Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля

Изобретение относится к космической технике и может быть использовано при создании энергетических и двигательных установок для решения двух задач: для доставки космических аппаратов (КА) на орбиту и последующего длительного энергообеспечения аппаратуры КА. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП), включающий активную зону (АЗ) и отражатель нейтронов. АЗ набрана из двух групп электрогенерирующих сборок последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) - центральных и периферийных. Центральная группа ЭГС набрана с ресурсом работы, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей энергетического режима длительного энергоснабжения. Дополнительно в АЗ, в ее среднюю часть, введена средняя группа ЭГС с равномерно расположенными бустерными твэлами (БТ). ЭГЭ содержат равное объемное содержание топливного материала (ТМ) на основе UO2, не превышающее в исходном состоянии 60% теоретически плотного. Технический результат - увеличение запаса надкритичности ТРП (Кэф) с уменьшением его массогабаритных характеристик. 4 з.п. ф-лы, 6 ил.

 

Изобретение относится к космической и атомной технике и может быть использовано при создании космических энергетических и двигательных установок.

Известна космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ), используемая как для выведения космического аппарата (КА) на рабочую орбиту, так и для последующего длительного энергообеспечения его аппаратуры и включающая ядерный реактор с совмещенным в активной зоне термоэмиссионным преобразователем (ТЭП), описанная в [1]. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, радиационную защиту (РЗ), циркуляционную систему охлаждения (СО) с электромагнитным насосом (ЭМН) и холодильником-излучателем (ХИ) на основе тепловых труб (ТТ). В отражателе термоэмиссионного реактора-преобразователя размещены исполнительные органы системы управления и защиты (СУЗ) ТРП в виде поворотных цилиндров с нейтронопоглощающими вставками (НИВ). Термоэмиссионный реактор-преобразователь служит источником электроэнергии потребителей транспортного режима с номинальным уровнем электрической мощности и потребителей режима длительного энергоснабжения с пониженным уровнем электрической мощности. При этом активная зона (АЗ) термоэмиссионного реактора-преобразователя образована из электрогенерирующих сборок (ЭГС), включающих последовательно соединенные электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) с эмиттерной оболочкой, внутри которой размещен топливный материал (ТМ), а система коммутации ЭГС снабжена токовыводами. АЗ ТРП набрана из двух групп ЭГС: периферийной и центральной с разными ресурсами работы. Центральные ЭГС размещены в центре АЗ с ресурсом работы, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (обычно это 0,5-1,5 года), а периферийные ЭГС размещены на периферии АЗ с ресурсом, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей режима длительного энергоснабжения (ресурс 10-15 лет). ЭГЭ периферийных ЭГС содержит пониженное относительно ЭГЭ центральных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ центральных ЭГС может достигать 70-85%, а объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС не превышает 50%. В ЭГЭ центральных ЭГС твэлы выполнены герметичными, а в ЭГЭ периферийных ЭГС твэлы выполнены или герметичными или снабжены газоотводным устройством (ГОУ), выполненным, например, в виде центральной трубки. Толщина эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС в 1,2-2 раза больше, чем в ЭГЭ центральных ЭГС.

Недостатком предложенного в [1] технического решения является высокая неравномерность плотности тепловыделения по радиусу АЗ ТРП в сравнении с ТРП с равномерным распределением ТМ по радиусу АЗ. Причем максимальная плотность нейтронного потока в центральной области АЗ будет повышена в силу расположения в центральной части АЗ сборок ЭГЭ с высоким содержанием ТМ. Минимальная плотность нейтронного потока на периферии АЗ будет еще ниже в силу расположения сборок ЭГЭ с пониженным содержанием ТМ на периферии АЗ. Увеличение радиального коэффициента неравномерности тепловыделения в данном техническом решении приведет к снижению электрической мощности ТРП. Так, например, электрическая мощность ТРП с радиальным коэффициентом неравномерности kr=1,75 составляет ~60% от мощности ТРП с идеальным распределением радиального энерговыделения при kr=1,0 [2]. Кроме того, увеличение толщины эмиттерной оболочки ЭГЭ в 1,2-2 раза в периферийных ЭГС приводит к увеличению плотности конструкционного материала (обычно это W или его сплавы) в периферийной области АЗ, что снижает эффективность замедляющего бокового отражателя ТРП [2, 3 с. 262].

Кроме того, как показывают расчеты [4], в герметичных твэлах центральных ЭГС с высокими удельными характеристиками и с высоким объемным содержанием ТМ (до 85%) развивается очень высокое давление газообразных продуктов деления (ГПД) внутри твэла. При столь малом компенсационном объеме развиваемое давление ГПД на эмиттерную оболочку приводит к быстрой потере работоспособности ЭГЭ, вплоть до разрыва эмиттерной оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5].

Известна также космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, описанная в [6] и состоящая из ТРП, где АЗ ТРП набирается из независимых электрогенерирующих пакетов (ЭГП) с ЭГС. ЯЭУ выполнена в лучевой компоновке в следующем порядке: ТРП, блок РЗ, отсек приводов СУЗ, отсек ЭМН, отсек ХИ на основе тепловых труб (ТТ). Для реализации каждого из двух режимов ЯЭУ используются две специализированные подсистемы ЭГП, из которых набирается АЗ. ЭГС в первой подсистеме ЭГП служат для реализации относительно кратковременного транспортного режима максимальной мощности (до двух лет); ЭГС второй подсистемы ЭГП служат для достижения длительного ресурса (10 лет и более) в энергетическом режиме. В транспортном режиме обе подсистемы ЭГП включены параллельно на общую нагрузку, в энергетическом режиме в качестве источника электроэнергии функционирует только вторая подсистема ЭГП. ЯЭУ на основе такого ТРП обеспечивает питание электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ) в транспортном режиме максимальной мощности 150 кВт с ресурсом до двух лет. В энергетическом режиме ЯЭУ обеспечивает питание аппаратуры КА при мощности до 60-80 кВт и длительном режиме работы десять лет и более. Приведены некоторые характеристики проектного варианта двухрежимной ЯЭУ, где АЗ ТРП набирается из 12 независимых ЭГП. В качестве делящегося вещества предложен диоксид или карботантал урана-235 с обогащением 96%. Шесть ЭГП, расположенных по периферии АЗ ТРП, содержат ЭГС с пониженным содержанием ТМ в твэлах до 50%. Шесть оставшихся ЭГП, расположенных в центральной части АЗ, содержат ЭГС с повышенным содержанием ТМ в твэлах более 70-75%

Общим недостатком рассматриваемых в [1] и [6] технических решениях двухрежимных ЯЭУ ТЭМ является увеличение неравномерности плотности тепловыделения по радиусу АЗ ТРП в сравнении с ТРП, где ТМ по радиусу АЗ распределен равномерно. Это обстоятельство приводит к снижению электрической мощности ТРП. Распухание ТМ, при столь малом компенсационном свободном объеме в твэлах центральных ЭГС, приводит к высокому давлению на эмиттерную оболочку и снижению ресурса ЭГС. Кроме того, пониженное содержание ТМ и увеличенное содержание материала эмиттерных оболочек ЭГЭ (обычно это W или его сплавы) в периферийных ЭГС приводит к снижению эффективности рабочих органов СУЗ, расположенных в боковом замедляющем отражателе. Последнее обстоятельство связано с тем, что влияние положения НПВ рабочих органов СУЗ распространяется в основном на распределение нейтронного потока у отражателя, т.е. в периферийной области АЗ ТРП [2].

