Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны

Изобретение относится к области атомной энергетики. Ядерный реактор содержит активную зону, термофотопреобразователь (ТФП), электрогенерирующие модули (ЭГМ), высокотемпературные тепловые трубы (ВТТ), тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ), боковой отражатель, систему управления, теплоизоляцию, систему охлаждения, радиационную защиту и корпус ядерного реактора. ЭГМ размещен внутри корпуса ядерного реактора. ВТТ состоит из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры. ТВЭЛ расположен в зоне испарения ВТТ. Боковой отражатель окружает активную зону. Система управления состоит из привода и рабочего органа. ТВЭЛ, ВТТ, ТФП и радиационная защита расположены внутри ЭГМ. ТФП включает термофотоэлементы, контактирующие с теплопроводной подложкой. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерного реактора с прямым преобразованием энергии. 18 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

 

Изобретение относится к области атомной энергетики с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую и может быть использовано в качестве автономного необслуживаемого источника электропитания.

Известна ядерная энергетическая установка (ЯЭУ), представленная в патенте РФ на изобретение №2129740 «Космическая ядерная энергетическая установка» с приоритетом от 28.07.1998.

ЯЭУ содержит модульный термоэмиссионный генератор в виде пакета модулей термоэмиссионных преобразователей, вынесенных из активной зоны ядерного реактора и совмещенных с зоной конденсации высокотемпературных тепловых труб, у которых зона испарения размещена в графитовых матрицах активной зоны ядерного реактора с гарантируемым вакуумным зазором. Причем тепло подводится излучением через зазор от тепловыделяющих элементов, нагретых до высокой температуры. Эмиттер термоэмиссионного преобразователя размещен непосредственно на высокотемпературной тепловой трубе, а его коллектор - в зоне испарения среднетемпературной тепловой трубы, передающей непреобразованное тепло к холодильнику-излучателю. Межэлектродная электроизоляция в термоэмиссионных преобразователях выполнена в виде шунта, состоящего из пакета соосных с электродами термоэмиссионных преобразователей металлических стаканов и сильфона, сваренных между собой.

Недостатком указанного технического решения является относительно низкая эффективность термоэмиссионного преобразования тепловой энергии в электрическую.

Наиболее близким по технической сущности к заявляемому техническому решению является термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования энергии в электрическую (Патент РФ на изобретение №2187156, заявка от 29.06. 2000).

Наиболее близкое техническое решение содержит электрогенерирующие элементы, размещенные в зоне конденсации высокотемпературной тепловой трубы, соединенные в электрическую цепь с помощью межэлектродной коммутации с катодным и анодным токовыводами внутри электрогенерирующего канала с парами цезия. Электрогенерирующий канал встроен в электрически нейтральный корпус модуля, внутри которого размещена высокотемпературная тепловая труба. Высокотемпературная тепловая труба содержит в испарительной зоне кольцевой тепловыделяющий элемент, а в зоне конденсации размещен многоэлементный электрогенерирующий канал с последовательно соединенными в электрическую цепь электрогенерирующими элементами. Эмиттер по крайней мере одного электрогенерирующего элемента размещен непосредственно на участке зоны конденсации и соединен с катодным токовыводом, обратным и коаксиальным по отношению к другим электрически изолированным от него, с помощью «мокрой» эмиттерной керамической изоляции, находящейся в парах цезия. Внутренняя поверхность эмиттеров соединена через «мокрую» эмиттерную керамическую изоляцию и катодный токовывод с внешней поверхностью зоны конденсации высокотемпературной тепловой трубы.

Недостатком указанного технического решения является относительно низкая эффективность преобразования тепловой энергии в электрическую. Коэффициент полезного действия (КПД) указанной ядерной энергетической установки, содержащей электрогенерирующие модули, составляет 8-10% при температуре 1400-1600 К.

