), Which is 150-200 degrees lower than in the prototype.
Для некоторых технических решений в ТРП с предлагаемыми устройствами в системе нагрева эмиттеров вместо ВТТ может быть размещена труба Фильда с подачей в него "горячего" жидкометаллического теплоносителя из системы охлаждения ядерного реактора. For some technical solutions, in the TRP with the proposed devices in the emitter heating system, instead of the VTT, a Field pipe can be placed with a “hot” liquid metal coolant supplied from the cooling system of the nuclear reactor.
Могут быть также реализованы различные компоновочные решения в ТРП с предлагаемыми нами устройствами, в том числе с размещением термоэмиссионных электрогенерирующих модулей в термоэмиссионных блоках по разные стороны активной зоны, составленной из кольцевых ТВЭЛ, причем кольцевые ТВЭЛ и модули по обе стороны от активной зоны размещены на общих для них ВТТ. Various layout solutions can also be implemented in the TRP with the devices we offer, including the placement of thermionic power generating modules in thermionic blocks on different sides of the core composed of ring fuel elements, with ring fuel elements and modules on both sides of the active zone VTT for them.
Конструктивные особенности модуля второго типа позволяют резервировать электрическую мощность, повышая тем самым надежность космической ЯЭУ в процессе длительной эксплуатации ЯЭУ, что является совокупным результатом, заявляемым авторами. The design features of the module of the second type make it possible to reserve electric power, thereby increasing the reliability of the space nuclear power plant during the long-term operation of the nuclear power plant, which is the combined result claimed by the authors.
На фиг. 1 представлена первая принципиальная схема модуля первого типа (без резервирования термоэмиссионной электрической мощности); на фиг.2 - сечение по месту А коллекторного пакета модуля первого типа, на фиг.3 - первая принципиальная схема модуля второго типа (с резервированием термоэмиссионной электрической мощности); на фиг.4 - сечение по месту А коллекторного пакета модуля второго типа (первая принципиальная схема); на фиг.5 - вторая принципиальная схема модуля первого типа (без резервирования термоэмиссионной электрической мощности); на фиг.6 - сечение по месту А коллекторного пакета модуля первого типа (первая принципиальная схема); на фиг.7 - сечение по месту Б кольцевого ТВЭЛ для моделей первого и второго типов для любой принципиальной схемы; на фиг.8 - вторая принципиальная схема модуля второго типа (с резервированием термоэмиссионной электрической мощности); на фиг.9 - сечение по месту А коллекторного пакета модуля второго типа (вторая принципиальная схема); на фиг.10 - принципиальная схема модуля третьего типа; на фиг. 11 - сечение по месту А коллекторного пакета модуля третьего типа; на фиг.12 - принципиальная теплогидравлическая схема космической ЯЭУ; на фиг 13 - расчетная вольт-амперная характеристика ЭГК при различных тепловых мощностях, подводимых к эмиттеру для модуля первого типа; на фиг.14 - зависимость КПД, максимальной температуры эмиттера и электрической мощности от тепловой мощности ЭГК модуля первого типа; на фиг.15 - расчетная вольт-амперная характеристика резервной секции ЭГК модуля второго типа; на фиг.16 - зависимость электрической мощности 20-элементного ЭГК с электродной парой от выходного напряжения при различных температуре эмиттера и тепловой мощности для модулей трех типов; на фиг.17 - зависимость для 10-элементного ЭГК для модулей трех типов; на фиг.18 и 19 - сечения ядерного реактора соответственно в медианной и аксиальной плоскостях. In FIG. 1 shows the first schematic diagram of a module of the first type (without redundancy of thermionic electric power); figure 2 is a cross-section in place A of the collector package of the module of the first type, figure 3 is a first schematic diagram of a module of the second type (with redundant thermionic electric power); figure 4 is a cross-section in place A of the collector package of the module of the second type (first schematic diagram); figure 5 is a second schematic diagram of a module of the first type (without redundancy of thermionic electric power); figure 6 is a section in place A of the collector package of the module of the first type (first schematic diagram); Fig.7 is a cross-section in place B of the ring fuel rod for models of the first and second types for any circuit diagram; on Fig - the second circuit diagram of the module of the second type (with redundancy of thermionic electric power); figure 9 is a cross-section in place A of the collector package of the module of the second type (second circuit diagram); figure 10 is a schematic diagram of a module of the third type; in FIG. 11 is a cross-section in place A of the collector package of the module of the third type; on Fig - principal thermohydraulic diagram of a space nuclear power plant; on Fig - calculated current-voltage characteristic of the EGC at various thermal capacities supplied to the emitter for the module of the first type; on Fig - dependence of the efficiency, the maximum temperature of the emitter and electric power from the thermal power of the EGC module of the first type; on Fig - calculated current-voltage characteristic of the backup section of the EGC module of the second type; on Fig - dependence of the electric power of a 20-element EGC with an electrode pair from the output voltage at different emitter temperatures and thermal power for modules of three types; on Fig - dependence for a 10-element EGC for modules of three types; on Fig and 19 are sections of a nuclear reactor, respectively, in the median and axial planes.
На фиг.1-19 приняты следующие обозначения:
1 - активная зона; 2 - анодный токовывод; 3 - боковой отражатель; 4 - входной коллектор; 5 - высокотемпературная тепловая труба (ВТТ); 6 - выходной коллектор; 7 - выходные клеммы; 8 - жидкометаллический контур охлаждения; 9 - зазор в трубе Фильда; 10 - катодный металлокерамический узел (гермоввод); 11 - катодный токовывод; 12 - коллектор; 13 - кольцевой ТВЭЛ; 14 - коммутационная камера; 15 - МГД-насос; 16 - межэлектродная коммутация; 17 - анодный металлокерамический узел (гермоввод); 18 - "мокрая" коллекторная керамическая изоляция; 19 - "мокрая" эмиттерная керамическая изоляция; 20 - оболочка кольцевого ТВЭЛ; 21 - общий силовой корпус; 22 - охранный электрод; 23 - подпятник скольжения; 24 - рабочий орган системы управления защитой (СУЗ) поворотного типа; 25 - стержень безопасности; 26 - "сухая" керамическая изоляция; 27 - теневая защита; 28 - теплоизоляция кольцевого ТВЭЛ; 29 - теплообменник; 30 - торцевой отражатель; 31 - тракт ввода "горячего" жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) в трубу Фильда; 32 - тракт ввода "холодного" жидкометаллического теплоносителя (ЖМТ) из трубы Фильда; 33 - тракт вывода газообразных продуктов деления; 34 - тракт подачи неконденсирующегося газа в газорегулируемую ВТТ; 35 - тракт подачи паров цезия; 36 - труба Фильда; 37 - трубная доска; 38 - фитиль высокотемпературной тепловой трубы; 39 - холодильник-излучатель; 40 - цезиевая камера; 41 - электрически нейтральный корпус модуля; 42 - электрогенерирующий канал (ЭГК); 43 - эмиттер.Figure 1-19 adopted the following notation:
1 - active zone; 2 - anode current output; 3 - side reflector; 4 - input collector; 5 - high temperature heat pipe (VTT); 6 - output collector; 7 - output terminals; 8 - liquid metal cooling circuit; 9 - gap in the pipe Field; 10 - cathode cermet unit (pressure seal); 11 - cathode current output; 12 - collector; 13 - ring fuel rod; 14 - switching camera; 15 - MHD pump; 16 - interelectrode switching; 17 - anode metal-ceramic unit (pressure seal); 18 - "wet" collector ceramic insulation; 19 - "wet" emitter ceramic insulation; 20 - the shell of the annular fuel rod; 21 - a common power building; 22 - security electrode; 23 - glide bearing; 24 - working body of the protection management system (CPS) of a rotary type; 25 - safety rod; 26 - "dry" ceramic insulation; 27 - shadow protection; 28 - thermal insulation of an annular fuel rod; 29 - heat exchanger; 30 - end reflector; 31 - input path of the "hot" liquid metal coolant (LMW) into the Field pipe; 32 - input path of the "cold" liquid metal coolant (MMT) from the Field pipe; 33 - output path of gaseous fission products; 34 - a path for supplying non-condensable gas to a gas-controlled VTT; 35 - cesium vapor supply path; 36 - Field pipe; 37 - tube plate; 38 - wick of a high temperature heat pipe; 39 - refrigerator emitter; 40 - cesium chamber; 41 - electrically neutral module housing; 42 - electricity generating channel (EGC); 43 - emitter.
Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль первого типа. Thermionic power generating module of the first type.
Модуль представляет собой комплектную и функционально завершенную часть активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (фиг.1, 2, 5-7). The module is a complete and functionally completed part of the core of a nuclear reactor with a remote thermal emission system for converting thermal energy into electrical energy (Figs. 1, 2, 5-7).
В модуле использованы следующие основные детали, узлы и системы. The module used the following main parts, components and systems.
Термоэмиссионная система преобразования совмещена с зоной конденсации высокотемпературной тепловой трубы (ВТТ) 5. The thermionic conversion system is combined with the condensation zone of a high-temperature heat pipe (VTT) 5.
Коллекторы 12, входящие в состав коллекторного пакета ЭГК, содержат "мокрую" коллекторную керамическую электроизоляцию 18, охранный электрод 22, "сухую" керамическую изоляцию 26 и электрически нейтральный корпус модуля 41. The
Эмиттеры 43 и коллекторы 12 ЭГЭ соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации 16. The
ЭГК 42 содержит катодный 11 и анодный 2 токовыводы и заполнен парами цезия.
Катодный 11 и анодные 2 токовыводы выведены в коммутационную камеру 14 ТРП для внешних электросоединений. Катодный 11 и анодные 2 токовыводы электрически изолированы друг от друга и от массы ЯЭУ с помощью соответствующих металло-керамических узлов (гермовводов) 10 и 17. The
ЭГК 42 встроен в корпус модуля 41, внутри которого размещена ВТТ 5.
ВТТ 5 содержит в испарительной зоне кольцевой ТВЭЛ 13 (далее - кольцевой ТВЭЛ).
В зоне конденсации ВТТ размещен многоэлементный ЭГК 42 с последовательно соединенными в электрическую цепь от 2 до 20 ЭГЭ. In the condensation zone of the VTT there is a
В ЭГЭ, по крайней мере, один эмиттер 43 размещен непосредственно на участке зоны конденсации и соединен с катодным токовыводом 11, обратным и коаксиальным по отношению к другим электрически изолированным от него с помощью находящейся в парах цезия "мокрой" эмиттерной керамической изоляции 9 эмиттерам 43. In the EGE, at least one
Подача паров цезия в межэлектродное пространство ЭГК из цезиевой камеры 40 ТРП осуществляется через тракт подачи паров цезия 35. The supply of cesium vapor in the interelectrode space of the EGC from the
Внутренние поверхности эмиттеров 43 соединены через "мокрую" эмиттерную керамическую изоляцию 18 и катодный токовывод 11 с внешней поверхностью зоны конденсации ВТТ 5. The inner surfaces of the
Тракт вывода газообразных продуктов деления 33 из кольцевого ТВЭЛ 13 содержит торцевые отражатели 30 и отделен от межэлектродного пространства ЭГК оболочкой 20 кольцевого ТВЭЛ 13. The output path of
Тракт вывода газообразных продуктов деления 33 размещен внутри ВТТ 5 и катодного токовывода 11. The output path of the
Корпус модуля 41 с одной его стороны соединен с подпятником скольжения 23, а с другой стороны в нем размещены катодный 11 и анодный 2 токовыводы. The housing of the
Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль второго типа. Thermionic power generating module of the second type.
Модуль представляет собой комплектную и функционально завершенную часть активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (фиг.3, 4, 8 и 9). The module is a complete and functionally completed part of the core of a nuclear reactor with a remote thermal emission system for converting thermal energy into electrical energy (Figs. 3, 4, 8 and 9).
Модуль содержит термоэмиссионную систему преобразования, ЭГЭ, эмиттеры 43 и коллекторы 12 которых соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации внутри ЭГК 42 с парами цезия, содержащего катодный 11 и анодный 2 токовыводы. The module contains a thermionic conversion system, EGE,
ВТТ 5 встроена в корпус модуля 41 и выполнена газорегулируемой.
В зоне конденсации ВТТ 5 размещены два параллельно соединенных внутри корпуса модуля 41 многоэлементных ЭГК 42 в электрическую сеть с общими межэлектродной средой паров цезия, катодным 11 и анодным 2 токовыводами, от 2 до 10 ЭГЭ в каждом ЭГК. In the condensation zone of
Эмиттеры 43 размещены в зоне конденсации газорегулируемой ВТТ 5. The
Напуск неконденсирующегося газа в газорегулируемую ВТТ 5 осуществляется по тракту подачи 34. The non-condensable gas is admitted into the gas-controlled
Для модулей первого и второго типов характерно следующее:
- тепловой поток от кольцевого ТВЭЛ 13, заключенного в оболочку 20, передается в испарительную зону 5, внутри которой возврат жидкометаллического теплоносителя из зоны конденсации в испарительную зону ВТТ 5 осуществляется с помощью капиллярно-пористой структуры фитиля 38;
- вывод ГПД из кольцевых ТВЭЛ 13, минуя межэлектродное пространство ЭГК, осуществляется с помощью тракта вывода ГПД 33 в виде трубки;
- внутри оболочки 20 кольцевого ТВЭЛ 13 размещены торцевые отражатели 30 нейтронов, а сама оболочка 20 отделена от охлаждаемого жидкометаллическим теплоносителем корпуса модуля 41 с помощью экранно-вакуумной или оксидо-керамической теплоизоляции 28 кольцевого ТВЭЛ 13;
- оболочка 20 кольцевого ТВЭЛ 13 отделена от охранного электрода 22 с помощью "сухой" керамической изоляции 26;
- передачу теплового потока от кольцевого ТВЭЛ 13 к испарительной зоне ВТТ 5 осуществляют через зазор, образованный ВТТ 5 и кольцевым ТВЭЛ 13.The modules of the first and second types are characterized by the following:
- the heat flow from the
- the output of the GPA from the
- inside the
- the
- heat flow from the
Возможны следующие варианты исполнения модулей первого и второго типов:
- испарительная зона размещена в зазоре между кольцевым ТВЭЛ 13 и ВТТ 5;
- модули дополнительно содержат второй электрически нейтральный корпус 41, в котором размещены ЭГК 42;
- зазор между кольцевым ТВЭЛ 13 и ВТТ 5 может быть заполнен теплопроводящей средой;
- роль теплопроводящей среды выполняет радиогенный гелий.The following versions of the modules of the first and second types are possible:
- the evaporation zone is located in the gap between the
- the modules further comprise a second electrically
- the gap between the
- the role of the heat-conducting medium is played by radiogenic helium.
Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль третьего типа. Thermionic power generating module of the third type.
Модуль представляет собой функционально завершенную термоэмиссионную систему преобразования в составе жидкометаллического контура ЯЭУ (фиг.10, 11). The module is a functionally completed thermionic conversion system in the composition of the liquid metal circuit of the nuclear power plant (figure 10, 11).
Модуль содержит термоэмиссионную систему преобразования, ЭГЭ, эмиттеры 43 и коллекторы 12 которых соединены в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации 16 внутри ЭГК 42 с парами цезия, содержащего катодный 11 и анодный 2 токовыводы. The module contains a thermionic conversion system, EGE,
Эмиттеры 43 ЭГК 42 встроены в корпус модуля 41 и размещены на "сухой" керамической изоляции 26, которая соединена с трубой Фильда 36. The
Подвод теплового потока к эмиттерам 11 ЭГК осуществляется с помощью трубы Фильда 36. The heat flux to the
В трубе Фильда 36 для уменьшения тепловых потерь размещен вакуумный зазор. In the
Вход в трубу Фильда "горячего" и выход из нее "холодного" жидкометаллического теплоносителя производится в системе циркуляции теплоносителя в жидкометаллическом контуре охлаждения 8 ядерного реактора. The entry into the pipe of the Field “hot” and the exit from it of the “cold” liquid metal coolant is carried out in the circulation system of the coolant in the liquid
В модулях трех типов под "мокрой" коллекторной 18 и эмиттерной 19 керамической изоляцией понимается изоляция, работающая в парах цезия, а под "сухой" керамической изоляцией 26 - изоляция, неконтактирующая с парами цезия. In three types of modules, “wet”
Модули первого и второго типов работают следующим образом. Modules of the first and second types work as follows.
Модуль входит в состав ТРП, являющегося одним из основных функциональных элементов космической ЯЭУ. Принципиальная теплогидравлическая схема ЯЭУ приведена на фиг.12. The module is part of the TRP, which is one of the main functional elements of the space nuclear power plant. Schematic thermohydraulic diagram of a nuclear power plant is shown in Fig.12.
Рабочий процесс преобразования тепла в электричество протекает внутри общего силового корпуса 21, через который прокачивается натрий-калиевый теплоноситель из жидкометаллического контура охлаждения 8 с помощью МГД-насоса 15, в котором непреобразованное тепло с помощью теплообменника 29 отводится холодильником-излучателем 39 панельного типа с ВТТ 5 и калиевым рабочим телом. The working process of converting heat to electricity takes place inside a
Защита всех систем ЯЭУ от излучения ядерного реактора до требуемого безопасного уровня осуществляется теневой защитой 27. All nuclear power systems are protected from radiation from a nuclear reactor to the required safe level by
Регулирование тепловой мощности ТРП осуществляется с помощью бокового отражателя 3 нейтронов 12-ю рабочими органами 24 системы управления защитой (СУЗ) поворотного типа. Regulation of the thermal power of the TRP is carried out using a
С помощью системы автоматического управления (САУ) ТРП на быстрых нейтронах выводится на заданную тепловую мощность, обеспечиваемую процессом деления ядерного топлива из мононитрида урана высокого обогащения (UN с 90% U235) в кольцевых ТВЭЛ 13 (фиг.1, 3, 5, 8), составляющих активную зону 1 ядерного реактора.Using an automatic control system (ACS), fast-neutron fuel transfer devices are brought to a predetermined thermal power provided by the process of nuclear fuel fission from high enriched uranium mononitride (UN with 90% U 235 ) in ring fuel elements 13 (Figs. 1, 3, 5, 8 ) constituting the
Тепловой поток из кольцевых ТВЭЛ 13 поступает в испарительную зону Mo-Li ВТТ 5 (фиг.1, 3, 5 и 8), в зоне конденсации которых размещены ЭГК 42. The heat flux from the
ВТТ 5 и ЭГК 42 размещены внутри корпуса модуля 41, вваренного с одной стороны в трубную доску 37, а с другой - опирающегося на подпятник скольжения 23.
Охлаждение корпусов модулей 41 в ТРП (фиг.1-9) жидкометаллическим теплоносителем осуществляется его протоком из входного коллектора 4 в выходной коллектор 6. The cooling of the cases of the
Электрическая коммутация катодных 11 и анодных 2 токовыводов модулей в последовательно-параллельные ветви с выходным электрическим напряжением 125 В осуществляется в коммутационной камере 14 с выходными клеммами 7. Electrical switching of the
Подача цезиевого пара в межэлектродное пространство ЭГК 42 модулей осуществляется из цезиевой камеры 40. The supply of cesium vapor in the interelectrode space of the
Отвод ГПД, минуя межэлектродное пространство ЭГК 42, осуществляется вне ТРП через тракт вывода ГПД 33 (фиг.1, 3, 5 и 8). The allocation of the GPA, bypassing the interelectrode space of the
Переход от режима максимальной электрической мощности ЭГК 42 при транспортировке к режиму номинальной электрической мощности длительного функционирования ЯЭУ, составляющей около половины от максимальной электрической мощности, в модуле первого типа (фиг.1) осуществляется с помощью соответствующего дефорсирования тепловой мощности ТРП. The transition from the regime of maximum electric power of the
В модулях с газорегулируемой ВТТ 5 и двумя параллельно соединенными ЭГК 41 (фиг. 3 и 8) в режиме максимальной электрической мощности неконденсирующийся газ в ВТТ 5 отсутствует, тепло подводится к эмиттерам 43 обоих ЭГК 41. In modules with gas-controlled
Для перехода в номинальный режим уменьшается тепловая мощность ТРП, неконденсирующийся газ (аргон) поступает из внешнего резервуара внутрь ВТТ 5 и занимает верхнюю часть ее внутреннего объема со стороны трубной доски 37 (фиг. 12), "отсекая" тепловой поток в эмиттеры 43 одного из двух ЭГК 42, и тем самым "резервирует" его электрическую мощность. To switch to the nominal mode, the thermal power of the TRP is reduced, non-condensable gas (argon) flows from the external tank into the
Работающий ЭГК 42 обеспечивает номинальную электрическую мощность в течение не менее половины времени установленного ресурса ТРП. Затем увеличивается тепловая мощность ядерного реактора. Неконденсирующийся газ из внутреннего объема ВТТ 5 эвакуируется (отжимается паром лития во внешний резервуар). При этом тепловой поток подводится к эмиттерам "резервного ЭГК 42", который включается в режим генерирования номинальной электрической мощности на всю оставшуюся часть назначенного ресурса работы ТРП. Эвакуация неконденсирующегося газа из ВТТ 5 может также проводиться при постоянной тепловой мощности ТРП путем его сброса в окружающее космическое пространство. A working
Работа модуля третьего типа
Модуль третьего типа работает следующим образом.The operation of the module of the third type
The module of the third type works as follows.