Наиболее близким к изобретению по технической сущности является космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, предложенная в [7]. ЯЭУ ТЭМ содержит ТРП, циркуляционную СО с ЭМН и ХИ. ТРП содержит корпус и АЗ, набранную из ЭГС двух групп: периферийные ЭГС, размещенные в периферийной области АЗ у бокового отражателя, и центральные ЭГС. Каждая из групп ЭГС снабжена собственной системой коммутации с независимыми токовыводами. В состав ТРП входят боковой отражатель и торцевые отражатели. В боковом отражателе размещены рабочие органы СУЗ в виде поворотных цилиндров с НПВ. Периферийные ЭГС с высокими удельными характеристиками ЭГЭ и ресурсом работы ЭГЭ, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (0,5-1,5 года). Центральные ЭГС с пониженными удельными характеристиками ЭГЭ, но с ресурсом, равным полному ресурсу работы ЯЭУ, т.е. равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и энергетического режима длительного энергоснабжения (10-15 лет и более). ЭГЭ центральных ЭГС содержат пониженное относительно ЭГЭ периферийных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки центральных ЭГС может быть менее 50%, а для периферийных ЭГС объемная доля ТМ может составлять 70-85%. Для реализации транспортного режима и генерации максимальной электрической мощности ТРП используется совместная работа периферийных и центральных ЭГС. Для электропитания в энергетическом режиме используются только центральные ЭГС, а периферийные ЭГС, которые израсходовали свой плановый ресурс, равный времени работы ЯЭУ в транспортном режиме, отключаются.

Недостатком космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ, предложенной в [7] и использующей в АЗ ТРП центральную группу ЭГС с низкой долей топливного материала (менее 50%), является необходимость соответствующей компенсации делящегося вещества в АЗ ТРП путем увеличения объема АЗ, что приводит к увеличению массы и габаритов ТРП. Компенсация делящегося вещества в АЗ вызвана в первую очередь требованием обеспечения необходимой критической загрузки и запаса реактивности ТРП. Увеличение объема АЗ, т.е. габаритов ТРП, приводит к увеличению массогабаритных характеристик теневой радиационной защиты, а следовательно, и к увеличению массы всей ЯЭУ. Кроме того, в периферийной области АЗ ТРП предложено выполнить ЭГЭ с герметичным твэлом, содержащим до 85% ТМ, что снижет ресурс работы таких ЭГЭ [4]. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки ЭГЭ, вызванной распуханием ТМ от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается, например, для диоксида урана, величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. При общем ресурсе 10-15 лет и более свободный объем в твэле, куда стекаются ГПД, при объемном содержании топлива в твэле 85% и суммарном выгорании, например 7-8%, сократится примерно до 1%. Для конструкции ЭГЭ периферийных ЭГС, где не предусмотрен вывод ГПД, при столь малом компенсационном объеме, как показывают расчеты [4], развивается очень высокое давление на эмиттерную оболочку, приводящее к быстрой потере работоспособности ЭГЭ, вплоть до разрыва эмиттерной оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5]. Кроме того, после выработки в транспортном режиме своего проектного ресурса (от 0,5 до 1,5 лет, при общем ресурсе 15 лет и более) периферийные ЭГС прекращают далее работать в качестве электрогенерирующих устройств, что резко снижает КПД подобных ЯЭУ ТЭМ, т.е. в течение более 10 лет ТРП, как источник электроэнергии, работает в существенно неоптимальном режиме.

Техническим результатом, достигаемым при использовании изобретения, является: повышение запаса реактивности ТРП; увеличение ресурсоспособности ТРП; унификация конструкции электрогенерирующей сборки; использование всех электрогенерирующих сборок в генераторном режиме как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ.

Указанный технический результат достигается в космической двухрежимной ядерно-энергетической установке транспортно-энергетического модуля, содержащей источник электроэнергии в виде термоэмиссионного реактора-преобразователя, включающего активную зону и отражатель нейтронов, с размещенными в боковом отражателе рабочими органами системы управления и защиты, причем активная зона набрана из двух групп электрогенерирующих сборок, образованных последовательным соединением электрогенерирующих элементов, - центральных и периферийных, где центральная группа электрогенерирующих сборок набрана с ресурсом работы, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей энергетического режима длительного энергоснабжения, дополнительно в активную зону, в ее среднюю часть, введена средняя группа электрогенерирующих сборок с равномерно расположенными бустерными твэлами, внешний диаметр оболочки бустерного твэла выполнен равным внешнему диаметру корпуса электрогенерирующей сборки, при этом во всех группах все электрогенерирующие сборки набраны с ресурсом работы, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей энергетического режима длительного энергоснабжения, а электрогенерирующие элементы содержат равное объемное содержание топливного материала на основе UO2, не превышающее в исходном состоянии 60% теоретически плотного.

Бустерные твэлы и электрогенерирующие сборки предусматривают организованный вывод газообразных продуктов деления: для бустерных твэлов - через центральный канал в топливном блоке, выполненном из топливного материала на основе UC или UN, и через зазор между оболочкой бустерного твэла и топливным блоком; для электрогенерирующих сборок - через газоотводное устройство, размещенное в твэле электрогенерирующего элемента и выполненное из тугоплавкого материала в виде центральной трубки с капиллярным наконечником, расположенным в геометрическом центре твэла электрогенерирующего элемента.

Зазор между оболочкой бустерного твэла и топливным блоком заполнен высокотемпературным, упругим, теплопроводящим, с высоким процентом открытой пористости материалом.

Во всех группах электрогенерирующие сборки содержат топливный материал на основе UO2 достехиометрического состава и с высоким обогащением по изотопу 235U.

Топливные блоки бустерных твэлов выполнены с высоким процентом открытой пористости из топливного материала на основе UC или UN с высоким обогащением по изотопу 235U.

На фиг. 1 приведена схема космической двухрежимной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ); на фиг. 2 - часть поперечного сечения термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП); на фиг. 3 - конструкционная схема электрогенерирующей сборки (ЭГС) из последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ). На фиг. 4 - конструкционная схема электрогенерирующего элемента с газоотводным устройством (ГОУ) вывода газообразных продуктов деления (ГПД) из центральной газовой полости (ЦГП). На фиг. 5 - конструкционная схема бустерного твэла (БТ). На фиг. 6 приведены характеристики варианта двухрежимной ЯЭУ ТЭМ в виде таблицы.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ (фиг. 1) содержит ТРП 1, циркуляционную систему охлаждения (СО) 2. Циркуляция жидкометаллического теплоносителя в СО 2 осуществляется перекачивающим устройством, выполненным обычно в виде электромагнитного насоса (ЭМН) 3. Сброс не преобразованного в ТРП 1 тепла осуществляется излучением в космос с поверхности холодильника-излучателя (ХИ) 4.