Согласно литературным данным к настоящему времени при температуре около 1600 К достигнут КПД термоэмиссионного преобразования 13-16% (Ярыгин В.И. Физические основы термоэмиссионного преобразования энергии. Ч 1. Введение в специальность. Учебное пособие по курсу «Перспективные методы получения и преобразования энергии». - Обнинск: ИАТЭ, 2006, стр. 14). Возможности дальнейшего увеличения КПД термоэмиссионного преобразования без повышения температуры практически исчерпаны (В.Э. Птицын. Современное состояние и перспективы развития метода термоэмиссионного преобразования энергии. Научное приборостроение. 2013. Т. 23. №4. С. 30).

Кроме того, указанные выше технические решения характеризуются относительно невысоким ресурсом работы, связанным с ограниченной длительной прочностью конструкционных материалов при высокой температуре.

Задача изобретения состоит в исключении указанных недостатков, а именно, в повышении эффективности прямого преобразования тепловой энергии в электрическую при более низкой температуре и в увеличении ресурса работы реактора.

Технический результат - повышение КПД ядерного реактора с прямым преобразованием энергии и увеличение ресурса, обусловленное более низкой рабочей температурой.

Для исключения указанных недостатков в ядерном реакторе с прямым преобразованием энергии, содержащим активную зону, по меньшей мере один электрогенерирующий модуль, размещенный внутри корпуса ядерного реактора, по меньшей мере одну высокотемпературную тепловую трубу, состоящую из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, расположенный в зоне испарения высокотемпературной тепловой трубы, боковой отражатель, окружающий активную зону, систему управления, состоящую по меньшей мере из привода и рабочего органа, теплоизоляцию, систему охлаждения и радиационную защиту, причем тепловыделяющий элемент, высокотемпературная тепловая труба и преобразователь энергии расположены внутри электрогенерирующего модуля, предлагается:

- корпус ядерного реактора составить из боковой стенки, днища и крышки;

- электрогенерирующий модуль дополнительно снабдить радиационной защитой, расположенной над тепловыделяющими элементами;

- активную зону образовать из частей электрогенерирующих модулей, содержащих тепловыделяющие элементы;

- в качестве преобразователя энергии использовать термофотопреобразователь, состоящий из термофотоэлементов;

- в термофотопреобразователь включить по меньшей мере один термофотоэлемент, каждый из которых контактирует с теплопроводной подложкой;

- систему охлаждения составить из по меньшей мере одного радиатора и по меньшей мере одного теплообменника, соединенных между собой по меньшей мере одним подъемным и одним опускным каналом;

- теплообменник погрузить под уровень жидкости, заполняющей корпус ядерного реактора;

- радиатор и привод вывести за пределы корпуса ядерного реактора;

- рабочие органы установить с возможностью их перемещения в активной зоне;

- теплоизоляцию разместить внутри корпуса электрогенерирующего модуля в зоне испарения и в транспортной зоне высокотемпературной тепловой трубы.

В частных случаях исполнения ядерного реактора предлагается:

- над крышкой дополнительно установить купол;

- нижние части электрогенерирующих модулей и торцевую часть бокового отражателя укрепить на опорной решетке;

- верхние концы электрогенерирующих модулей зафиксировать в дистанционирующей решетке с возможностью продольного перемещения;

- на днище корпуса установить опору для поддержки опорной решетки;

- в объеме, ограниченном крышкой и куполом, разместить преобразователь тока и приводы системы управления;

- электрогенерирующие модули соединить с преобразователем тока по меньшей мере одним электрическим кабелем;

- термофотоэлементы выполнить из полупроводниковых материалов основе, например, Si, Ge, SiGe, GaAs, GaSb, InGaAsSb, InGaSb, InAsSbP, InGaAs, InGaAsInP;

- термофотоэлементы соединить в электрическую цепь;

- объем корпуса ядерного реактора заполнить жидкостью, например водой;

- корпус высокотемпературной тепловой трубы заполнить жидкометаллическим теплоносителем, например литием, кальцием, барием, свинцом, индием, серебром или их сплавами;

- зону конденсации высокотемпературной тепловой трубы снабдить покрытием, нанесенным на наружную боковую поверхность ее корпуса в области расположения термофотопреобразователя;

