книги из ГПНТБ / Поздняков, Б. С. Термоэлектрическая энергетика
.pdfосуществить передачу тепла от реактора к термоэлектрическому пре образователю и далее к излучателю посредством теплопроводности так же, как в описанной выше установке «Ромашка». Общий вид тер могенератора СНАП-10 показан на рис. 8.16, а основные характе ристики приведены ниже [16]:
Электрическая мощность, вт . . . |
. |
250—300 |
|||
Тепловая мощность, к е т |
......... |
|
15 |
||
К. п. д„ % ............................................ |
|
|
|
1 , 6 6 |
|
Т оп л и в о .................................................. |
|
|
Сплав 235U с гид |
||
Отражатель |
|
|
|
ридом циркония |
|
|
|
|
Бериллий |
||
Диаметр реактора, м м ............. |
|
|
305 |
||
Высота реактора, м м .................. |
|
|
457 |
||
Вес реактора, к Г ..................... |
|
70—90 |
|||
Термогенератор: |
р -ти п а |
|
GeBiTe |
||
|
материал |
|
|||
|
материал |
п -ти п а ............ |
|
РЬТе |
|
|
температура |
горячего |
спая, °С . |
538 |
|
|
температура холодногоспая, °С |
. |
344 |
||
|
число термоэлементов, |
шт. . . |
. |
768 |
|
Расчетный вес |
установки с защитой, |
272 |
|||
|
кГ* .................................................... |
|
|
|
|
* |
Вес защиты определен на основании дозы |
101! н е й т р о н /см 8 |
|||
н 107 |
р а д , получаемой |
аппаратурой в течение года. |
Активная зона реактора СНАП-10 состоит из твэлов цилиндри ческой формы, содержащих уран-235 и гидрид циркония (последний используется в качестве замедлителя). Между твэлами помещаются диски из бериллия, которые улучшают отвод тепла из активной зо ны. С торцов и периферии активная зона окружена бериллиевым отражателем. К боковому отражателю примыкает термоэлектричес кий генератор, от которого отвод тепла осуществляется с помощью излучателя. Реактор состоит из двух половин, в каждую из которых загружается топливо с массой ниже критической. Эти половины во время транспортировки отделяются друг от друга специальным устройством, которое удаляется непосредственно перед запуском установки в космос. Реактор включается после вывода его на рас четную орбиту. При этом по команде с Земли включается механизм, сближающий обе половины реактора, в результате чего загрузка топлива становится выше критической и создаются условия для цепной реакции деления. После достижения рабочего уровня мощ ности реактор переключается на саморегулирование вследствие от рицательного температурного коэффициента. Система рассчитана на непрерывную работу в режиме саморегулирования в течение года и более.
Температурный режим установки обусловлен в основном требо ваниями надежности эксплуатации термоэлементов и их рабочими характеристиками. В качестве материала р-ветви выбран тройной сплав на основе германия, висмута и теллура, а для п-ветви — теллурид свинца. Для коммутации по горячей стороне использовались
228
железные пластины, к холодным концам термостолбиков припаива лись гибкие пружины и коммутация осуществлялась с помощью медных пластин, припаянных к холодным концам пружин. Эти пру жины обеспечивали надежные тепловые контакты по горячей сторо не, допускали относительные перемещения горячего и холодного концов термоэлемента без значительных изгибающих моментов в тер моэлектрическом материале, отводили тепло от термогенератора к из лучателю и обеспечивали электрическое соединение термостолбиков. Корпус преобразователя, состоящий из двух половин, изготовлен из нержавеющей стали. На каждой половине монтировалось 16 групп по 24 термостолбика в группе. Термостолбики электрически изоли ровались от корпуса, между ними размещалась тепловая изоляция для снижения потерь тепла. Излучатель имел клиновидные ребра, покрытые материалом с высокой излучательной способностью (0,8—0,9) в инфракрасной области и низкой поглощающей способ ностью (0,1—0,3) в видимой части спектра. Последнее обстоятельст во особенно важно при температурах излучателя ниже 370° С.
Вес излучателя сильно зависит от температуры холодного спая. Например, при уменьшении температуры холодного спая с 393 до 338° С вес ребер охлаждения генератора возрастает с 54 до 150 кГ
[17]. Работы по проекту СНАП-10 были прекращены на стадии ис пытания отдельных узлов, дальнейшие усилия были направлены на разработку проекта СНАП-10А.
