RU2713878C1 - Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки - Google Patents
Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки Download PDFInfo
- Publication number
- RU2713878C1 RU2713878C1 RU2019124618A RU2019124618A RU2713878C1 RU 2713878 C1 RU2713878 C1 RU 2713878C1 RU 2019124618 A RU2019124618 A RU 2019124618A RU 2019124618 A RU2019124618 A RU 2019124618A RU 2713878 C1 RU2713878 C1 RU 2713878C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- mode
- reactor
- power
- nominal
- egc
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21D—NUCLEAR POWER PLANT
- G21D1/00—Details of nuclear power plant
-
- 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
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Изобретение относится к способу эксплуатации термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим. В процессе эксплуатации на номинальном режиме осуществляют непрерывный мониторинг тепловой и электрической мощности реактора и по мере выхода из строя отдельных наиболее энергонапряженных электрогенерирующих элементов термоэмиссионных электрогенерирующих каналов ЭГК и падения электрической мощности на ≥50 Вт с помощью системы автоматического управления с использованием незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме увеличивают тепловую мощность реактора из условия сохранения постоянного значения выходной электрической мощности номинального режима в ресурсе. Увеличение тепловой мощности осуществляют в пределах разности проектных значений тепловой мощности реактора на форсированном и номинальном режимах эксплуатации. Техническим результатом является достижение длительного (7-10 лет) ресурса ТРП со встроенными в активную зону реактора ЭГК с эмиттерными оболочками из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена при сохранении постоянной выходной электрической мощности на номинальном ресурсоопределяющем режиме работы ЭГК. 2 з.п. ф-лы, 3 ил.
Description
Изобретение относится к области ядерной техники, а более конкретно - к ядерной энергетической установке (ЯЭУ) на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП), преобразующего тепловую энергию в электрическую, и может быть использовано при разработке двухрежимных ТРП со встроенными в активную зону реактора термоэмиссионными электрогенерирующими каналами (ЭГК).
Для решения задач ближнего космоса известны двухрежимные ядерные энергетические установки, такие как ЯЭУ-25, ЯЭУ-50, работающие на форсированном режиме в течение 0,5-1,0 года и на номинальном - в течение 7-10 лет [Васильковский B.C., Андреев П.В., Зарицкий Г.А. и др. Проблемы космической энергетики и роль ядерных энергетических установок в их решении: Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе - 2005», том 1, с. 20-25]. ЭГК таких установок состоят из последовательно скоммутированных девяти электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), геометрические размеры которых выбраны из условия равенства генерируемой в них электрической мощности в обеспечение длительного ресурса. Как показывают расчеты, электрическая мощность таких ЭГЭ составляет ~ 50 Вт.
На современном уровне техники основная задача разработки ТРП заключается в достижении длительного ресурса в сочетании с энергомассовым совершенством конструкции и приемлемыми экономическими затратами. На решение этой общей проблемной задачи направлены, в частности, следующие технические решения, обеспечивающие повышенную в ресурсе пространственную стабильность эмиттерной оболочки термоэмиссионного твэла - основного элемента ТРП, во многом определяющего его работоспособность и массогабаритные характеристики:
- Использование в качестве материала эмиттерной оболочки упрочненного монокристаллического вольфрамового сплава W-Nb, обеспечивающего заданный длительный ресурс за счет перераспределения во внутренний свободный объем твэла распухающего топлива без воздействия на характер структурных изменений диоксида урана. [Гонтарь А.С., Гриднев А.А., Ракитская Е.М. и др. Оптимизация структуры диоксида урана применительно к твэлу термоэмиссионного реактора-преобразователя. - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 4, с. 264-268]. Указанная оболочка является сложной в изготовлении и дорогостоящей в связи с необходимостью использования вразрабатываемом ТРП изотопного вольфрама 184W, обладающего малым сечением захвата тепловых нейтронов.
