ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА

Полезная модель относится к ядерной энергетике, в частности к тепловыделяющим элементам энергетического ядерного реактора, и может быть использована на атомных электростанциях и атомных судовых установках.
Известен гетерогенный ядерный реактор, в котором поддерживается управляемая цепная реакция деления, составными частями которого являются: а) активная зона, окруженная отражателем, состоящая их тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов) и замедлителя; б) теплоносителя; в) системы регулирования и аварийной защиты; г) радиационной защиты; д) других конструктивных элементов (см., например, книгу Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972, с.527).
К недостаткам известных гетерогенных ядерных реакторов с точки зрения технологии производства электроэнергии относятся: во-первых, более низкий КПД атомных электростанций в сравнении с тепловыми электростанциями, использующими органическое топливо. Это связано с более низкой температурой рабочего тела на входе в паровую турбину, из-за ограничений связанных с надежностью реактора. Это один из основных недостатков, снижающих конкурентоспособность атомных электростанций в сравнении с электростанциями на органическом топливе. Во-вторых, недостатком является низкая эффективность теплоотвода из активной зоны реактора. Особенно сложна проблема теплоотвода в реакторах на быстрых нейтронах, где энерговыделение громадно (около 0,5 кВт на кубический сантиметр) (см., например, книгу Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972, с.530).
Известна ядерно-энергетическая установка, содержащая ядерный реактор с водяным теплоносителем, активная зона которого набрана из тепловыделяющих элементов с сердечником из делящегося материала окруженным оболочкой, при этом сердечник имеет размер меньше длины пробега осколков деления, а оболочка выполнена из материала, сенсибилизирующего каталитический процесс диссоциации воды, с толщиной более длины пробега осколков деления, но порядка длины миграции электронов и «дырок» (см. авторское свидетельство СССР на изобретение №1285987, МПК G21C 1/32, опубл. 30.10.1987 г.).
К недостаткам известной ядерно-энергетической установки относится необходимость полного преобразования энергии ядерного деления в тепло, что осложняет теплоотвод из активной зоны реактора и вытекающие отсюда проблемы.
Еще один недостаток связан с тем, что сердечник имеет размер меньше длины пробега осколков деления, в таком случае положительно заряженные осколки деления нейтрализуются уже в самом сердечнике.
Известен тепловыделяющий элемент (ТВЭЛ), содержащий корпус, ядерное топливо, дистанционирующие и концевые детали, при этом ТВЭЛ содержит пиролитический графит, установленный между двумя фланцами, один из которых выполнен подвижным и через шток соединен с устройством для измерения перемещения пиролитического графита вдоль С-оси (см. авторское свидетельство СССР на изобретение №816302, МПК G21C 3/02, опубл. 30.07.1983 г.).
К недостаткам известного устройства относятся более низкий КПД атомных электростанций в сравнении с тепловыми электростанциями, использующими органическое топливо, и сложность теплоотвода из активной зоны реактора.
Наиболее близким аналогом к предложенному техническому решению является известный тепловыделяющий элемент энергетического ядерного реактора, содержащий удлиненный трубчатый кожух, расположенные соосно в кожухе цилиндрические твердые тела, выполненные из спеченного окисла и образующие столб топливных брикетов, соприкасающийся с опорными элементами внутри кожуха, при этом трубчатый кожух имеет, по меньшей мере, три равномерно распределенных опорных элемента, выполненных в виде профилированных продольных ребер высотой не более 0,05 мм, расположенных вдоль внутренней цилиндрической поверхности кожуха (см. авторское свидетельство СССР на изобретение №841066, МПК G21C 3/16, опубл. 23.06.1981 г.).
Недостатками известного тепловыделяющего элемента энергетического ядерного реактора также являются более низкий КПД атомных электростанций в сравнении с тепловыми электростанциями, использующими органическое топливо, и низкая эффективность теплоотвода из активной зоны реактора.
Изучение уровня техники показывает, что общим недостатком гетерогенных реакторов с традиционными топливными элементами (ТВЭЛами) является низкий КПД производства электроэнергии на атомных электростанциях в сравнении с электростанциями на органическом топливе. Это обусловлено тем, что традиционно используется технология с предварительным преобразованием энергии деления ядер в тепловую энергию и затем преобразование тепловой энергии в электрическую, что сопряжено с термодинамическими ограничениями. Есть технологии использования энергии ядерного деления в МГД установках (МПК G21D 7/02) и с применением термопар (МПК G21D 7/04). Но они не нашли применения в производственной практике.