ТРП 1 (фиг. 1 и 2) содержит корпус 5 и активную зону (А3) 6, набранную из электрогенерирующих сборок (ЭГС) 7 трех групп (см. фиг. 2): центральная группа 8, средняя группа 9 и периферийная группа 10. Средняя группа 9 состоит из ЭГС 7 и бустерных твэлов (БТ) И (на фиг. 2 средняя группа 9 размещена в А3 6 внутри области ограниченной двумя условными пунктирными линиями). Причем в средней группе 9, как показано на фиг. 2, БТ 11 равномерно расположены между ЭГС 7. Каждая группа ЭГС 7 может быть снабжена собственной системой коммутации с независимыми токовыводами или иметь общую для всех групп коммутацию в коммутационной камере 12, как показано на фиг. 1, с токовыводами 13. В состав ТРП также входит отражатель 14, в котором размещены исполнительные органы управления ТРП 1 в виде поворотных цилиндров (ПЦ) 15 с нейтронопоглощающими вставками (НИВ) 16. На фиг. 1 показан канал 17 для подачи пара цезия в ЭГС 7 и удаления газообразных продуктов деления (ГПД) урана из ЭГС 7.

ЭГС 7 (фиг. 3 и 4) содержит последовательно соединенные через коммутационные перемычки 18 электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) 19. В состав ЭГЭ 19 входят коллектор 20 и твэл 21 с топливным материалом (ТМ) 22, заключенным в оболочку. Оболочка твэла 21, выполненная из тугоплавкого материала, состоит из цилиндрической эмиттерной оболочки 23 и двух плоских торцевых крышек (фиг. 4): «горячей» крышки 24 и «холодной» крышки 25. Газоотводное устройство (ГОУ) 26 соединено с «горячей» крышкой 24, а «холодная» крышка 25 через коммутационную перемычку 18 соединяет эмиттерную оболочку 23 твэла 21 с коллектором 20 соседнего ЭГЭ 19. ГОУ 26 выполнено из тугоплавкого материала в виде центральной трубки 27 с капиллярным наконечником 28, расположенным в геометрическом центре твэла 21 в центральной газовой полости (ЦГП) 29. Зазор между цилиндрической эмиттерной оболочкой 23 и коллектором 20, поддерживаемый поясом дистанционаторов 30, является межэлектродным зазором (МЭЗ) 31 термоэмиссионного преобразователя, который в рабочих условиях заполнен паром цезия. Все ЭГС 7 включают пятислойный коллекторный пакет, состоящий, кроме коллектора 20, из двух слоев коллекторной изоляции - «мокрая» изоляция 32 и «сухая» изоляция 33, разделенных охранным электродом 34, и корпуса 35 (фиг. 4), снаружи охлаждаемого жидкометаллическим теплоносителем. Коллекторы 20 соседних ЭГЭ 19 электрически изолированы через изоляторы 36.

БТ 11 (фиг. 5) включает в своем составе оболочку 37 и топливный материал (ТМ) 38. БТ 11 снабжены системой удаления ГПД через центральный канал 39 в топливном блоке 40 и через зазор 41 между оболочкой БТ 11 и топливным блоком 40. Зазор 41 заполнен высокотемпературным упругим с высоким процентом открытой пористости теплопроводящим материалом 42. Далее ГПД выводятся за пределы БТ 11 через газоотводный канал 43.

ХИ 4 выполнен на основе тепловых труб (ТТ) 44, которые могут быть объединены в секции 45 (на фиг. 1 показаны две секции), причем зоны испарения ТТ 44 размещены в теплообменнике 46 системы охлаждения 2, как показано на фиг. 1.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ работает следующим образом.

В исходном состоянии в отражателе 14 ТРП 1 поворотные цилиндры 15 находятся в положении НИВ 16 к активной зоне 6. Поэтому ТРП 1, заключенный в корпус 5, не критичен и в таком состоянии космическая ЯЭУ ТЭМ выводится в космос. На радиационно безопасной орбите, например, на высоте 800 км, производится запуск ЯЭУ, разогрев и плавление жидкометаллического теплоносителя в контуре СО 2 и последующего перевода ТРП 1 в режим генерирования полезной электрической мощности. Для этого автоматически, по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА), осуществляется разворот ПЦ 15 таким образом, что НПВ 16 отходят от А3 6. Начинается реакция деления ТМ 22 в твэлах 21 ЭГЭ 19 всех ЭГС 7 и ТМ 38 в бустерных твэлах 11. С помощью пусковой системы (не показана) тепловая энергия, выделяемая в А3 6, разогревает и плавит жидкометаллический теплоноситель в контуре системы охлаждения 2 ТРП 1.

После чего ЯЭУ ТЭМ переводят в режим генерирования электрической мощности, который состоит из следующих этапов: вакуумного обезгаживания электродов ЭГЭ 19, ТМ 22 и ТМ38 при температурах не ниже рабочих; перевода ЭГС 7 в цезиевый режим работы. Вакуумное обезгаживание, существенно влияющее на ресурс ТРП 1, проводят при постепенном подъеме тепловой мощности ТРП 1 с непрерывным удалением выделяющихся технологических газов через канал 17. После этого начинается выход на цезиевый режим работы ЭГС 7 и последующий вывод ТРП 1 на режим минимальной генерируемой электрической мощности. Из генератора пара цезия (ГГЩ) (не показан), через канал 17 в каждую ЭГС 7 подается рабочее тело (пар цезия), поступающее в МЭЗ 31, поддерживаемый поясом дистанционаторов 30, между коллектором 20 и цилиндрической эмиттерной оболочкой 23 ЭГЭ 19. Последовательно соединенные через коммутационные перемычки 18 ЭГЭ 19, образующие электрогенерирующую сборку 7, начинают генерировать электроэнергию, причем коллектора 20 соседних ЭГЭ 19 электрически изолированы через изоляторы 36. По достижению минимальной генерируемой мощности, достаточной для потребителей собственных нужд ЯЭУ ТЭМ (в том числе для питания ЭМН 3), выполняется дальнейший подъем мощности ТРП 1 с выходом на номинальный режим работы, характерный транспортному режиму с высокими удельными энергетическими характеристиками и ограниченным ресурсом работы.

