ОСОБЕННОСТИ ДИНАМИКИ ГЛУБОКИХ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ БИМОДАЛЬНЫХ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК С ОТКРЫТЫМ ЦИКЛОМ Текст научной статьи по специальности «Физика»

УДК 621.039.578

ОСОБЕННОСТИ ДИНАМИКИ ГЛУБОКИХ ПЕРЕХОДНЫХ РЕЖИМОВ БИМОДАЛЬНЫХ КОСМИЧЕСКИХ ЯДЕРНЫХ ЭНЕРГОУСТАНОВОК С ОТКРЫТЫМ ЦИКЛОМ

© 2022 г. Скорлыгин В.В., Ковалко К.В., Клокова О.Н.

Национальный исследовательский центр «Курчатовский институт» (НИЦ «Курчатовский институт») Пл. Академика Курчатова, 1, г. Москва, Российская Федерация, 123182,

e-mail: nrcki@nrcki.ru

Бимодальные установки как специфический класс космических ядерных энергоустановок реализуют в рамках единой конструкции идею бесперебойной генерации электроэнергии и периодического создания тяги. Первичным критерием целесообразности конструкционной схемы является подтверждение технической возможности достижения за заданное время целевого значения температуры рабочего тела на выходе из реактора при переходе к тяговому режиму. Описываются результаты расчётных исследований динамики трёх типов бимодальных энергоустановок, проработка которых велась в РФ в 1990-2010 гг. на базе известных энергоустановок «Ромашка», «Енисей» и «Топаз». Приводятся особенности моделирования тепло физических процессов. Даны рекомендации, позволяющие реализовать требования по динамике перехода к тяговому режиму.

Ключевые слова: бимодальная энергоустановка космического назначения, тяговый режим, математическая модель, переходные процессы, моделирование.

EDN: WEVKRR

SPECIAL ASPECTS OF DEEP TRANSIENT MODE DYNAMICS IN OPEN-LOOP BIMODAL SPACE NUCLEAR POWER SYSTEMS Skorlygin V.V., Kovalko K.V., Klokova O.N.

National Research Center Kurchatov Institute (NRC Kurchatov Institute) 1 Academika Kurchatova sq, Moscow, 123182, Russian Federation, e-mail: nrcki@nrcki.ru

Bimodal systems as a special class of space-based nuclear power systems implement within a single structure the concept of continuous generation of power and intermittent generation of thrust. The primary criterion for practicability of a design concept is confirmation of feasibility of achieving within a specified time the target temperature of the working medium at the reactor outlet when switching to the thrust mode. The paper describes results of computational dynamics studies for three types of bimodal power systems, which were being developed in RF in 1990-2010 based on the well-known power systems Romashka, Enisei and Topaz. It discusses some special aspects involved in simulations of thermal processes. It also provides recommendations which make it possible to meet the requirements for the dynamics of switching to the thrust mode.

Key words: bimodal power system for space applications, thrust mode, math model, transients, simulation.

СКОРЛЫГИН Владимир Владимирович — доктор технических наук, ведущий научный сотрудник НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Skorlygin_VV@nrcki.ru

SKORLYGIN Vladimir Vladimirovich — Doctor of Science (Engineering), Lead research scientist at NRC Kurchatov Institute, e-mail: Skorlygin_VV@nrcki.ru

КОВАЛКО Кирилл Владимирович — старший научный сотрудник НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Kovalko_KV@nrcki.ru

KOVALKO Kirill Vladimirovich — Senior research scientist at NRC Kurchatov Institute, e-mail: Kovalko_KV@nrcki.ru

КЛОКОВА Ольга Николаевна — инженер-исследователь НИЦ «Курчатовский институт», e-mail: Klokova_ON@nrcki.ru

KLOKOVA Olga Nikolaevna — Engineer-researcher at NRC Kurchatov Institute, e-mail: Klokova ON@nrcki.ru

Введение

Бимодальные установки являются специфическим и перспективным классом космических ядерных энергетических установок (КЯЭУ). Их основным назначением является самодоставка космических аппаратов (КА) с относительно низких опорных орбит на целевые высокие и обеспечение там электропитания КА. Другим возможным назначением бимодальных КЯЭУ является много -разовая транспортировка КА на целевые орбиты. Таким образом, основная особенность таких КЯЭУ — одновременная генерация электричества для электропитания собственных нужд и полезной нагрузки КА и создание тяги с помощью прокачки рабочего тела через топливные сборки реактора. Предварительная проработка таких установок, проведённая в 1990-2000 гг., опиралась на тридцатилетний опыт СССР/РФ и результаты многолетних расчётных и экспериментальных исследований, включая лётные испытания и штатную эксплуатацию.

