СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ДВУХРЕЖИМНОГО ТЕРМОЭМИССИОННОГО РЕАКТОРА-ПРЕОБРАЗОВАТЕЛЯ ДЛЯ ЯДЕРНОЙ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ УСТАНОВКИ
METHOD FOR OPERATION OF DUAL-MODE THERMIONIC REACTOR-CONVERTER FOR NUCLEAR POWER PLANT

Изобретение относится к области ядерной техники, а более конкретно - к ядерной энергетической установке (ЯЭУ) на основе термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП), преобразующего тепловую энергию в электрическую, и может быть использовано при разработке двухрежимных ТРП со встроенными в активную зону реактора термоэмиссионными электрогенерирующими каналами (ЭГК).
Для решения задач ближнего космоса известны двухрежимные ядерные энергетические установки, такие как ЯЭУ-25, ЯЭУ-50, работающие на форсированном режиме в течение 0,5-1,0 года и на номинальном - в течение 7-10 лет [Васильковский B.C., Андреев П.В., Зарицкий Г.А. и др. Проблемы космической энергетики и роль ядерных энергетических установок в их решении: Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе - 2005», том 1, с. 20-25]. ЭГК таких установок состоят из последовательно скоммутированных девяти электрогенерирующих элементов (ЭГЭ), геометрические размеры которых выбраны из условия равенства генерируемой в них электрической мощности в обеспечение длительного ресурса. Как показывают расчеты, электрическая мощность таких ЭГЭ составляет ~ 50 Вт.
На современном уровне техники основная задача разработки ТРП заключается в достижении длительного ресурса в сочетании с энергомассовым совершенством конструкции и приемлемыми экономическими затратами. На решение этой общей проблемной задачи направлены, в частности, следующие технические решения, обеспечивающие повышенную в ресурсе пространственную стабильность эмиттерной оболочки термоэмиссионного твэла - основного элемента ТРП, во многом определяющего его работоспособность и массогабаритные характеристики:
184
- Использование в качестве материала эмиттерной оболочки упрочненного монокристаллического вольфрамового сплава W-Nb, обеспечивающего заданный длительный ресурс за счет перераспределения во внутренний свободный объем твэла распухающего топлива без воздействия на характер структурных изменений диоксида урана. [Гонтарь А.С., Гриднев А.А., Ракитская Е.М. и др. Оптимизация структуры диоксида урана применительно к твэлу термоэмиссионного реактора-преобразователя. - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 4, с. 264-268]. Указанная оболочка является сложной в изготовлении и дорогостоящей в связи с необходимостью использования вразрабатываемом ТРП изотопного вольфрама W, обладающего малым сечением захвата тепловых нейтронов.
- Формирование оптимальной структуры диоксида урана в топливном сердечнике, выполненном с термически стабилизированной пористостью (10-20) % и преобладающим размером пор (20-60) мкм при ядерном нагреве штатного твэла до (1600-1850)°С в течение (50-300) часов. При выполнении указанных условий в сердечнике формируется столбчатая структура с уменьшенной шириной зерна (≤100 мкм) против (200-300) мкм в случае ординарного диоксида урана и штатных режимов эксплуатации ЭГК [Патент RU 2260862 «Способ формирования микроструктуры сердечника тепловыделяющего элемента»; Гонтарь А.С., Гриднев А.А., Гутник B.C. и др.; МПК G21C 3/58, опубл. 20.09.2005]. Достигнутое при этом уменьшение ширины столбчатых зерен приводит к возможности использования в качестве материала эмиттерной оболочки более технологичного в изготовлении и более дешевого монокристаллического сплава Мо+(3-6)% масс. Nb (МН3, МН6) на основе естественного молибдена [Гонтарь А.С, Нелидов М.В., Николаев Ю.В. и др. Конструкционные и топливные материалы твэлов термоэмиссионных ЯЭУ. - Атомная энергия, 2005, т. 99, вып. 5, с. 365-371].
- Возможность использования в качестве материала эмиттерной оболочки сплава на основе молибдена (МН3, МН6) вместо вольфрамового сплава W-Nb достигается также путем оптимизации распределения пористости и размера пор диоксида урана по длине ЭГК. В этом случае сердечники из диоксида урана крайних электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) по одному с каждой стороны ЭГК выполняют с пористостью (3-5)% при преимущественном размере пор (5-10) мкм. Сердечники остальных ЭГЭ выполняют с размером пор (20-60) мкм, а пористость в них выбирают из условия сохранения загрузки топлива как в прототипном варианте исполнения ЭГК, в котором пористость равномерно распределена по длине ЭГК.