Запуск модуля в режим максимальной электрической мощности и перевод в номинальный режим осуществляется за счет изменения тепловой мощности ядерного реактора, являющегося внешней системой нагрева для такого преобразовательного блока, который, в свою очередь, функционирует как подсистема жидкометаллического контура охлаждения 8 ядерного реактора. The module is launched into maximum electric power mode and transferred to nominal mode by changing the thermal power of a nuclear reactor, which is an external heating system for such a converter unit, which, in turn, functions as a subsystem of the liquid
Сравнение показало, что модули трех типов существенно превосходят прототип и аналог по всем показателям. The comparison showed that the modules of the three types are significantly superior to the prototype and analogue in all respects.
Примером реализации заявляемого термоэмиссионного электрогенерирующего модуля является ТРП, электрические, тепловые, нейтронно-физические и массогабаритные характеристики которого получены нами расчетным путем с использованием экспериментальных данных для эффективных низкотемпературных дуговых цезиевых ТЭП с электродными материалами серии К17, эмиттер которых модифицирован платиной, а коллектор - ванадием (описаны в работе авторов Д.В.Ярыгина, B.C.Миронова, Н.П.Соловьева, С.М.Тулина, В.И.Ярыгина. Термоэмиссионный преобразователь с высокими выходными электрическими характеристиками с Ме-О системой на коллекторе// Второй международный семинар "Космическая ядерная энергетика XXI века", Обнинск, 19-21 апреля 2000 г.: Тез. докл., с. 71-72), а также опыта ГНЦ РФ-ФЭИ в разработке Mo-Li BTT, быстрых ядерных реакторов космического назначения и т.п. An example of the implementation of the inventive thermionic electric power generating module is the TRP, the electrical, thermal, neutron-physical and mass-dimensional characteristics of which were obtained by us using experimental data for effective low-temperature arc cesium TEC with electrode materials of the K17 series, the emitter of which is modified by platinum, and the collector - by vanadium ( are described in the work of the authors D. V. Yarygin, BC Mironov, N. P. Soloviev, S. M. Tulin, V. I. Yarygin. by the output electrical characteristics with the Me-O system on the collector // The Second International Seminar "Space Nuclear Energy of the 21st Century", Obninsk, April 19-21, 2000: Abstracts, pp. 71-72), as well as the SSC experience RF-IPPE in the development of Mo-Li BTT, fast nuclear space reactors, etc.
Рассматривалась возможность генерации ТРП в форсированном режиме (ФР) выходной электрической мощности около 120 кВтэл при напряжении 125 В и максимальной температуре эмиттеров не выше 1600 К, а также возможности снижения выходной электрической мощности до 60 кВтэл при переходе на номинальный режим длительного функционирования (РДФ). Предполагалось, что в термоэмиссионных ЭГК используется эффективная низкотемпературная электродная пара К17.The possibility of generating TRP in a forced mode (FR) of an output electric power of about 120 kW el at a voltage of 125 V and a maximum emitter temperature of not higher than 1600 K was considered, as well as the possibility of reducing the output electric power to 60 kW el when switching to the nominal long-term operation mode (RDF ) It was assumed that thermionic EGCs use an effective low-temperature electrode pair K17.
Анализ различных схем коммутации ЭГК в TPП показал, что этим требованиям удовлетворяет схема, состоящая из 120 ЭГК, объединенных в восемь параллельных ветвей по 15 последовательно соединенных ЭГК в каждой. С учетом того, что выходное напряжение ТРП должно быть 125 В, каждый ЭГК должен работать при среднем напряжении UЭГК=8.33 В. Для того, чтобы обеспечить выходную электрическую мощность ТРП в ФР 120 кВтэл, каждый ЭГК в среднем должен генерировать при этом напряжении ~1 кВт электрической мощности.The analysis of various EGC switching circuits in TPP showed that these requirements are satisfied by a circuit consisting of 120 EGCs combined in eight parallel branches of 15 connected in series EGCs. Given that the output voltage of the TRP should be 125 V, each EGC should work with an average voltage U of EGC = 8.33 V. In order to provide the output electric power of the TRP in
Для определения условий, при которых это возможно, была проведена расчетная оптимизация основных геометрических параметров ЭГК, расчет его выходных характеристик и температур электродов. Ниже приведены основные геометрические параметры ЭГК, которые были выбраны в ходе расчетной оптимизации:
Длина электрогенерирующей части канала, мм - 650
Число электрогенерирующих элементов в ЭГК, шт - 20
Длины ЭГЭ (все элементы равной длины), мм - 31
Длина коммутационных промежутков, мм - 2
Наружный диаметр эмиттеров, мм - 23
Толщина эмиттера, мм - 1
Межэлектродный зазор, мм - 0.6
Толщина коллектора, мм - 1
Суммарная эмиссионная площадь ЭГК, см2 - 448
Количество ЭГЭ в ЭГК (20 шт.) было выбрано таким, исходя из необходимости одновременно обеспечить максимальную температуру эмиттеров не выше 1600 К и выходное напряжение ЭГК в рабочей точке 8.33 В.To determine the conditions under which this is possible, a computational optimization of the basic geometric parameters of the EGC was carried out, and its output characteristics and electrode temperatures were calculated. Below are the basic geometric parameters of the EGC that were selected during the calculation optimization:
The length of the electric generating part of the channel, mm - 650
The number of power generating elements in the EGC, pcs - 20
EGE lengths (all elements are of equal length), mm - 31
The length of the switching gaps, mm - 2
The outer diameter of the emitters, mm - 23
Emitter Thickness, mm - 1
Interelectrode gap, mm - 0.6
The thickness of the collector, mm - 1
The total emission area of the EGC, cm 2 - 448
The amount of EGE in the EGC (20 pcs.) Was chosen so that, based on the need to simultaneously ensure the maximum temperature of the emitters not higher than 1600 K and the output voltage of the EGC at the operating point 8.33 V.
Расчет изомощностных вольт-амперных характеристик (ВАХ) ЭГК с электродной парой К17 проводился по программе ГНЦ РФ-ФЭИ "TFEDM", описанной в работе авторов В. А. Ружникова, В.М.Дмитриева. Численный метод совместного решения тепловой и электрической задач для термоэмиссионного ЭГК// Препринт ФЭИ 774, Обнинск, 1977, 19 с., при значении средней температуры коллекторов ТС=850 К, близкой к ее оптимальному значению. Приведенная степень черноты электродов задавалась в виде линейной зависимости
ε ==0.064+0.6•10-4•ТЕ,
где ТЕ - в градусах К.Calculation of the isometric power current-voltage characteristics (CVC) of an EGC with a K17 electrode pair was carried out according to the TFEDM SSC RF-FEI program described in the work of the authors V. A. Ruzhnikov and V. M. Dmitriev. A numerical method for the joint solution of thermal and electrical problems for thermionic EGC // Preprint FEI 774, Obninsk, 1977, 19 pp., With a mean collector temperature T C = 850 K close to its optimal value. The reduced degree of blackness of the electrodes was set in the form of a linear dependence
ε == 0.064 + 0.6 • 10 -4 • T E ,
where T E - in degrees K.