Транспортный режим характерен максимальным энерговыделением в ТМ 22 ЭГЭ 19 и в ТМ 38 бустерных твэлов 11. При этом благодаря более высокой плотности делящегося вещества в объеме АЗ 6, занимаемом средней группой 9, благодаря наличию в этой группе БТ 11 с ТМ 38 из UC или UN, по сравнению с центральной группой 8 и периферийной группой 10, происходит выравнивание тепловыделения по радиусу АЗ 6. Происходит выравнивание условий работы ЭГС 7 по активной зоне 6, что повышает энергоресурсные характеристики и КПД ТРП 1. Кроме того, использование в ЭГС 7 пятислойного коллекторного пакета, включающего «мокрую» изоляцию 32, находящуюся в контакте с парами цезия из МЭЗ 31, и «сухую» изоляцию 33, отделенную охранным электродом 34, выполненным из тугоплавкого металла, позволило снизить вероятность пробоя коллекторного пакета, повысить надежность работы ЭГС 7, при длительном ресурсе ТРП 1, поднять выходное напряжение, снимаемое токовыводами 13, ТРП 1.

Транспортный режим ЯЭУ ТЭМ характерен условием максимальной плотности тепловыделения в термоэмиссионных ЭГЭ 19. При этом в твэлах 21 происходит интенсивный массоперенос ТМ 22 из UO2 с перестройкой исходной равноосной структуры ТМ 22 в столбчатую. В результате интенсивного процесса массопереноса ТМ 22, характерного транспортному режиму работы ЯЭУ ТЭМ, происходит формирование в твэле 21 центральной газовой полости 29, куда стекаются газообразные продукты деления. ГПД через капиллярный наконечник 28 и центральную трубку 27 ГОУ 26 выходят к «горячей» крышке 24 и далее удаляются из твэла 21. Затем по цезиевому тракту через МЭЗ 31, как показано на фиг. 3, ГПД выходят за пределы ЭГС 7 и далее по каналу 17 из ТРП 1. В БТ 11 тепловая энергия деления ТМ 38 через теплопроводящий материал 42 передается жидкометаллическому теплоносителю СО 2, охлаждающему оболочку 37. Поскольку ТМ 38 из UC или UN в БТ 11 обладает более высокой теплопроводностью, чем UO2 в ЭГЭ 19, то рабочая температура ТМ 38 ниже, чем ТМ 22 в ЭГС 7, что приводит к замедлению процессов тепло- и массопереноса в ТМ 38 БТ 11. Кроме того, высокотемпературный и упругий теплопроводящий материал 42 обеспечивает контакт между топливным блоком 40 и оболочкой 37 и снижает давление от распухающего ТМ 38 на оболочку 37. В результате ядерной реакции в ТМ 38 постоянно накапливаются «твердые» продукты деления, а ГПД стекаются по каналам исходно пористого ТМ 38, выполненного в виде топливного блока 40 с высоким процентом открытой пористости, в центральный канал 39 и в зазор 41. Поскольку теплопроводящий материал 42 в зазоре 41 выполнен с высоким процентом открытой пористости, ГПД из зазора 41 и центрального канала 39 беспрепятственно удаляются через газоотводный канал 43 из БТ 11. Электроэнергия, вырабатываемая ТРП 1, с требуемым напряжением и током, посредством коммутации ЭГС 7 в коммутационной камере 12, с помощью токовыводов 13 поступает потребителю транспортного режима. Тепло, выделяющееся в БТ 11 и не преобразованное в электроэнергию тепло выделяющееся в ЭГС 7, отводится от корпусов 35 ЭГС 7 и оболочек 37 БТ 11 из А3 6 жидкометаллическим теплоносителем, с помощью ЭМН 3, в теплообменник 46 СО 2. Далее тепло передается в ХИ 4. ХИ 4 выполнен на основе ТТ 44, которые могут быть объединены в секции 45, причем зоны испарения ТТ 44 размещены в теплообменнике 46 системы охлаждения 2. Таким образом, тепло, не преобразованное в электроэнергию в ТРП 1, сбрасывается излучением в космическое пространство холодильником-излучателем 4.

После выполнения задач, поставленных перед ЯЭУ ТЭМ в транспортном режиме, автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) осуществляется перевод ЯЭУ ТЭМ в энергетический режим длительного энергоснабжения. Перевод сопровождается снижением тепловой и электрической мощности ТРП 1, а также температуры жидкометаллического теплоносителя СО 2 на выходе из ТРП 1. При переводе на режим пониженной мощности система управления оптимально согласует тепловую мощность ТРП 1 и давление цезия в МЭЗ 31 с сопротивлением потребителей энергетического режима. Воздействие на тепловую мощность ТРП 1 выполняется с помощью исполнительных органов СУЗ поворотных цилиндров 15 с НПВ 16 по сигналам датчиков (не показаны): нейтронного потока, температуры жидкометаллического теплоносителя СО 2, тока в цепи питания потребителей. Управление давлением цезия в МЭЗ 31 производится управляющим воздействием на тепловую мощность нагревателя генератора пара цезия (на рисунке не показано). По достижении генерируемой электрической мощности, достаточной для потребителей энергетического режима и собственных нужд ЯЭУ, в том числе для питания ЭМН 3, ТРП 1 выходит на номинальный режим работы, характерный энергетическому режиму с пониженными удельными энергетическими характеристиками ЭГС 7 и длительным ресурсом работы. В этом режиме происходит тепловыделение в ТМ 22 ЭГЭ 19 и в ТМ 38 БТ 11 с пониженной плотностью. При этом, благодаря БТ 11, аналогично транспортному режиму, происходит выравнивание тепловыделения по радиусу АЗ 6. Все ЭГС 7 работают практически в равных температурных условиях. Кроме того, на энергетическом режиме, в сравнении с транспортным, все конструктивные элементы ТРП 1 работают в условиях пониженных температур, что приводит к замедлению процессов контролирующих ресурс работы ТРП 1 (например, снижается интенсивность тепло- и массопереноса в твэлах 21 ЭГС 7 и БТ 11, снижается скорость установившейся ползучести цилиндрических эмиттерных оболочек 23 ЭГЭ 19 и оболочек 37 БТ 11 и т.д.) и повышению ресурса ТРП 1 и в целом всей ЯЭУ. Кроме того, использование UO2 достехиометрического состава в области ее гомогенности повышают термодинамическую устойчивость ТМ 22 при контакте с материалами эмиттерной оболочки 23 и ГОУ 26, таким образом повышая ресурс ЭГС 7. При этом, что характерно именно энергетическому режиму работы ТРП 1, ЦГП 29, предварительно сформированная на транспортном режиме, как бы «вморожена» в твэл 21. В ЦГП 29 стекаются газообразные продукты деления, откуда они беспрепятственно выходят через ГОУ 26 за пределы твэла 21. Далее ГПД из ЭГС 7 удаляются аналогично как в транспортном режиме. На энергетическом режиме в БТ 11 топливный материал 38 работает при более низких температурах, чем в транспортном режиме, и процесс спекания исходно пористого ТМ 38 резко замедляется, что позволяет беспрепятственно выводить ГПД за пределы топливного блока 40, исходно выполненного с высоким процентом открытой пористости, в центральный канал 39 и в зазор 41. Поскольку теплопроводящий материал 42 в зазоре 41 выполнен с высоким процентом открытой пористости, то это позволяет выводить беспрепятственно ГПД по зазору 41 и центральному каналу 39 через газоотводный канал 43 за пределы БТ 11. Кроме того, высокотемпературный и упругий теплопроводящий материал 42, обеспечивающий контакт между топливным блоком 40 и оболочкой 37, снижает давление на оболочку 37 от постоянно распухающего ТМ 38. Электроэнергия, вырабатываемая ТРП 1, с требуемым напряжением и током, посредством коммутации ЭГС 7 в коммутационной камере 12, с помощью токовыводов 13 поступает потребителям энергетического режима. Тепло, выделяющееся в БТ 11 и не преобразованное в электроэнергию тепло выделяющееся в ЭГС 7, отводится от корпуса 35 ЭГС 7 и оболочки 37 БТ 11 из А3 6 с помощью жидкометаллического теплоносителя, перекачиваемого ЭМН 3 системы охлаждения 2, в теплообменник 46 и далее сбрасывается излучением через ХИ 4 в космическое пространство, аналогично транспортному режиму.