Был определён облик и рассчитаны основные параметры установок трёх типов, в т. ч. энергодвигательные модификации установок «Топаз» и «Енисей» [1], а также глубокая модификация бесконтурного реактора-преобразователя (РП) «Ромашка» [2]. Активная зона РП «Ромашка» реконструирована по результатам нейтронно-физических и теплогидравлических расчётов, а установка в целом дополнена внешним термоэмиссионным преобразователем (концепция и конструктивные решения которого активно развиваются в последние годы [3]) и контуром охлаждения (установка подобного типа и основные характеристики описаны в работе [4]).

Оптимальный тип установки и конструктивные решения определяются по результатам многочисленных расчётных и экспериментальных исследований разнообразных и взаимосогласованных физических процессов, происходящих в КЯЭУ. Однако первичным критерием целесообразности тех или иных

конструктивных схем для именно бимодальной КЯЭУ является подтверждение технической возможности достижения за заданное время целевого значения температуры рабочего тела на выходе из реактора при переходе к тяговому режиму [5, 6]. В противоположном случае бимодальная КЯЭУ будет проигрывать двигательным устройствам с иным принципом работы. Следовательно, и дальнейшие исследования таких схем лишены смысла. Не менее важной задачей является оценка временного изменения пространственного распределения температурных полей — исходных данных для расчёта прочностных характеристик топливных сборок.

Для решения задачи в основном использовалась математическая модель динамики термоэмиссионной КЯЭУ [4, 7]. Отдельной задачей, решённой в рамках данной работы, было математическое описание теплофизических процессов в топливных сборках.

Полученные результаты позволяют сделать заключение, что оба прорабатываемых типа бимодальных ЯЭУ могут удовлетворять требованиям по скорости выхода на тяговый режим — заданный уровень температур рабочего тела реализуется не позже, чем за 200 с с начала режима. Конкретный выбор конструкции требует дальнейших расчётных и экспериментальных исследований на следующих стадиях проектирования.

Бимодальная ЯЭУ «Топаз-111»

Представленная в работе [1] бимодальная ЯЭУ «Топаз-111» на базе КЯЭУ «Енисей» и «Топаз» включает в себя реактор промежуточного спектра с 88 одноэлементными электро-генерирующими каналами (ЭГК), расположенными в гидридном замедлителе. Реактор охлаждается МаК-ой эвтектикой, тепло отводится в холодильник-излучатель, откуда сбрасывается в окружающее пространство (рис. 1.)

Топливный сердечник из сплава карбидов урана и циркония находится внутри одноэлементного электрогенери-рующего канала, вставленного в трубку, наружная поверхность которого омывается теплоносителем [2]. Внутри каждого сердечника расположено 37 отверстий,

служащих для прохода рабочего тела (водорода). Жидкий водород испаряется за реактором, поступает в газообразном состоянии на вход реактора, проходит последовательно по каналам внутри сборок ЭГК. Выходной коллектор водорода оканчивается расширяющимся соплом. Основными характеристиками бимодального реактора с одноэлементными ЭГК являются:

тяга

количество ЭГК полная электрическая мощность тепловая мощность загрузка И-235 расход водорода в тяговом режиме ожидаемая температура водорода на выходе из каналов

количество отверстий в каждом блоке диаметр одного отверстия

80 Н; 88;

не более 25 кВт; 385 кВт; ~55 кг;

0,0104 кг/с;

2 128 К;

37; 1,7 мм.

Рис. 1. Расчётная схема тепловых процессов в трактах теплоносителя (NaK) и рабочего тела (водорода) для установки «Топаз III»: 1 — выход газообразного водорода; 2 — сопло; 3 — выходной коллектор водорода; 4 — теплоноситель; 5 — холодильник-излучатель; 6 — радиальный отражатель; 7 — блок замедлителя; 8 — электрогенери-рующие каналы; 9 — каналы нагрева водорода; 10 — входной коллектор водорода; 11 — вход газообразного водорода

бимодальная яэу «топаз 3-3»

Бимодальная ЯЭУ «Топаз 3-3» разрабатывалась как прототип для типоразмера установок с возможностью достижения заданного уровня тяги. «Топаз 3-3» отличается от описанной выше ЯЭУ «Топаз-111» трёхходовой схемой циркуляции водорода, быстрым

спектром, структурой и изделиями активной зоны. Топливные сердечники в реакторе подразделяются на три типа — бустерные, электрогенерирую-щие и двигательные. Внутри каждого сердечника расположено 19 отверстий, служащих для прохода рабочего тела (водорода). Жидкий водород испаряется перед реактором, поступает в газообразном состоянии на вход реактора, проходит последовательно по каналам внутри бустерных, электрогенерирующих и двигательных сердечников. На выходе последних имеется расширяющееся сопло. Группы каналов соединены параллельно по току теплоносителя и последовательно — по току водорода. Схема теплоотвода аналогична описанной выше (рис. 2).

