CC BY
26УДК 621.039.578:629.7
О ВОЗМОЖНОСТИ ПУСКА РЕАКТОРА НА ОРБИТЕ
ЗА СЧЕТ ИСТОЧНИКА НЕЙТРОНОВ, ФОРМИРУЕМОГО КОСМИЧЕСКИМ ИЗЛУЧЕНИЕМ
© 2014 г. Алексеев П.А., Ехлаков И.А., Овчаренко М.К., Пышко А.П.
ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского» (ГНЦ РФ-ФЭИ) Пл. Бондаренко, д.1, г. Обнинск, Калужская обл., Россия, 249033, e-mail:[email protected]
Рассматривается возможность безопасного пуска термоэмиссионного реактора-преобразователя космической ядерно-энергетической установки на орбите в присутствии источника нейтронов, формируемого естественным космическим излучением. Учитывается, что вдоль трассы полета космического аппарата с ядерно-энергетической установкой на борту по орбите потоки протонов космического излучения имеют большую неравномерность.
Показана принципиальная возможность физического пуска реактора на круговых орбитах высотой 1 200 и 1 500 км.
Ключевые слова: космическая ядерно-энергетическая установка, радиационно-безопасная орбита, ядерный реактор, протоны космического излучения, программный комплекс ЫСЫРХ, информационная система 5РЕЫУ15.
ABOUT THE FEASIBILITY OF STARTING UP
A REACTOR BY THE NEUTRON SOURCE PROVIDED
BY THE SPACE RADIATION IN ORBIT
Alekseev P. A., Ekhlakov I. A., Ovcharenko M.K., Pyshko A.P.
Federal State Unitary Enterprise «State Scientific Centre of the Russian Federation -Institute for Physics and Power Engineering named after A.I. Leypunsky» (SSC RF-IPPE) 1 Bondarenko sq., Obninsk, Kaluzhskaya reg., Russia, 249033, e-mail:[email protected]
The paper discusses the feasibility of safe startup of an advanced thermionic conversion reactor in orbit by an external neutron source provided by the natural space radiation environment. It takes into account the significant nonuniformity of the space radiation proton flux along the track of the spacecraft carrying the nuclear power unit.
The theoretical feasibility of safe startup of a reactor in 1200 km and 1500 km circular orbits is demonstrated.
Key words: space nuclear power system, radiation-safe orbit, nuclear reactor, space radiation protons, Software package MCNPX, Spase Environment Information System (SPENVIS).
АЛЕКСЕЕВ Павел Александрович — инженер-исследователь ГНЦ РФ-ФЭИ, e-mail: [email protected]
ALEKSEEV Pavel Alexandrovich — Engineer-researcher at the SSC RF-IPPE
ЕХЛАКОВ Илья Александрович — инженер ГНЦ РФ-ФЭИ, e-mail: [email protected] EKHLAKOV Ilya Alexandrovich — Engineer at the SSC RF-IPPE
ОВЧАРЕНКО Михаил Карпович — ведущий научный сотрудник ГНЦ РФ-ФЭИ, e-mail: [email protected]
OVCHARENKO Mikhail Karpovich — Leading Researcher at the SSC RF-IPPE
ПЫШКО Александр Павлович — кфмн, начальник Центра исследований, испытаний и разработок в области космических ядерно-энергетических установок ГНЦ РФ-ФЭИ, e-mail: [email protected] PYSHKO Alexander Pavlovich — Candidate of Sciences (Physical and Mathematical), Head of the Centre of research and developments in the field of space nuclear power systems at the SSC RF-IPPE
Введение
Одной из проблем проектирования ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) космического назначения является обеспечение безопасного физического пуска реактора в космосе. Пуск реактора осложняется невозможностью отслеживать изменения его мощности на начальном этапе пуска применяемыми средствами контроля. Для разрешения этой проблемы используется внешний источник нейтронов, обеспечивающий контролируемый уровень мощности реактора во время пуска.