В этом техническом решении снижение деформации эмиттерной оболочки достигается за счет выбора оптимального сочетания величины пористости и размера пор в ЭГЭ с различной энергонапряженностью по длине ЭГК [Патент RU 2597875 «Многоэлементный электрогенерирующий канал термоэмиссионного реактора-преобразователя»; Выбыванец В.И., Гонтарь А.С, Колесников Е.Г. и др.; МПК H01J 45/00, опубл. 20.09.2016].
r
Общий недостаток указанных конструктивных вариантов твэла с эмиттерной оболочкой из монокристаллического сплава на основе Мо, таких как МН3, МН6 и топливом на основе пористого диоксида урана (в сочетании со свободным объемом в виде центрального канала в сердечнике) заключается в ограничении допустимой энергонапряженности ЭГК при реализованных запасах реактивности на проектирование разрабатываемого реактора [Выбыванец В.И., Гонтарь А.С, Еремин С.А. и др. Базовый электрогенерирующий канал двухрежимных термоэмиссионных ЯЭУ. Научно-технические проблемы разработки и создания: - Международная конференция «Ядерная энергетика в космосе - 2005», Москва - Подольск, 2005, том. 1, с. 79-82]. Этот недостаток проявляется в том, что ЭГК, расположенные в центральных рядах ТРП, где коэффициент неравномерного тепловыделения по радиусу реактора k более 1,0, не достигают, как показывают расчеты, заданного ресурса 7-10 лет.
Проблематичной также является возможность решения поставленной задачи путем увеличения в активной зоне реактора суммарного свободного объема (пористость в топливе и центральный канал в сердечнике) свыше принятых 30% из соображений обеспечения ядерной безопасности при аварийной ситуации, связанной с попаданием реактора в воду.
Работа ТРП со встроенными в активную зону реактора ЭГК с эмиттерными оболочками из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена осуществляется путем эксплуатации ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующим выводом на номинальный режим. Из-за относительно малой продолжительности форсированного режима, отказы наиболее напряженных ЭГК, вызванные коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника, не наблюдаются. Однако при эксплуатации ТРП на номинальном ресурсоопределяющем режиме с течением времени происходит отказ наиболее энергонапряженных ЭГК, вызванный коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника.
Задачей настоящего изобретения является достижение длительного (7-10 лет) ресурса ТРП со встроенными в активную зону реактора ЭГК с эмиттерными оболочками из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена при сохранении постоянной выходной электрической мощности на номинальном ресурсоопределяющем режиме работы ЭГК.
Для решения поставленной задачи авторами предложен способ эксплуатации ТРП с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена, включающий эксплуатацию ТРП на форсированном режиме при постоянной тепловой мощности с последующем выводом на номинальный режим, в котором, согласно изобретению, в процессе эксплуатации на номинальном режиме осуществляют непрерывный мониторинг тепловой и электрической мощности реактора и, по мере выхода из строя отдельных наиболее энергонапряженных электрогенерирующих элементов ЭГК и падения электрической мощности на ≥50 Вт, с помощью системы автоматического управления с использованием незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме, увеличивают тепловую мощность реактора из условия сохранения постоянного значения выходной электрической мощности номинального режима в ресурсе, при этом увеличение тепловой мощности осуществляют в пределах разности проектных значений тепловой мощности реактора на форсированном и номинальном режимах эксплуатации.
В качестве упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена для эмиттерных оболочек ЭГК используют монокристаллический сплав Мо+(3-6)% масс. Nb, такой как МН3 или МН6.
В качестве незадействованного резерва по утилизации тепловой энергии на номинальном режиме используют холодильник-излучатель ЯЭУ.
Осуществление изобретения.
Типичная принципиальная схема термоэмиссионной космической ЯЭУ, поясняющая сущность предложенного способа эксплуатации такого ТРП, представлена в монографии [Синявский В.В. Методы и средства экспериментальных исследований термоэмиссионных сборок. - М.: Энергоатомиздат, 2000. - 375 с.].
Согласно предложенному способу эксплуатация реактора на форсированном режиме осуществляется, как в прототипе, при постоянной тепловой и соответственно электрической мощности, так как из-за относительно малой продолжительности форсированного режима отказы наиболее напряженных ЭГК, вызванные коротким замыканием электродов из-за деформации оболочки под действием распухающего топливного сердечника не наблюдаются. Последующий номинальный режим существенно менее энергонапряженный, поэтому разработанный на параметры форсированного режима холодильник-излучатель для сброса непреобразованного тепла задействован при эксплуатации на номинальном режиме лишь частично, т.е. в большей части ресурса является балластным элементом конструкции. В то же время большая продолжительность номинального режима приводит, как показывают расчетно-экспериментальные исследования, к недопустимо высокой радиальной деформации эмиттерной оболочки из молибденового сплава, выходу из строя отдельных ЭГЭ в наиболее энергонапряженных ЭГК и падения электрической мощности, как указывалось, на ≥50 Вт и соответственно к снижению выходной электрической мощности ТРП.