После выполнения задач транспортного и энергетического режимов автоматически, по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА), осуществляется разворот поворотных цилиндров 15 ТРП 1 таким образом, что НПВ 16 повернуты к А3 6. В результате реакция деления ТМ 22 в ЭГС 7 и ТМ 38 в БТ 11 прекращается и ЯЭУ ТЭМ останавливает свою работу.

Приведем пример космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ с полезной электрической мощностью 300 кВт, для питания ЭРДУ в транспортном режиме работы с ресурсом до полутора лет, и с полезной электрической мощностью 150 кВт, для питания аппаратуры КА в энергетическом режиме длительного энергоснабжения.

Космическую двухрежимную ЯЭУ ТЭМ выполняем в лучевой компоновке со следующим последовательным расположением основных блоков: ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем из ВеО, радиационная защита, циркуляционная система охлаждения с электромагнитным насосом и холодильником-излучателем.

Активную зону ТРП формируем из ЭГС трех групп: центральной группы из 126 ЭГС; средней группы из 138 ЭГС и 66 БТ; периферийной группы из 66 ЭГС. Среднюю группу ЭГС размещаем в зоне падения радиальной плотности нейтронного потока с равномерно расположенными между ЭГС бустерными твэлами с внешним диаметром оболочки 19 мм, равным внешнему диаметру корпуса ЭГС 19 мм. В боковом отражателе ТРП размещены исполнительные органы управления ТРП в виде 12 поворотных цилиндров из ВеО с нейтронопоглощающими вставками на основе окиси европия, диспергированной в металлической матрице из молибдена [9]. ЭГС всех трех групп выполнены одинаковыми по конструкции из последовательно соединенных через ниобиевые коммутационные перемычки электрогенерирующих элементов. В качестве ТМ ЭГС выбран диоксид урана, обладающий высокой химической стабильностью, совместимостью с материалом эмиттерной оболочки, размерной стабильностью при облучении, высокой температурой плавления [10, с. 85]. Выполняем твэлы ЭГС из UO2 с обогащением по изотопу 235U не ниже 96%, достехиометрического состава с кислородным коэффициентом, равным 1,994±0,002, причем при выборе величины кислородного коэффициента используем фазовую диаграмму состояния системы U-O, приведенную в [10, с. 84]. Для надежного вывода ГПД из твэлов длительно работающих ЭГС выполняем ЭГЭ с объемной долей ТМ в твэлах, не превышающей 60% при теоретической плотности.

Цилиндрическую эмиттерную оболочку и торцевые крышки твэла ЭГЭ, а также ГОУ выполняем из монокристаллического вольфрама. Межэлектродный зазор между цилиндрической эмиттерной оболочкой и коллектором в холодном состоянии примем величиной 0,4 мм. В рабочих условиях МЭЗ заполнен паром цезия и фиксируется поясом дистанционаторов в количестве не менее трех штук из Sc2O3 [11], расположенными равномерно по окружности и выполненными в виде коротких цилиндров диаметром порядка МЭЗ, как показано на фиг. 4. Коллекторный пакет, технология изготовления которого рассмотрена, например, в [12], выполнен пятислойным и состоит из коллектора, двух слоев коллекторной изоляции, выполненных из Al2O3 и разделенных охранным электродом, и корпуса ЭГС. Коллектор, охранный электрод и корпус ЭГС выполнены из сплава на основе Nb. Коллекторный пакет с охранным электродом снижает вероятность пробоя коллекторной изоляции, что позволяет поднять выходное напряжение на клеммах ТРП [12]. Коллекторы соседних ЭГЭ в каждой электрогенерирующей сборке электрически изолированы через изоляторы из Al2O3.

Для бустерных твэлов в качестве ТМ выбран UC, который по сравнению с UO2 обладает меньшей испаряемостью (на 1,5-2 порядка), лучшей теплопроводностью (от 4 до 10 раз) и более высокой плотностью атомов делящегося вещества (на 30-40%) [10, с. 13]. Более высокая теплопроводность UC обеспечивает, при прочих равных условиях, более низкую температуру ТМ и меньший ее градиент, что замедляет процессы массопереноса и сохраняет стабильную открытую пористость. Благодаря этому предложена более простая конструкция вывода ГПД из БТ, а именно через центральный канал в топливном блоке и через зазор между оболочкой БТ и топливным блоком. Распухание UC складывается из «твердого» и газового распухания и составляет 1-2% на 1% выгорания тяжелых атомов [10, с. 301]. Для высокопрочного ТМ, каким является UC, прочная оболочка БТ, выполненная из сплава на основе ниобия, не очень эффективна при непосредственном контакте топливного материала и оболочки, так как само топливо мало податливо. Поэтому, чтобы разгрузить оболочку бустерного твэла и одновременно понизить температуру топливного материала между оболочкой бустерного твэла и топливным блоком, предусмотрен зазор, который заполняют высокотемпературным, упругим, теплопроводящим, с высоким процентом открытой пористости, материалом, в данном примере в виде спутанной тонкой проволоки, например, из Nb, Mo или W.

Для снижения массогабаритных характеристик космической двухрежимной ядерно-энергетической установки транспортно-энергетического модуля рассматривается литий-ниобиевая система охлаждения с литиевым теплоносителем (изотоп 7Li с обогащением 99,9% [13]), охлаждающим корпусы электрогенерирующих сборок и оболочки бустерных твэлов [14]. В качестве конструкционного материала системы охлаждения используется ниобиевый сплав НбЦУ, так как рабочая температура такой системы охлаждения может быть существенно выше (до 1050°С), чем в системе охлаждения с NaK теплоносителем и нержавеющей сталью, что позволяет резко снизить площадь излучения холодильника-излучателя, а следовательно, и габариты космической двухрежимной ядерно-энергетической установки транспортно-энергетического модуля [15]. Холодильник-излучатель выполняем плоским на основе тепловых труб длиной 5 м каждая, объединенных в две секции, расположенные противоположно относительно теплообменника системы охлаждения, в котором размещены зоны испарения тепловых труб каждой секции, как показано на фиг. 1. Чтобы повысить излучательную способность холодильника-излучателя, на наружную поверхность зоны конденсации тепловых труб нанесена хромоникелевая шпинель (Ni2CrO4) со степенью черноты ε≥0,85 [15].

