CC BY
39УДК 629.78.064.52
ПРОЕКТНЫЕ ИССЛЕДОВАНИЯ ТЕРМОЭМИССИОННЫХ
ЯДЕРНО-ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК, СОЗДАННЫХ ПО ЛИТИй-НИОБИЕВОй ТЕХНОЛОГИИ, ЭЛЕКТРИЧЕСКОЙ МОЩНОСТЬЮ 510 МВТ
© 2016 г. Синявский В.В.
Ракетно-космическая корпорация «Энергия» имени С.П. Королёва (РКК «Энергия») Ул. Ленина, 4А, г. Королёв, Московская обл., Российская Федерация, 141070, e-mail: post@rsce.ru
Применительно к комбинированной схеме энергодвигательного блока марсианского экспедиционного корабля выполнены проектные проработки пяти вариантов термоэмиссионной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) модульной схемы по литий-ниобиевой технологии электрической мощностью 5-10 МВт. Первый вариант спроектирован с характеристиками, обоснованными в проекте ЯЭУ для межорбитального буксира «Геркулес», остальные — с более высокими удельными энергетическими характеристиками, в значительной степени имеющими экспериментальное подтверждение, в т. ч. при реакторных испытаниях. Приведены проектные параметры термоэмиссионных электро-генерирующих каналов, пакетов и термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах, пятислойной радиационной биологической защиты, литиевой системы охлаждения, а также характеристики ЯЭУ в целом. Подчеркнута необходимость создания новой, относительно ЯЭУ «Геркулес», системы управления и защиты реактора. Приведены компоновочные схемы ЯЭУ в транспортном (при выведении в грузовом транспортном контейнере ракеты-носителя типа «Энергия») и рабочем состояниях. Обсуждаются вопросы дальнейшего улучшения энергомассовых характеристик.
Ключевые слова: проектные исследования, ядерно-энергетическая установка, термоэмиссионный реактор-преобразователь, литий-ниобиевая система охлаждения, теневая биологическая защита, система управления и защиты реактора, компоновка ЯЭУ.
DESIGN STUDIES OF THERMIONIC LITHIUM-NIOBIUM NUCLEAR POWER GENERATING SYSTEMS WITH ELECTRIC OUTPUT OF 510 MW
Sinyavskiy V.V.
S.P. Korolev Rocket and Space Public Corporation Energia (RSC Energia) 4A Lenin str, Korolev, Moscow region, 141070, Russian Federation, e-mail:post@rsce.ru
In the context of the combined power and propulsion unit of the Martian Expeditionary Vehicle, design studies reviewed five options for modular lithium-niobium thermionic Nuclear Power Generating System (NPGS) with 5-10 MW electric output. The first option was designed to meet specifications of the planned NPGS for the orbital transfer vehicle Hercules, while the other options had higher specific output performances, which, to a significant degree, were validated in experiments, including reactor tests. The paper provides design parameters for thermionic power-generating channels, packages and a thermionic fast neutron converter/reactor, five-layered biological protection against radiation, lithium cooling system, as well as specifications of the NPGS as a whole. The paper points out the need to develop a new, as compared to the Hercules NPGS, reactor control and protection system. It provides NPGS layouts for the transportation configuration (when launched in a cargo transportation container of an Energia-type launch vehicle) and the operational configuration. It discusses the issues involved in further improvement of power and mass properties.
Key words: design studies, nuclear power generating system, thermionic converter/reactor, lithiumniobium cooling system, shady biological shielding, reactor control and protection system, NPGS configuration.
СИНЯВСКИЙ Виктор Васильевич — доктор технических наук, профессор, научный консультант РКК «Энергия», e-mail: viktor.sinyavsky@rsce.ru SINYAVSKIY Viktor Vasilyevich — Doctor of Science (Engineering), Professor, Scientific consultant at RSC Energia, e-mail: viktor.sinyavsky@rsce.ru
синявский в.в.
Модульная конструкция базовой термоэмиссионной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) межорбитального буксира (МБ) «Геркулес» электрической мощностью 500-600 кВт [1, 2] позволяет на основе унифицированной конструкции модулей создать ЯЭУ как меньшей (100-400 кВт), так и большей мощности. Так, ЯЭУ меньшей мощности, вплоть до 150 кВт, может быть создана за счет уменьшения количества модулей (с 19 до 12) и некоторого снижения удельных электрических характеристик. Проектная проработка ЯЭУ такой мощности была выполнена РКК «Энергия» в связи с возможностью запуска КА, оснащенного ядерной энергодвигательной установкой (ЯЭДУ), с использованием одного пуска РН грузоподъемностью класса «Протон-М» и «Ангара-А5». Такие установки могут обеспечить эффективное решение ряда перспективных задач в околоземном космосе, в т. ч. на коммерческой основе, в интересах информационного обеспечения, связи, решения экологических проблем, а также при создании энергоемких КА для исследования дальнего космоса [3].
Увеличение электрической мощности термоэмиссионной ЯЭУ может быть достигнуто как за счет увеличения количества модулей, так и за счет повышения удельных тепловых и электрических характеристик разработанного проекта базовой ЯЭУ для МБ «Геркулес».
РКК «Энергия» в рамках нескольких НИР Федеральной космической программы выполнила проектные исследования характеристик высокотемпературных термоэмиссионных ЯЭУ мегаваттного класса мощности. При этом рассматривались:
• ЯЭУ мощностью 1,0-1,5 МВт, использование которых предполагается в составе многоразовых лунных буксиров [4], а также в грузовых кораблях обеспечения пилотируемой марсианской экспедиции [5];
• применительно к одной из возможных схем пилотируемой экспедиции на Марс
с использованием комбинированной схемы энергодвигательного блока (ЖРД в сфере притяжения планет и ЯЭРДУ в межпланетном перелете) были выполнены проектные проработки ЯЭУ мощностью 5-10 МВт, которые могут использоваться в составе энергодвигательных комплексов межпланетных пилотируемых кораблей.