Рис. 2. Расчётная схема тепловых процессов для установки «Топаз 3-3»: 1 — тракт водорода; 2 — сопло; 3 — холодильник-излучатель; 4 — реактор; 5 — двигательные каналы; 6 — электро генерирующие каналы; 7 — бустерные каналы; 8 — коллектор газообразного водорода

Основными характеристиками бимодального реактора-преобразователя с трёхходовой схемой подачи водорода являются: тяга 1 300 Н

количество каналов 280

из них: 159 ЭГК

60 бустерных 61 двигательный канал полная электрическая мощность тепловая мощность загрузка

расход рабочего тела температура водорода на выходе из каналов количество отверстий в каждом блоке диаметр одного отверстия

до 50 кВт до 7 000 кВт 310 кг 0,166 кг/с

2 400 К

19

1,7 мм.

Бимодальная ЯЭУ «Ромашка-11»

Конструктивно реактор бимодальной ЯЭУ «Ромашка-11» представляет собой топливную сборку с 80 отверстиями внутри, помещённую внутрь концентрически расположенных эмиттера, коллектора, несущей трубы и корпуса реактора. Корпус окружён радиальным бериллиевым экраном, в котором располагаются поворотные барабаны регулирования и аварийной защиты, а также стержни системы безопасности.

Топливная сборка набирается, по аналогии с РП «Ромашка», из 26 однотипных топливных сердечников, помещённых между верхним и нижним торцевыми отражателями (рис. 3).

Каждый топливный сердечник представляет собой графитовую втулку, внутри которой расположен тепловыделяющий элемент из дикарбида урана (рис. 4). Втулка закрывается крышкой. Толщина втулки и крышки служит средством профилирования высотного энерговыделения.

Предварительно подогретый в теплообменнике водород подаётся в водородный коллектор, откуда раздаётся в отверстия внутри топливной сборки, там подогревается до необходимой температуры и выходит через сопло Лаваля.

Рис. 3. Расчётная схема тепловых процессов для установки на базе РП «Ромашка»: 1 — каналы течения водорода; 2 — верхний торцевой отражатель; 3 — топливный вкладыш; 4 — графитовая втулка; 5 — коллектор; 6 — эмиттер; 7 — нижний торцевой отражатель; 8 — сопло; 9 — радиальный отражатель; 10 — холодильник-излучатель

Рис. 4. Топливная сборка реактора-преобразователя «Ромашка» [2]: 1 — графит; 2 — дикарбид урана

Основными характеристиками бимодального реактора-преобразователя на базе РП «Ромашка» [4] являются:

тяга

полная электрическая мощность тепловая мощность загрузка И-235 расход водорода в тяговом режиме температура водорода на выходе из каналов количество отверстий

80 Н;

10-30 кВт не более 400 кВт -128 кг

0,0106 кг/с;

2 160 К; 80

(4xR35; 12xR55; 24xR75; 36xR95); диаметр одного отверстия 4 мм.

Схема теплоотвода аналогична описанной для установки «Топаз III».

некоторые особенности математической модели

Общая характеристика математической модели и её составных частей представлена в статьях [7, 8]. Вольт-

одноэле-используе-

тела с отверстиями, по которым течёт газ.

С точки зрения анализа тепловой динамики твёрдого тела, в котором организовано течение газа в осесим-метричном наборе отверстий, задача моделирования тепловых процессов в однородном топливном сердечнике установок «Топаз III» - «Топаз 3-3» не отличается от той же задачи для конструкций, показанных на рис. 1, 2.

Рассматривается задача распространения тепла в неоднородном многосвязном цилиндрическом теле, снабжённом расположенными осесиммет-рично отверстиями. Тело делится на кольцевые слои. Внутри каждого слоя теплофизические константы считаются постоянными. На границе раздела сред показатели температуры и тепловые потоки считаются равными. На внешней границе ставятся условия 3-го рода.

Алгоритм решения строится на основании теплового баланса для кольцевого элемента, изображённого на рис. 5.

Для 1 < i < M; 1 < j < N dT..

m..C..—- = О. .. + Q.+1. + Q... + Q..+, + Qjoss+P.., (1)

у . dt i-1j j ^v-1 . ' v '

где т — масса твёрдого тела в элементе; С — изобарная теплоёмкость твёрдого тела; Т — температура твёрдого тела; Р — абсолютное энерговыделение в элементе; ^ — количество теплоты.