Изомощностные ВАХ ЭГК с электродной парой К17 в диапазоне тепловой мощности Q= 6,2. . .9,4 кВт при температуре коллектора ~850 К и давлении паров цезия 1.08 Торр (число ЭГЭ - 20; dЕ=23 мм) приведены на фиг.13. Давление паров цезия для всех значений Q было выбрано постоянным (1.08 Торр) и равным оптимальному для Q=9.4 кВт. Зависимости выходной электрической мощности ЭГК (N), КПД (η) и максимальной температуры эмиттеров (ТЕmах) от тепловой мощности Q при напряжении рабочей точки U=8.33 В показаны на фиг.14.Isolating I – V characteristics of an EHC with an electrode pair K17 in the range of thermal power Q = 6.2. . .9.4 kW at a collector temperature of ~ 850 K and a cesium vapor pressure of 1.08 Torr (EGE number is 20; d E = 23 mm) are shown in Fig. 13. The cesium vapor pressure for all values of Q was chosen constant (1.08 Torr) and equal to optimal for Q = 9.4 kW. The dependences of the output electric power of the EGC (N), efficiency (η) and the maximum temperature of the emitters (T Emax ) on the thermal power Q at the operating point voltage U = 8.33 V are shown in Fig. 14.
Как следует из фиг.14, требуемая выходная электрическая мощность ЭГК N=1 кВтэл достигается при тепловой мощности около 9.4 кВт и максимальной температуре эмиттеров примерно 1595 К. При этом КПД ЭГК составляет 10.64%.As follows from Fig.14, the required output electric power of the EGC N = 1 kW el is achieved with a thermal power of about 9.4 kW and a maximum emitter temperature of about 1595 K. Moreover, the efficiency of the EGC is 10.64%.
Таким образом, для обеспечения параметров ФР (NРП=120 кВтэл, UРП=125 В) с базовым исполнением термоэмиссионного электрогенерирующего модуля требуемая тепловая мощность реактора, выделяемая во всех ЭГК, должна составлять около 1128 кВт. Для обеспечения параметров РДФ (NРП=60 кВтэл, UРП=125 В) тепловая мощность реактора должна быть снижена примерно до 744 кВт (Q=6.2 кВт).Thus, to ensure the parameters of the RF (N RP = 120 kW el , U RP = 125 V) with the basic design of the thermionic electric power generating module, the required thermal power of the reactor released in all EGCs should be about 1128 kW. To ensure the parameters of the RDF (N RP = 60 kW el , U RP = 125 V), the thermal power of the reactor should be reduced to about 744 kW (Q = 6.2 kW).
Рассмотрим также характеристики ТРП с предлагаемым нами исполнением термоэмиссионного электрогенерирующего модуля с резервированием термоэмиссионной электрической мощности. Они получены за счет работы ТРП с разбиением зоны термоэмиссионного преобразования на две равные части. При этом каждая часть состоит из 120 десятиэлементных ЭГК половинной длины. Отметим, что размеры ЭГЭ остаются теми же, что и в базовом варианте исполнения. Конструкция ТРП в этом исполнении предусматривает, что за счет изменения режима работы тепловых труб, подводящих тепло к эмиттерам ЭГК из активной зоны реактора, путем подачи в них неконденсирующегося газа (аргона), т.е. путем перевода их в режим газорегулируемых тепловых труб, возможна как одновременная работа термоэмиссионных преобразовательных зон ЭГК, так и поочередная работа каждой из этих зон. В случае одновременной работы обеих термоэмиссионных зон ТРП генерирует выходную электрическую мощность ~120 кВтэл при напряжении 125 В. В случае работы одной из термоэмиссионных зон ТРП генерирует выходную мощность ~ 60 кВтэл при том же напряжении 125 В. Вторая термоэмиссионная преобразовательная зона находится в это время в "теплом резерве" и электрическую мощность не генерирует.We also consider the characteristics of the TRP with our proposed design of a thermionic electric power generating module with redundant thermionic electric power. They are obtained due to the operation of the TRP with dividing the zone of thermionic conversion into two equal parts. Moreover, each part consists of 120 ten-element EGCs of half length. Note that the dimensions of the EGE remain the same as in the basic version. The design of the TRP in this design provides that by changing the operating mode of the heat pipes supplying heat to the EHC emitters from the reactor core, by supplying non-condensable gas (argon) to them, i.e. by transferring them to gas-regulated heat pipes, both simultaneous operation of the thermionic converter zones of the EGC and the alternate operation of each of these zones are possible. In the case of the simultaneous operation of both thermionic zones, the TRP generates an output electric power of ~ 120 kW el at a voltage of 125 V. In the case of the operation of one of the thermionic zones, the TRP generates an output power of ~ 60 kW el at the same voltage of 125 V. The second thermionic converter zone is in this time in the "warm reserve" and does not generate electrical power.
Полученные выходные электрические, тепловые характеристики заявляемого термоэмиссионного электрогенерирующего модуля и, соответственно, ТРП являются в настоящее время лучшими среди энергетических установок аналогичного типа: при температуре эмиттера ~1600 К (низкотемпературный режим!) КПД равен 10.6%. Они значительно превосходят характеристики прототипа благодаря следующим своим отличительным особенностям:
- использование эффективных электродных материалов, обеспечивающих низкотемпературный дуговой режим работы с барьерным индексом Vв=1.9 эВ, в свою очередь соответствующим электродному КПД 13% (без тепловых и электрических потерь в электродах и коммутации);
- высокая изотермичность электродов с оптимизированными коммутационными тепловыми и электрическими потерями (оптимизированный выбор длины, толщины ЭГЭ и т.п.);
- компенсация собственного магнитного поля в межэлектродной среде из-за тока, протекающего по эмиттерам, благодаря использованию катодного обратного токовывода, обеспечивающего равномерное распределение давления цезия вдоль относительно длинной рабочей части ЭГК и, соответственно, равномерное распределение плотности тока по всей рабочей поверхности ЭГК.The obtained electrical and thermal characteristics of the claimed thermionic electric power generating module and, accordingly, TRP are currently the best among power plants of a similar type: at an emitter temperature of ~ 1600 K (low temperature mode!), The efficiency is 10.6%. They significantly exceed the characteristics of the prototype due to the following distinctive features:
- the use of effective electrode materials that provide a low-temperature arc mode with a barrier index V in = 1.9 eV, which in turn corresponds to an electrode efficiency of 13% (without thermal and electrical losses in the electrodes and switching);
- high isothermality of electrodes with optimized switching heat and electric losses (optimized choice of length, thickness of EGE, etc.);
- compensation of the intrinsic magnetic field in the interelectrode medium due to the current flowing through the emitters, due to the use of a cathode reverse current output providing a uniform distribution of cesium pressure along the relatively long working part of the EGC and, accordingly, a uniform distribution of current density over the entire working surface of the EGC.