У с т а н о в к а СНАП-ЮА. Термогенератор СНАП-ЮА элект рической мощностью 500 вт разработан и изготовлен в США фирмой
«Атомик интернейшнл» для использования в качестве источника пи тания бортовой аппаратуры метеорологических и навигационных спутников, спутников связи и других космических объектов.Установ ка состоит из ядерного реактора, термоэлектрического преобра зователя, излучателя и жидкометаллического контура с электро
магнитным насосом. Схема установки |
СНАП-ЮА показана на |
|||||
рис. 8.17. Основные характеристики [18]: |
|
|
|
|||
Электрическая мощность, в т |
............................. |
|
|
500* |
||
Т е п л о в а я м о щ но сть , |
к е т |
............................................ |
|
|
|
34 |
К. п. д., % ............................................................... |
к Г |
|
|
|
|
1,47 |
З а гр у з к а у р а н а -2 3 5 , |
|
• |
|
|
4.8 |
|
Теплоноситель............................. |
|
|
°С . . |
NaI<-78 |
||
Т е м п е р а ту р а те п л о но си те л я |
на |
вход е , |
. |
472 |
||
Т ем п е р а ту р а те п л о но си те л я |
на |
в ы хо д е , °С . |
. |
560 |
||
Высота установки, с м ........................ |
|
• . . . |
347 |
|||
Диаметр основания, с м ....................................... |
|
* |
|
132 |
||
Вес установки, кГ . . . . |
|
|
435 |
|||
Расчетный срок службы, г о д ы ............................. |
|
|
|
1 |
||
Ориентировочная стоимость, |
долл........................ |
|
|
106 |
*Проектная мощность 540 вт.
Вкачестве источника тепла был выбран реактор на эпитепло вых нейтронах с замедлителем из гидрида циркония. Активная зона высотой 31 см и диаметром 22 см содержала 37 элементов, собранных
вгексагональную решетку. Элементы изготовлены из материала, со-
229
ю
со
о
551°С |
550°С |
Рис. 8.17.
Схема уста новки СНАП-10А (а) и мо дуль термо электриче ского преоб
разовате ля (б):
а: 1 — термо электриче ский электро магнитный на сос; 2 — реак
тор;
б: I — излуча 1 тель; 2 — тер моэлемент; 3 — трубка с теплоносите
лем; 4 — изо лятор; 5 — коммутиру
ющая пласти на; 6 — воль
фрамовые
шайбы
5
а
держащего 10 вес. % высокообогащенного урана в циркониевой мат
рице. Этот материал подвергался гидрированию до концентрации водорода 6,35-1022 атом!см3. Элементы заключались в оболочку из хастеллоя-А толщиной 0,38 мм. Внутренняя поверхность оболоч
ки покрывалась слоем керамики, используемой как барьер, пре пятствующий выделению водорода при высоких температурах. В ка честве выгорающего поглотителя применялась окись самария, дис пергированная в слое керамики [19].
Использование таких элементов системы топливо — замедли тель приводит к следующим потерям реактивности: а) кратковре менный эффект, вызываемый перераспределением водорода в резуль тате его миграции от горячих к холодным участкам материала топ ливо — замедлитель; б) утечка водорода через керамический барьер и оболочку топлива в систему теплоносителя и затем в космическое пространство.
Активная зона заключена в корпус из нержавеющей стали и ок ружена радиальным бериллиевым отражателем толщиной около 5 см. Для регулирования реактора используются четыре полуци-
линдрические бериллиевые секции, расположенные в радиальном от ражателе. Поворот этих секций вокруг вертикальной оси изменяет их положение по отношению к активной зоне и увеличивает или умень шает утечку нейтронов из реактора. Во избежание самопроизволь ного пуска реактора положение секций фиксируется стопорной че кой. Перед запуском установки на орбите по команде с Земли чека разрывается, регулирующие секции поворачиваются на определен ный угол и создают дополнительную реактивность. Две секции по ворачиваются с большей скоростью с помощью пружин, две другие вращаются под действием электромоторов с меньшей скоростью. Ука занные секции используются для регулирования в период вывода реактора на рабочую мощность и для компенсации изменений реак тивности, вызываемых температурными и мощностными эффектами, накоплением ксенона и частичным перераспределением водорода в первый период работы реактора на полной мощности (72 ч). После этого секции отключаются и дальнейшие потери реактивности, обу словленные утечкой водорода, выгоранием топлива и накоплением продуктов деления, компенсируются выгоранием самариевого погло тителя.