ЯЭУ электрической мощностью 5-10 МВт
Термоэмиссионные ЯЭУ электрической мощностью >5 МВт могут быть созданы на основе принципиальных технических решений по ЯЭУ МБ «Геркулес» мощностью 500-600 кВт [1], а именно:
• применение термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП) на быстрых нейтронах с использованием легированного монокристаллического вольфрама в качестве материала эмиттерных оболочек термоэмиссионных электрогенерирующих каналов (ЭГК);
• применение высокотемпературной системы охлаждения с расплавленным литием в качестве теплоносителя;
• отбросная теплота термодинамического цикла отводится через поверхность холодильника-излучателя (ХИ), которая формируется из ниобиевых тепловых труб, чья зона испарения омывается литием в коллекторах-теплообменниках;
• во всей конструкции ЯЭУ, включая корпуса ЭГК и электрогенерирующих пакетов (ЭГП), конструкции реактора и системы охлаждения, используется единый, разработанный РКК «Энергия», конструкционный материал — ниобиевый сплав НбЦУ (сплав ниобий-цирконий-углерод), допускающий значительно более высокие рабочие температуры, чем жаропрочные стали, что позволяет минимизировать габариты и массу ЯЭУ;
• лучевой принцип компоновки ЯЭУ с использованием теневой радиационной защиты;
• одноконтурная принципиальная схема ядерно-энергетической установки.
Однако для таких больших мощностей требуется существенное улучшение, относительно ЯЭУ «Геркулес», удельных характеристик. Прежде всего — увеличение плотности электрической мощности w, снимаемой с поверхности эмиттера ЭГК, повышение температуры теплоносителя, а, следовательно, и температуры Тк коллектора ЭГК, а также использование новых решений в конструкции ХИ и некоторых других агрегатов. Это делает невозможным прямой перенос конструкционных решений по ЯЭУ «Геркулес» на ЯЭУ данного диапазона мощности. В частности, нецелесообразно использование в составе ТРП мультимегаваттной ЯЭУ типовых ЭГП от ЯЭУ «Геркулес».
В рамках ряда НИР, связанных с про-ектно-концептуальными исследованиями энергодвигательного обеспечения марсианской экспедиции, РКК «Энергия» в развитие работ по ЯЭУ «Геркулес» выполнила проектные проработки пяти вариантов ЯЭУ электрической мощностью 5...10 МВт. Условно они обозначены по количеству ЭГП (модулей) термоэмиссионного реактора.
При выполнении проектных исследований был предложен, проработан и принят ряд новых технических решений, в частности:
• пятислойный коллекторный пакет в электрогенерирующих каналах;
• комбинированная электрическая схема высоковольтной ЯЭУ;
• применение автоматического коммутирующего устройства с целью изменения выходного напряжения ЯЭУ;
• применение пусковой системы на основе литиевых тепловых труб [1, 5, 6].
Предполагалось, что все радиационно-чувствительные и нетемпературостойкие элементы системы электроснабжения (СЭС), а также агрегаты и системы информационно-управляющей системы (ИУС) компонуются в приборно-агрегатном отсеке КА.
Кратко рассмотрим особенности основных систем мультимегаваттных ЯЭУ.
термоэмиссионный электрогенерирующий канал
Все варианты ЯЭУ мультимегаваттной мощности имеют унифицированный ЭГК 013,5 мм с пятислойным коллекторным пакетом, что позволяет повысить выходное напряжение ТРП относительно ЯЭУ «Геркулес». В двух вариантах используется укороченный вариант ЭГК (варианты ЯЭУ с ТРП-19 и ТРП-7). В качестве эмиттерного
материала выбран монокристаллический сплав вольфрама. Ниобиевый коллектор имеет вольфрамовое покрытие.
С точки зрения удельных энергетических характеристик рассматриваются два типа ТРП. Первый (ТРП-37) имеет электрическую мощность 5 МВт, ресурс до 1,5 лет и объем активной зоны ~665 л. Основные технические характеристики этого ТРП базируются на достигнутом и обоснованном к настоящему времени уровне принципиальных характеристик и технологии ТРП ЯЭУ «Геркулес».
Второй тип реакторов электрической мощностью 5 (ТРП-19, ТРП-7), 7,5 (ТРП-27) и 10 МВт (ТРП-12) с ресурсом до 1,5 лет. Их характеристики базируются на перспективных разработках, имеющих теоретическое и некоторое экспериментальное обоснования (рис. 1). Отдельные параметры достигнуты также при стендовой и реакторной отработках экспериментальных узлов и систем.
Рис. 1. Сравнение теоретических и экспериментальных зависимостей плотности электрической мощности термоэмиссионного преобразователя от температуры эмиттера
Примечание. расчетные данные: сплошные линии — вакуумная работа выхода эмиттера 5,3 эВ; пунктир — работа выхода 5,1 эВ. экспериментальные данные —
Применительно к проектам ТРП повышенной удельной мощности (>10 Вт/см2) в реакторе ВВР-М был испытан ЭГК при плотности электрической мощности до 14 Вт/см2. Экспериментальная зависимость полного КПД от средней плотности электрической мощности в оптимальных точках статических вольтамперных характеристик приведена на рис. 2 [7]. Результаты: в оптимальных точках (при напряжении на элементе ~1 В) при т =11...13 Вт/см2 КПД составил 14%. При рабочих напряжениях 0,5 и 0,75 В на элемент КПД — 9,5 и 11,5%, соответственно.