- покрытие выполнить из материалов, имеющих высокую степень черноты в широком спектральном диапазоне (0,5-10 мкм), например из SiC или на основе ZrO2, или из материалов, имеющих интенсивные линии излучения в диапазоне длин волн 1-2,5 мкм, например, содержащих NiO, CO3O4;

- теплообменник, подъемный канал, опускной канал выполнить в виде по меньшей мере одной низкотемпературной тепловой трубы;

- зону испарения низкотемпературной тепловой трубы выполнить в тепловом контакте с корпусом по меньшей мере одного электрогенерирующего модуля в области расположения термофотопреобразователя;

- в качестве теплоносителя низкотемпературной тепловой трубы использовать, например, этанол или его водный раствор с точкой замерзания не выше -40°C, аммиак, ацетон, фреон;

- внешнюю поверхность оболочки тепловыделяющего элемента снабдить капиллярной структурой.

- в тепловыделяющем элементе использовать по меньшей мере одно ядерное топливо, выбранное, например, из: UO2, PuO2, U-Zr-C-N с низким (до 20%) или высоким (более 20%) обогащением.

Сущность изобретения поясняется на фигурах, где на фиг. 1 представлено продольное осевое сечение одного из вариантов исполнения ядерного реактора с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны, на фиг. 2 - продольное осевое сечение электрогенерирующего модуля, на фиг. 3 - поперечное сечение электрогенерирующего модуля в области термофотопреобразователя (сечение А-А).

На фигурах приняты следующие позиционные обозначения: 1 - боковая стенка; 2 - боковой отражатель; 3 - днище; 4 - капиллярная структура; 5 - корпус высокотемпературной тепловой трубы; 6 - корпус электрогенерирующего модуля; 7 - крышка; 8 - купол; 9 опора; 10 - опорная решетка; 11 - опускной канал, 12 - подъемный канал, 13 - покрытие; 14 - преобразователь тока; 15 - привод; 16 - рабочий орган; 17 - радиатор; 18 - радиационная защита, 19 - тепловыделяющий элемент; 20 - теплоизоляция; 21 - теплообменник; 22 - теплопроводная подложка; 23 - термофотоэлемент; 24 - электрический кабель.

Сущность изобретения состоит в следующем.

Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии содержит активную зону, термофотопреобразователь, по меньшей мере один электрогенерирующий модуль, по меньшей мере одну высокотемпературную тепловую трубу, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент 19, боковой отражатель 2, систему управления, теплоизоляцию 20, систему охлаждения, радиационную защиту 18 и корпус ядерного реактора.

Реактор работает в автономном режиме, без постоянного технического обслуживания.

Активная зона реактора набрана из электрогенерирующих модулей, каждый из которых содержит по меньшей мере один тепловыделяющий элемент 19.

Активная зона размещена в корпусе реактора, заполненном жидкостью, выполняющей функцию теплоносителя и биологической защиты, например водой.

Электрогенерирующий модуль размещен внутри корпуса ядерного реактора и предназначен для преобразования тепловой энергии в электрическую.

Тепловыделяющий элемент 19 расположен внутри электрогенерирующего модуля, в зоне испарения высокотемпературной тепловой трубы. Его обязательными конструктивными элементами являются герметичная оболочка и по меньшей мере одно ядерное топливо, выбранное, например, из: UO2, PuO2, U-Zr-C-N с низким (до 20%) или высоким (более 20%) обогащением. Тепловыделяющий элемент 19 предназначен для производства тепловой энергии, выделяющейся при делении ядерного топлива. Оболочка тепловыделяющего элемента может быть снабжена капиллярной структурой для отвода тепла испаряющимся теплоносителем.

Высокотемпературная тепловая труба расположена внутри электрогенерирующего модуля и состоит из цельного корпуса 5, внутренняя боковая поверхность которого снабжена капиллярной структурой 4. Высокотемпературная тепловая труба предназначена для передачи тепла от тепловыделяющих элементов 19 к термофотопреобразователю.