Здесь наиболее перспективным, с нашей точки зрения, является исполнение термоэмиссионного электрогенерирующего модуля и, соответственно, ТРП с резервированием термоэмиссионной электрической мощности. Выходные электрические характеристики такого 10-элементного ЭГК показаны на фиг.15, где приведены изомощностные ВАХ ЭГК с электродной парой К17 при различных тепловых потоках (Q), температуре коллектора ~850 К и давлении паров цезия 1.08 Торр (число ЭГЭ - 10; dЕ=23 мм). Для этого варианта исполнения получены:
- схема коммутации включает 4 параллельные ветви по 30 последовательно соединенных ЭГК (всего 120 ЭГК);
- параметры рабочей точки среднего ЭГК: UЭГК=4.17 B, IЭГК=120 A, NЭГК= 500 Втэл (см. ВАХ на фиг.15. с Q=4.7 кВт);
- результаты расчета ЭГК (при ТС=850 К и PCs=1.08 Торр): QЭГК=4.7 кВт, КПД=10.64%, ТEmах=1595-1600 К;
- результаты расчета ТРП: тепловая мощность всех ЭГК в ФР - 1128 кВт, тепловая мощность всех ЭГК в РДФ - 564 кВт.The most promising, from our point of view, is the design of a thermionic electric power generating module and, accordingly, TRP with redundancy of thermionic electric power. The output electrical characteristics of such a 10-element EHC are shown in Fig. 15, which shows the isotopic I – V characteristics of an EHC with an electrode pair K17 at various heat fluxes (Q), a collector temperature of ~ 850 K and a cesium vapor pressure of 1.08 Torr (EGE number is 10; d E = 23 mm). For this embodiment, received:
- the switching scheme includes 4 parallel branches of 30 series-connected EGCs (120 EGCs in total);
- parameters of the operating point of the average EGC: U EGC = 4.17 B, I EGC = 120 A, N EGC = 500 W el (see the I – V characteristic in Fig. 15 with Q = 4.7 kW);
- EHC calculation results (at T C = 850 K and P Cs = 1.08 Torr): Q EGC = 4.7 kW, efficiency = 10.64%, T Emax = 1595-1600 K;
- TRP calculation results: the thermal power of all EGCs in the RF is 1128 kW, the thermal power of all EGCs in the RDF is 564 kW.
На фиг. 16, где показана зависимость электрической мощности 20-элементного ЭГК с электродной парой К17 от выходного напряжения при различных температуре эмиттера (TE) и тепловой мощности (Q): ТС=850 К; ТCs/PCs=544 K/1 Торр; d=0.6 мм; dЕ=23 мм; nЭГЭ=20; SE=450 см2, и на фиг.17, где показана та же зависимость для 10-элементного ЭГК (SЕ=225 см2), приведены обобщенные результаты расчета ЭГК термоэмиссионного электрогенерирующего модуля в двух основных вариантах исполнения, позволяющие в широком диапазоне изменения параметров осуществлять выбор его электрических характеристик для различных уровней выходной электрической мощности и, соответственно, различных задач.In FIG. 16, which shows the dependence of the electric power of a 20-cell EGC with an electrode pair K17 on the output voltage at various emitter temperatures (T E ) and thermal power (Q): T C = 850 K; T Cs / P Cs = 544 K / 1 Torr; d = 0.6 mm; d E = 23 mm; n EGE = 20; S E = 450 cm 2 , and FIG. 17, which shows the same relationship for a 10-element EGC (S E = 225 cm 2 ), summarizes the results of the calculation of the EGC of the thermionic power generation module in two main versions, allowing a wide range parameter changes, to select its electrical characteristics for various levels of output electric power and, accordingly, various tasks.
Предлагаемый нами ТРП с заявляемыми термоэмиссионными электрогенерирующими модулями использует ядерный реактор на быстрых нейтронах. Как показали проведенные нами нейтронно-физические расчеты, ТРП допускает широкую вариацию геометрических параметров активной зоны в зависимости oт количества термоэмиссионных электрогенерирующих модулей: 61, 91, 127, 169, 217 шт. Управляющими параметрами нейтронно-физических характеристик реактора являются диаметр ВТТ и радиальные размеры кольцевого ТВЭЛ при заданной высоте активной зоны. Our proposed TRP with the claimed thermionic electric power generating modules uses a nuclear fast neutron reactor. As shown by our neutron-physical calculations, the TRP admits a wide variation in the geometric parameters of the active zone depending on the number of thermionic power generating modules: 61, 91, 127, 169, 217 pcs. The controlling parameters of the neutron-physical characteristics of the reactor are the diameter of the VTT and the radial dimensions of the annular fuel rod at a given height of the active zone.
В качестве примера реализации ТРП, подтверждающего основные заявленные технические решения, здесь рассмотрен реактор, содержащий 120 термоэмиссионных электрогенерирующих модулей. Компоновочная схема ТРП, содержащего структуру из 127 гексагональных элементов (в т.ч. 120 термоэмиссионных электрогенерирующих модулей) и центральный блок стержней безопасности из 7 элементов, приведена на фиг.18 и 19. На фиг.18 показано сечение реактора в медианной плоскости активной зоны, а на фиг.19 - его сечение в аксиальной плоскости. На них приняты следующие условные обозначения позиций:
1 - активная зона;
2 - стержень безопасности;
3 - корпус активной зоны;
4 - боковой отражатель;
5 - рабочий орган СУЗ поворотного типа;
6 - верхний торцевой отражатель;
7 - нижний торцевой отражатель.As an example of the TRP implementation, which confirms the main claimed technical solutions, a reactor containing 120 thermionic power generating modules is considered here. The layout diagram of the TRP containing a structure of 127 hexagonal elements (including 120 thermionic power generating modules) and a central block of safety rods of 7 elements is shown in Figs. 18 and 19. Fig. 18 shows a section of the reactor in the median plane of the core , and Fig.19 is its cross section in the axial plane. They adopted the following position symbols:
1 - active zone;
2 - safety rod;
3 - core body;
4 - side reflector;
5 - working body CPS rotary type;
6 - upper end reflector;
7 - lower end reflector.
Кольцевой ТВЭЛ в составе термоэмиссионного электрогенерирующего модуля содержит делящуюся топливную композицию из нитрида урана (UN) высокого обогащения (90%U235) с элементами торцевых отражателей из оксида бериллия (ВеО), электроизоляции и экранно-вакуумной изоляции, а также тепловую трубу диаметром 18 мм (внутренний диаметр 16 мм), испарительная зона которой погружена в активную зону реактора на полную ее высоту.An annular fuel rod in a thermionic power generation module contains a fissile fuel composition of uranium nitride (UN) of high enrichment (90% U 235 ) with end reflectors made of beryllium oxide (BeO), electrical insulation and screen-vacuum insulation, and a heat pipe with a diameter of 18 mm (
Наружный размер корпуса термоэмиссионного электрогенерирующего модуля, достаточный по условию обеспечения необходимого исходного запаса реактивности ядерного реактора, определен из серии расчетов реактора с варьированием диаметра модуля при постоянной высоте активной зоны, равной 50 см, и количестве модулей, равном 120. Оценка критических параметров реактора проведена методом Монте-Карло по принятой в ГНЦ РФ-ФЭИ методике в гетерогенной расчетной модели с детальным представлением конструкционных элементов модуля и реактора в целом. The outer shell size of the thermionic power generating module, sufficient to provide the necessary initial reactivity margin of a nuclear reactor, was determined from a series of reactor calculations with varying module diameters at a constant core height of 50 cm and the number of modules equal to 120. The critical parameters of the reactor were estimated using the method Monte Carlo according to the technique adopted by the SSC RF-IPPE in a heterogeneous calculation model with a detailed representation of the structural elements of the module and the reactor as a whole.