Рис. 2. Экспериментальная, полученная при реакторных испытаниях электрогенерирующих каналов, зависимость полного КПД от средней плотности электрической мощно -сти в оптимальных точках статических вольтамперных характеристик
Были выполнены расчетные исследования энергетических характеристик ЭГК
с эффективными электродами из монокристаллического вольфрама (грань (110)) с вакуумной работой выхода, равной 5,3 эВ, в широком диапазоне температур эмит-терной оболочки и коллектора. Показано хорошее согласие по плотности электрической мощности расчетных и экспериментальных результатов по термоэмиссионным преобразователям (ТЭП) (см. рис. 1). Диапазон плотности электрической мощности для ТЭП с межэлектродным зазором, равным 0,3 мм, для плотностей тока 10...20 А/см2 при Тк = 1 200 К находится в пределах от 5...9 Вт/см2 при ТЕ = 1 800 К до 10...20 Вт/см2 при ТЕ = 2 200 К.
Геометрические и энергетические характеристики термоэмиссионных ЭГК рассматриваемых вариантов ЯЭУ приведены в табл. 1.
Таблица 1
Характеристики ЭГК мультимегаваттных ЯЭУ
Индекс ЯЭУ ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Наружный диаметр ЭГК, мм 13,5 13,5 13,5 13,5 13,5
Эмиссионная поверхность ЭГК, см2 260,75 260,75 234,67 260,75 234,67
Загрузка 235и, г 235,30 235,30 252,10 235,30 252,10
Доля ЭГЭ в ЭГК, отн. ед. 0,83 0,83 0,83 0,83 0,83
Толщина коллекторного пакета, мм. В т. ч.: 1,45 1,45 1,45 1,45 1,45
- чехол (НбЦУ) 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3
- «сухая» изоляция 0,2 0,2 0,2 0,2 0,2
- охранный электрод 0,25 0,25 0,25 0,25 0,25
- «мокрая» изоляция 0,4 0,4 0,4 0,4 0,4
- коллектор 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3
МЭЗ в холодном состоянии, мм 0,3 0,3 0,3 0,3 0,3
Диаметр эмиттера, мм 10 10 10 10 10
Толщина эмиттера, мм 1 1 1 1 1
Внутренний диаметр эмиттера, мм 8 8 8 8 8
Относительное содержание топлива (и02) в сердечнике 0,7 0,7 0,75 0,7 0,75
Средняя плотность электрической мощности с поверхности эмиттера, Вт/см2 6,87 10,85 13,7 13,1 12,4
Примечание. ЭГК — электрогенерирующий канал; ЯЭУ — ядерно-энергетическая установка; ЭГЭ — электрогене-рирующий элемент; МЭЗ — межэлектродный зазор; ТРП — термоэмиссионный реактор-преобразователь.
Термоэмиссионный реактор-преобразователь
В качестве ТРП выбран реактор на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, активная зона которого набрана из ЭГП с коаксиальными ЭГК. Предусматривается система регулирования реактора, состоящая из поворотных цилиндров в боковом отражателе. По структуре он не отличается от ТРП ЯЭУ МБ «Геркулес» [8] (рис. 3).
Три варианта термоэмиссионного реактора-преобразователя (варианты ЯЭУ с ТРП-37, ТРП-19, ТРП-27) выполнены на основе унифицированного для рассматриваемых установок электрогенери-рующих пакетов с наружным размером «под ключ» 144 мм и унифицированными размерами органов регулирования. Данные варианты ТРП выполнены для ЯЭУ изопотенциальной схемы с напряжением на клеммах ЯЭУ 220 В.
Рис. 3. Полномасштабный нейтронно-физический прототип термоэмиссионного реактора-преобразователя (реактор нулевой мощности): 1 — поворотный цилиндр системы управления и защиты реактора; 2 — боковой отражатель; 3 — активная зона; 4 — модель ЭГП с 36-ю моделями ЭГК
Два варианта ЯЭУ (с ТРП-7 и ТРП-12 электрической мощностью 5 и 10 МВт, соответственно) выполнены по комбинированной схеме на рабочее напряжение 1-2 кВ. В ТРП данных ЯЭУ использовались ЭГП большего размера. ЯЭУ разбивается на изо-потенциальные модули, содержащие по одному ЭГП. С каждого модуля снимается электрическая мощность порядка 800 кВт. Все модули электрически изолированы друг от друга. Предложено выполнить, в зависимости от требуемых характеристик тока потребителя, стационарную коммутацию
внутри каждого модуля с возможностью перекоммутации на клеммах модулей с тем, чтобы обеспечить необходимые параметры тока потребителю.
Основные технические характеристики ЭГП термоэмиссионного реактора рассматриваемых вариантов ЯЭУ приведены в табл. 2.
Опыт создания ТРП для ЯЭУ МБ «Геркулес» в части конструктивных решений активной зоны, бокового и торцевых отражателей позволил на данной стадии проработки ТРП мегаваттного уровня принять за основу пакетную структуру. Рассчитанные нейтронно-физические характеристики предложенных вариантов ТРП позволяют сделать вывод о принципиальной возможности создания реакторов с компоновкой активной зоны из 37, 12, 19, 27, 7 ЭГП. Количество ЭГК в ЭГП и количество ЭГП в ТРП для каждого варианта ТРП подбиралось, в частности, исходя из величины требуемой эмиссионной поверхности с обеспечением необходимой величины запаса надкритичности ТРП на кампанию.
Использование бокового отражателя со свойствами замедлителя нейтронов позволяет минимизировать объем активной зоны и создать достаточно эффективную систему регулирования поворотного типа (до 12% Кэфф), но с ограничениями: объем активной зоны не должен превышать 300 л, а толщина бериллиевого отражателя должна быть не менее 15 см [9].
Наращивание объема активной зоны ТРП для мегаваттного уровня мощности ЯЭУ >500 л выдвигает проблему обеспечения эффективности системы регулирования на необходимом уровне 10 % Кэфф. Указанная величина эффективности органов регулирования системы управления и защиты (ОР СУЗ) необходима для обеспечения компенсации исходного запаса реактивности, который составляет величину около 5% от Кэфф и для обеспечения глубокой подкритики реактора (Кфф = 0,95).