Из электротехники известно, что внутри источника тока действуют сторонние силы, отличающиеся по своей природе от электрических сил. Работа, совершаемая сторонними силами против сил электрического поля, представляет собой электродвижущую силу источника тока. При этом энергия, порождающая сторонние силы преобразуется в электрическую энергию (см., например, книгу Телеснин Р.В., Яковлев В.Ф. Курс физики. Электричество. - М.: Просвещение, 1970, с.130.). Реализуем этот эффект в топливном элементе реактора. ТВЭЛ при течении реакций ядерного деления испускает заряженные ядерные осколки, обладающие огромной кинетической энергией. Если организовать движение заряженных ядерных осколков против сил электрического поля, то кинетическая энергия заряженных осколков будет производить работу против электрических сил поля, будет представлять собой электродвижущую силу. Кинетическая энергия осколков, полученная ими в реакциях деления из ядерной энергии, будет преобразовываться в энергию электрического поля, в электрическую энергию.
Задачей, на решение которой направлена предлагаемая полезная модель, является повышение КПД преобразования энергии ядерного деления в электрическую на атомных электростанциях и эффективности теплоотвода из активной зоны реактора, а также относительное снижение радиоактивных отходов на выработанный кВт/час электроэнергии.
Техническим результатом, достигаемым при решении поставленной задачи, является обеспечение возможности преобразования части кинетической энергии осколков реакций ядерного деления в энергию электрического поля за счет исключения нейтрализации положительно заряженных ядерных осколков, а также упрощение системы теплоотвода, относительное снижение радиоактивных отходов и затрат на их захоронение.
Указанный технический результат достигается тем, что в тепловыделяющем элементе энергетического ядерного реактора, содержащим трубчатый кожух, с расположенным внутри сердечником из делящегося материала, согласно полезной модели, коаксиально кожуху расположен внешний электропроводный корпус, пространство между кожухом и внешним корпусом заполнено диэлектриком, при этом между кожухом и внешним корпусом создан перепад напряжений от внешнего источника, причем кожух имеет отрицательный потенциал, а внешний коаксиальный корпус - положительный потенциал, к кожуху и корпусу присоединяется электрическая цепь потребителя электроэнергии.
Целесообразно, чтобы в качестве диэлектрика были использованы либо вакуум, либо инертный газ, либо жидкий или твердый диэлектрик.
Целесообразно также, чтобы в качестве диэлектрика была использована комбинация веществ, например, пористый твердый диэлектрик, с заполненными инертным газом или жидким диэлектриком порами.
Кожух выполнен электропроводным с максимальным отношением длины элемента к его диаметру. Такое соотношение размеров трубчатого кожуха принято для возможности сохранения такого же соотношения и для расположенного внутри него сердечника из делящегося материала. Это уменьшит нейтрализацию осколков внутри сердечника.
Введение коаксиально трубчатому кожуху внешнего электропроводного корпуса, пространство между которыми заполнено диэлектриком, с подачей на кожух отрицательного потенциала, а на внешний коаксиальный корпус - положительного потенциала от внешнего источника питания, позволяет получить конструкцию электрогенерирующего тепловыделяющего элемента энергетического ядерного реактора, обеспечивающего возможность преобразовывать часть кинетической энергии ядерных осколков, за счет работы против сил электрического поля, непосредственно в электричество. Оставшаяся часть кинетической энергии осколков, превратившаяся в тепло, преобразуется в электричество по традиционной схеме.
Полезная модель иллюстрируется чертежом, на котором представлена принципиальная конструктивная схема электрогенерирующего тепловыделяющего элемента энергетического ядерного реактора. Чертеж имеет следующие цифровые позиции: 1 - электропроводный трубчатый кожух с расположенным внутри сердечником из делящегося материала; 2 - внешний коаксиальный электропроводный корпус; 3 - внешний источник, создающий перепад напряжений между кожухом 1 и внешним коаксиальным корпусом 2; 4 - электрическая цепь внешнего потребителя электроэнергии. Цифрой 5 на чертеже обозначены положительно заряженные ядерные осколки, с большой кинетической энергией, вылетающие из электропроводного трубчатого кожуха, с расположенным внутри сердечником из делящегося материала, в результате реакций ядерного деления.
Электрогенерирующий тепловыделяющий элемент энергетического ядерного реактора содержит трубчатый кожух 1, с расположенным внутри сердечником из делящегося материала, коаксиально кожуху 1 расположен внешний электропроводный корпус 2. Пространство между кожухом 1 и внешним корпусом 2 заполнено диэлектриком. Между кожухом 1 и внешним корпусом 2 создан перепад напряжений от внешнего источника 3, причем кожух 1 имеет отрицательный потенциал, а внешний коаксиальный корпус 2 - положительный потенциал. К кожуху 1 и корпусу 2 присоединяется электрическая цепь 4 внешнего потребителя электроэнергии.
В качестве диэлектрика может быть использован вакуум, либо инертный газ, либо жидкий или твердый диэлектрик, либо пористый твердый диэлектрик, с заполненными порами инертным газом или жидким диэлектриком.
Кожух 1 выполнен электропроводным с максимальным отношением длины элемента к его диаметру.