Сборка радиального отражателя вместе с соответствующими ре гулирующими секциями разделена на две части, что позволяет от делять отражатель от корпуса активной зоны, не нарушая его целост ности и герметичности контура жидкометаллического теплоносите ля: В качестве теплоносителя используется эвтектика NaK-78, про ходящая через активную зону в промежутках между элементами топливо — замедлитель. Основные характеристики реактора СНАП10А:
С р ед н и й и н т егр а л ь н ы й |
п о т о к н ей т р о н о в , |
|
|
нейтрон/см2 |
- ............................................................... |
1 ,7 - 1011 |
|
О б ъ е м а к ти в н |
о й зо н ы , |
м3 ................................... |
8 ,5 - 1 0 -3 |
231
Шаг решетки, с м ....................................... |
3 , 2 |
|||
Диаметр корпуса реактора, |
см . . . . |
22,7 |
||
Высота |
корпуса |
реактора, |
см . . . . |
39,6 |
Максимальная |
температура топлива, °С |
585 |
||
Расход теплоносителя, л / с е к .................... |
0,83 |
|||
Среднее |
энерговыделение, |
кет/л . . . |
А |
|
Средний тепловой поток, вт/мг . . . . |
32,5 ■103 |
Проверка физических принципов выбранной конструкции реак тора была проведена на критической сборке. Активная зона состоя ла из спрессованной в холодном состоянии порошкообразной смеси двуокиси урана и гидрида циркония, содержащей 10 вес. % урана235. Кроме критических опытов, на установке получена информа ция об эффективности отражателя и возможности управления мощ ностью реактора, изменением геометрии отражателя.
Следующим этапом исследований было получение необходимых уровней мощности, температуры и срока службы реактора выбран ной конструкции, в частности, проверка способности оболочек эле ментов системы топливо — замедлитель удерживать водород при заданных уровнях температуры и излучения. С этой целью в 1959—■ 1960 гг. был изготовлен и испытан экспериментальный реактор, включающий все основные узлы реактора СНАП-ЮА. Активная зона состояла из 61 топливного элемента диаметром 2,54 см, набранных в треугольную решетку и заключенных в корпус диаметром 22,9 см.
Элементы содержали 7 вес. % урана-235, концентрация водорода в гидриде циркония составляла 6-1022 атом/см*. Реактор охлаж
дался потоком NaK-78,
Общая длительность испытаний этой установки составила 6035 ч, в том числе 1900 ч реактор работал при температуре теплоносителя на выходе 650° С и 3300 ч при температуре 480° С. Третья стадия ис
пытаний заключалась в проверке усовершенствованной конструк ции, которая по своим характеристикам более соответствовала ус ловиям работы в космическом пространстве. Испытания второго экспериментального реактора проводились с апреля 1961 г. по декабрь 1962 г. Активная зона реактора состояла из 37 элемен тов диаметром 3,2 см, содержащих 10% урана-235 и водорода 6,5 -1022 атом!см*. Бериллиевый отражатель толщиной 7,6 см был
разделен на две откидывающиеся секции и имел две поворачивающие
ся полуцилиндрические секции для регулирования. |
Реактор про |
|
работал 6900 |
ч при температуре теплоносителя на |
выходе 480° С |
и более 2100 |
ч при 650° С. |
|
Термоэлектрический преобразователь установки СНАП-ЮА со
стоит из 2880 термостолбиков. Поток теплоносителя проходит через 40 D -образных трубок из нержавеющей стали, расположенных вдоль образующих конструкций излучателя конической формы. Каждая трубка последовательно соединяет три термоэлектрических модуля
мощностью |
4—6 вт каждый. Устройство модуля показано на |
рис. 8.17. |
Преобразователь состоит из 120 таких модулей. Вдоль |
каждой трубки располагается 72 термостолбика цилиндрической формы из кремний-германиевого сплава п- и p-типа. Термостолбики
232
электрически изолированы от трубки с теплоносителем тонкими дис ками из окиси алюминия и последовательно соединены медными ши нами по горячей стороне. По холодной стороне элементы соединены алюминиевыми пластинами размером 8 x 5 см, образующими излу
чатель. Каждая пластина излучателя электрически отделена от со седних пластин зазором шириной 1 мм.