В 1987 г. прошел летные испытания первый в мире термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) в составе ЯЭУ «Топаз». В работе [1] отмечается, что внешний источник нейтронов в начальный момент пуска ТРП обеспечивал мощность 0,10840-4 Вт. Некоторое время мощность реактора не контролировалась, такой «слепой» пуск потребовал дополнительной отработки положений рабочих органов системы регулирования и подготовки датчиков мощности на специальных физических стендах на Земле [2].
Применение внешнего источника нейтронов связано с определенными трудностями. Во-первых, требуются дополнительные конструкционные элементы, крепление источника и т.д., это увеличивает массу и объем космической ЯЭУ, что нежелательно из-за необходимости доставки установки на орбиту. Во-вторых, в процессе проведения монтажных работ по стыковке космического аппарата с ЯЭУ и ракеты-носителя проводится множество подготовительных операций. Персонал, проводящий работы в непосредственной близости от мощного источника нейтронов (106...108 н/с), будет подвергаться радиационному облучению [3].
Таким образом, перед разработчиками современных реакторов космического назначения стоит задача поиска возможностей безопасного
физического пуска реактора без увеличения его массогабаритных характеристик.
В 1965 г. был запущен первый космический реактор 5ЛАР-10А — на быстрых нейтронах с термоэлектрическим преобразованием энергии. Перед пуском 5ЛАР-10А на орбите 1 200... 1 300 км, благодаря высокоэнергетическим протонам космического излучения, реактор имел мощность 10-6 Вт. Реактор был успешно пущен и проработал на орбите 43 дня [4, 5].
В работе [6] было показано, что под воздействием протонов космического излучения в активную зону усовершенствованного ТРП типа «Топаз» попадает 105...107 н/с, т.е. количество нейтронов, способное сформировать достаточно делений для обеспечения контролируемого уровня мощности.
Потоки протонов космического излучения, попадающие на поверхность ЯЭУ, зависят от высоты и географических координат положения космического аппарата (КА) относительно Земли. В данной работе проводится исследование возможности пуска усовершенствованного ТРП в составе ЯЭУ без специального внешнего источника нейтронов, но с учетом влияния протонов космического излучения и неопределенности их потоков при изменении положения КА относительно Земли.
ТРП нового поколения
Космические ЯЭУ нового поколения, к которым относится усовершенствованный ТРП типа «Топаз», достигают уровня электрической мощности в несколько десятков киловатт и имеют ресурс работы более 10 лет, что позволяет решать современные энергоемкие задачи на околоземной орбите и в дальнем космосе. Это стало возможным за счет применения новых материалов и проработки конструкций электрогенерирующих каналов (ЭГК), реактора и ЯЭУ в целом. Решения,
закладываемые в современные ТРП, являются результатом опыта эксплуатации ЯЭУ «Бук» и «Топаз» — космических ЯЭУ первого поколения, а также поисковых исследований, совместно проводимых организациями ОАО «Красная звезда», ГНЦ РФ-ФЭИ, НИИ НПО «Луч» и др. [7].
На рис. 1 представлена расчетная модель усовершенствованного ТРП типа «Топаз».
Рис. 1. Расчетная модель реактора
Реактор представляет собой активную зону, окруженную замедляющим отражателем из бериллия. Активная зона набирается из ЭГК и стержней безопасности (СБ), располагающихся в отверстиях дисков замедлителя из гидрида циркония. ЭГК совмещают в себе топливо (твэл) и систему прямого преобразования тепла в электричество — термоэмиссионный преобразователь, что позволяет создать компактный и легкий источник электроэнергии.
Функции регулирования тепловой мощности, компенсации реактивности и аварийной защиты выполняют расположенные в боковом отражателе поворотные цилиндры (ПЦ) из бериллия с секторными накладками из карбида бора и стержни безопасности.