эфф
Таблица 2
характеристики электрогенерирующих пакетов (эгп)
Индекс ЯЭУ ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Число ЭГК в ЭГП* 89+(2) 324+(7) 90+(1) 89+(2) 270+(1)
Наружный размер ЭГП под «ключ», мм 144 265,2 144 144 240,6
Внутренний размер ЭГП под «ключ», мм 138 259 138 138 234,4
Толщина корпуса пакета, мм 3 3+0,1А1203 3 3 3+0,1А1203
Эмиссионная поверхность реализуемая в ЭГП, м2 2,321 8,448 2,112 2,321 6,336
Загрузка 235и в ЭГП, кг 20,9 76,23 22,69 20,94 68,07
Примечание. * — в скобках указано число вынутых из ЭГП электрогенерирующих каналов (ЭГК), место которых занято под тепловые трубы пусковой системы и стержни безопасности.
Расчетные оценки эффективности ОР СУЗ в виде поворотных цилиндров показывают, что уже для рассмотренного варианта ТРП-37 с УАЗ = 664,76 л эффективность системы СУЗ из 18 рабочих органов регулирования в форме поворотных цилиндров составляет около 6% Кэфф. Кроме того, расчетные оценки эффективности ОР также показывают, что с ростом объема активной зоны (радиальных размеров) эффективность ОР, расположенных в боковом замедляющем отражателе из оксида бериллия, падает с ростом радиуса активной зоны. Поэтому для ТРП с объемом активной зоны >400...500 л обеспечение эффективности системы регулирования на уровне 10% становится проблематичным, и однозначно потребуется решать проблему регулирования, отступая от традиционных схем. Необходимо провести разработку дополнительных систем регулирования, предусмотрев разделение функционального назначения между ними, исходя из используемых физических принципов и технических решений (применение жидкостных или газовых регуляторов и выгорающих поглотителей, например, стержневого типа, для компенсации выгорания ядерного топлива за кампанию). В такой схеме регулирования ТРП поворотные рабочие органы выполняют функцию компенсаторов запаса реактивности, а стержневые — аварийной защиты и стержней безопасности на случай компенсации водородного эффекта реактивности при аварийном попадании в ТРП водородо-содержащих сред.
Основные технические характеристики ТРП рассматриваемых вариантов ЯЭУ приведены в табл. 3.
Радиационная биологическая защита
Для снижения воздействия ионизирующих излучений ТРП на экипаж, оборудование и полезный груз марсианского экспедиционного комплекса в ЯЭУ предусмотрена профилированная радиационная защита (РЗ) теневого типа, обеспечивающая при заданном угле и на определенном расстоянии до защищаемого отсека допустимые значения потоков нейтронов и гамма-квантов, соответствующие выбранной биологической (эквивалентной) дозе. РЗ выполнена из материалов, обладающих защитными свойствами по отношению к ионизирующим излучениям реактора, и содержит высокотемпературный боросодержащий сплав БС, обедненный уран и гидрид лития. Для всех вариантов расстояние от активной зоны реактора до дозовой плоскости защищаемого объекта (ЭРДУ, полезного груза) было принято равным 84 м, а угол тени защиты — 15°. Структура и состав теневой РЗ следующие: Б С (20 см) - и (7 см) --ЫН (35 см) - И (10 см) - ПИ (45 см), где БС используется в качестве тепловой защиты и для уменьшения интенсивности образования вторичного гамма-излучения; И — обедненный уран плотностью 18,7 г/см3 для защиты от гамма-квантов; ЫН — гидрид лития плотностью 0,72 г/см3 для защиты от нейтронов [9].
Таблица 3
Характеристики термоэмиссионных реакторов-преобразователей (ТРП)
Индекс ЯЭУ ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Наружный диаметр ТРП, мм 1 260 1 360 956 1 120 976
Высота активной зоны, мм 1 000 1 000 900 1 000 900
Диаметр активной зоны (эфф.), мм 920 976,3 658 786 672,6
Объем активной зоны, л 664,76 748,6 306 485 320
Загрузка 235И, кг 774,8 914,8 431,1 565,4 476,5
Эмиссионная поверхность, м2 85,9 101,4 40,1 62,7 44,35
Объемная плотность электрической мощности активной зоны, кВт/л 8,9 14,7 18 16,9 17,2
Количество РЦ 12 12 12 12 12
Диаметр РЦ, мм 144 120 144 144 120
Количество КЦ 6 12 6 3 6
Диаметр КЦ, мм 192 192 120 192 192
Количество ЭГП в ТРП 37 12 19 27 7
Толщина межпакетной изоляции, мм — 3(А1А) — — 3(А1А)
Примечание. РЦ — регулирующий цилиндр; КЦ — компенсирующий цилиндр; ЭГП — электрогенерирующий пакет. 36 КОСМИЧЕСКАЯ ТЕХНИКА И ТЕХНОЛОГИИ № 4(15)/2016
Система охлаждения яэу
Система охлаждения выполнена в модульном варианте и состоит из гидравлически независимых модулей. Каждый модуль представляет собой циркуляционный контур с литиевым теплоносителем (изотоп 7Ы), обеспечивающим перенос тепла от коллекторов ЭГК к ХИ, который выполнен на основе крупногабаритных тепловых труб (ТТ) с натрием в качестве теплоносителя.
Имеющийся в РКК «Энергия» опыт создания и экспериментальной отработки натриевых ТТ длиной 4,0 м позволили обосновать возможность создания крупногабаритных натриевых ТТ диаметром до 150 мм и длиной до 20 м, обеспечивающих теплоперенос при температуре 1 200 К в сотни киловатт (для ХИ ЯЭУ многомегаваттного класса применительно к ЯЭРДУ марсианской пилотируемой экспедиции). Однако создание крупногабаритных ТТ возможно только с функционально разделенной капиллярной структурой (КС), обеспечивающей высокий капиллярный напор с одновременным низким гидравлическим сопротивлением переносу жидкой фазы теплоносителя из зоны конденсации в зону испарения. Этим требованиям отвечает мелкопористая КС внутренней поверхности корпуса ТТ и гидравлически соединенные с ней артерии (рис. 4).