- Формирование оптимальной структуры диоксида урана в топливном сердечнике, выполненном с термически стабилизированной пористостью (10-20) % и преобладающим размером пор (20-60) мкм при ядерном нагреве штатного твэла до (1600-1850)°С в течение (50-300) часов. При выполнении указанных условий в сердечнике формируется столбчатая структура с уменьшенной шириной зерна (≤100 мкм) против (200-300) мкм в случае ординарного диоксида урана и штатных режимов эксплуатации ЭГК [Патент RU 2260862 «Способ формирования микроструктуры сердечника тепловыделяющего элемента»; Гонтарь А.С., Гриднев А.А., Гутник B.C. и др.; МПК G21C 3/58, опубл. 20.09.2005]. Достигнутое при этом уменьшение ширины столбчатых зерен приводит к возможности использования в качестве материала эмиттерной оболочки более технологичного в изготовлении и более дешевого монокристаллического сплава Мо+(3-6)% масс. Nb (МН3, МН6) на основе естественного молибдена [Гонтарь А.С, Нелидов М.В., Николаев Ю.В. и др. Конструкционные и топливные материалы твэлов термоэмиссионных ЯЭУ. - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 5, с. 365-371].
- Возможность использования в качестве материала эмиттерной оболочки сплава на основе молибдена (МН3, МН6) вместо вольфрамового сплава W-Nb достигается также путем оптимизации распределения пористости и размера пор диоксида урана по длине ЭГК. В этом случае сердечники из диоксида урана крайних электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) по одному с каждой стороны ЭГК выполняют с пористостью (3-5)% при преимущественном размере пор (5-10) мкм. Сердечники остальных ЭГЭ выполняют с размером пор (20-60) мкм, а пористость в них выбирают из условия сохранения загрузки топлива как в прототипном варианте исполнения ЭГК, в котором пористость равномерно распределена по длине ЭГК.
В этом техническом решении снижение деформации эмиттерной оболочки достигается за счет выбора оптимального сочетания величины пористости и размера пор в ЭГЭ с различной энергонапряженностью по длине ЭГК [Патент RU 2597875 «Многоэлементный электрогенерирующий канал термоэмиссионного реактора-преобразователя»; Выбыванец В.И., Гонтарь А.С, Колесников Е.Г. и др.; МПК H01J 45/00, опубл. 20.09.2016].
Общий недостаток указанных конструктивных вариантов твэла с эмиттерной оболочкой из монокристаллического сплава на основе Мо, таких как МН3, МН6 и топливом на основе пористого диоксида урана (в сочетании со свободным объемом в виде центрального канала в сердечнике) заключается в ограничении допустимой энергонапряженности ЭГК при реализованных запасах реактивности на проектирование разрабатываемого реактора [Выбыванец В.И., Гонтарь А.С, Еремин С.А. и др. Базовый электрогенерирующий канал двухрежимных термоэмиссионных ЯЭУ. Научно-технические проблемы разработки и создания: - Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе - 2005», Москва - Подольск, 2005, том. 1, с. 79-82]. Этот недостаток проявляется в том, что ЭГК, расположенные в центральных рядах ТРП, где коэффициент неравномерного тепловыделения по радиусу реактора kr более 1,0, не достигают, как показывают расчеты, заданного ресурса 7-10 лет.
Проблематичной также является возможность решения поставленной задачи путем увеличения в активной зоне реактора суммарного свободного объема (пористость в топливе и центральный канал в сердечнике) свыше принятых 30% из соображений обеспечения ядерной безопасности при аварийной ситуации, связанной с попаданием реактора в воду.
Работа ТРП со встроенными в активную зону реактора ЭГК с эмиттерными оболочками из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена осуществляется путем эксплуатации ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим. Из-за относительно малой продолжительности форсированного режима, отказы наиболее напряженных ЭГК, вызванные коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника, не наблюдаются. Однако при эксплуатации ТРП на номинальном ресурсоопределяющем режиме с течением времени происходит отказ наиболее энергонапряженных ЭГК, вызванный коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника.