амперные характеристики ментного ЭГК аналогичны мым в работе [7], при рассмотрении установки с реактором «Ромашка-11» использовались исходные данные [1]. Выходные характеристики реактора-преобразователя установок типа «Топаз» рассчитывались на основе результатов для единичных элементов (электрогене-рирующих, двигательных, бустерных).

Основным отличием расчётного кода от упомянутого в работе [7] является реализованное описание изложенной ниже модели многосвязного цилиндрического Рис. 5. Расчётная схема элементарной ячейки топливного блока

Слагаемые в соотношении (1) определяются законом Фурье ^ = —ХУТ, производная по координате считается по двум точкам — центральной и граничной с использованием соотношений вида

г — г

г, - т.

1+1 I

Т.);

у/'

О

М. - Г^

1,1+1

2(2

1+1

X. А.

у I

2)

у

(п,

у+1

Т);

у-"

(2)

(3)

Х.,4

1+1

3 =---Т. +---Т ; (4)

^ ХА + * ХА + Н1Г 4 у

у г 1+1,1 г+1 ] г 1+1,] 1+1

х. а

п =_^_Т +_^^т (5)

ха+х..а, * х.к. + х..+.н.+. ^ ( )

] } 4+1 1+1 ч } у+1

где X — коэффициент теплопроводности твёрдого тела; 3, п — граничные температуры; г — радиус; 2 — высота;

Граничные температуры 3 и Пу+1 в соотношениях (2), (3) исключаются из условия равенства температур и потоков на границе элемента.

Для замыкания задачи используются граничные условия 1-го, 2-го или 3-го рода, которые могут комбинироваться. Например, задаются распределение температур по высоте рассматриваемого тела на внешней границе и поток с поверхности — на торцах; закон теплообмена со средой, имеющей заданное радиальное распределение температур и3 на торцах, и коэффициенты теплоотдачи а,1 по высоте — на внешней границе.

Таким образом, функция в правой части соотношения (1) всегда отрицательна, а для интегрирования системы (1) в виде

=1кУу уО

(6)

используется метод [9]

у (г + д£) = у,(г) + ■

К

дУг

' ¡Ы А,

ехр < —— АЬ ,

. р I дУ

1 , (7)

обладающий большим запасом устой-

чивости, поскольку V,

дУг

< 0, что

позволяет рассчитывать на высокое быстродействие результирующего кода.

Для построения алгоритма вычисления О085 требуется рассмотреть задачу оценки температурного поля в газовом канале. Масса газа, протекающего внутри 1-го сечения к, достаточно мала для того, чтобы пренебречь временем переходных процессов в нём на шаге интегрирования. Тогда, если ввести дополнительную сетку (рис. 6) и учесть, что для построенной вычислительной схемы температура стенки у., по длине омываемого канала х е (г. .; 2) постоянна

1 ' — 3 Г 1

на к-ом временном шаге г е [гк; г^], т. е. у..(х О = у^

Рис. 6. Газовый канал

то для температуры и* на к-ом временном интервале справедливо выражение

^^оС ей

G А йи..

№ 1 _Ч_

т. dx

т С.

& &

(8)

где О — расход в канале; к Поскольку

а.Ф..

о = 11 11 ( — )

& &

шаг по высоте.

(3 — да2),

2 4 3+1 3''

где а — коэффициент теплоотдачи к газу; Ф — площадь поверхности теплообмена внутри элемента; у — температура

твёрдого тела на внутренней боковой поверхности отверстия с текущим газом, и в предположении постоянства давления на ^-ом участке

j =

w u .

j y+l

u..

то

dull

а.Ф.. ] ]

dx C G h.

g gi J

ICch. w

gt J

f u2

4

V y-1

(9)

, (10)

ГДе Uj(0) = Uij-V

Обозначив

a =

2C h.u2. .

gi i V-l

а.Ф..

b =--;

C G h

gt gt j

а.Ф.. ]]

с = „ „ , ш.. +

w2 ;

C G h ^ 2Cgh %

gt gt j g j

R= \Jb2 - 4ac

имеем

u(x) =

uiJ-{R(1 + ) - (2c + u^b)(1 - eBx) (2u..-1fl + b )(1 - e**) + R (1 + еш)

При x = hj искомое

Uij-1 R (1 + D) - (20 + u^b )(1 - D)

u.. =

w

j+1

(11) (12)

(13)

(14)

(15)

(2u a + b)(1 - D) + R(1 + D) ' (16)

где D = eRhj и

1

j = GJCgtUj - V1) +1 (w2+1 - w2)l, (17)

определяется из выражения (9).

верификация

Для верификации, кроме известных аналитических решений для твёрдого тела [10], была разработана компьютерная модель [9] CHAMOMILE, реализующая соотношения (1)-(17), где геометрия и физические параметры соответствуют РП «Ромашка».

