книги из ГПНТБ / Поздняков, Б. С. Термоэлектрическая энергетика

Термоэлементы из низкотемпературных термоэлектрических ма­ териалов (до 300° С) можно располагать на первом контуре энерге­ тического реактора. Один из примеров такой установки —• вариант конструкции термогенератора большой мощности— описан в работе [13]. Конструкция представляет собой батарею термоэлементов, расположенных между двумя цилиндрическими трубами (рис. 8.7). По внутренней трубе циркулирует горячий теплоноситель, а внеш­ няя труба охлаждается водой. Это устройство имитировало узел термогенератора мегаваттной мощности, в котором термоэлементы, расположенные на первом контуре, нагреваются теплоносителем ядерного реактора. Горячие спаи термоэлементов прижимались к

внутренней трубе, а холодные — к наружной трубе. Для снижения вероятности растрескивания из-за термических напряжений термо­ элементы были разделены на секции. В качестве термоэлектрическо­ го материала использовались сплавы на основе висмута, сурьмы, селена и теллура. Батарея из пяти элементов рассчитана для работы в диапазоне температур 20—250° С. Коммутация по горячей стороне производилась припоем из сплава свинца (88 вес. %) и сурьмы. Пе­

ред пайкой на поверхность элемента гальваническим путем наноси­ лось никелевое покрытие с целью предотвратить взаимодействие припоя с термоэлектрическим материалом. Для коммутации по хо­ лодной стороне использовался эвтектический сплав галлий — ин­ дий (25 вес. %). Измерение контактных сопротивлений дало следую­

щие результаты: элемент p-типа на горячей стороне имел сопротив­ ление 90 мком/см3, на холодной — 150 мком/см2; элемент п-типа на горячей стороне имел 152 мком/см2, на холодной — 63 мком/см?.

Внутренние и внешние'трубы этой батареи были изготовлены из нер­

мерный нагрев термоэлементов по всей длине трубы и передать зна­ чительные тепловые потоки. Для получения пара с температурой

216

250° С необходимо давление 42 атм и, следовательно, трубопрово­

ды и вся система должны быть рассчитаны на это давление. Для упро­ щения конструкции испытательного стенда вместо пара была ис­ пользована смесь окиси дифенила с дифенилом, имеющая темпера­ туру кипения 257°С и замерзания 12° С. Удельная теплоемкость

этой смеси при температуре кипения равна 2500 дт!(кг-град), а плотность — 0,86 г[смъ.

Батарея испытывалась в течение 1000 ч при удельном тепловом потоке 9 вт/см2, были получены следующие результаты:

Полученные результаты довольно стабильны. Низкое значение к. п. д. авторы объясняют большим сопротивлением контактов и зна­ чительным падением температуры на стенках труб из нержавеющей стали (теплопроводность при 30° С 0,16 вт! (см-град), а при 300° С 0,19 вт!(см-град). Исходя из среднего значения ТЭДС 180 мквГ С

перепад температуры на термоэлементе был не более 150° С. Замена нержавеющей стали медью и более тщательное выполнение контакт­ ных соединений может дать увеличение к. п. д. такой батареи до 5%.

§ 8.3

Реакторные термогенераторы космического назначения

В в е д е н и е . Растущий объем исследований космического про­ странства требует разработки более мощных источников энергии с длительным сроком службы. Для освоения околоземного простран­ ства с помощью искусственных спутников Земли необходимы энер­ гетические установки мощностью от нескольких ватт до нескольких киловатт. Разрабатываемые проекты обслуживаемых орбитальных станций предусматривают источники энергии мощностью в десятки киловатт со сроком службы несколько лет. Дальнейшее использо­ вание полярных спутников связи для трансляции широковещатель­ ных теле- и радиопрограмм по нескольким каналам приводит к необ­ ходимости разработки энергетических установок мощностью в сотни киловатт. По-видимому, в ближайшем будущем потребуются уста­ новки мощностью в тысячи и десятки тысяч киловатт с длительным сроком службы для создания пилотируемых межпланетных кораб­ лей, обитаемых баз на Луне и других целей. Решение этих задач возможно при использовании ядерных источников энергии, обладаю-

217

щих большой энергоемкостью и надежностью, способных работать в условиях космоса (высокий ваккум, невесомость, сброс тепла из­ лучением и т. п.). Ниже приведено описание некоторых из этих уста­ новок.

У с т а н о в к а « Р о м а ш к а » . Высокотемпературный реак­ тор-преобразователь «Ромашка» электрической мощностью 500 вт

разработан Институтом атомной энергии имени И. В. Курчатова

Рис. 8 .8 . Вертикальный разрез установки «Ромашка»:

с участием Сухумского физико-технического института, Харьковско­ го физико-технического института и других организаций страны. Установка представляет собой экспериментальный образец, пред­ назначенный для демонстрации возможности совместной работы энер­ гетического реактора и термоэлектрического преобразователя.

На рис. 8.8 показан вертикальный разрез установки «Ромашка»,, которая включает реакторный источник тепла, термоэлектрический преобразователь и систему сброса тепла, излучением. Тепло, генери­ руемое в активной зоне реактора, передается посредством теплопро-

218

тение было отдано дикарбиду урана, поскольку он обладает лучшей совместимостью с графитом при высоких температурах. В связи с этим проведен значительный объем работ по изучению поведения дикарбида урана в условиях эксплуатации установки «Ромашка»,

Рис. 8.10. Зависимость теплопроводности дикарбида урана от температуры.

включая испаряемость UC2 в инертной среде и зависимость его теп­ лопроводности от температуры. На рис. 8.10 показана зависимость теплопроводности от температуры (заштрихованная зона определяет разброс результатов измерений). Результаты этих исследований по­ казали возможность использования дикарбида урана для твэлов установки «Ромашка».