Задачей настоящего изобретения является достижение длительного (7-10 лет) ресурса ТРП со встроенными в активную зону реактора ЭГК с эмиттерными оболочками из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена при сохранении постоянной выходной электрической мощности на номинальном ресурсоопределяющем режиме работы ЭГК.
Для решения поставленной задачи авторами предложен способ эксплуатации ТРП с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующем выводом на номинальный режим, в котором, согласно изобретению, в процессе эксплуатации на номинальном режиме осуществляют непрерывный мониторинг тепловой и электрической мощности реактора и, по мере выхода из строя отдельных наиболее энергонапряженных электрогенерирующих элементов ЭГК и падения электрической мощности на ≥50 Вт, с помощью системы автоматического управления с использованием незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме, увеличивают тепловую мощность реактора из условия сохранения постоянного значения выходной электрической мощности номинального режима в ресурсе, при этом увеличение тепловой мощности осуществляют в пределах разности проектных значений тепловой мощности реактора на форсированном и номинальном режимах эксплуатации.
В качестве упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена для эмиттерных оболочек ЭГК используют монокристаллический сплав Мо+(3-6)% масс. Nb, такой как МН3 или МН6.
В качестве незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме используют холодильник-излучатель ЯЭУ.
Осуществление изобретения.
Типичная принципиальная схема термоэмиссионной космической ЯЭУ, поясняющая сущность предложенного способа эксплуатации такого ТРП, представлена в монографии [Синявский В.В. Методы и средства экспериментальных исследований термоэмиссионных сборок. - М.: Энергоатомиздат, 2000. - 375 с.].
Согласно предложенному способу эксплуатация реактора на форсированном режиме осуществляется, как в прототипе, при постоянной тепловой и соответственно электрической мощности, так как из-за относительно малой продолжительности форсированного режима отказы наиболее напряженных ЭГК, вызванные коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника не наблюдаются. Последующий номинальный режим существенно менее энергонапряженный, поэтому разработанный на параметры форсированного режима холодильник-излучатель для сброса непреобразованного тепла задействован при эксплуатации на номинальном режиме лишь частично, т.е. в большей части ресурса является балластным элементом конструкции. В то же время большая продолжительность номинального режима приводит, как показывают расчетно-экспериментальные исследования, к недопустимо высокой радиальной деформации эмиттерной оболочки из молибденового сплава, выходу из строя отдельных ЭГЭ в наиболее энергонапряженных ЭГК и падения электрической мощности, как указывалось, на ≥50 Вт и соответственно к снижению выходной электрической мощности ТРП.
В предложенном способе для восстановления выходной электрической мощности до заданного значения на номинальном режиме с помощью присутствующей в составе ТРП системы автоматического управления реактором увеличивают тепловую мощность ТРП с использованием незадействованного резерва по тепловой мощности, сбрасываемой холодильником-излучателем. При этом электрическая мощность работоспособных ЭГК увеличивается, что обеспечивает заданную электрическую мощность ТРП. Как показывают расчетно-экспериментальные исследования авторов при восстановлении выходной электрической мощности ТРП рабочая температура и тепловая мощность работоспособных ЭГК возрастают незначительно, что и позволяет достигать заданный длительный ресурс ТРП при использовании более технологичных в изготовлении и более дешевых эмиттерных оболочек из монокристаллического сплава на основе молибдена, такого как МН3 или МН6.
