RU2415499C1

RU2415499C1 - Способ эксплуатации термоэлектрохимического генератора (тэхг) при ионизирующем излучении

Info

Publication number: RU2415499C1
Application number: RU2010114762/07A
Authority: RU
Inventors: Виктор Тихонович Ворогушин (RU); Виктор Тихонович Ворогушин; Галина Борисовна Тельнова (RU); Галина Борисовна Тельнова; Константин Александрович Солнцев (RU); Константин Александрович Солнцев
Original assignee: Учреждение Российской академии наук Институт металлургии и материаловедения им. А.А. Байкова РАН
Priority date: 2010-04-14
Filing date: 2010-04-14
Publication date: 2011-03-27

Abstract

Изобретение относится к области преобразования тепловой и ядерной энергий в электрическую энергию. Техническим результатом изобретения является повышение эффективности преобразования и снижение радиационной опасности. Согласно изобретению способ эксплуатации термоэлектрохимического генератора (ТЭХГ) при ионизирующем излучении, содержащего анодную полость, заполненную жидким натрием, соединенную каналом с холодильником-конденсатором, отделенную керамическим электролитом на основе натриевого β-глинозема от катодной полости, заполненной жидкометаллическим сплавом, в частности на основе висмута, и соединенную паропроводом паров натрия с холодильником-конденсатором, в катодную и в анодную полость вводят ядерное горючее, в частности уран235 или его соединения в виде шаров диаметром 5-25 мм методом засыпки, после чего указанный ТЭХГ выполняет роль ТВЭЛ, из этих ТВЭЛ набирают критическую массу самостоятельного реактора-генератора.

Description

Изобретение относится к области преобразования ядерной и тепловой энергии в электрическую энергию.

Известен способ эксплуатации АЭС, в которых вся высокопотенциальная энергия преобразуется в сравнительно низкопотенциальную тепловую энергию, которая затем преобразуется в механическую и электрическую энергию. Причем тепло от активной зоны ядерного реактора отводится к турбогенераторной системе контурами жидкометаллических теплоносителей, в частности на основе натрия. [Т.Р.Вамп. «Третье поколение реакторов-размножителей», журнал «Физика атомного ядра и плазмы». Москва, 1974, выпуск №10, с.66].

Радиоактивные контуры увеличивают тепловые потери, снижают кпд, ухудшают весогабаритные показатели и увеличивают вероятность радиоактивных утечек. На границе раздела между натриевым теплоносителем и водой, при утечке натрия, создается опасность взрыва. В ядерных реакторах с быстрыми нейтронами для атомных подводных лодок в качестве теплоносителя используется сплав, на основе висмута, что устраняет взрывной характер взаимодействия при утечке теплоносителя [А.В.Родников, Г.И.Тишинский. «Модульные реакторы малой мощности», журнал «Атомная стратегия XXI», апрель 2005, с.13]

Известен способ эксплуатации ТЭХГ, содержащего анодную подогреваемую полость, заполненную жидким натрием, соединенную каналом с холодильником-конденсатором и отделенную керамическим электролитом на основе β-глинозема от подогреваемой катодной полости, заполненной натрий-висмутовым сплавом, в котором парциальное давление паров натрия определяет температура холодильника-конденсатора. Чем больше разность температуры подогрева и температуры холодильника-конденсатора, тем больше разность давлений паров натрия между катодной и анодной полостью, тем больше эдс и свободная энергия этой электрохимической системы [Л.И.Антропов. «Теоретическая электрохимия», «Высшая школа», Москва, 1975, с.194].

В разрабатываемых ТЭХГ парциальное давление паров натрия в анодной полости в условиях земной гравитации уравновешивает столб жидкого натрия, по которому натрий поступает из холодильника-конденсатора в анодную полость. Чем выше температура в анодной полости, тем выше должен быть этот столб жидкого натрия. При температуре 900 К его высота должна быть не менее 0,5 метра, а при температуре 1000 К соответственно не менее двух метров.

Температура холодильника-конденсатора должна быть выше температуры плавления натрия, т.е. порядка 400 К. При верхней температуре термодинамического цикла 1000 К и нижней температуре 400 К кпд цикла Карно η_к равен 0,6 (60%).

В процессе генерирования электрической энергии свободная энергия в электрическую преобразуется не полностью, а с коэффициентом η_э, который равен отношению вырабатываемой электрической энергии к свободной энергии. Чем больше мощность ТЭХГ, тем меньше η_э, поскольку с увеличением мощности растут потери так называемого тепла Ленца-Джоуля Q_лд, которое является мерой необратимости электрохимических процессов и пропорционально (1-η_э).

Принято считать, что тепло Q_лд безвозмездно теряется, снижая и суммарный кпд, который примет вид:

η_Σ=η_кη_э.

При η_к=0,6 (60%) и η_э=0,6 (60%), η_Σ=0,36 (36%), что составляет 0,6 (60%) от кпд цикла Карно.

Если процессы генерирования электрической энергии протекают при максимальной температуре цикла, то тепло Q_лд так же выделяется при максимальной температуре и может быть полностью утилизировано в самом термодинамическом цикле, повышая суммарное предельное значение его кпд до величины:

η_Σ=η_кη_э/1-η_к(1-η_э)

[В.Т.Ворогушин «Термоэлектрохимические генераторы и предельный кпд термодинамического цикла с необратимыми процессами», журнал «Инженер», 2004, апрель, с.36, июнь с.31]. При η_к=0,6(60%), η_э=0,6 (60%), η_Σ=0,474 (47,4%), что составляет 0,79 (79%) от кпд цикла Карно. Способ эксплуатации рассматриваемого выше ТЭХГ наиболее близок к предлагаемому способу эксплуатации ТЭХГ. Однако в этом ТЭХГ, выбранном в качестве прототипа, подвод тепла к генератору от ядерного реактора, как и во всех известных преобразователях, осуществляется радиоактивными контурами, что увеличивает потери тепла, снижает кпд, ухудшает весогабаритные показатели и оставляет вероятность радиоактивных утечек.