Чтобы исключить возможность потери выходной мощности гене ратора из-за образования трещин в термостолбиках или коммутации, использовано параллельно-последовательное соединение элементов. Такая коммутация обеспечивает 99% вероятности исправного дейст вия преобразователя после запуска ракеты.
Вся система термоэлектрического преобразователя монтируется на внешней поверхности каркаса конической формы, изготовленного из гофрированного титана толщиной 0,5 мм, с кольцевыми ребрами
жесткости.
В процессе разработки изготовлено и испытано девять полностью собранных преобразователей. При этом основные усилия были направлены на уменьшение электрических потерь, повышение срока службы и надежности преобразователя (за счет использования пая ных контактов). Термоэлектрические модули, состоящие из 22 эле ментов, испытывались при температуре горячего спая 704° С и тем пературе холодного спая 482° С в условиях, близких к условиям кос мического пространства, в течение 23 000 ч. При этом 18 серийных
модулей были подвергнуты испытаниям в условиях, близких к эксп луатационным, 14 модулей испытывались на механическое разруше ние, а 18 модулей — на ускоренное старение при повышенных тем пературах. Результаты этих испытаний показали, что термоэлектри ческий преобразователь может надежно работать в условиях косми ческого пространства и давать 500 вт электрической мощности. Ос
новные характеристики:
Электрическая мощность, в т ...... |
500 |
|
|||||
Тепло, проходящее |
через |
преобразова |
|
||||
тель, к е т ....................................... |
|
в |
|
|
30 |
28,5 |
|
Рабочее напряжение, |
............................. |
|
19 |
||||
Рабочий ток, |
а .............................. |
теплоносителя, |
502 |
||||
Средняя температура |
°С |
||||||
Средняя температура горячего спая, °С |
. |
485 |
|||||
Средняя температура излучателя, °С . |
. |
315 |
|||||
Перепад температуры на материале, °С |
. |
170 |
|||||
Сопротивление термоэлектрического мате |
1,4 |
||||||
риала, |
о м |
................................................. |
|
шт |
|
2880 |
|
Число термостолбиков, |
мм . . . |
12,7 |
|||||
Диаметр |
термостолбиков, |
. |
|||||
Длина термостолбиков, м м ...... |
10 |
0,58-10~3 |
|||||
Добротность |
материала, |
(град)-' . . . |
|||||
Общий к. п. |
д. преобразователя, % • |
. |
1,6 |
Насос. Реакторный источник тепла и преобразователь термодина
мически связаны между собой натрий-калиевым контуром. Цирку ляция теплоносителя осуществляется термоэлектрическим электро магнитным насосом кондукционного типа, не имеющим движущихся
8 Зак. 470 |
233 |
частей. Устройство насоса показано на рис. 8.18. Насос состоит из канала, по которому циркулирует теплоноситель, двух электродов и постоянного магнита, создающего магнитное поле 2400 гс.
Поле направлено перпендикулярно электрическому току, проходя щему через теплоноситель в канале. Термоэлементы из теллурида свинца горячими спаями прижимаются к электродам, а холодными — к алюминиевым пластинам излучателя. Тепло, поступающее от теп лоносителя, проходит через термоэлементы и сбрасывается в космос излучением (700 вт). При этом перепад температур на термоэлемен
тах составляет 150° С. Насос расположен в верхней части реактора,
|
|
мощность |
на |
прокачку, |
создаваемая |
|||||
|
|
этим насосом, |
составляет 5 вт. При рас |
|||||||
|
|
ходе жидкого |
металла 0,8 л!сек насос |
|||||||
|
|
обеспечивает напор 0,7 атм. К. п. д. на |
||||||||
|
|
соса, |
определенный как отношение мощ |
|||||||
|
|
ности |
на |
прокачку к потребляемой теп |
||||||
|
|
ловой мощности, составляет 1 %. Для |
||||||||
|
|
обеспечения |
работы |
насоса на |
малой |
|||||
S |
|
мощности |
и |
при |
низких |
температурах |
||||
Рис. 8.18. Термоэлектриче |
(пусковой |
период) |
используется |
хими |
||||||
ский электромагнитный |
на |
ческая батарея. Термоэлементы изготав |
||||||||
сос: |
3 — |
ливались |
следующим |
способом: |
слой |
|||||
1 — электрод; 2 — /2-ветвь; |
порошка теллурида свинца помещался |
|||||||||
излучатель; 4 — теплоноситель; |
||||||||||
5 — р-ветвь. |
|
между двумя |
слоями |
порошка |
железа, |
|||||
|
|
затем все это |
прессовалось |
при |
комнат |