Высокотемпературная тепловая труба содержит жидкометаллический теплоноситель, напримерлитий, кальций, барий, свинец, индий, серебро или их сплавы. Функционально высокотемпературная тепловая труба делится на три зоны. В зоне испарения высокотемпературной тепловой трубы под действием тепла, выделяющегося в тепловыделяющих элементах 19, происходит испарение теплоносителя из капиллярной структуры 4. Парообразный теплоноситель переносит теплоту испарения через транспортную зону высокотемпературной тепловой трубы в зону конденсации. Тепло, полученное зоной конденсации, передается излучением на термофотопреобразователь.

На наружной боковой поверхности корпуса высокотемпературной тепловой трубы 5 в зоне конденсации, в области расположения термофотопреобразователя может быть нанесено покрытие 13, выполненное из материалов, имеющих высокую степень черноты в широком спектральном диапазоне (0,5-10 мкм), например из SiC или на основе ZrO2, или из материалов, имеющих интенсивные линии излучения в диапазоне длин волн 1-2,5 мкм, например, содержащих NiO, CO3O4 для увеличения теплового потока, передаваемого от тепловой трубы к термофотопреобразователю.

Термофотопреобразователь включает по меньшей мере один термофотоэлемент 23, выполненный из полупроводникового материала, на основе, например, Si, Ge, SiGe, GaAs, GaSb, InGaAsSb, InGaSb, InAsSbP, InGaAs, InGaAsInP, который служит для преобразования теплового потока, излучаемого тепловой трубой, в электрическую энергию.

Термофотоэлемент 23 расположен на теплопроводной подложке 22, служащей для передачи тепла к системе охлаждения через корпус электрогенерирующего модуля 6.

Боковой отражатель 2 окружает активную зону реактора и служит для уменьшения утечки нейтронов.

Система управления состоит по меньшей мере из привода 15 и рабочего органа 16, содержащего поглощающее нейтроны вещество, и служит для регулирования мощности реактора и прекращения реакции деления в аварийных ситуациях.

Приводы 15 рабочих органов 16 системы управления выведены за пределы корпуса ядерного реактора и расположены под защитным куполом 8. Приводы 15 служат для перемещения рабочих органов 16.

Рабочие органы 16 установлены с возможностью их перемещения в активной зоне и предназначены для поглощения нейтронов с целью регулирования мощности реактора или прекращения его работы.

Система охлаждения содержит по меньшей мере один теплообменник 21, по меньшей мере один подъемный канал 12, по меньшей мере один опускной канал 11 и по меньшей мере один радиатор 17 и предназначена для удаления неиспользованного тепла за пределы корпуса ядерного реактора.

Теплообменник 21 погружен под уровень жидкости, заполняющей корпус ядерного реактора, и предназначен для ее охлаждения.

Радиатор 17 расположен за пределами корпуса ядерного реактора и купола 8 и предназначен для рассеяния в атмосфере неиспользованного тепла, поступающего к нему от теплообменника 21.

Радиационная защита 18 расположена над тепловыделяющими элементами 19 и предназначена для защиты термофотопреобразователя от реакторного излучения.

Теплоизоляция 20 размещена внутри корпуса электрогенерирующего модуля 6 в зоне испарения и в транспортной зоне высокотемпературной тепловой трубы. Теплоизоляция 20 позволяет свести к минимуму утечки тепла, выделяемого тепловыделяющими элементами, в жидкость.

Корпус ядерного реактора, состоящий из боковой стенки 1, днища 3 и крышки 7, заполнен жидкостью, выполняющей функции теплоносителя и биологической защиты. 17 частных случаев исполнения ядерного реактора.

Над крышкой 7 корпуса дополнительно установлен купол 8, предназначенный для защиты от внешних механических воздействий, напримерт падения воздушного судна.

Нижние части электрогенерирующих модулей и торцевая часть бокового отражателя 2 укреплены на опорной решетке 10, обеспечивающей дистанционирование электрогенерирующих модулей, не препятствуя при этом естественной циркуляции жидкости.

Верхние концы электрогенерирующих модулей фиксируются в дистанционирующей решетке с возможностью продольного перемещения для компенсации термического расширения.

На днище 3 корпуса ядерного реактора установлена опора 9, поддерживающая опорную решетку 10.