В обоснование предложенного способа представлены результаты расчета ресурсного поведения ЭГК в составе ТРП, из которых следует, что при выходе из строя наиболее энергонапряженных ЭГЭ в составе ЭГК, из-за деформации эмиттерных оболочек выше допустимой, заданную электрическую мощность обеспечивают оставшиеся работоспособными ЭГЭ за счет повышения тепловой мощности ТРП. Расчеты проведены по разработанной авторами и используемой при разработке ЯЭУ космического назначения комплексной компьютерной программе ресурсного поведения ЭГК, взаимосогласованно учитывающей основные ресурсоопределяющие процессы, такие как: распухание топлива, кинетику изменения структуры и пористости топлива, влияние напряженного состояния топлива на скорость распухания, массоперенос топлива в полости твэла и вынос топлива за его пределы под воздействием высокой температуры и ее градиентов, изменения величины межэлектродного зазора, вызванного деформацией эмиттерной оболочки [Гонтарь А.С., Давыдов А.А., Зазноба В.А., Нелидов М.В., Сотников В.Н. Компьютерное моделирование ресурсного поведения многоэлементного ЭГК на основе диоксида урана. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, выпуск 1, январь-март 2014, с. 18-25; Гонтарь А.С., Зазноба В.А., Нелидов М.В., Давыдов А.А., Сотников В.Н. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ KIM_TFE №2018664164. Дата государственной регистрации в Реестре программ для ЭВМ 12 ноября 2018 г.].
Требуемое увеличение тепловой мощности в конце ресурса на ~ 15% для реализации предложенного технического решения требует повышения тепловой энергии реактора на ~ 3%, что может быть обеспечено увеличением обогащения топлива.
Сущность предложенного технического решения иллюстрируется чертежами, на которых представлены результаты расчета применительно к ТРП для ЯЭУ-25 с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена.
На фиг. 1 представлена максимальная радиальная деформация эмиттерных оболочек электрогенерирующих элементов для наиболее энергонапряженного ЭГК с kr=1,12 в составе ТРП. Как видно из рисунка, приблизительно через четыре с половиной года радиальная деформация эмиттерной оболочки ЭГЭ №5 достигает предельно допустимого значения, в результате чего данный ЭГЭ перестает генерировать электроэнергию. По мере увеличения времени работы ТРП из строя последовательно начинают выходить ЭГЭ №4, 6, 3, 7, 2, 8. К концу ресурса работоспособными остаются только ЭГЭ №1 и 9. Для поддержания заданной электрической мощности ТРП в течение всего ресурса его тепловая мощность должна увеличиваться по мере выхода из строя ЭГЭ.
На фиг. 2 представлено изменение тепловой мощности ТРП в ресурсе. Как видно из рисунка подъем тепловой мощности начинается после четырех с половиной лет работы реактора. Для поддержания заданной выходной электрической мощности ТРП тепловая мощность к концу номинального режима должна быть увеличена приблизительно на 15%.
На фиг. 3 представлены значения радиальной деформации эмиттерных оболочек ЭГЭ ЭГК с kr=1,0 при подъеме тепловой мощности, представленной на фиг. 2. Деформация эмиттерных оболочек ЭГЭ в ЭГК с kr<1 также не превышает допустимого значения. Поэтому все ЭГЭ ЭГК с kr≤1 продолжают генерировать электроэнергию, что и обеспечивает заданную электрическую мощность ТРП в течение всего ресурса.
Claims (3)
1. Способ эксплуатации двухрежимного ТРП с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена для ЯЭУ, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим, отличающийся тем, что в процессе эксплуатации на номинальном режиме осуществляют непрерывный мониторинг тепловой и электрической мощности реактора и по мере выхода из строя отдельных наиболее энергонапряженных электрогенерирующих элементов электрогенерирующего канала и падения электрической мощности на ≥50 Вт с помощью системы автоматического управления с использованием незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме увеличивают тепловую мощность реактора из условия сохранения постоянного значения выходной электрической мощности номинального режима в ресурсе, при этом увеличение тепловой мощности осуществляют в пределах разности проектных значений тепловой мощности реактора на форсированном и номинальном режимах эксплуатации.
2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что эмиттерные оболочки ЭГК выполнены из монокристаллического сплава Мо+(3-6)% масс. Nb, такого как МН3 или МН6.