Пуск реактора осуществляется по команде с Земли, после того как КА выведен на рабочую радиационно-безопасную орбиту (РБО). По команде с Земли выводятся СБ, далее группой поворотных цилиндров вводится реактивность. Для исключения возможного нарушения работы ЭГК, связанного с системами подачи цезия, реактор должен не менее чем через 1 ч после начала пуска достичь мощности прогрева около 10 кВт [8, 9].
Орбиты для функционирования космических ЯЭУ
Физический пуск реактора проводится после вывода КА с ЯЭУ на РБО. РБО для космических ЯЭУ первого поколения определена
в диапазоне высот 800...1 000 км, время существования КА на таких орбитах после глушения реактора превышает 350 лет, прежде чем начнет сказываться атмосферное торможение КА, и они начнут падать на Землю. За такой срок произойдет распад накопленных в реакторе продуктов деления до приемлемо низкого уровня. С учетом возможных аварийных ситуаций на РБО, после выдержки 350 лет упавшие на Землю, не сгоревшие в атмосфере части космической ЯЭУ не будут представлять серьезной радиологической опасности для населения [9, 10].
В то же время, орбиты 800.1 000 км являются наиболее загрязненными космическим мусором, поэтому для уменьшения вероятности столкновения космической ЯЭУ с другими космическими объектами для пуска реактора рассматриваются высоты орбит 1 200.2 000 км [11].
На рис. 2 показан пример пространственного распределения плотности потоков протонов с энергией более 1,5 МэВ на орбитах высотой 1 200 и 1 500 км в период максимума солнечной активности [12].
a)
б)
Рис. 2. Распределение потока протонов с энергией выше 1,5 МэВ: а — для высоты 1 200 км; б — 1 500 км
Из рис. 2 видно, что плотность потока протонов имеет значительную неравномерность для различных географических координат. Для рассматриваемых высот значительные потоки протонов находятся в районе Южной Атлантической магнитной аномалии из-за того, что внутренний радиационный пояс здесь наиболее близко подходит к поверхности Земли.
Протоны космического излучения, попав в конструкционные материалы космической ЯЭУ, произведут в них нейтроны посредством протон-нейтронной (р, п)-реакции. Часть из этих нейтронов достигнет активной зоны реактора. Кроме того, при торможении протонов в веществе часть их энергии переходит в гамма-излучение, которое также способно производить нейтроны в реакциях с ядрами материалов активной зоны.
Таким образом, из-за неравномерности потоков протонов следует ожидать неравномерность потока нейтронов, которые будут поступать в активную зону реактора при движении КА по орбите. В таком случае пуск реактора следует проводить в промежутки времени, когда КА проходит через области с наиболее высокими значениями потоков протонов.
Оценка начальной мощности
На высотах орбит порядка 1 000 км значительно возрастают потоки протонов космического излучения с энергией частиц, достигающей значений нескольких сотен мегаэлектронвольт. Попадая в отражатель реактора, высокоэнергетичные протоны участвуют в (р, п)-реакции на ядрах бериллия (порог реакции 1,5 МэВ). Примерно половина из родившихся нейтронов вылетает из отражателя по направлению от космической ЯЭУ, часть нейтронов будет захвачена карбидом бора в поглощающих накладках поворотных цилиндров, и часть нейтронов пройдет сквозь корпус в активную зону. Замедлившиеся нейтроны будут производить деления ядер урана, тем самым обеспечивая начальную тепловую мощность.
На рис. 3 и 4 показано изменение тепловой мощности реактора, обеспечиваемой протонами космического излучения, для круговых орбит 1 200 и 1 500 км, соотнесенные с трассами полета КА по данным орбитам. Точками показано изменение мощности, пунктиром обозначена трасса полета.