Выбранная нами конструктивная схема собственно реактора традиционна для реакторов на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем и включает рабочие органы СУЗ поворотного типа, активные средств безопасности (стержни безопасности) для компенсации положительного гипотетического водородного эффекта реактивности, связанного с заполнением реактора водой. The design scheme of the reactor proper that we have chosen is traditional for fast neutron reactors with a delaying reflector and includes working bodies of a rotary-type safety control system, active safety equipment (safety rods) to compensate for the positive hypothetical hydrogen reactivity effect associated with filling the reactor with water.
Активная зона реактора включает 120 модулей с диаметром 32,0 мм (шаг треугольной решетки равен 33,0 мм), корпус активной зоны толщиной 3,0 мм. Боковой отражатель из бериллия толщиной 11,0 см с 12-ю рабочими органами СУЗ поворотного типа. Критические параметры реактора в приводимом примере исполнения ТРП с выходной электрической мощностью 120 кВтэл приведены в таблице 1.The reactor core includes 120 modules with a diameter of 32.0 mm (the pitch of the triangular lattice is 33.0 mm), the core body is 3.0 mm thick. A lateral reflector of beryllium 11.0 cm thick with 12 working bodies of a rotary-type safety control system. The critical parameters of the reactor in the given example of the design of the TRP with an output electric power of 120 kW el are shown in table 1.
Литиевые ВТТ подводят тепло от оболочки кольцевого ТВЭЛ к эмиттерам ЭГК. В данной конструкции использованы классические цилиндрические тепловые трубы с расположением фитиля вдоль стенок труб. Конструкционным материалом тепловых труб может служить молибден или его сплавы. Технология заполнения ВТТ литием использует соответствующий опыт ГНЦ РФ-ФЭИ и во многом аналогична технологии, использующейся в прототипе. Lithium VTTs supply heat from the shell of an annular fuel rod to EGC emitters. In this design, classic cylindrical heat pipes with the location of the wick along the walls of the pipes are used. Molybdenum or its alloys can serve as the structural material of heat pipes. The technology for filling VTT with lithium uses the corresponding experience of the SSC RF-IPPE and is largely similar to the technology used in the prototype.
Система отвода тепла от корпуса термоэмиссионного электрогенерирующего модуля к радиатору (холодильнику-излучателю) реализована по одноконтурной циркуляционной схеме (см. фиг.12). В качестве теплоносителя выбран эвтектический сплав натрия и калия из-за его низкой температуры плавления и наибольшей технологической проработанности. Кроме того, в ГНЦ РФ-ФЭИ имеется опыт эксплуатации космических ЯЭУ с этим теплоносителем. Для прокачки теплоносителя по контуру используется электромагнитный насос. The heat removal system from the casing of the thermionic power generating module to the radiator (refrigerator-emitter) is implemented according to a single-circuit circulation circuit (see Fig. 12). The eutectic alloy of sodium and potassium was chosen as the heat carrier because of its low melting point and the greatest technological sophistication. In addition, the SSC RF-IPPE has experience in operating space nuclear power plants with this coolant. An electromagnetic pump is used to pump the coolant along the circuit.
В качестве холодильника-излучателя использован теплотрубный радиатор-излучатель панельного типа. Радиатор состоит из 6 независимых панелей, каждая из которых имеет свой теплообменник. В теплообменнике тепло подводится от теплоносителя циркуляционного контура к коллекторным тепловым трубам, которые распределяют его по длине панели. От коллекторных тепловых труб тепло поступает на оребренные тепловые трубы-излучатели, которые затем сбрасывают его в космическое пространство. Особенностью данного холодильника-излучателя является использование легких тепловых труб-излучателей на основе углеродных композиционных материалов. Теплотрубные радиаторы-излучатели обладают повышенной надежностью, т.к. выход из строя одной или нескольких тепловых труб практически не сказывается на живучести реакторной системы (система охлаждения реактора продолжает работать), а лишь приводит к незначительному повышению общего уровня рабочих температур. As a refrigerator emitter, a heatpipe radiator-emitter of a panel type is used. The radiator consists of 6 independent panels, each of which has its own heat exchanger. In the heat exchanger, heat is supplied from the coolant of the circulation circuit to the collector heat pipes that distribute it along the length of the panel. From collector heat pipes, heat enters the finned heat pipes emitters, which then dump it into outer space. A feature of this refrigerator-emitter is the use of light heat pipes-emitters based on carbon composite materials. Heatpipe radiators emitters have increased reliability, because the failure of one or more heat pipes practically does not affect the survivability of the reactor system (the reactor cooling system continues to work), but only leads to a slight increase in the overall level of operating temperatures.
В таблицах 2-4 приведены массогабаритные и технические характеристики основных компонентов и систем реактора: литиевых тепловых труб, системы охлаждения ТРП с заявленными термоэмиссионными электрогенерирующими модулями и холодильника-излучателя. Tables 2-4 show the overall dimensions and technical characteristics of the main components and systems of the reactor: lithium heat pipes, TRP cooling systems with the declared thermionic power generating modules and a refrigerator-emitter.
Диаметр трубопровода D толщиной δ для подачи теплоносителя к теплообменнику радиатора и обратно составляет D×δ = 157×2 мм. Трубопровод изготавливается из нержавеющей стали типа 12Х18Н10Т. The diameter of the pipeline D with a thickness of δ for supplying the coolant to the radiator heat exchanger and vice versa is D × δ = 157 × 2 mm. The pipeline is made of stainless steel type 12X18H10T.
Сводные данные по техническим характеристикам отдельных систем энергоустановки и космической ядерной энергетической установки в целом в предлагаемом нами в качестве примера исполнения ТРП приведены в таблице 5. Summary data on the technical characteristics of individual systems of a power plant and a space nuclear power plant as a whole in our proposed TRP are shown in Table 5 as an example.