В электрогенерирующем топливном элементе энергетического ядерного реактора процесс прямого преобразования энергии ядерного деления в электрическую энергию происходит следующим образом.
В процессе ядерной реакции деления в топливном элементе, ядро распадается на три части. Это два положительно заряженных осколка, вылетающих из объема трубчатого кожуха 1 и электронного облака, остающегося в его объеме. При этом ТВЭЛ приобретает отрицательный заряд. В реакторах с известными ТВЭЛами, эти свободные электроны, освободившиеся в результате реакции ядерного деления, быстро захватываются положительно заряженными осколками и последние превращаются в нейтральные атомы. Теперь кинетическая энергия нейтральных осколков не может производить работу против сил электрического поля, не может использоваться в качестве электродвижущей силы и превратиться в электрическую энергию. Она может превратиться только в тепло в результате диссипации огромной кинетической энергии нейтральных осколков. Для исключения нейтрализации положительно заряженных ядерных осколков, покинувших объем трубчатого кожуха 1 электронами, освободившимися при реакции деления, создается с одной стороны перепад напряжений между трубчатым кожухом 1 и коаксиальным корпусом 2 за счет внешнего источника напряжения 3, с другой стороны пространство между трубчатым кожухом 1 и коаксиальным корпусом 2 заполнено диэлектриком, который также ограничивает движение освободившихся электронов для воссоединения с положительно заряженными ядерными осколками. Для движения высоко энергетичных положительно заряженных ядерных осколков 5, вылетевших из объема трубчатого кожуха 1 и движущихся с огромной кинетической энергией в сторону положительно заряженного коаксиального корпуса, диэлектрик не составляет сколько-нибудь значительного препятствия. При этом свободные электроны из объема трубчатого кожуха 1 по внешней цепи 4 потребителя, легко переходят на внешний коаксиальный корпус 2 электрогенерирующего ТВЭЛа и воссоединяются с положительно заряженными осколками, достигшими коаксиального корпуса 2. Движение высоко энергетичных положительно заряженных ядерных осколков 5 происходит против сил поля и их кинетическая энергия, производя работу против сил поля, выполняет роль электродвижущей силы, преобразуясь в электрическую энергию поля. Электрическая энергия потребляется во внешней цепи 4.
Такая конструктивная схема топливного элемента позволит преобразовывать часть кинетической энергии осколков непосредственно в электричество. Другая часть кинетической энергии осколков, превратившаяся в тепло, преобразуется в электричество по традиционной схеме.
92
235
Пример. Проводился теоретический расчет численных оценок перепада напряжения между корпусом трубчатого кожуха (известного ТВЭЛа) и вторым коаксиальным корпусом электрогенерирующего ТВЭЛа. Учитывалось, что ядро чаще всего делится на два осколка, наиболее вероятно деление на осколки, один из которых в полтора раза тяжелее другого (см., например, Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972, с.495). Это для тепловых нейтронов. По мере увеличения энергии возбуждения ядра все большую роль начинает играть симметричное деление на два осколка с близкими массами (см. например, Физический энциклопедический словарь. - М.: Советская энциклопедия, 1983, с.148). Принималось для оценки симметричное деление. Проводилось рассмотрение деления ядра U. Энергия одного осколка урана составляет примерно 80 Мэв (см., например, книгу Широков Ю.М., Юдин Н.П. Ядерная физика. - М.: Наука, 1972, с.495). Заряд осколка принимаем +45 е.
Составлялось уравнение баланса энергии при условии, что вся кинетическая энергия осколка перейдет в потенциальную энергию электрического поля
где:  - кинетическая энергия одного осколка; z - число протонов в осколке; е - заряд электрона; ∆U - перепад напряжения между корпусом известного ТВЭЛа и вторым коаксиальным корпусом электрогенерирующего ТВЭЛа.
Из (1) получали
Даже если создать в электрогенерирующем ТВЭЛе перепад напряжения в 10 раз меньший, порядка 200 кВ, то и в этом случае будет преобразована непосредственно в электроэнергию десятая часть ядерной энергии деления. КПД атомной электростанции повысится на 10%. В связи с ростом КПД, снизится и относительная доля радиоактивных отходов на выработанный киловатт-час. При этом снизится острота проблемы отвода тепла из активной зоны реактора, так как энергия деления, непосредственно преобразовавшаяся в электрическую минуя стадию превращения в тепло, не будет вызывать повышение температуры среды активной зоны реактора. Особый эффект электрогенерирующие ТВЭЛы могут дать в реакторах на быстрых нейтронах, в которых более плотный поток ядерных осколков, что с одной стороны уменьшает габариты электрогенерирующих ТВЭЛов, при заданной мощности, а стало быть и реакторов, с другой интенсивнее снижает проблему перегрева активной зоны, особенно актуальную именно в реакторах на быстрых нейтронах.
Применение полезной модели позволит более эффективно использовать ядерное топливо на атомных электростанциях и атомных судовых установках.