Степка ТТ
Рис. 4. Поперечное сечение крупногабаритной артериальной тепловой трубы
Особое значение имеют выполненные в 1994-1997 гг. испытания прототипа модуля литий-ниобиевой системы охлаждения (1/19 части ЯЭУ мощностью 500 кВт) с изготовленным ГНЦ РФ ФЭИ полномасштабным макетом ЭГП с 36-ю электронагревателями, имитирующими тепловыделение в термоэмиссионных ЭГК, и полной комплектацией агрегатов. Конструкция ЭГП (модуля ТРП) приведена на рис. 5, а фотография теплотехнического макета ЭГП — на рис. 6. Испытания проводились на высоковакуумном стенде ЭУ-305 РКК «Энергия».
Рис. 5. Конструкция электрогенерирующего пакета ТРП ЯЭУ МБ «Геркулес»: 1 — труба тепловая литиевой пусковой системы; 2 — электрогенерирующий канал; 3 — электрогене -рирующий пакет; 4 — корпус электрогенерирующего пакета; 5 — камера коммутационная; 6 — токовывод
a) б)
Рис. 6. Полномасштабный теплотехнический макет электрогенерирующего пакета (ЭГП)(модуля ТРП): а — с 36-ю моделями ЭГК; б — макет в устройстве для испытаний с электронагревом
Примечание. технологии: материал корпуса — НбЦУ; коллекторного пакета — №>-А1203-№>; размер под ключ 114 мм; длина активной части 815 мм. результаты испытаний: многократные циклы плавление-замерзание лития; завершение плавления за время менее 3 ч; максимальная температура лития 930 °С; ресурс испытаний 8 860 ч; прогнозируемый ресурс — более 10 лет.
Теплотехнический модуль представляет собой тепловой имитатор ЭГП (модуля) ТРП, тепловыделение в котором моделируется с помощью вольфрамовых электрических нагревателей, находящихся внутри каждого из 36-ти макетов ЭГК, установленных внутри ЭГП.
Для обеспечения запуска ЯЭУ из состояния с «замороженным» литием, а также для расхолаживания ТРП после выключения в ЯЭУ имеется пусковая система в системе охлаждения. С ее помощью обеспечивается фронтальное плавление лития в подводящих и отводящих трубопроводах и коллекторах-теплообменниках ТТ ХИ. Разогрев и плавление
лития в коммуникациях модулей осуществляется за счет тепловыделения в ЭГК ТРП при выводе его на пусковую мощность.
ЯЭУ оборудована комплексом систем, обеспечивающих ее многократный запуск из состояния замороженного теплоносителя (лития). Соответствующие системы прошли экспериментальную проверку на стендах РКК «Энергия» [1]. Благодаря этому не требуется предстартового разогрева теплоносителя и его термостатирования при выведении и проведении проверок КА на орбите; нет ограничений по времени хранения ЯЭУ на орбите в пределах срока годности
характеристики системы охлаждения
компоновочные схемы
При проектных проработках мультиме-гаваттных ЯЭУ предполагалось, что они совместно с разгонным блоком для выведения на радиационно безопасную орбиту и полезным грузом выводятся на опорную орбиту в грузовом транспортном контейнере (ГТК) ракетой-носителем «Энергия» грузоподъемностью порядка 100 т.
Рассматривались два принципиальных варианта компоновки мультимегаваттных ядерно-энергетических установок.
В первом варианте холодильник-излучатель имеет коллекторы-теплообменники, размещенные на диаметрах 2,5 и 5,5 м (максимально допустимый габарит ЯЭУ в стартовом положении). После вывода ЯЭУ на орбиту запуска происходит раздви-жение панелей ХИ в пределах угла конуса тени РЗ. Объем конуса между РЗ и ХИ занят агрегатами и элементами системы электроснабжения, блоком электромагнитных насосов, силовым преобразовательным блоком. Второй вариант отличается от первого тем, что габариты ЯЭУ не вписываются в грузовой транспортный контейнер, что требует использования раскладывающегося ХИ (рис. 7).
систем; ЯЭУ допускает многократный пуск и останов.
В выключенном состоянии система охлаждения ЯЭУ обеспечивает отвод теплоты радиоактивного распада практически без потребления электроэнергии. За счет теплоты радиоактивного распада литиевый контур ЯЭУ длительное время может находиться в расплавленном состоянии, чем обеспечивается быстрый выход на штатные режимы после останова.
Основные технические характеристики системы охлаждения рассматриваемых вариантов ЯЭУ приведены в табл. 4.
Таблица 4
Основные габаритные размеры ЯЭУ приведены в табл. 5.
Таблица 5
габариты вариантов ядерно-энергетической установки (яэу)
Индекс ЯЭУ L, м D1, м D2, м
ТРП-37 33,80 5,50 10,20
ТРП-12 43,1 5,5 12,7
ТРП-19 31,5 5,5 9,25
ТРП-27 35,0 5,5 10,33
ТРП-7 31,2 5,5 9,19
Примечание. Ь — общая длина ЯЭУ в рабочем состоянии; Б1, Б2 — максимальные диаметры ЯЭУ в стартовом и рабочем положениях, соответственно.