Оценки мощности проводились с применением программного комплекса МСМРХ2.6 и библиотекой оцененных ядерных данных ЕЫВЕ/Б-в с учетом термализации нейтронов [13, 14]. Код МСЫРХ предназначен для
совместного моделирования переноса различного вида частиц (нейтронов, фотонов, протонов и др.). Неоднородные уравнения переноса излучений решаются методами Монте-Карло с использованием констант, содержащихся в библиотеках оцененных ядерных данных. Геометрический модуль позволяет описывать, практически без упрощений, любые системы в трехмерной геометрии.
1,00Е-0,Зт
н Ю
л н о о К
В
о
1,00Е-0,4
1,00Е-0,5
1,00Е-0,6 1,00Е-0,7
/ Г: .«а 1
К с \ у А л •Ж • ч
• 1 > 1 > С щ у г
• и. 1 .— — — — С— *
0 1000 2000 3000 4 000 5000 6000 7000
Время, с
Рис. 3. Изменение тепловой мощности реактора при движении КА по орбите высотой 1200 км
2000 3000 4000 5000 6000 7000
Время, с
Рис. 4. Изменение тепловой мощности реактора при движении КА по орбите высотой 1500 км
Реактор представляется как объединение однородных геометрических зон, каждая из которых описывается как комбинация набора простых тел (например, цилиндр, конус, сфера). Все границы геометрических зон моделируются пересечением плоскостей или квадратичных поверхностей, поэтому при наличии деталей с более сложными граничными поверхностями их аппроксимируют большим числом зон.
Для проверки входных данных, описывающих геометрию моделируемого реактора, можно просмотреть изображение модели в виде плоских сечений — радиально-азимутальных или аксиальных — с изображением материальных зон, регистрационных зон и объектов.
Регистрировать частицы можно различными способами: в объеме, при прохождении через поверхность, в детекторе и т. д. Вычисляются различные функционалы потока, определенные как интегралы потока с заданными весовыми функциями в регистрационных зонах,
регистрационных объектах и в композиции в целом. Источники нейтронов могут иметь практически произвольное пространственное, энергетическое и угловое распределение [13].
Модель термоэмиссионной ЯЭУ облучалась протонами с энергией 1.400 МэВ. Изменение спектров и потоков протонов при движении КА по орбите получено с использованием информационной системы SPENVIS (Space Environment Information System), разработанной в Бельгийском институте астрономии при участии Европейского космического агентства. Для представления радиационных поясов Земли (РПЗ) в этой системе используются модели АЕ-8 (AE-8min, АЕ-8max) и АР-8 (АР-8тт, АР-8тах), описывающие распределения электронов и протонов для минимума и максимума солнечной активности [12].
Изотропный поток протонов испускался источником, распределенным по внешней поверхности бокового отражателя реактора. Рассчитывалось количество делений в активной зоне, приходящееся на одну частицу источника (в данном случае 1 протон источника), и затем оно переводилось в тепловую мощность реактора. Расчет проводился для заглу-шенного реактора, т.е. стержни безопасности введены, и поворотные цилиндры расположены поглощающими накладками к активной зоне (см. рис. 1).
На рис. 3 видно, что большую часть времени полета КА по круговой орбите 1 200 км он находится в зоне с малыми потоками протонов, и, соответственно, мощность реактора в этих зонах ниже 10-7 Вт, что можно рассматривать как отсутствие внешнего источника нейтронов. Только в двух частях первого витка орбиты потоки протонов обеспечивают значительное количество делений в реакторе. Аналогичная ситуация для круговой орбиты с высотой 1 500 км (рис. 4). Однако зон с высокими потоками протонов и, следовательно, значительным количеством делений на первом витке орбиты, для данной высоты больше. Под витком орбиты подразумевается часть орбиты, соответствующая полному обороту спутника вокруг Земли. За начало витка принимается момент прохождения спутника над экватором [15]. Расчет трассы полета первого витка орбиты проводился по умолчанию на 00:00:00 01.01.2011 г. Однако время начала первого витка должно быть подобрано таким образом, чтобы трасса полета длительное время проходила в областях с высокой интенсивностью потоков протонов.