ной температуре и спекалось при 700° С. Порошкообразное железо использовалось в качестве контактного материала. Спрессованные
таким |
способом |
порошки обеспечивали |
хороший контакт между |
||
железом и теллуридом свинца и снижали |
термические напряжения |
||||
в термостолбиках. Боковые |
поверхности |
элементов покрывались |
|||
керамическим |
материалом |
с целью предотвращения их быстрого |
|||
износа. |
Модели такого насоса |
проработали в течение 13 500 ч |
|||
в вакууме при температуре NaK |
выше 540° С [20]. |
В герметическом жидкометаллическом контуре установки поми мо насоса имелось сильфонное устройство, обеспечивающее компен сацию термических расширений теплоносителя и узлов контура
иподдерживающее давление в контуре выше предела образования пузырьков пара в насосе. Контур теплоносителя изготовлен из не ржавеющей стали 316 и 405. В ходе ресурсных испытаний термо электрические насосы проработали более 14 000 ч. Расширительные
компенсаторы испытывались в контуре с теплоносителем более 5000 ч. Все контрольно-измерительные приборы прошли испытания
вусловиях, близких к эксплуатационным. Полученные результаты показали, что основные трудности связаны с поведением материалов
испособами сборки узлов.
Защита. Между реактором и термоэлектрическим преобразова
телем помещена защита, рассчитанная на ослабление уровня излу чения реактора до 5 • 1012 нейтрон!(см2• год) по быстрым нейтронам
234
и 107 p/год и по у-лучам. Указанные уровни радиации определяются
требованиями полупроводниковой аппаратуры космического ко рабля. Трудной проблемой оказалась разработка защиты нейтронов, рассеиваемых элементами конструкций корабля. Эта задача решена размещением полезного груза внутри конуса теневой защиты. *В свя зи с этим была выбрана коническая конфигурация каркаса излуча теля, диаметр основания которого определился габаритными разме рами полезного груза, верхний диаметр — размерами реактора, а вы сота — площадью излучателя.
Защита от излучения составлена из пластин гидрида лития, за ключенных в общую тонкую стальную оболочку, которая предотвра щает утечку водорода в космическое пространство. Вес защиты 98 кГ,
последняя ослабляет поток быстрых нейтронов на 4—5 порядков. Вес основных узлов системы:
Основные |
узлы |
Вес, |
кГ |
Основные узлы |
Вес, |
кГ |
Реактор ................... |
125 |
Трубопровод . . . |
2 0 |
|||
Защита |
. • . . . |
98 |
Конструкции . |
. • |
38 |
|
Преобразователь . . |
70 |
Приборное оборудо- |
48 |
|||
Н а с о с ........................ |
9 |
вание ................... |
||||
Компенсаторы расши- |
13 |
Тепловой экран . . 14 |
||||
рения .................... |
Общий вес . . |
|
435 |
Генератор СНАП-10А устанавливается в головной части косми ческого корабля «Аджена», на котором размещены системы для ди станционного запуска установки на орбите по команде с Земли, ап паратура для контроля за работой реактора и преобразователя, теле метрическая система и другие устройства. Космический корабль «Ад жена» с установкой СНАП-10А выводится на орбиту с помощью ра кеты-носителя «Атлас».
Во время запуска ракеты силовая установка закрыта аэродина мическим обтекателем, который удаляется по окончании работы двигателя ракеты. Термоэлектрический преобразователь окружен тепловой защитой, предотвращающей замерзание жидкого метал ла в контуре до пуска реактора. Эта тепловая защита удаляется в момент включения реактора.
Испытания установки СНАП-ЮА. Для получения данных о ра
боте установки в эксплуатационных условиях были проведены сле дующие испытания. Первый опытный образец с электрическим нагре вом испытывался в течение 90 суток. Во время этих испытаний ими тировались условия космического пространства, ударные нагрузки и вибрации, характерные для запуска ракеты, включение реактора на орбите и ресурсная эксплуатация на полной мощности.
Испытание второго образца с электрическим нагревом по кон струкции, аналогичной летному варианту, было проведено в середи не 1964 г. В ходе этих испытаний подтвердились результаты, полу ченные при испытании первого образца, а характеристики некото рых систем оказались даже несколько лучше вследствие усовершен ствования их конструкции.
8* |
235 |