В объеме, ограниченном крышкой 7 и куполом 8, размещены приводы 15 системы управления и преобразователь тока 14, служащий для преобразования постоянного тока, генерируемого термофотопреобразователями, в переменный ток промышленной частоты.

Каждый электрогенерирующий модуль соединен с преобразователем тока 14 по меньшей мере одним электрическим кабелем 24.

Термофотоэлементы 23 могут быть выполнены из полупроводниковых материалов, на основе, например, Si, Ge, SiGe, GaAs, GaSb, InGaAsSb, InGaSb, InAsSbP, InGaAs, InGaAsInP.

Термофотоэлементы 23 соединены в электрическую цепь и образуют термофотопреобразователь. Электрическая цепь служит для согласования электрических параметров термофотоэлементов 23 с параметрами преобразователя тока 14 или потребителя энергии.

Корпус ядерного реактора заполнен жидкостью (например, водой), являющейся одновременно теплоносителем, биологической защитой и замедлителем, необходимым в случае ядерного реактора с тепловым спектром нейтронов.

Корпус высокотемпературной тепловой трубы 5 содержит жидкометаллический теплоноситель, например литий, кальций, барий, свинец, индий, серебро или их сплавы.

Наружная боковая поверхность корпуса высокотемпературной тепловой трубы 5 в зоне конденсации в области термофотопреобразователя снабжена покрытием 13 для увеличения теплового потока, передаваемого от тепловой трубы к термофотопреобразователю.

Покрытие 13 выполнено из материалов, имеющих высокую степень черноты в широком спектральном диапазоне (0,5-10 мкм), например из SiC или на основе ZrO2, или из материалов, имеющих интенсивные линии излучения в диапазоне длин волн 1-2,5 мкм, например, содержащих NiO, CO3O4.

Теплообменник 21, подъемный канал 12, опускной канал 11 выполнены в виде по меньшей мере одной низкотемпературной тепловой трубы.

Зона испарения низкотемпературной тепловой трубы совмещена с корпусом по меньшей мере одного электрогенерирующего модуля 6 в области расположения термофотопреобразователя.

В качестве теплоносителя низкотемпературной тепловой трубы используют, например, этанол или его водный раствор с точкой замерзания не выше -40°C, аммиак, ацетон, фреон.

Внешняя поверхность оболочки тепловыделяющего элемента 19 снабжена капиллярной структурой для обеспечения отвода выделяющегося тепла испаряющимся теплоносителем.

Тепловыделяющий элемент 19 содержит по меньшей мере одно ядерное топливо, выбранное, например, из: UO2, PuO2, U-Zr-C-N с низким (до 20%) или высоким (более 20%) обогащением.

Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны работает следующим образом.

В тепловыделяющих элементах 19 активной зоны происходят ядерные реакции с выделением тепла. Выделившееся тепло передается к зоне испарения высокотемпературной тепловой трубы. Увеличение мощности реактора с помощью системы управления приводит к повышению температуры высокотемпературной тепловой трубы, жидкометаллический теплоноситель, содержащийся в капиллярной структуре 4 высокотемпературной тепловой трубы, плавится и испаряется, поглощая при этом теплоту испарения. Пар жидкометаллического теплоносителя распространяется вдоль транспортной зоны высокотемпературной тепловой трубы к зоне конденсации, где конденсируется и разогревает корпус высокотемпературной тепловой трубы 5 до заданной рабочей температуры. Наружная боковая поверхность корпуса высокотемпературной тепловой трубы 5 в зоне конденсации излучает полученное тепло на термофотоэлементы 23. Благодаря внутреннему фотоэффекту в термофотоэлементах возникает электродвижущая сила, создающая электрический ток в электрических кабелях 24 и преобразователе тока 14. Таким образом, часть тепловой энергии превращается в электрическую.

Сконденсировавшийся жидкометаллический теплоноситель возвращается по капиллярной структуре 4 в зону испарения высокотемпературной тепловой трубы. Неиспользованное тепло проходит сквозь термофотоэлементы 23, теплопроводную подложку 22, стенку корпуса электрогенерирующего модуля 6, теплоноситель, заполняющий корпус реактора, к теплообменнику 21, передается по подъемному каналу 12 к радиатору 17 и рассеивается в атмосферном воздухе. Система охлаждения рассчитана таким образом, чтобы температура термофотоэлементов была не выше допустимой.