(рис. 8.11). Торцевые отражатели изготовлены также из бериллия. Выбор бериллия в качестве материала отражателя определился

220

вращают деформацию отражателя при рабочей температуре под дей­ ствием плотно прижатых термоэлементов.

Система регулирования мощности реактора состоит из четырех стержней, расположенных в радиальном отражателе, и нижнего подвижного отражателя. Один из стержней, состоящий из бериллия и окиси бериллия в оболочке из нержавеющей стали, используется для автоматического регулирования, его эффективность составляет 0,2%. Ручное регулирование осуществляется другим стержнем эф­ фективностью 0,4%, который содержит рассеивающую секцию из бериллия и окиси бериллия и поглощающую секцию из борсодер­ жащего сплава. Остальные два стержня эффективностью 0,4% и тор­ цевой отражатель используются для аварийной защиты. Торцевой отражатель используется также для компенсации температурного эффекта. Механизмы привода органов регулирования и защиты рас­ положены снизу, под корпусом реактора, и приводятся в действие с помощью гидравлической системы, кроме стержня автоматического регулирования, который перемещается сервоприводом с электри­ ческим питанием.

Ниже приведены нейтронно-физические характеристики актив­ ной зоны реактора.

Для определения нейтроннофизических характеристик реакто­ ра использовался многогрупповой метод статистических испытаний (метод Монте-Карло). Это позволило с достаточной точностью учесть геометрические и физические особенности реактора, обусловленные наличием каналов и зазоров сложной формы, неоднородность мате­ риалов активной зоны и отражателя, свойства системы регулирова­ ния и др. Расчеты проводились с использованием электронно-вы­ числительной машины и 21-групповой системы констант, учиты­ вающей резонансный характер сечений урана-238, наличие реакций (,л, 2л) в бериллии и другие факторы. В процессе расчетов просле­ живалось около 50 000 нейтронных «историй».

Термоэлектрический преобразователь установки «Ромашка», разработанный И. Г. Гвердцители, Ю. Д. Губановым, С. П. Лалыкиным и др. [14], состоит из нескольких тысяч термоэлементов, смон­ тированных на цилиндрическом стальном корпусе. Коммутация тер-

222

В качестве термоэлектрического материала использован кремнийгерманиевый сплав с 15%-ным содержанием германия. Этот мате­ риал характеризуется высокой рабочей температурой (1000° С), низким давлением паров, хорошей прочностью, стабильностью тер­ моэлектрических свойств при рабочих температурах (см. гл. 4).

В процессе разработки преобразователя было проведено боль­ шое количество исследований работоспособности термоэлементов в потоках нейтронов и у-излучения. На рис. 8.13 приведены кривые, полученные Г. М. Павловым при испытании термоэлементов в петле

Т,°С

800

600

Ш

200

0

Рис. 8.13. Изменение основных параметров кремний-гер- маниевых термоэлементов при облучении в реакторе (интегральный поток 3-1019 нейтрон/см2) :

1 — температура горячего слоя; 2 — ТЭДС секции; 3 — перепад температуры на термоэлементах; 4 — мощность реактора.

реактора при интегральном потоке тепловых нейтронов 3 - 1019 ней-' трон/см2 [14]. Как видно из рис. 8.13, под действием реакторных из­

лучений основные свойства кремний-германиевых элементов изме­ няются довольно слабо. Последующая эксплуатация установки «Ро­ машка» подтвердила этот вывод.

Стендовые испытания узлов установки. Нейтроннофизические

характеристики активной зоны реактора изучались на специальном физическом стенде с использованием пяти различных критических сборок, отличающихся концентрацией делящегося материала. Для каждой критической сборки определялись зависимость критической массы от состава активной зоны, эффективность торцевого отража­ теля и стержня регулирования, распределение энерговыделения в ак­ тивной зоне, влияние на реактивность конструктивных зазоров и другие вопросы. На рис. 8.14 показано распределение энерговы­ деления по радиусу и высоте активной зоны, полученное А. М. Кру­ товым [14].

224

При исследовании влияния перемещений подвижного отражате­ ля и стержней регулирования на нейтронно-физические характе­ ристики и температурные поля реактивность измерялась с помощью импульсного и интегрального методов, а также по периоду разгона реактора. Сравнение результатов измерений реактивности, полу­ ченных различными методами, позволило установить, что в подоб­ ного типа реакторах практически отсутствуют запаздывающие фото­ нейтроны, обусловленные наличием бериллиевого отражателя. По­ этому при обработке экспериментальных данных использовались ха­ рактеристики шести групп запаздывающих нейтронов.

Рис. 8.14. Распределение тепловыделения по высо­ те и радиусу активной зоны (R и Н — радиус и высота активной зоны; г и z — координаты).

Значительное внимание было уделено ресурсным испытаниям термоэлементов и всего преобразователя в сборе на стендах с элект­ рическим подогревом. С целью проверки работоспособности установ­ ки в целом и отдельных ее узлов, а также исследования рабочих параметров в стационарных и переходных режимах, были проведены комплексные 1000-часовые испытания полномасштабной тепловой модели реактора-преобразователя на стенде с электроподогревом. На рис. 8.15 показана модель установки после испытаний. При этих испытаниях измерялись температурные поля в различных элемен­ тах установки с помощью большого количества различных термопар. Замер электрических характеристик преобразователя производил­ ся со специального пульта. С помощью этого пульта можно было производить измерения по каждой группе термоэлементов, а так­ же при параллельном и последовательном соединениях групп. Электрическая мощность преобразователя определялась в режиме максимальной мощности. Измерения ТЭДС, тока и других харак-

225