Основные проектные характеристики рассматриваемого варианта космической двухрежимной ядерно-энергетической установки транспортно-энергетического модуля приведены в таблице на фиг. 6.

Кратко остановимся на основных особенностях заложенных в проектные характеристики космической двухрежимной ядерно-энергетической установки транспортно-энергетического модуля. Часть электрической энергии, вырабатываемой термоэмиссионным реактором-преобразователем, расходуется на собственные нужды космической двухрежимной ядерно-энергетической установки транспортно-энергетического модуля, в частности для питания электромагнитного насоса в контуре системы охлаждения. В первом приближении запланировано на собственные нужды расходовать примерно 10% от электрической мощности, вырабатываемой термоэмиссионным реактором-преобразователем для потребителя, по аналогии с космической ЯЭУ «Топаз» [16, 17].

К коммутационной камере термоэмиссионного реактора-преобразователя от автономного генератора паров цезия (не показан) подведен канал для подачи паров цезия в межэлектродные зазоры каждой электрогенерирующей сборки. Генератор паров цезия обеспечивает следующие функции: удаление из цезиевых полостей электрогенерирующих сборок консервирующего газа перед началом работы термоэмиссионного реактора-преобразователя, подачу паров цезия в межэлектродные зазоры электрогенерирующих сборок, поддержание оптимального давления цезия в межэлектродных зазорах, изменение парциального давления в зависимости от режимов работы термоэмиссионного реактора-преобразователя с удалением выводимых в МЭЗ и диффундирующих в ГПЦ газообразных продуктов деления.

В приведенном варианте термоэмиссионного реактора-преобразователя средняя по реактору-преобразователю удельная электрическая мощность в транспортном режиме составляет 3,7 Вт/см2. Эти уровни плотности электрической мощности обосновываются экспериментальными результатами, полученными при реакторных испытаниях ЭГС [11]. Ресурсные характеристики, на уровне до полутора лет, экспериментально подтверждены двумя космическими испытаниями термоэмиссионных ЯЭУ «Топаз», где показаны близкие расчетному примеру уровни средней плотности электрической мощности, снимаемой с ЭГС [16, 17].

Необходимо отметить, что максимальное объемное содержание ТМ в твэле, не превышающее в исходном состоянии 60% при теоретической плотности, ограничено условиями достаточной компенсации распухания ТМ во внутренний свободный объем и минимальным допустимым объемом ЦГП, определяемым из условия работоспособности ГОУ. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки ЭГЭ, вызванной распуханием ТМ от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается для диоксида урана величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. Так, в рассмотренном примере ЯЭУ ТЭМ, при ресурсе полтора года на транспортном режиме и, например, 10 лет в энергетическом режиме, при среднем тепловыделении в твэле 100-200 Вт/см3, максимальное выгорание оценивается примерно в 9%, что составляет 15% увеличения объема ТМ от твердых продуктов деления. Распухание ТМ столбчатой структуры от ГПД составит ~3-5%, еще до ~5% занимает объем ГОУ. Кроме того, из условия работоспособности ГОУ необходимо иметь дополнительный минимально допустимый объем, равный, как показывают расчеты [18, 19], порядка 15%. Таким образом, для обеспечения длительного ресурса общий компенсационный объем в твэле в исходном состоянии должен быть не менее 40%, т.е. максимальное объемное содержание ТМ в твэле, в исходном состоянии, не должно превышать 60%.

Использование диоксида урана с обогащением по изотопу 235U не ниже 96% достехиометрического состава, с кислородным коэффициентом, равным 1,994±0,002, позволяет увеличить плотность делящегося вещества в АЗ ТРП, снизить нагрузку на цилиндрическую эмиттерную оболочку ЭГЭ от ТМ и уменьшить вынос ТМ из твэла [20]. Использование UO2 достехиометрического состава в области ее гомогенности повышает термодинамическую устойчивость ТМ при контакте с вольфрамовыми материалами оболочки твэла ЭГЭ и ГОУ [10, с. 15-19], увеличивая таким образом ресурс ЭГС.

Физическое профилирование АЗ для радиального выравнивания тепловыделения с помощью изменения концентрации делящегося вещества в ЭГС по радиусу АЗ, как предложено в прототипе, не всегда возможно, особенно для ТРП на быстрых нейтронах с малым объемом АЗ, из-за проблем с критичностью. В данном техническом решении предложено для радиального выравнивания тепловыделения ввести дополнительно в активную зону ТРП, в ее среднюю часть, среднюю группу ЭГС с равномерно расположенными между ними бустерными твэлами. Это позволило увеличить плотность делящегося вещества в активной зоне ТРП, увеличить запас надкритичности ТРП (Кэф). Предложенное решение позволяет или уменьшить объем АЗ, и таким образом уменьшить массогабаритные характеристики ТРП, или увеличить долю конструкционных материалов в ТРП и относительную долю пористости в твэлах ЭГЭ, что приводит к увеличению ресурсных характеристик ЭГС и ТРП в целом. Кроме того, предложенное решение позволило унифицировать ЭГС, а также задействовать все ЭГС в генераторном режиме, в течение всего ресурса работы ЯЭУ ТЭМ, поставить их в равные условия по тепловыделению и температуре как в транспортном, так и в энергетическом режимах. Кроме того, твэлы ЭГС предложено заполнять равным количеством ТМ, не превышающим в исходном состоянии 60%. Отсюда одинаковая интенсивность образования осколков деления (газообразных и твердых) и соответственно оказываемое со стороны распухающего ТМ и осколков деления давление на оболочку твэлов ЭГЭ. Работоспособность таких термоэмиссионных ЭГС выше сравнительно с ЭГС с неравномерным радиальным распределением ТМ по АЗ ТРП. Как показывают исследования [19, 21], в термоэмиссионных твэлах с меньшим содержанием ТМ (≤60%), особенно это касается высокотемпературных вентилируемых твэлов с летучим ТМ как UO2, выше надежность вывода газообразных продуктов деления за пределы твэла. Рассмотренные мероприятия приводят к выравниванию ресурсоспособности термоэмиссионных ЭГС по активной зоне ТРП.