На рис. 5 и 6 показано изменение мощности реактора в период пуска на круговой орбите
1 500 км с внешним источником нейтронов, изменяющимся во времени. Рассматривалось два варианта. В первом варианте начало пуска реактора совпадало с началом первого витка в момент времени t = 0 с (рис. 5), во втором варианте — в момент времени t = 3 000 с (рис. 6).
1-Ю5
1-Ю4
1-Ю3
100
10
1
ОД 0,01 1-Ю"3
н РЭ л
Н О О
к В
о
1 од 0,01 1-Ю"3 -1
1
1 1 '
50 100 150 -1-
500 1000 1500 2 000 2 500 3000
Время, с
Рис. 5. Изменение мощности реактора в период пуска (начало пуска в момент времени t = 0 с)
1-Ю5
1-Ю4 МО3 И 100
10
од 0,01 1-Ю"3
110
од
0,01
7 1-Ю"3
/ 1-Ю-4
ч о 00 3100
1 I
3000 3500 4000 4500 5000 5500 6000
Время, с
Рис. 6. Изменение мощности реактора в период пуска (начало пуска в момент времени t = 3 000 с)
Моделирование проводилось с применением пакета программ MathCAD. Система уравнений точечной кинетики реактора для шести групп запаздывающих нейтронов решалась с помощью функции RADAU [16], позволяющей быстро находить решения систем жестких дифференциальных уравнений [17]:
dN k(i - ßrf) - 1 e
— N+^l.C. + S; fr, * * '
dt
l
da kß
¿=1
dt
l
-N-X.C,
г i?
где N — мощность реактора; C — предшественники запаздывающих нейтронов; k — коэф-
фициент размножения нейтронов; l — среднее время жизни мгновенных нейтронов; 1 — постоянная распада предшественников запаздывающих нейтронов; р „ — эффективная доля запаздывающих нейтронов; Л — интенсивность источника нейтронов.
При моделировании варьировалось значение эффективного коэффициента размножения нейтронов реактора с учетом времени, необходимого для изменения реактивности рабочими органами системы регулирования. Реактивность изменялась только за счет вращения рабочих органов систем регулирования, обратные связи не учитывались. Для конкретной ЯЭУ необходимо будет брать в расчет регулировочные характеристики органов системы управления, а также реактивность, обусловленную изменением температуры активной зоны и др. (обратные связи).
В начальный момент времени реактор находился в подкритическом состоянии (СБ введены, ПЦ расположены поглощающими накладками к активной зоне). Далее выводились СБ, и с помощью группы ПЦ изменялась реактивность. Временные шаги и величина вводимой реактивности подбиралась таким образом, чтобы реактор выходил на мощность прогрева ~10 кВт менее чем за 1 ч. При этом период удвоения мощности был не менее 20 с. Мощности в несколько ватт реактор достигал за время ~1 000 с, затем мощность увеличивалась до 10 кВт за время ~2 000 с.
В обоих случаях (время начала пуска Ь = 0 с и Ь = 3 000 с), как видно из рис. 5 и 6, найденные алгоритмы управления позволяют запустить реактор и достичь мощности прогрева за приемлемое время, особенно с учетом спадающего источника нейтронов.
Заключение
Показана возможность физического пуска термоэмиссионного реактора-преобразователя космической ЯЭУ на орбите без специального источника нейтронов. Начальная мощность реактора формируется за счет делений, производимых нейтронами, в основном рожденными в протон-нейтронных реакциях на ядрах бериллия в отражателе реактора. При движении КА по орбите меняется интенсивность потоков протонов космического излучения, что также учитывалось при моделировании пуска реактора. Данные, полученные через информационную систему ЛРЕМУТЛ, позволили рассчитать начальную мощность реактора, используя программный комплекс МСМРХ. Моделирование процесса пуска показало, что найденные
алгоритмы управления позволяют запустить реактор и достичь мощности прогрева за приемлемое время, с учетом изменяющегося во времени источника нейтронов.