Были проведены расчёты высотного распределения поля температур в стационарном состоянии методом установления процесса. Граничным условием для расчёта было экспериментально установленное распределение температур холодного спая (оцифрованная кривая 6 рис. 1.24 из работы [2]). Распределение энерговыделения и температуры бралось из того же источника. Результаты показаны на рис. 7.

Полученный результат демонстрирует причину заметного разброса экспериментальных данных по близлежащим слоям [2] — значения температур по высоте в топливных и графитовых слоях различаются, и чем дальше от центра, тем различие становится меньше — от 40 до 12 °С.

Рис. 7. Распределение температур по высоте РП «Ромашка»: 1,2— расчётные значения температур в сечении Я2 (1 - BigMaQ; 2 — из работы1 [2] по экспериментальным данным); 3 — расчётные значения температур в сечении Я5 (BigMaQ); С — графитовый блок, иС2 — топливо, — эксперимен-

тальные данные

основные характеристики процесса перехода к режиму тяги

Критерием первичного отбора для заказчика является реализуемость требований по достижению за заданное время целевого значения температуры рабочего тела на выходе из реактора. Исходное (горячее) состояние было получено в результате прямых расчётов по созданным расчётным кодам, моделирующим все три типа исследуемых систем.

l

1

w2

l

Переход к тяговому режиму при постоянной мощности

Основные закономерности процессов перехода к тяговому режиму выявляются на примере установки «Топаз-Ш». Включение протока газообразного водорода приводит:

• к быстрому снижению электрической мощности, вплоть до потери генерации (рис. 8);

Рис. 8. Распределение мощности при переходе к тяговому режиму без увеличения мощности: 1,2 — нормированные значения тепловой и электрической мощности, соответственно

• к падению температуры носителя в контуре (рис. 9);

тепло-

100 200 300 400 500 600 г, с

Рис. 9. Распределение температуры теплоносителя при переходе к тяговому режиму без увеличения мощности: 1, 2 — температура теплоносителя на входе и выходе из реактора, соответственно

• к изменению высотного профиля температур (рис. 10).

При этом профиль радиального распределения температур меняется несущественно.

Результаты расчётов показывают, что

• доля мощности, затрачиваемая на увеличение скорости газа (17), составляет не менее 20%, поэтому необходимо учитывать его сжимаемость;

• для реализации тягового режима необходимо увеличивать мощность реактора, иначе имеется риск потери

генерации электричества (что уточняет результаты работы [1]).

Рис. 10. Распределение температуры в топливной сборке и газе при переходе к тяговому режиму без увеличения мощности: 1, 2, 3 — температура в центре топливной сборки в нижнем, среднем и верхнем сечениях, соответственно; 4 — температура водорода на выходе из реактора

Динамика энергодвигательного режима

Реализация энергодвигательного режима заключается во включении тока водорода через активную зону и одновременном увеличении мощности реактора. В процессе исследований увеличение нейтронной мощности от уровня N до Ы2 производилось по экспоненциальному закону с периодом 5 с — по аналогии с переходными режимами КЯЭУ «Енисей» [11].

Бимодальная КЯЭУ «Топаз-111»

Для определения минимального уровня мощности Ы2, при котором одновременно обеспечивались бы тяговые и электрические параметры, была проведена серия расчётов, характерные результаты которых сведены в табл. 1.

Таблица 1

Установившиеся значения тепловых и электрических параметров установки «Топаз-111» при переходе к двигательному режиму с одновременным увеличением мощности

Мощность ЛТ2, % N 150 175 200

Температура водорода на выходе из каналов, К 2 190 2 440 2 650

Электрическая мощность % ^ 2,4 82 130

Максимальная температура топливного сердечника, К 2 358 2 612 2 860

Таким образом, увеличение мощности в 1,75 раза представляется наиболее разумной программой обеспечения энергодвигательного режима КЯЭУ с одноходовой схемой водородного тракта. Приведённые ниже результаты отображают временное изменение основных параметров установки в данном режиме.

Основные результаты расчётов представлены на рис. 11. Целевое значение температуры водорода достигается примерно через 50 с, что доказывает применимость такой конструкционной схемы для реализации тягового режима за заданное время без потери генерации.

Как и ожидалось, переход к энергодвигательному режиму приводит к перекосу аксиального профиля температур: понижению температуры в верхней части топливной сборки и повышению — в нижней. На рис. 12 представлено аксиальное распределение температур в ближайшем сечении к центру тепловыделяющей сборки.