2 3 4
Рис. 7. Ядерно-энергетическая установка с раскладывающимся после выведения в космос холодильником-излучателем (ХИ): 1 — термоэмиссионный реактор-преобразователь; 2 — радиационная защита; 3 — жесткая секция ХИ; 4 — разворачивающаяся из цилиндрической конфигурации секция ХИ
Индекс ЯЭУ ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Отбросная тепловая мощность, МВт 39,1 62,3 31,2 46,5 31,2
Температура теплоносителя на входе в ТРП, К 1 050 1 050 1 050 1 050 1 050
Температура теплоносителя на выходе из ТРП, К 1 200 1 200 1 200 1 200 1 200
Поверхность холодильника-излучателя, м2 539,7 863,9 419,5 564,5 419,5
Длина холодильника-излучателя, м 29,15 38,8 25,4 29,8 25,4
Масса системы охлаждения ЯЭУ, т 7,93 13,89 6,39 7,99 7,70
Как следует из предварительного проектного анализа, варианты ЯЭУ с ТРП-37, ТРП-19, ТРП-7 и ТРП-27 можно будет выполнить с разворачивающимся в угол тени ХИ. ЯЭУ с ТРП-12 выполнен со складывающимся ХИ.
основные характеристики мультимегаваттных яэу
потенциальные возможности улучшения энергомассовых характеристик яэу мегаваттного уровня мощности
Рассматриваемые выше проектные энергомассовые характеристики ЯЭУ мегаватт-ного уровня мощности базируются на достигнутых и, в основном, экспериментально подтвержденных характеристиках. На основе принятых проектных удельных параметров и температур уже сейчас можно начинать экспериментальную отработку основных узлов и агрегатов ЯЭУ (ЭГК, литий-ниобиевых контуров, магнитогидродинамических насосов, тепловых труб). У специалистов не возникает сомнений в возможности получения при этих параметрах уже в настоящее время ресурса по крайней мере в 1-1,5 года. Подчеркнем также, что все принятые в настоящих исследованиях схемно-технические решения являются общепринятыми, технологические возможности их воплощения также не подвергаются сомнению. Возможность использования перспективных решений в ЯЭУ оправдана также относительно малым проектным ресурсом (до 1,5 лет) рассматриваемых ЯЭУ.
основные технические характеристики вариантов яэу
Основные проектные технические характеристики рассматриваемых вариантов ЯЭУ приведены в табл. 6.
Таблица 6
Кратко обсудим некоторые возможности повышения удельных энергетических характеристик ЯЭУ.
В термоэмиссионном методе преобразования тепловой энергии одно из перспективных направлений — получение плотности электрической мощности до 50-100 Вт/см2 при КПД до 40-50% в кнудсеновском ТЭП с цезий-бариевым наполнением. Эти исследования велись и ведутся ФТИ им. Иоффе применительно к термоэмиссионным надстройкам обычных и атомных электростанций [10]. Экспериментально получены плотности электрической мощности до 23 Вт/см2 при КПД >20%. На основании этих экспериментов теоретически обоснована возможность получения при температуре эмиттера примерно 2 600 К мощности 50 Вт/см2 при КПД до 40%. Применительно к космическим ЯЭУ этот режим привлекателен из-за повышенной оптимальной температуры коллектора (более 1 300 К), что при прочих равных условиях позволяет поднять температуру ХИ как минимум на 100-200 К и тем самым сократить площадь его поверхности в 2-4 раза.
Индекс ЯЭУ ТРП-37 ТРП-12 ТРП-19 ТРП-27 ТРП-7
Электрическая мощность ЯЭУ, МВт 5 10 5 7,5 5
Выходное напряжение ЯЭУ, кВ 0,22 1,3/2* 0,22 0,22 1,3/2*
Тепловая мощность ЯЭУ, МВт 45 73,3 36,7 54,7 36,7
КПД ТРП, % 13,1 15 15 15 15
Отбросная мощность, МВт 39,1 62,3 31,2 46,5 31,2
Эффективная площадь ХИ, м2 539,7 863,9 419,5 564,5 419,5
Габариты ЯЭУ в стартовом положении
- максимальный диаметр, м 5,5 5,5 5,5 5,5 5,5
- максимальная длина, м 33,8 35,0 31,5 35,0 31,2
Габариты ЯЭУ в рабочем положении
- максимальный диаметр, м 10,2 12,7 9,25 10,3 9,2
- максимальная длина, м 33,8 43,1 31,5 35,0 31,2
Ресурс ЯЭУ, год до 1,5 до 1,5 до 1,5 до 1,5 до 1,5
Масса ЯЭУ, т 42,4 53,3 26,3 40 26,3
Относительная масса ЯЭУ, кг/кВт 8,48 5,30 5,26 5,30 5,26
Примечание. * — полет к Марсу/ полет от Марса.
Конечно, реализация перспективных идей потребует новых схемно-конструктив-ных решений ЭГК и ТРП, специальных мер по обеспечению ресурса ЭГК при повышенных температурах эмиттера. Однако и результат привлекателен — при неизменной массе ТРП повышение мощности, например, в два и более раз и КПД в 1,5-2 раза. Возможны и другие применения высоких удельных мощностей:
• при неизменной выходной мощности ТРП уменьшение его объема и, соответственно, масс ТРП и РЗ;
• при неизменном объеме активной зоны снижение объемной доли топлива в ЭГК, а, следовательно, и повышение ресурса ТРП. Возникающая при этом проблема обеспечения критичности решается при частичной (или полной) замене делящейся композиции на основе урана-235 на уран-233.
Следующая возможность повышения энергомассовых характеристик ЯЭУ — обеспечение возможности сброса тепла в космическое пространство при более высоких, чем рассмотренные, температурах. Здесь требуют анализа две проблемы:
• работоспособность литий-ниобиевого контура при температурах выше 1 300 К;
• минимизация потерь мощности в ТРП за счет влияния «горячего» коллектора.
РКК «Энергия» выполнила специальный материаловедческий анализ работоспособности литий-ниобиевой системы охлаждения при повышенных до 1 300.1 600 К температурах. Было показано, что разработанные ниобиевые сплавы и покрытия обеспечивают длительную работоспособность литий-ниобиевых систем охлаждения при этих температурах.