В предложенном способе для восстановления выходной электрической мощности до заданного значения на номинальном режиме с помощью присутствующей в составе ТРП системы автоматического управления реактором увеличивают тепловую мощность ТРП с использованием незадействованного резерва по тепловой мощности, сбрасываемой холодильником-излучателем. При этом электрическая мощность работоспособных ЭГК увеличивается, что обеспечивает заданную электрическую мощность ТРП. Как показывают расчетно-экспериментальные исследования авторов при восстановлении выходной электрической мощности ТРП рабочая температура и тепловая мощность работоспособных ЭГК возрастают незначительно, что и позволяет достигать заданный длительный ресурс ТРП при использовании более технологичных в изготовлении и более дешевых эмиттерных оболочек из монокристаллического сплава на основе молибдена, такого как МН3 или МН6.
В обоснование предложенного способа представлены результаты расчета ресурсного поведения ЭГК в составе ТРП, из которых следует, что при выходе из строя наиболее энергонапряженных ЭГЭ в составе ЭГК, из-за деформации эмиттерных оболочек выше допустимой, заданную электрическую мощность обеспечивают оставшиеся работоспособными ЭГЭ за счет повышения тепловой мощности ТРП. Расчеты проведены по разработанной авторами и используемой при разработке ЯЭУ космического назначения комплексной компьютерной программе ресурсного поведения ЭГК, взаимосогласованно учитывающей основные ресурсоопределяющие процессы, такие как: распухание топлива, кинетику изменения структуры и пористости топлива, влияние напряженного состояния топлива на скорость распухания, массоперенос топлива в полости твэла и вынос топлива за его пределы под воздействием высокой температуры и ее градиентов, изменения величины межэлектродного зазора, вызванного деформацией эмиттерной оболочки [Гонтарь А.С., Давыдов А.А., Зазноба В.А., Нелидов М.В., Сотников В.Н. Компьютерное моделирование ресурсного поведения многоэлементного ЭГК на основе диоксида урана. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика радиационного воздействия на радиоэлектронную аппаратуру, выпуск 1, январь-март 2014, с. 18-25; Гонтарь А.С., Зазноба В.А., Нелидов М.В., Давыдов А.А., Сотников В.Н. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ KIM_TFE №2018664164. Дата государственной регистрации в Реестре программ для ЭВМ 12 ноября 2018 г.].
Требуемое увеличение тепловой мощности в конце ресурса на ~ 15% для реализации предложенного технического решения требует повышения тепловой энергии реактора на ~ 3%, что может быть обеспечено увеличением обогащения топлива.
Сущность предложенного технического решения иллюстрируется чертежами, на которых представлены результаты расчета применительно к ТРП для ЯЭУ-25 с эмиттерными оболочками ЭГК из упрочненного монокристаллического сплава на основе молибдена.
r
На фиг. 1 представлена максимальная радиальная деформация эмиттерных оболочек электрогенерирующих элементов для наиболее энергонапряженного ЭГК с k=1,12 в составе ТРП. Как видно из рисунка, приблизительно через четыре с половиной года радиальная деформация эмиттерной оболочки ЭГЭ №5 достигает предельно допустимого значения, в результате чего данный ЭГЭ перестает генерировать электроэнергию. По мере увеличения времени работы ТРП из строя последовательно начинают выходить ЭГЭ №4, 6, 3, 7, 2, 8. К концу ресурса работоспособными остаются только ЭГЭ №1 и 9. Для поддержания заданной электрической мощности ТРП в течение всего ресурса его тепловая мощность должна увеличиваться по мере выхода из строя ЭГЭ.
На фиг. 2 представлено изменение тепловой мощности ТРП в ресурсе. Как видно из рисунка подъем тепловой мощности начинается после четырех с половиной лет работы реактора. Для поддержания заданной выходной электрической мощности ТРП тепловая мощность к концу номинального режима должна быть увеличена приблизительно на 15%.
r
r
r
На фиг. 3 представлены значения радиальной деформации эмиттерных оболочек ЭГЭ ЭГК с k=1,0 при подъеме тепловой мощности, представленной на фиг. 2. Деформация эмиттерных оболочек ЭГЭ в ЭГК с k<1 также не превышает допустимого значения. Поэтому все ЭГЭ ЭГК с k≤1 продолжают генерировать электроэнергию, что и обеспечивает заданную электрическую мощность ТРП в течение всего ресурса.