3. Способ по п. 1, отличающийся тем, что в качестве незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме используют холодильник-излучатель ЯЭУ.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019124618A RU2713878C1 (ru) | 2019-08-02 | 2019-08-02 | Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2019124618A RU2713878C1 (ru) | 2019-08-02 | 2019-08-02 | Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки |
Publications (1)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2713878C1 true RU2713878C1 (ru) | 2020-02-10 |
Family
ID=69625215
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2019124618A RU2713878C1 (ru) | 2019-08-02 | 2019-08-02 | Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2713878C1 (ru) |
Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2260862C1 (ru) * | 2004-01-20 | 2005-09-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ формирования микроструктуры сердечника тепловыделяющего элемента |
WO2015134047A1 (en) * | 2014-03-03 | 2015-09-11 | Blacklight Power, Inc. | Photovoltaic power generation systems and methods regarding same |
RU2583891C1 (ru) * | 2014-12-30 | 2016-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ определения внутренних параметров и выходных характеристик цилиндрического термоэмиссионного преобразователя |
RU2592071C2 (ru) * | 2014-10-15 | 2016-07-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" | Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля |
-
2019
- 2019-08-02 RU RU2019124618A patent/RU2713878C1/ru active
Patent Citations (4)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2260862C1 (ru) * | 2004-01-20 | 2005-09-20 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ формирования микроструктуры сердечника тепловыделяющего элемента |
WO2015134047A1 (en) * | 2014-03-03 | 2015-09-11 | Blacklight Power, Inc. | Photovoltaic power generation systems and methods regarding same |
RU2592071C2 (ru) * | 2014-10-15 | 2016-07-20 | Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева" | Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля |
RU2583891C1 (ru) * | 2014-12-30 | 2016-05-10 | Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") | Способ определения внутренних параметров и выходных характеристик цилиндрического термоэмиссионного преобразователя |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
JP5703512B2 (ja) | 実効中性子増倍係数の制御を伴う加速器駆動原子力システム | |
US20110002432A1 (en) | Incore instrument core performance verification method | |
JP2013501234A (ja) | プルトニウム−平衡サイクルに達するための加圧水型原子炉を操作する方法 | |
ES466129A1 (es) | Metodo de explotacion de un reactor nuclear para permitir elseguimiento de carga | |
JPS5945956B2 (ja) | 原子炉燃料の調整法 | |
RU2713878C1 (ru) | Способ эксплуатации двухрежимного термоэмиссионного реактора-преобразователя для ядерной энергетической установки | |
Maksimov et al. | Principles of controlling fuel-element cladding lifetime in variable VVER-1000 loading regimes | |
RU2592071C2 (ru) | Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля | |
Rabir et al. | The neutronics effect of TRISO duplex fuel packing fractions and their comparison with homogeneous thorium‐uranium fuel | |
US20230335304A1 (en) | Method for improving the withstanding capability of the cladding material in the fast neutron irradiation environment | |
Nishimura et al. | Core performance study of HTGR-SiC for higher burn up: thorium based fuel loading pattern | |
Zhou et al. | Оptimization of power control program switching for a WWER-1000 under transient operating conditions | |
RU2347292C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
RU2597875C1 (ru) | Многоэлементный электрогенерирующий канал термоэмиссионного реактора-преобразователя | |
RU2634848C1 (ru) | Термоэмиссионный тепловыделяющий элемент | |
Marshall | Advanced test reactor capabilities and future operating plans | |
RU2743211C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
Hartanto et al. | A physics study on alternative reflectors in a compact sodium-cooled breed-and-burn fast reactor | |
JP2012168100A (ja) | 原子炉および発電設備 | |
RU2266575C1 (ru) | Способ осуществления топливного цикла ядерного канального реактора | |
Pal et al. | Physics design of a safe and economic thorium reactor | |
Petrovic et al. | IRIS. Progress in licensing and toward deployment | |
MEIER | D2 0 REACTOR PHYSICS ACTIVITIES IN SWITZERLAND | |
Alekseev et al. | Optimization and long-life validation methods for EGC | |
Popa-Simil et al. | Solid Micro-Beads Hetero-Structure Fuel for Ultra-High Temperature Applications |