Уменьшение потерь электрической мощности за счет влияния «горячего» коллектора может быть достигнуто двумя путями:
• уменьшением межэлектродного зазора в ЭГК с 0,3 до 0,15.0,10 мм;
• использованием кнудсеновского режима работы ТЭП с оптимальной температурой коллектора примерно на 200 К выше, чем в цезиевых разрядных ТЭП.
Реализация в ЯЭУ более высоких температур сброса тепла, чем рассмотренные выше, при прочих равных условиях позволит уменьшить площадь и, соответственно, массу ХИ (в два и более раз) и что, пожалуй, наиболее важно — существенно уменьшить габариты ЯЭУ, что облегчит компоновку изделия под обтекателем РН, позволит использовать жесткую компоновку и снизит требования к вакуумной камере испытательных баз.
Следующая возможность повышения энергоресурсных характеристик ЯЭУ — создание высоковольтного ТРП постоянного тока или ТРП, генерирующего переменный ток.
В перспективе представляется возможным создание ТРП на рабочее напряжение 600 В и выше, что снизит омические потери, позволит уменьшить массу силовых шин и исключить систему преобразования напряжения на борту энергодвигательного блока, таким образом удельная масса ЯЭУ снизится на 0,5.1,5 кг/кВт.
Суммируя вышеперечисленное, можно с большой долей уверенности говорить о возможности для перспективных разработок (каковыми представляются ЯЭУ мегаваттного уровня мощности) снижения удельных массовых характеристик ЯЭУ в 1,5. 2 раза относительно рассмотренных в настоящей статье.
Быводы
1. Применительно к одному из возможных вариантов создания энергодвигательного блока марсианского экспедиционного комплекса выполнены комплексные проект-но-расчетные исследования термоэмиссионных ЯЭУ мегаваттного уровня мощности (5.10 МВт с ресурсом до 1,5 года). Рассмотрены вариант ЯЭУ на базе достигнутых к настоящему времени основных проектных параметров ЯЭУ МБ «Геркулес» и четыре варианта ЯЭУ на базе перспективных параметров, имеющих экспериментальное подтверждение.
2. Получены проектные энергомассовые характеристики ЯЭУ с высокой степенью унификации следующих основных технических решений:
• использование в качестве источника энергии ЯЭУ на основе ТРП на быстрых нейтронах модульной конструкции и литий-ниобиевой системы охлаждения с ХИ на основе тепловых труб;
• использование унифицированной конструкции ЭГК в активных зонах ТРП для всех рассматриваемых вариантов ЯЭУ.
3. Исследования ЯЭУ выполнены для двух уровней удельных энергоресурсных характеристик:
• близкие к удельным характеристики ЯЭУ МБ «Геркулес» электрической мощностью 500 кВт, по которой выполнен большой объем экспериментальных исследований, по-узловой и поагрегатной отработки. Эти характеристики можно считать обоснованными на ресурс не менее пяти лет;
• экспериментально достигнутые, в т. ч. при реакторных испытаниях ЭГК, удельные тепловые и энергетические характеристики ближайшей перспективы, которые к настоящему времени можно считать обоснованными на ресурс не менее пяти лет.
4. Анализ результатов выполненных исследований показывает, что при разработке ЯЭУ мегаваттного уровня мощности целесообразно ориентироваться на удельные характеристики не ниже экспериментально достигнутых характеристик ближайшей перспективы. В этом случае могут быть созданы ЯЭУ электрической мощностью 5...10 МВт с удельной массой порядка 5,3 кг/кВт.
5. Применительно к ЯЭУ мегаваттного уровня мощности целесообразно развернуть комплексные теоретические, экспериментальные и проектно-поисковые исследования по следующим направлениям:
• обоснование и экспериментальное подтверждение возможности реализации для заданного ресурса до 1,5 лет характеристик ЯЭУ ближайшей и отдаленной перспектив;
• поиск новых принципиальных схемно-технических решений для ЯЭУ отдаленной перспективы с высокими удельными энергетическими характеристиками;
• подготовка и проведение экспериментальных, лабораторных и стендовых испытаний элементов, макетов и прототипов узлов и агрегатов ЯЭУ мегаваттного уровня мощности с высокими удельными энергетическими характеристиками.
Список литературы
1. Синявский В.В. Научно-технический задел по ядерному электроракетному межорбитальному буксиру «Геркулес» // Космическая техника и технологии. 2013. № 3. С. 25-45.
2. Островский В.Г., Синявский В.В., Сухов Ю.И. Межорбитальный электроракетный буксир «Геркулес» на основе термоэмиссионной ядерно-энергетической установки // Космонавтика и ракетостроение. 2016. № 2(87). С. 68-74.
3. Легостаев В.П., Лопота В.А., Синявский В.В. Перспективы и эффективность применения космических ядерно-энергетических
установок и ядерных электроракетных двигательных установок // Космическая техника и технологии. 2013. № 1. С. 4-15.
4. Косенко А.Б., Синявский В.В. Оценка удельной стоимости доставки полезного груза с поверхности Земли на орбиту назначения транспортной системой с многоразовым электроракетным буксиром // Известия РАН. Энергетика. 2011. № 3. С. 53-64.
5. Синявский В.В., Юдицкий В.Д. Одноразовые ядерные электроракетные буксиры для доставки на орбиту Марса неделимых грузов большой массы // Известия РАН. Энергетика. 2012. № 2. С. 75-81.
6. Гончаров В.Ф., Грибков А.С., Попов А.Н., Синявский В.В, Соболев В.Я., Юдицкий В.Д. Экспериментальные исследования системы плавления литиевого теплоносителя космических ядерных энергетических установок большой мощности // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 3. С. 131-139.