Технология изготовления многослойных элементов Ме-керамика-Ме на эмиттерах и Ме-керамика-Ме-керамика-Ме на коллекторах заявляемых термоэмиссионных электрогенерирующих модулей основана на газостатическом сцеплении слоев, согласованных по коэффициентам линейного расширения, или на основе вакуумной пайки разнородных слоев или на основе их комбинации. Она во многом аналогична известной нам технологии, описанной в работе авторов Н. Streckert, L. Begg, Ю. Николаев, В. Колосов и др. "Development and Testing of Conductively Coupled Multi-Cell TFE Components" // Space Technology and Applications International Forum - 2000, г. Альбукерк, США, 2000 г., сб. трудов, с. 1307-1312. В ней найдены технические решения изготовления многослойных систем с "мокрой" и "сухой" керамической электроизоляцией на основе Al2О3 при более высокой, чем в нашем случае, температуре 1770 К. Они использованы в многоэлементных ЭГК по другому назначению и, соответственно, с другим техническим эффектом, а именно в ТРП с встроенными в активную зону ЭГЭ с так называемым внутренним расположением ТВЭЛ.The manufacturing technology of multilayer Me-ceramics-Me elements on emitters and Me-ceramics-Me-ceramics-Me on collectors of the claimed thermionic electric power generating modules is based on gas-static bonding of layers matched by linear expansion coefficients, or on the basis of vacuum brazing of heterogeneous layers or based on them combinations. It is in many respects similar to the technology we know, described in the work of authors N. Streckert, L. Begg, Yu. Nikolaev, V. Kolosov et al. "Development and Testing of Conductively Coupled Multi-Cell TFE Components" // Space Technology and Applications International Forum - 2000, Albuquerque, USA, 2000, Sat proceedings, p. 1307-1312. It found technical solutions for the manufacture of multilayer systems with “wet” and “dry” ceramic electrical insulation based on Al 2 O 3 at a temperature higher than in our case, 1770 K. They are used in multi-element EGCs for a different purpose and, accordingly, with another technical effect, namely in TRP with integrated EGE with the so-called internal location of the fuel elements.
Сравнение предлагаемых нами устройств с прототипами и аналогами показывает, что термоэмиссионный электрогенерирующий модуль с отличительными признаками, приведенными в формуле изобретения, существенно превосходит их по всем показателям. Comparison of the devices we offer with prototypes and analogues shows that the thermionic electric power generating module with the distinctive features given in the claims substantially exceeds them in all respects.
Claims (11)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000116664/06A RU2187156C2 (en) | 2000-06-29 | 2000-06-29 | Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2000116664/06A RU2187156C2 (en) | 2000-06-29 | 2000-06-29 | Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) |
Publications (2)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2000116664A RU2000116664A (en) | 2002-04-27 |
| RU2187156C2 true RU2187156C2 (en) | 2002-08-10 |
Family
ID=20236833
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2000116664/06A RU2187156C2 (en) | 2000-06-29 | 2000-06-29 | Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2187156C2 (en) |
Cited By (6)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2465677C1 (en) * | 2011-06-03 | 2012-10-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to generate mode of operation for heat emission power-generating channel |
| RU2547836C2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-04-10 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Nuclear fission reactor, vented fuel module of nuclear fission and methods and system of said vented fuel module |
| RU2592069C2 (en) * | 2014-10-15 | 2016-07-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" | Space nuclear dual-mode power plant of transport-power module |
| RU2650885C1 (en) * | 2017-08-03 | 2018-04-18 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского | Nuclear reactor with direct transformation of energy outside the active zone |
| 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 |
| CN111066092A (en) * | 2018-08-16 | 2020-04-24 | 俄罗斯联邦国家科学中心-以A·I·利普斯基命名的物理和动力工程研究所股份公司 | Nuclear reactor core |
-
2000
- 2000-06-29 RU RU2000116664/06A patent/RU2187156C2/en active
Cited By (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| RU2547836C2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-04-10 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Nuclear fission reactor, vented fuel module of nuclear fission and methods and system of said vented fuel module |
| RU2548011C2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-04-10 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Nuclear fission vented fuel module |
| RU2550340C2 (en) * | 2009-08-28 | 2015-05-10 | ТерраПауэр, ЭлЭлСи | Nuclear fission reactor, vented fuel module of nuclear fission and methods and system of said vented fuel module |
| RU2465677C1 (en) * | 2011-06-03 | 2012-10-27 | Федеральное государственное бюджетное учреждение "Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" | Method to generate mode of operation for heat emission power-generating channel |
| RU2592069C2 (en) * | 2014-10-15 | 2016-07-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" | Space nuclear dual-mode power plant of transport-power module |
| RU2650885C1 (en) * | 2017-08-03 | 2018-04-18 | Акционерное общество "Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского | Nuclear reactor with direct transformation of energy outside the active zone |
| 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 |
| CN111066092A (en) * | 2018-08-16 | 2020-04-24 | 俄罗斯联邦国家科学中心-以A·I·利普斯基命名的物理和动力工程研究所股份公司 | Nuclear reactor core |
| EP3839978A4 (en) * | 2018-08-16 | 2022-07-13 | Joint Stock Company "State Scientific Centre of the Russian Federation - Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Lezpunsky" | Nuclear reactor core |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| RU2159479C2 (en) | Thermionic reactor | |
| US3113091A (en) | Nuclear reactor and thermionic fuel element therefor | |
| EP0306624A1 (en) | Stacked vapor fed amtec modules | |
| US5441575A (en) | AMTEC vapor-vapor series connected cells | |
| Bankston et al. | Experimental and systems studies of the alkali metal thermoelectric converter for aerospace power | |
| JPH03235682A (en) | Alkaline metal thermoelectric generation set | |
| KR20230049652A (en) | Thermal Power Conversion System Including Heat Pipes and Photovoltaic Cells | |
| RU2187156C2 (en) | Thermionic power-generating module for nuclear reactor core and external thermionic heat-to-power conversion system (alternatives) | |
| El-Genk et al. | AMTEC/TE static converters for high energy utilization, small nuclear power plants | |
| US3234412A (en) | Thermionic conversion nuclear reactor | |
| RU2592071C2 (en) | Space nuclear dual-mode power plant of transport-power module | |
| CN115295852B (en) | SOFC (solid oxide Fuel cell) stack module and operation method thereof | |
| US8778550B2 (en) | Battery of fuel cells | |
| Yarygin et al. | New generation of space thermionic nuclear power plants with the out-of-core power generating systems | |
| Gryaznov et al. | Thermoemission reactor-converters for nuclear power units in outer space | |
| Yarygin et al. | New-generation space thermionic nuclear power systems with out-of-core electricity generating systems | |
| Giglio et al. | Update of the design of the AMTEC converter for use in AMTEC radioisotope power systems | |
| Lasecki et al. | A one hundred watt sodium heat engine | |
| CN112635093B (en) | Based on 90 Temperature difference power generation device of Sr isotope | |
| US3590286A (en) | Thermionic converter cells for nuclear reactor | |
| Tang et al. | Thermal-Hydraulic Analysis of TOPAZ-II With Modified RELAP5 | |
| El-Genk et al. | Analyses of static energy conversion systems for small nuclear power plants | |
| RU2129740C1 (en) | Space-based nuclear power plant | |
| Kroeger et al. | An out-of-core version of a six cell heat-pipe heated thermionic converter array | |
| Johnson | The Alkali Metal Thermoelectric Converter (AMTEC) Radioisotope Thermoelectric Generator (RTG) |
Legal Events
| Date | Code | Title | Description |
|---|---|---|---|
| PD4A | Correction of name of patent owner | ||
| PC43 | Official registration of the transfer of the exclusive right without contract for inventions |
Effective date: 20160315 |