Таким образом, предложенное техническое решение позволяет:

1) использовать все электрогенерирующие сборки ТРП в генераторном режиме, что позволило увеличить съем электрической мощности с единицы объема активной зоны как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ;

2) обеспечить равные по тепловыделению и температуре условия работы термоэмиссионных ЭГС в активной зоне как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ, добиться практически равнопрочности твэлов ЭГЭ, что повышает энергоресурсные характеристики ТРП, а следовательно, и надежность работы ЯЭУ ТЭМ;

3) увеличить плотность делящегося вещества в активной зоне ТРП, увеличить запас надкритичности ТРП (Кэф) и уменьшить объем АЗ; таким образом уменьшить массогабаритные характеристики ТРП;

4) увеличить долю конструкционных материалов, относительную долю пористости в твэлах ЭГЭ, что приводит к увеличению ресурсных характеристик ЭГС и ТРП в целом;

5) унифицировать конструкцию электрогенерирующих сборок, заполняющих активную зону ТРП.

ЛИТЕРАТУРА

1. Патент RU 2187854. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.

2. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах/ Овчаренко М.К. и др. // Изв. РАН. Энергетика. 2009. №4. С. 145-158.

3. Справочник по ядерной физике / Под ред. Л.А. Арцимовича // М., Физматгиз, 1963.

4. Корнилов В.А. Определение остаточного ресурса термоэмиссионного электрогенерирующего элемента // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 2003, вып. 1-2. С. 228-231.

5. Нейтронографические исследования термоэмиссионных ЭГК при петлевых реакторных испытаниях / Бекмухамбетов Е.С., Карнаухов А.С., Корнилов В.А. и др. // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 1996, вып. 2-3. С. 113-131.

6. Юдицкий В.Д. Двухрежимная ядерная энергетическая установка на основе гетерозонного термоэмиссионного реактора-преобразователя // Изв. РАН. Энергетика. 2011. №3. С. 82-89.

7. Патент RU 2238598. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.

8. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. Обзор // ЦНИИатоминформ. Москва, 1984.

9. Критический стенд для экспериментального обоснования нейтронно-физических параметров ТРП на быстрых нейтронах для ЯЭУ космического назначения/Быстров П.И., Дынин A.M., Ларионов Ю.П. и др.// Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып. 3 (141). НИИТП, 1993. С. 63-72.

10. Высокотемпературное ядерное топливо / Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С.// М.: Атомиздат.1978.

11. Разработка, создание и реакторные испытания электрогенерирующих сборок с жесткими габаритными ограничениями для термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с высокой плотностью электрической мощности/Синявский В.В., Цецхладзе Д.Л., Бекмухамбетов Е.С.и др.// Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 1995, вып. 3-4. С. 96-105.

12. Разработка и исследование коллекторного пакета энергонапряженных высоковольтных термоэмиссионных сборок/ Рыжков А.Н., Савлов Н.А., Альмамбетов А.К. и др.// Сб. Ракетно-космическая техника. Труды. Сер. XII. Вып. 1-2. - РКК «Энергия», 2003. - С. 197-210.

13. Энергодвигательный блок на основе термоэмиссионной ядерной электрореактивной двигательной установки для марсианского экспедиционного комплекса/ Агеев В.П., Быстров П.И., Визгалов А.В. и др.// Сб. Ракетно-космическая техника. Вып. 1(134), НИИТП, 1992. с. 25-33.

14. Разработка и испытания агрегатов высокотемпературной литий-ниобиевой системы охлаждения термоэмиссионной ЯЭУ космического назначения / Аракелов А.Г., Быстров П.И., Глазунов М.Г. и др.// Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып. 3 (141). НИИТП, 1993. С. 87-105.

15. Экспериментальные исследования влияния скорости подвода тепловой мощности на работоспособность тепловых труб холодильника-излучателя космической ядерной энергетической установки/ Аракелов А.Г., Джафаров Г.А., Соболев В.Я. и др.// Известия РАН. Энергетика. 2007. №3. С. 146-157.

16. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе «Топаз». Принципы конструкции и режимы работы./Богуш И.П., Грязное Г.М., Жаботинский Е.Е. и др.//Атомная энергия, 1991, т. 70, вып. 4, с. 211-214.

17. Основные задачи и результаты летных испытаний ЯЭУ по программе «Топаз»/ Богуш И.П., Грязное Г.М., Жаботинский Е.Е. и др.// Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.4, с. 214-217.

18 Корнилов В.А. Критериальное прогнозирование работоспособности вентилируемого термоэмиссионного твела// Атомная энергия, 2002, т. 93, вып. 1, с. 75-77.

19. Корнилов В.А. Процессы тепло- и массопереноса в высокотемпературных твэлах термоэмиссионных электрогенерирующих каналов// Сб. РКТ. Сер. 12. Труды РКК «Энергия» им. С.П. Королева. Королев. 1996. Вып. 2-3. С. 99-112.

20. Изучение диоксида урана достехиометрического состава/Казанцев Г.Н., Мосеев Л.И., Овчинников И.Я. и др.// Отраслевая юбилейная конференция. Ядерная энергетика в космосе. Тез. докл. Ч.1. Докл. советских ученых. Обнинск. 1990. С. 202.

21. Корнилов В.А., Сухов Ю.И., Юдицкий В.Д. Метод расчета температурных полей гетерогенного топливного сердечника термоэмиссионного топливного элемента. Атомная энергия, 1980, т. 49, вып. 6, с. 393-394.

1. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля, содержащая источник электроэнергии в виде термоэмиссионного реактора-преобразователя, включающего активную зону и отражатель нейтронов, с размещенными в боковом отражателе рабочими органами системы управления и защиты, причем активная зона набрана из двух групп электрогенерирующих сборок, образованных последовательным соединением электрогенерирующих элементов, - центральных и периферийных, где центральная группа электрогенерирующих сборок набрана с ресурсом работы, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей энергетического режима длительного энергоснабжения, отличающаяся тем, что дополнительно в активную зону, в ее среднюю часть, введена средняя группа электрогенерирующих сборок с равномерно расположенными бустерными твэлами, внешний диаметр оболочки бустерного твэла выполнен равным внешнему диаметру корпуса электрогенерирующей сборки, при этом во всех группах все электрогенерирующие сборки набраны с ресурсом работы равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей энергетического режима длительного энергоснабжения, а электрогенерирующие элементы содержат равное объемное содержание топливного материала на основе UO2, не превышающее в исходном состоянии 60% теоретически плотного.

2. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 1, отличающаяся тем, что бустерные твэлы и электрогенерирующие сборки предусматривают организованный вывод газообразных продуктов деления: для бустерных твэлов - через центральный канал в топливном блоке, выполненном из топливного материала на основе UC или UN, и через зазор между оболочкой бустерного твэла и топливным блоком; для электрогенерирующих сборок - через газоотводное устройство, размещенное в твэле электрогенерирующего элемента и выполненное из тугоплавкого материала в виде центральной трубки с капиллярным наконечником, расположенном в геометрическом центре твэла электрогенерирующего элемента.

3. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 2, отличающаяся тем, что зазор между оболочкой бустерного твэла и топливным блоком заполнен высокотемпературным, упругим, теплопроводящим, с высоким процентом открытой пористости материалом.

4. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 1, отличающаяся тем, что во всех группах электрогенерирующие сборки содержат топливный материал на основе UO2 достехиометрического состава и с высоким обогащением по изотопу 235U.

5. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля по п. 2, отличающаяся тем, что топливные блоки бустерных твэлов выполнены с высоким процентом открытой пористости из топливного материала на основе UC или UN с высоким обогащением по изотопу 235U.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к космическим энергодвигательным установкам мегаваттного класса. Двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП).

Изобретение относится к ядерным термоэлектрическим установкам. Для достижения этого результата предложена подводная ядерная термоэлектрическая установка, содержащая расположенные в газоплотной защитной оболочке легководный ядерный реактор и блоки термоэлектрические (БТЭ), равномерно расположенные вокруг реактора и состоящие из корпуса с размещенными в нем термоэлектрическими модулями, при этом корпус в нижней и верхней частях имеет патрубки входа охлаждающей воды и патрубок выхода охлаждающей воды, а корпус ядерного реактора соединен напорными и сливными коллекторами теплоносителя с коллекторами раздачи и сбора теплоносителя термоэлектрических модулей.

Изобретение относится к энергетическим установкам на базе охлаждаемого реактора с тепловыми трубами. Устройство для термоэлектрического преобразования энергии содержит активную зону реактора, выступ и защитный блок, расположенный с обеспечением опоры между активной зоной реактора и выступом, тепловую трубу, термоэлектрический преобразователь энергии, стойки, соединенные с тепловой трубой, и шарнирные петлевые соединения, выполненные с обеспечением соединения стоек с выступом с возможностью поворота.

Изобретение относится термоэлектрическим преобразователям энергии. Сущность: преобразователь энергии содержит теплособирающую поверхность, n- и р-выводы, сформированные из термоэлектрических материалов n- и р-типа соответственно, каждый из которых расположен в тепловой связи с указанной теплособирающей поверхностью, параллельные электрические шины, электрически соединенные с n- и р-выводами, и корпус.

Изобретение относится к области преобразования тепловой энергии в электрическую и может быть использовано в качестве источника электропитания в составе космической ядерной энергетической установки.

Изобретение относится к устройствам прямого преобразования тепловой энергии в электрическую термоэмиссионным способом. .

Изобретение относится к космической технике и атомной энергетике и может быть использовано при разработке и эксплуатации космических энергетических и двигательных установок.

Изобретение относится к атомной энергетике и космической технике и может быть использовано при создании космических энергетических и двигательных установок для решения двух задач: для доставки космических аппаратов (КА) на орбиту и последующего энергообеспечения аппаратуры КА.

Изобретение относится к энергетике с термоэмиссионным преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использовано при создании термоэмиссионных ядерных энергетических установок (ЯЭУ) преимущественно космического назначения.

Изобретение относится к атомной энергетике, к созданию и наземной отработке твэлов, в частности электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), термоэмиссионная сборка которых называется электрогенерирующим каналом (ЭГК).

Изобретение относится к космическим энергодвигательным установкам мегаваттного класса. Двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП).

Группа изобретений относится к области сбора, преобразования и передачи солнечной энергии потребителям. Система содержит, в качестве основных, такие элементы как первичное (2), промежуточные (4, 5) и передающее (10) зеркала, а также энергетический модуль (8).

Изобретение относится к бортовым системам электропитания (СЭП), преимущественно низкоорбитальных космических аппаратов (КА) с трехосной ориентацией. СЭП содержит панели солнечной батареи с устройством изменения их ориентации, размещенные с внешней стороны боковых сотопанелей приборного контейнера.

Изобретение относится к космической области, а именно к радиоэлектронным устройствам космического модуля. Технический результат - расширение функциональных возможностей радиоэлектронного блока за счет крепления устройств жизнеобеспечения и полезной нагрузки космического модуля непосредственно на его корпусе, что уменьшает объем и массу модуля.

Изобретение относится к космической технике и может быть использовано при изготовлении космических аппаратов (КА). Изготавливают комплектующие, собирают КА с системой электропитания с солнечными, аккумуляторными батареями и стабилизированным преобразователем напряжения с общей шиной, проводят электрические испытания, сборку схем испытаний КА на функционирование, проводят испытания на воздействие механических нагрузок, проводят термовакуумные испытания, проводят заключительные испытания, при проектировании схем испытаний соединители в силовых цепях аккумуляторных батарей выбирают с розетками, перед стыковкой выбранных соединителей предварительно контролируют отсутствие гальванической связи цепей с корпусом КА через дополнительно предусмотренные от цепей контролируемых соединителей выводы с токоограничительными резисторами по величине напряжения между контролируемыми цепями и шинами аккумуляторных батарей, стыкуют соединители при сборке схем испытаний.

Способ изготовления космического аппарата относится к космической технике. Способ заключается в том, что производят сборку космического аппарата, проводят электрические испытания на функционирование, испытания на воздействие механических нагрузок, термовакуумные испытания определенным образом.

Изобретение относится к энергоснабжению космического аппарата (КА) с помощью солнечных батарей (СБ). КА содержит корпус с множеством поверхностей (11), на которых расположены устройства (20) для собирания света внутрь корпуса, где установлена СБ (30).

Изобретение относится, главным образом, к испытаниям систем энергоснабжения космических аппаратов (КА) при изготовлении преимущественно спутников связи. Система электропитания КА содержит солнечные (СБ) и аккумуляторные (АБ) батареи, стабилизированный преобразователь напряжения (СПН) с зарядным (ЗП) и разрядным (РП) преобразователями и стабилизатором выходного напряжения (8).

Изобретение относится к космической технике и может быть использовано для изготовления космического аппарата (КА). Изготавливают комплектующие, собирают КА из системы электропитания с солнечными и аккумуляторными батареями (САБ), стабилизированным преобразователем с зарядным и разрядным преобразователями, модуля служебных систем, полезной нагрузки, проводят электрические испытания КА на функционирование, термовакуумные, заключительные с применением имитаторов САБ, подключенных к промышленной сети через систему гарантированного электроснабжения с блокированием работы зарядных преобразователей стабилизированного преобразователя напряжения системы электропитания наземными средствами либо работающих по зарядному интерфейсу без рекуперации энергии заряда в промышленную сеть, проводят испытания на воздействие механических нагрузок и на контроль стыковки солнечных и аккумуляторных батарей с применением штатных аккумуляторных и солнечных батарей.

Изобретение относится к космической технике. Способ изготовления космического аппарата, содержащего систему электропитания в составе солнечных батарей, аккумуляторных батарей и стабилизированного преобразователя напряжения, включающий сборку космического аппарата, проведение электрических испытаний на функционирование, испытаний на воздействие механических нагрузок и термовакуумных испытаний.
Наверх