Известно, что энергия ионизирующего излучения на один акт деления атома урана235 составляет 200 МэВ (Энергия быстрых нейтронов - 5 МэВ, γ-лучей - 10 МэВ, β-лучей и нейтрино частиц - 18 МэВ и осколков деления - 166 МэВ). [Р.Мэррей. «Введение в ядерную технику». И∗Л Москва, 1955, с.62]. Таким образом энергия ионизирующего излучения, возникающая при делении атома урана 235, на несколько порядков больше энергии связи атомов натрия со сплавом висмута и энергии связи валентных электронов с ядром атома натрия [Р.Л.Плацман. «Что такое ионизирующее излучение?» журнал «Физика атомного ядра и плазмы» М.: «Наука», 1974, с.3].

Задачей изобретения является создание способа эксплуатации ТЭХГ при ионизирующем излучении.

Техническим результатом является повышение кпд, уменьшение радиационной опасности, улучшение весогабаритных параметров.

Технический результат достигается тем, что в ТЭХГ, содержащем анодную полость, заполненную жидким натрием, соединенную каналом с холодильником-конденсатором, отделенную керамическим электролитом на основе натриевого β-глинозема от катодной полости, заполненной жидкометаллическим сплавом, в частности на основе висмута, и соединенную паропроводом паров натрия с холодильником-конденсатором в катодную и в анодную полость вводят ядерное горючее, в частности уран235 или его соединения в виде шаров диаметром 5-25 мм, после чего указанный ТЭХГ выполняет роль твэла, из этих твэлов набирают критическую массу самостоятельного ядерного реактора-генератора.

Эксплуатация ТЭХГ по предлагаемому способу осуществляется следующим образом: после набора критической массы и в анодной, и в катодной полости протекает ядерная реакция с выделением энергии ионизирующего излучения, которая разрывает связи валентных электронов с ядром атома натрия и связи атомов натрия с натрий-висмутовым сплавом.

В результате этих реакций происходит накопление ионов натрия и электронов в анодной полости, испарение натрия со сплава и уменьшение концентрации ионов натрия в катодной полости, т.е. увеличивается свободная энергия и эдс электрохимической системы. При замыкании внешней нагрузкой катодной и анодной полости электроны из анодной полости перетекают в катодную полость, создавая электрический ток, а ионы натрия через керамический электролит перетекают в сплав катодной полости, захватывают электроны, поступающие через внешнюю нагрузку, рекомбинируются до атомов и взаимодействуют со сплавом. Под воздействием теплоты и энергии ионизирующего излучения натрий испаряется из сплава и конденсируется в холодильнике-кондесаторе. Затем сконденсированный натрий, в условиях земной гравитации, поступает в анодную полость, и цикл повторяется. Предельный суммарный кпд согласно предлагаемому способу эксплуатации ТЭХГ примет вид:

η_Σ=ηη_э+(1-nη_э)η_кη_э/1-η_к(1-η_э),

где n - часть ядерной энергии, прямо преобразуемой в свободную энергию, ηη_э - кпд ядерноэлектрохимического цикла, (1-nη_э)η_кη_э/_1-η_к(1-η_э) - кпд термоэлектрохимического цикла.

При полной утилизации тепла Q_лд и n=0,1(10%) суммарный кпд увеличивается до 50,5%, что составляет 84% от кпд цикла Карно; при n=0,2(20%) суммарный к.п.д. увеличивается до 53,7%, что составляет 89,5% от кпд цикла Карно.

При реализации предлагаемого способа эксплуатации ТЭХГ выполняет роль твэла-генератора, образуя реактор-генератор, в котором устранены радиоактивные контуры, что уменьшает вероятность радиоактивных утечек, увеличивает прямое преобразование ядерной энергии в электрическую и соответственно суммарный кпд энергоустановки.

Высокий кпд и повышенная радиационная безопасность позволяет рассматривать предлагаемый способ эксплуатации для энергоустановок малой энергетики [Журнал «Атомная стратегия ХХI». «Как оживить малую энергетику» 2005, март, с.3].

Благодаря практически бесшумной работе и низкой температуре отводимого тепла, ТЭХГ, использующий предлагаемый способ эксплуатации, может найти применение в качестве тяговых ядерных энергоустановок для подводных лодок. У субмарины с ядерным реактором-генератором повышается автономность подводного плавания и уменьшается возможность обнаружения ее противником как акустическими приемниками, так и по тепловому следу.

Claims

Способ эксплуатации термоэлектрохимического генератора (ТЭХГ) при ионизирующем излучении, содержащего анодную полость, заполненную жидким натрием, соединенную каналом с холодильником-конденсатором, отделенную керамическим электролитом на основе натриевого β-глинозема от катодной полости, заполненной жидкометаллическим сплавом, в частности на основе висмута, и соединенную паропроводом паров натрия с холодильником-конденсатором, отличающийся тем, что в катодную и в анодную полости перед эксплуатацией вводят ядерное горючее, в частности уран 235 или его соединения в виде шаров, после чего указанный ТЭХГ выполняет роль ТВЭЛ, из этих ТВЭЛов набирают критическую массу самостоятельного ядерного реактора-генератора.