Конкретный вариант исполнения ядерного реактора с прямым преобразованием энергии выполнен следующим образом.

Корпус ядерного реактора выполнен из нержавеющей стали Х18Н10Т толщиной 20 мм. Внутренний диаметр цилиндрической боковой стенки составляет 2,5 м, высота - 8 м. В качестве жидкости используется вода, уровень которой составляет 7 м.

Система охлаждения выполнена в виде четырех одинаковых автономных низкотемпературных тепловых труб (термосифонов), соединенных с радиаторами. В качестве рабочей жидкости низкотемпературных тепловых труб используют водный раствор этанола с точкой замерзания не выше -40°C.

Система управления состоит из шести рабочих органов 16 с электрическими приводами. Рабочий орган 16 содержит поглощающее нейтроны вещество, заключенное в оболочку из нержавеющей стали. В качестве поглощающего вещества используется карбид бора. Рабочие органы 16 размещены между электрогенерирующими модулями с возможностью их перемещения в активной зоне. В качестве приводов 15 используются реверсивные электродвигатели.

Электрогенерирующий модуль выполнен в виде герметичного корпуса 6, внутри которого содержатся тепловыделяющие элементы 19, высокотемпературная тепловая труба, теплоизоляция 20, радиационная защита 18 и термофотоэлектрический преобразователь тепловой энергии в электрическую.

Корпус электрогенерирующего модуля 6 выполнен из циркониевого сплава Э110. Внешний диаметр корпуса - 52 мм, толщина стенки - 1 мм, длина (высота) - 2400 мм. Внутри корпуса создан вакуум.

Корпус высокотемпературной тепловой трубы 5 выполнен из тугоплавкого сплава НбЦУ и рассчитан на работу в вакууме и в жидком литии при температуре 1500 К до 10 лет.

Внутри корпуса электрогенерирующего модуля 6 расположена теплоизоляция 20, выполненная из 9 слоев гофрированной фольги толщиной 0,1 мм. Материал фольги НбЦУ.

Над тепловыделяющими элементами 19 расположена радиационная защита 18 из вольфрама толщиной 25 см.

На внешнюю поверхность корпуса высокотемпературной тепловой трубы 5 в зоне конденсации нанесено покрытие 13, выполненное из диоксида циркония (ZrO2), обеспечивающее степень черноты не менее 0,9.

В верхней части корпуса электрогенерирующего модуля 6 расположены концентрично с зоной испарения тепловой трубы 260 термофотоэлементов 23, выполненных из антимонида галлия (GaSb), работоспособного в инфракрасной области спектра. Термофотоэлементы имеют тепловой контакт с теплопроводной медной подложкой толщиной 2-3 мм, примыкающей к внутренней боковой поверхности корпуса.

Термофотоэлементы 23 соединены в последовательно-параллельную электрическую цепь, обеспечивающую выходное напряжение 24 В.

Электрогенерирующие модули полностью погружены в воду и фиксируются с шагом 69 мм в опорной решетке 10, выполненной в виде перекрещивающихся стержней, образующих гексагональные ячейки. Материал стержней - нержавеющая сталь Х18Н10Т.

Верхние концы электрогенерирующих модулей фиксируются с шагом 69 мм в дистанционирующей решетке из нержавеющей стали Х18Н10Т с возможностью продольного перемещения для компенсации термического расширения.

Опора 9 выполнена из нержавеющей стали X18Н10Т и жестко соединена с днищем 3. Опора 9 удерживает опорную решетку на высоте 115 см от днища 3.

Преимущества предлагаемого реактора по сравнению с наиболее близким аналогом заключаются в более высоком КПД. Это обусловлено более эффективным способом преобразования энергии. Кроме того, к техническому результату можно отнести увеличение ресурса работы ядерного реактора, связанное с понижением рабочей температуры.