7. Барильченко В.П., Бержатый В.И., Карнаухов А.С., Климентов В.Б., Литвиненко Н.Т., Морозов В.К., Никонов А.В., Синявский В.В., Соболев Ю.А. Определение КПД в процессе петлевых реакторных испытаний термоэмиссионных преобразователей // Атомная энергия. 1978. Т. 44. Вып. 3. С. 263-265.
8. Шестеркин А.Г., Овчаренко М.К., Синявский В.В. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах // Известия РАН. Энергетика. 2009. № 4. С.145-158.
9. Овчаренко М.К., Синявский В.В., Ше-стеркин А.Г., Юдицкий В.Д. Обеспечение ядерной и радиационной безопасности при использовании ЯЭУ с термоэмиссионным реактором-преобразователем в составе космического аппарата // Известия РАН. Энергетика. 2003. № 4. С. 3-18.
10. Бабанин В.И., Колышкин И.Н., Кузнецов В.И., Ситнов В.И., Эндер А.Я. Термоэмиссионный преобразователь со сверхвысокой температурой эмиттера // 2-я отраслевая конференция «Ядерная энергетика в космосе. Физика термоэмиссионных преобразователей энергии». Тезисы докладов. Сухумский ФТИ. 1991. Ч. 1. С. 9-11.
Статья поступила в редакцию 16.09.2016 г.
Reference
1. Sinyavskiy V.V. Nauchno-tekhnicheskii zadel po yadernomu elektroraketnomu mezhorbital'nomu buksiru «Gerkules» [Advanced technology for nuclear electric propulsion orbital transfer vehicle Hercules]. Kosmicheskaia tekhnika i tekhnologii, 2013, no. 3, pp. 25-45.
2. Ostrovskiy V.G., Sinyavskiy V.V., Sukhov Yu.I. Mezhorbital'nyi elektroraketnyi buksir «Gerkules» na osnove termoemissionnoi yaderno-energeticheskoi ustanovki [Interorbital electric tug Hercules based on thermionic nuclear power facility]. Kosmonavtika i raketostroenie, 2016, no. 2(87),pp. 68-74.
3. Legostaev V.P., Lopota V.A., Sinyavskiy V.V. Perspektivy i effektivnost' primeneniya kosmicheskikh yaderno-energeticheskikh ustanovok i yadernykh elektroraketnykh dvigatel'nykh ustanovok [Prospects for and efficiency in application of space nuclear power plants and nuclear electrorocket propulsion systems]. Kosmicheskaia tekhnika i tekhnologii, 2013, no. 1,pp. 4-15.
4. Kosenko A.B., Sinyavskiy V.V. Otsenka udel'noi stoimosti dostavki poleznogo gruza s poverkhnosti Zemli na orbitu naznacheniya transportnoi sistemoi s mnogorazovym elektroraketnym buksirom [Evaluation of unit cost of payload delivery from the Earth's surface to a target orbit via a transportation system with a reusable electric tug]. Izvestiya RAN. Energetika, 2011, no. 3, pp. 53 -64.
5. Sinyavskiy V.V., Yuditskiy V.D. Odnorazovye yadernye elektroraketnye buksiry dlia dostavki na orbitu Marsa nedelimykh gruzov bol'shoi massy [Expandable nuclear electric tugs for delivery of indivisible heavy cargos to the Martian orbit]. Izvestiya RAN. Energetika, 2012, no. 2,pp. 75-81.
6. Goncharov V.F., Gribkov A.S., Popov A.N., Sinyavskiy V.V., Sobolev V.Ya., Yuditskiy V.D. Eksperimental'nye issledovaniya sistemy plavleniya litievogo teplonositelya kosmicheskikh iadernykh energeticheskikh ustanovok bol'shoi moshchnosti [Experimental studies of lithium coolant melting system of space nuclear high-capacity power systems]. Izvestiya RAN. Energetika, 2009, no. 3, pp. 131-139.
7. Baril'chenko V.P., Berzhatyi V.I., Karnaukhov A.S., Klimentov V.B., Litvinenko N.T., Morozov V.K., Nikonov A.V., Sinyavskiy V.V., Sobolev Yu.A. Opredelenie KPD v protsesse petlevykh reaktornykh ispytaniy termoemissionnykh preobrazovatelei [Determination of efficiency in the course of loop reactor tests of thermionic converters]. Atomnaya energiya, 1978, vol. 44, issue 3, pp. 263-265.
8. Shesterkin A.G., Ovcharenko M.K., Sinyavskiy V.V. Eksperimental'nye issledovaniya raspredeleniya energovydeleniya v aktivnoi zone termoemissionnogo reaktora-preobrazovatelya na bystrykh neitronakh [Experimental studies of power density distribution in the core of thermionic fast-neutron converter reactor]. Izvestiya RAN. Energetika, 2009, no. 4, pp.145-158.
9. Ovcharenko M.K., Sinyavskiy V.V., Shesterkin A.G., Yuditskiy V.D. Obespechenie yadernoi i radiatsionnoi bezopasnosti pri ispol'zovanii YaEU s termoemissionnym reaktorom-preobrazovatelem v sostave kosmicheskogo apparata [Nuclear and radiation safety when using NPP with thermionic converter reactor as part of the spacecraft]. Izvestiya RAN. Energetika, 2003, no. 4,pp. 3-18.
10. Babanin V.I., Kolyshkin I.N., Kuznetsov V.I., Sitnov V.I., Ender A.Ya. Termoemissionnyi preobrazovatel' so sverkhvysokoi temperaturoi emittera. 2nd otraslevaia konferentsiia «Yadernaya energetika v kosmose. Fizika termoemissionnykh preobrazovatelei energii». Tezisy dokladov [Thermionic converter with ultra high emitter temperature. 2nd branch conference «Nuclear Power in Space. Physics of thermionic energy converters». Abstracts]. Sukhumi FTI, 1991, ch. 1, pp. 9-11.