Рис. 11. Распределение температуры в топливной сборке и газе при переходе к тяговому режиму с увеличением мощности до 175%: 1,2,3 — температура в центре топливной сборки в нижнем, среднем и верхнем сечениях, соответственно; 4 — температура водорода на выходе из реактора

Рис. 12. Аксиальное распределение температур центра топливной сборки в моменты времени: 1 — 0 с; 2 — 50 с;

3 — 100 с

Бимодальная ЯЭУ «ТОПАЗ 3-3»

На рис. 13, 14 изображён временой ход основных параметров реактора при увеличении мощности до 500% N с периодом 5 с.

Переходный процесс делится на три стадии:

• 0...2 с — снятие аккумулированного в топливных сердечниках тепла и быстрое повышение температуры водорода с 370 до 2 300 К;

• 2.12 с — перестройка температурного поля в сердечниках. До окончания этого этапа ЭГК подогревается водородом за счёт тепла, снимаемого им с бустерных каналов;

• 12 си далее — достижение стационарного значения.

Рис. 13. Временной ход основных параметров реактора при переходе к режиму создания тяги: максимальная температура: 1 — двигательных каналов; 2 — электрогенерирующих каналов; 3 — бустерных каналов; температура теплоносителя: 4 — на выходе из реактора; 5 — на входе в реактор; 6 — электрическая мощность

Выходные параметры водорода определяются нейтронной мощностью и расходом водорода. Временная зависимость температуры водорода на выходе из групп каналов изображена на рис. 14.

Наиболее интересным представляется эффект возможного повышения электрической мощности при включении циркуляции водорода. В самом деле, вначале ЭГК энергично обогревается горячим водородом из бус-терных каналов (рис. 14). На 12—15-ой секунде максимальная температура ЭГК и бустерных каналов сравнивается, и электрическая мощность достигает своего максимума (очевидно, значительно

меньшего, чем указанный на рисунке, однако в рамках существующих предположений учесть количественный эффект снижения вольтамперных характеристик при попадании неизвестного количества водорода в межэлектродный зазор не представляется возможным). После этого электрическая мощность снижается, оставаясь, тем не менее, большей, чем в первоначальном режиме.

Рис. 14. Временная зависимость температуры водорода на выходе из каналов при переходе к тяговому режиму: 1 — двигательные каналы; 2 — электрогене-рирующие каналы; 3 — бустерные каналы

бимодальная яэу «ромашка-11»

Реализация энергодвигательного режима состоит в увеличении мощности со 170 до 400 кВт с периодом 5 с. Результаты расчётов изображены на рис. 15, 16. При примерно постоянной среднеобъёмной температуре температура газа на выходе из реактора в течение первых 200 с достигает 2 090 К.

Временная зависимость распределения температур по высоте ближайшего к центру зоны цилиндрического слоя изображена на рис. 16.

Как отмечено выше, понижение температуры в нижней части активной зоны сопровождается её повышением в верхней, т. е. поле перекашивается относительно некой средней области, температура которой остаётся примерно стабильной в течение всего процесса. Установка в энергодвигательном режиме имеет мощность, равную 400 кВт, суммарный расход газа 0,0105 кг/с, среднюю температуру на выходе из реактора 2 104 К. Распределение параметров установки в зависимости от расположения отверстий показано в табл. 2.

Рис. 15. Зависимость температуры водорода на выходе из реактора (1) и средней температуры по объёму активной зоны (2) от времени при плановом увеличении мощности реактора

Рис. 16. Распределение температуры по высоте активной зоны в ближайшем к центру активной зоны цилиндрическом слое для разных моментов времени: 1 — 5 с;

2 — 10 с; ... ; 10 — 50 с; 11 — 2 000 с при плановом увеличении мощности

Таблица 2

характерное распределение параметров установки в энергодвигательном режиме в зависимости от расположения отверстий

Номер ряда отверстий 1 2 3 4

Температура топлива в максимальном сечении (кассета № 23), К 2 469,9 2 377,3 2 238,6 2 082,6

Температура газа на выходе из реактора, К 2 350,4 2 263,6 2 125,6 1 979,5

заключение

В рамках данной работы были исследованы КЯЭУ разных типов: на основе КЯЭУ «Ромашка» и КЯЭУ «Топаз». Рассматривались их переходные режимы, была исследована возможность

перехода всех рассмотренных установок на тяговый режим в заданное время (200 секунд с начала режима), что позволяет говорить о принципиальной перспективности данных конструкционных схем.

Для рассмотрения переходных режимов бимодальных КЯЭУ была разработана математическая модель, описывающая процессы нестационарного теплообмена в топливной сборке, через которую прокачивается рабочее тело (водород).

Анализ полученных результатов показал, что для перехода в тяговый режим необходимо не только включать ток водорода через активную зону, но и увеличивать уровень мощности, в противном случае существует риск прекращения генерации электричества.

Выбор конструктивной схемы бимодальной установки требует дальнейшего анализа и проработки.