Согласно литературным данным к настоящему времени для термофотоэлектрического преобразования с термофотоэлементами на основе гетероструктур (например, GaSb, InGaAsSb) при температуре около 1500 К достигнуты КПД от 17 до 30% (Dashiell М.W. et al. Quaternary InGaAsSb thermophotovoltaic diodes // IEEE Transactions on Electron Devices. - 2006. - Vol. 53, N 12. - P. 2879-2891, Fourspring P.M. et al. Optical coatings for thermophotovoltaic spectral control // Applied optics. - 2006. - Vol. 45, N 7. - P. 1356-1358, Wernsman B. et al. Greater than 20% radiant heat conversion efficiency of a thermophotovoltaic radiator/module system using reflective spectral control // IEEE Transactions on Electron Devices. - 2004. - Vol. 51, N3. - P. 512-515).

Максимальные достигнутые величины КПД для термоэмиссионного преобразования составляют 13-16% при температуре 1600 К (Ярыгин В.И. Физические основы термоэмиссионного преобразования энергии. Ч.1. Введение в специальность. Учебное пособие по курсу «Перспективные методы получения и преобразования энергии». - Обнинск: ИАТЭ, 2006. - стр. 14).

Таким образом, КПД термофотопреобразования при температуре около 1500 К до двух раз выше, чем термоэмиссионного, что позволяет снизить рабочую температуру.

Расчетный КПД ядерной энергетической установки, содержащей термоэмиссионные электрогенерирующие модули (Патент РФ на изобретение №2187156, заявка от 29.06. 2000), составляет 8-10% при температуре 1400-1600 К. Метод интерполяции дает для температуры 1500 К значение КПД 9%.

Расчетные оценки показали, что при рабочей температуре 1500 К КПД предлагаемого реактора составит от 10 до 20%.

Преимущества предлагаемого реактора по сравнению с наиболее близким аналогом демонстрируются таблицей, в которой приведены расчетные оценки.

1. Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии, содержащий активную зону, преобразователь энергии, по меньшей мере один электрогенерирующий модуль, размещенный внутри корпуса ядерного реактора, по меньшей мере одну высокотемпературную тепловую трубу, состоящую из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры, по меньшей мере один тепловыделяющий элемент, расположенный в зоне испарения высокотемпературной тепловой трубы, боковой отражатель, окружающий активную зону, систему управления, состоящую по меньшей мере из привода и рабочего органа, систему охлаждения, теплоизоляцию, причем тепловыделяющий элемент, высокотемпературная тепловая труба и преобразователь энергии расположены внутри электрогенерирующего модуля, отличающийся тем, что корпус устройства составлен из боковой стенки, днища и крышки, электрогенерирующий модуль дополнительно снабжен радиационной защитой, причем активная зона образована частями электрогенерирующих модулей, содержащими тепловыделяющие элементы, в качестве преобразователя энергии использован термофотопреобразователь, термофотопреобразователь включает по меньшей мере один термофотоэлемент, каждый из которых контактирует с теплопроводной подложкой, система охлаждения включает по меньшей мере один радиатор и по меньшей мере один теплообменник, соединенные между собой по меньшей мере одним подъемным и одним опускным каналом, теплообменник погружен под уровень жидкости, заполняющей корпус ядерного реактора, радиатор и привод выведены за пределы корпуса ядерного реактора, рабочие органы установлены с возможностью их перемещения в активной зоне, а теплоизоляция размещена внутри корпуса электрогенерирующего модуля в зоне испарения и в транспортной зоне высокотемпературной тепловой трубы.

2. Ядерный реактор п. 1, отличающийся тем, что над крышкой дополнительно установлен купол.

3. Ядерный реактор п. 1, отличающийся тем, что нижние части электрогенерирующих модулей и торцевая часть бокового отражателя укреплены на опорной решетке.

4. Ядерный реактор п. 1, отличающийся тем, что верхние концы электрогенерирующих модулей фиксируются в дистанционирующей решетке с возможностью продольного перемещения.

5. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что на днище установлена опора, поддерживающая опорную решетку.