Список литературы
1. Пупко В.Я., Макаренков Ю.Д., Марин С.Н. и др. Исследование некоторых возможных аварий при пусковых режимах космической ЯЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 1995. Вып. 4. С. 77-81.
2. Волков Ю.В., Макаренков Ю.Д., Мат-ков А.Г. Оценка возможности безаварийного пуска космической ЯЭУ без пускового источника нейтронов // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядреных реакторов». 1995. Вып. 4. С. 33-36.
3. Артюхов ГЯ., Астафьев В.В., Зеленцов С.Н. Подготовка датчиков мощности для автоматического пуска реактора «Топаз» // Труды отраслевой юбилейной конференции «Ядерная энергетика в космосе». Обнинск, ФЭИ. 1990. С. 354-356.
4. Johnson R.A., Morgan W. T., Roclin S.R. Design, ground test and flight test of SNAP 10A, first reactor in space //Nuclear engineering and design. 1967. № 5. P. 7-21.
5. Основы автоматического управления ядерными космическими энергетическими установками / Под ред. акад. Петрова Б.Н. М.: «Машиностроение», 1974. 380 с.
6. Алексеев П.А., Ехлаков И.А. Исследование влияния космического излучения на формирование внешнего источника нейтронов в КЯЭУ // Сборник аннотаций докладов XI научно-технической конференции «Молодежь в науке». Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВИИЭФ», 2012. С. 7.
7. Ярыгин В.И. Термоэлектричество и термоэмиссия в космических ядерных энергетических установках прямого преобразования. Современное состояние и перспективы. Материалы научной конференции «Ядерная энергетика в космосе-2005», Москва-Подольск, 1-3 марта 2005 г. // Сб. докл. В 3-х т. М.: изд-во ФГУП НИКИЭТ, 2005. Т. 1. С. 21.
8. Кузнецов В.А., Грязнов Г.М., Артюхов Г.Я. и др. Разработка и создание термоэмиссионной ядерно-энергетической установки «Топаз» // Атомная энергия. 1974. Т. 36. Вып. 6. С. 450-456.
9. Богуш И.П., Грязнов Г.М., Жаботинс-кий Е.Е. и др. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе «Топаз». Принципы конструкции и режимы работы // Атомная Энергия. 1991. Т. 70. Вып. 4. С. 211-214.
10. Грязное Г.М., Пупко В.Я. «Топаз-1». Советская космическая ядерно-энергетическая установка // Природа. 1991. № 10. С. 29-36.
11. Рамки обеспечения безопасного использования ядерных источников энергии в космическом пространстве: современные и планируемые применения и вызовы. Содержание совместного выступления представителей Роскосмоса и Госкорпорации «Росатом» на семинаре Научно-технического подкомитета Комитета ООН по космосу. URL: http://www.oosa. unvienna.org/pdf/limited/c1/AC105_C1_2012_ CRP06R.pdf (дата обращения 25.06.2013).
12. Информационная система SPENVIS URL: http://www.spenvis.oma.be/spenvis/ (дата обращения 24.06.2013).
13. Denise B. Pelowitz, MCNPX User's Manual Version 2.6.0, April2008 LA-CP-07-1473.
14. ENDF/B-VI Data for MCNP TM. LA-12891-M, 1994.
15. Эльясберг П.Е. Введение в теорию полета искусственных спутников Земли. Изд. 2-е. М.: Книжный дом «ЛИБРОКОМ», 2011. 544 с.
16. Кудрявцев Е.М. Mathcad 11: Полное руководство по русской версии. М.: ДМК-Пресс, 2005. 592 с.
17. Казанский Ю.А. Кинетика ядерных реакторов. Учебное пособие по курсу «Физическая теория ядерных реакторов». Обнинск: ИАТЭ, 2003. 96 с.
Статья поступила в редакцию 06.12.2013 г.