Приведённые результаты получены в предположении, что волна водорода распространяется мгновенно. Это, конечно, не так — первоначально каналы вакуумированы. Представляется, что определять динамику заполнения тракта рабочего тела будут процессы тепломассообмена в протяжённых и холодных участках тракта, моделирование которых при современном состоянии конструкторской проработки не представляется возможным.

Работа выполнена при финансовой поддержке НИЦ «Курчатовский институт».

Список литературы

1. Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A., Nikolaev Yu.V., Gontar A.S., Oglobin B.G., Luppov A.N., Klimov A.V., Avdoshyn Ye.D. Conceptual design of the bimodal nuclear power and propulsion system based on the TOPAZ-2 type thermoionic reactor converter with the modernized single-cell thermionic fuel elements // AIP Conference Proceedings. 1995. V. 324. Issue 1. P. 755- 761. DOI: 10.1063/1.47109.

2. Кухаркин Н.Е., Пономарев-Степной Н.Н., Усов В.А. Космическая ядерная энергетика (ядерные реакторы с термоэлектрическим и термоэмиссионным преобразованием — «Ромашка» и «Енисей»). М.: ИздАТ, 2008. 146 с.

3. Космические и наземные ядерные энергетические установки прямого

преобразования энергии: монография / Ярыгин В.И., Ружников В.А., Синявский В.В.; М-во образования и науки РФ, Нац. исслед. ядерный ун-т «МИФИ». М.: НИЯУ МИФИ, 2016. 364 с.

4. Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A., Nikolayev Yu.V., Yeremin S.A., Zhabotinsky Ye Ye., Galkin A.Y., Avdoshin Ye.D. Conceptual design of the bimodal nuclear power system based on the «Romashka» type reactor with thermoionic energy conversion system // AIP Conference Proceedings № 324. American Institute of Physics. New York, 1995. V. II. P. 871-877. DOI: 10.1063/1.47126.

5. Бычков А.Д., Ивашкин В.В. Анализ проектно-баллистических схем осуществления пилотируемых экспедиций на Луну с использованием межорбитального буксира на основе ядерного ракетного двигателя // Космонавтика и ракетостроение. 2017. № 5(98). С. 63-71.

6. Бычков А.Д., Ивашкин В.В. Про-ектно-баллистический анализ создания многоразовой транспортной системы Земля - Луна - Земля на основе ядерного ракетного двигателя // Космонавтика и ракетостроение. 2014. № 1(74). С. 68-75.

7. Кухаркин Н.Е., Скорлыгин В.В. Некоторые особенности построения математической модели динамики космической термоэмиссионной ядерной энергоустановки (на примере ЯЭУ «Енисей») // Вопросы атомной науки и техники. Серия «Физика ядерных реакторов». 2016. № 5. С. 71-90.

8. Ермошин М.Ю., Луппов А.Н, Мурин-сон А.Х., Скорлыгин В.В, Шепеленко А.А. Математическая модель и программа расчёта переходных режимов ядерной термоэмиссионной энергетической установки // Тезисы докладов Отраслевой юбилейной конф. МАЭП СССР, г. Обнинск, 14-20 мая 1990 г., ФЭИ. Обнинск, 1990. Ч. 1. С. 318-320.

9. ГОСТ Р 57700.22-2020. Компьютерные модели и моделирование. Классификация. М.: Стандартинформ, 2020.

10. John H. Lienhard IV, John H. Lienhard V. A heat transfer textbook. 4. Cambridge MA: Phlogiston Press, 2017. 757р.

11. Скорлыгин В.В. Методы оптимизации пускового режима космических ЯЭУ // Атомная энергия. 2020. Т. 128. Вып. 2. С. 63-67.

Статья поступила в редакцию 18.04.2022 г. Окончательный вариант — 25.05.2022 г.

References

1. Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A., Nikolaev Yu.V., Gontar A.S., Oglobin B.G., Luppov A.N., Klimov A.V., Avdoshyn Ye.D. Conceptual design of the bimodal nuclear power and propulsion system based on the TOPAZ-2 type thermoionic reactor converter with the modernized single -cell thermionic fuel elements. AIP Conference Proceedings, 1995, vol. 324, issue 1, pp. 755- 761. DOI: 10.1063/1.47109.

2. Kukharkin N.E., Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A. Kosmicheskaya yadernaya energetika (yadernye reaktory s termoelektricheskim i termoemissionnym preobrazovaniem — «Romashka» i «Enisei») [Nuclear power generation in space (nuclear power reactors with thermoelectric and thermionic conversion — Romashka and Enisei)]. Moscow, IzdATpubl., 2008. 146p.