6. Ядерный реактор по п. 2, отличающийся тем, что в объеме, ограниченном крышкой и куполом, размещены приводы системы управления и преобразователь тока.

7. Ядерный реактор по п. 6, отличающийся тем, что каждый электрогенерирующий модуль сообщен с преобразователем тока по меньшей мере одним электрическим кабелем.

8. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что термофотоэлементы выполнены из полупроводниковых материалов на основе Si, Ge, SiGe, GaAs, GaSb, InGaAsSb, InGaSb, InAsSbP, InGaAs или InGaAsInP.

9. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что термофотоэлементы соединены в электрическую цепь.

10. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что объем корпуса ядерного реактора заполнен жидкостью.

11. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя высокотемпературной тепловой трубы использован литий, кальций, барий, свинец, индий, серебро или их сплавы.

12. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что зона конденсации высокотемпературной тепловой трубы снабжена покрытием, нанесенным на наружную боковую поверхность ее корпуса в области расположения термофотопреобразователя.

13. Ядерный реактор по п. 12, отличающийся тем, что покрытие выполнено из SiC или из материалов на основе ZrO2, имеющих высокую степень черноты в широком спектральном диапазоне.

14. Ядерный реактор по п. 12, отличающийся тем, что покрытие выполнено из материалов, содержащих NiO или Co3O4, имеющих интенсивные линии излучения в диапазоне длин волн 1-2,5 мкм.

15. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что теплообменник, подъемный канал и опускной канал выполнены в виде по меньшей мере одной низкотемпературной тепловой трубы.

16. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что зона испарения низкотемпературной тепловой трубы совмещена с корпусом по меньшей мере одного электрогенерирующего модуля в области расположения термофотопреобразователя.

17. Ядерный реактор по п. 15, отличающийся тем, что в качестве теплоносителя низкотемпературной тепловой трубы используют этанол или его водный раствор, аммиак, ацетон или фреон.

18. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что оболочка твэла содержит на своей внешней поверхности капиллярную структуру.

19. Ядерный реактор по п. 1, отличающийся тем, что в качестве ядерного топлива тепловыделяющего элемента используется UO2, PuO2 или U-Zr-C-N с низким (до 20%) или высоким (более 20%) обогащением.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к вентилям для циркуляции жидкого металла. Вентиль содержит картер, образующий камеру, внутри которой проходит текучая среда и которая имеет по меньшей мере один вход и по меньшей мере один выход текучей среды, затвор, выполненный с возможностью взаимодействия с седлом, выполненным заодно с картером, для закрывания, упомянутого по меньшей мере одного входа и упомянутого по меньшей мере одного выхода текучей среды и устройство управления положением затвора относительно седла.

Изобретение относится к водной сборке для ядерных реакторов. Водная сборка имеет отрицательный коэффициент реактивности с некоторой величиной.

Изобретение относится к производству электроэнергии и технологического тепла с использованием модульного, транспортируемого, упрочненного ядерного генератора, быстро размещаемого и изымаемого, содержащего оборудование для преобразования энергии и производства электроэнергии, полностью встроенное внутри единого корпуса высокого давления, вмещающего активную зону ядерного генератора.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами.

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях.

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О.

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата.
Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс.

Изобретение относится к области атомной энергетики. Ядерный реактор содержит активную зону, термофотопреобразователь, электрогенерирующие модули, высокотемпературные тепловые трубы, тепловыделяющие элементы, боковой отражатель, систему управления, теплоизоляцию, систему охлаждения, радиационную защиту и корпус ядерного реактора. ЭГМ размещен внутри корпуса ядерного реактора. ВТТ состоит из цельного корпуса и расположенной на его внутренней боковой поверхности капиллярной структуры. ТВЭЛ расположен в зоне испарения ВТТ. Боковой отражатель окружает активную зону. Система управления состоит из привода и рабочего органа. ТВЭЛ, ВТТ, ТФП и радиационная защита расположены внутри ЭГМ. ТФП включает термофотоэлементы, контактирующие с теплопроводной подложкой. Технический результат - повышение коэффициента полезного действия ядерного реактора с прямым преобразованием энергии. 18 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Наверх