3. Kosmicheskie i nazemnye yadernye energeticheskie ustanovki pryamogo preobrazovaniya energii: monografiya [Space- and ground-based direct power conversion nuclear power systems: Monograph]. Yarygin V.I., Ruzhnikov V.A., Sinyavskii V.V.; RF Ministry for Education and Science, National Nuclear Research University MIFI. Moscow: NIYaUMIFIpubl., 2016. 364p.

4. Ponomarev-Stepnoi N.N., Usov V.A., Nikolayev Yu.V., Yeremin S.A., Zhabotinsky Ye.Ye., Galkin AY., Avdoshin Ye.D. Conceptual design of the bimodal nuclear power system based on the «Romashka» type reactor with thermoionic energy conversion system. AIP Conference Proceedings № 324. American Institute of Physics, New York, 1995, vol. II, pp. 871-877. DOI: 10.1063/1.47126.

5. Bychkov A.D., Ivashkin V.V. Analiz proektno-ballisticheskikh skhem osushchestvleniya pilotiruemykh ekspeditsii na Lunu s ispol'zovaniem mezhorbital'nogo buksira na osnove yadernogo raketnogo dvigatelya [Analysis of trajectory designs for manned missions to the Moon using orbital transfer vehicle based on a nuclear rocket engine]. Kosmonavtika i raketostroenie, 2017, no. 5(98), pp. 63-71.

6. Bychkov A.D., Ivashkin V.V. Proektno-ballisticheskii analiz sozdaniya mnogorazovoi transportnoi sistemy Zemlya - Luna - Zemlya na osnove yadernogo raketnogo dvigatelya [Trajectory design analysis for development of a reusable transportation system Earth - Moon - Earth based on a nuclear rocket engine]. Kosmonavtika i raketostroenie, 2014, no. 1(74), pp. 68-75.

7. Kukharkin N.E., Skorlygin V.V. Nekotorye osobennosti postroeniya matematicheskoi modeli dinamiki kosmicheskoi termoemissionnoi yadernoi energoustanovki (na primere YaEU «Enisei») [Certain aspect of constructing a math model for dynamics of a space-based thermionic nuclear power plant (using the example of Yenisei nuclear power system)]. Voprosy atomnoi nauki i tekhniki. Seriya «Fizika yadernykh reaktorov», 2016, no. 5, pp. 71-90.

8. Ermoshin M.Yu., Luppov A.N, Murinson A.Kh., Skorlygin V.V., Shepelenko A.A. Matematicheskaya model' i programma rascheta perekhodnykh rezhimov yadernoi termoemissionnoi energeticheskoi ustanovki [A math model and computer code for transient regimes of a thermionic unclear power plant]. USSR Ministry of Atomic Energy and Industry Jubilee industry conference Nuclear Power Generation in Space, Obninsk, 14-20 May 1990, FEI. Obninsk, 1990, part 1, pp. 318-320.

9. GOST R 57700.22-2020. Komp'yuternye modeli i modelirovanie. Klassifikatsiya [Computer models and simulation. Classification]. Moscow, Standartinform publ., 2020.

10. John H. Lienhard IV, John H. Lienhard V. A heat transfer textbook. 4. Cambridge MA, Phlogiston Press publ., 2017. 757 p.

11. Skorlygin V.V. Metody optimizatsii puskovogo rezhima kosmicheskikh YaEU [Methods for optimizing the starting behavior of space-based nuclear power systems]. Atomnaya energiya, 2020, vol. 128, issue 2, pp. 63-67.

Издатель

Четырежды ордена Ленина, ордена Октябрьской Революции ПАО «Ракетно-космическая корпорация "Энергия" им. С.П. Королёва»

Научный редактор

Синявский В.В.

Редакторская группа

Черных О.А. Лосикова А.А.

Дизайн и верстка

Кузнецова Т.В.

Разработка макета и дизайн обложки

Милехин Ю.Н. Паук Е.В.

Фотограф

Григоренко Н.А.

Перевод

Сектор переводов контрактной документации РКК «Энергия»

Адрес редакции

Ул. Ленина, 4А, г. Королёв, Московская область, Российская Федерация, 141070 Тел. 8(495)513-87-46 E-mail: ktt@rsce.ru http://www.energia.ru/ktt/index.html

Подписной индекс 40528 («Урал Пресс», «Пресса России»)

Дата выхода в свет 30 III, VI, IX, XII мес.

Подписано в печать 29.08.2022 г. Формат 60x84/8. Бумага мелованная. Цифровая печать. Объем 16,5 печ. л. Тираж 200 экз. Оригинал-макет подготовлен редакцией журнала «Космическая техника и технологии» Отпечатано с готового оригинал-макета в ООО «АНТЭЙ» 119334, г. Москва, проезд 5-й Донской, д. 15, стр. 2, этаж 3, пом. V, комната 38