Руководство к лабораторной работе по курсу

В ЗАВИСИМОСТИ ОТ РЕСУРСА РАБОТЫ

ТЕПЛА В ЭЛЕКТРОЭНЕРГИЮ

С ТЕРМОЭМИССИОННЫМ ПРЕОБРАЗОВАНИЕМ

ОПРЕДЕЛЕНИЕ ОСНОВНЫХ ПАРАМЕТРОВ ЯЭУ

ВОЕНМЕХ» им. Д.Ф.Устинова

Кафедра «Космические летательные аппараты и двигатели»

«Энергосистемы»

Cанкт-Петербург

Лабораторная работа №1

Определение основных параметров ЯЭУ с термоэмиссионным преобразованием тепла в электроэнергию в зависимости от ресурса работы

Введение

Одной из важнейших проблем, стоящих в настоящее время перед космическим аппаратостроением, является увеличение времени активного существования КА, при этом ближайшей целью, является достижение показателя 5-7 лет. Термоэмиссионные ядерные энергетические установки являются одним из наиболее перспективных в этом аспекте типом установок, пригодных для обеспечения длительного ресурса работы КА.

Расчет реактора-генератора предусматривает нейтронно-физические и тепловые расчеты и исследования.

В СССР 21 апреля 1970 года в Физико-энергетическом институте был осуществлен энергетический пуск первого в мире термоэмиссионного реактора-преобразователя “ТОПАЗ” (Термоэмиссионный опытный преобразователь в активной зоне). Это была энергетическая установка электрической мощностью 10 кВт. Ресурс работы 2600 часов (108 суток). Основой установки является гетерогенный реактор на тепловых нейтронах с гидрид-циркониевым замедлителем и бериллиевым отражателем. Активная зона реактора состоит из блоков гидрид циркония и электрогенерирующих каналов (ЭГК). Она окружена боковыми и торцевыми отражателями из бериллия. Ядерное горючее на основе двуокиси урана заключено в трубы из молибденового или вольфрамового сплава. Поверхность их при ядерном нагреве служит источником эмиссии электронов. В качестве анодов используется ниобий. Радиальные зазоры между электродами 0.4‑0.5 мм. В этот промежуток для устранения пространственного заряда электронов подаются пары цезия. Такая конструкция составляет электрогенерирующий канал, одновременно являющийся тепловыделяющим элементом. Управляется реактор с помощью вращающихся бериллиевых цилиндров с боросодержащими накладками. Вращение их осуществляется от приводов по сигналам системы автоматического управления. Часть электроприводов - быстродействующие, они служат для аварийной защиты. Реактор имеет два коллектора - теплоносителя эвтектики Na-К для съема тепла с анодов ЭГК. Расчет реактора - генератора предусматривает нейтронно-физические и тепловые расчеты и исследования. Для очень грубых оценок и выявления влияния отдельных параметров предлагается провести упрощенный расчет. Основными параметрами термоэмиссионного генератора являются КПД и удельная мощность Р_УД, снимаемая с единицы поверхности ЭГК (Вт/см²). Ресурс ЯЭУ параметр многофакторный. Однако температуру катода (Т_К) можно принять за главный фактор, определяющий ресурс работы. Расчет основан на предполагаемой зависимости ресурса работы от температуры, и частично подтвержденных зависимостях КПД и Р_УД от температуры, (см. рис.1, 2, 3, 4)

Рис.1 Расчетное значение ресурса термоэмиссионного преобразователя, определяемое испарением катода.

Рис.2. Зависимость ресурса работы ЯЭУ от температуры катода.

Рис.3. Расчетная зависимость удельного энергосъёма Р_уд (Вт/см²) от температуры катода.

Рис.4. Зависимость КПД установки от температуры катода.

Для упрощения расчета сделан еще ряд допущений:

1. Промышленностью освоено изготовление одноэлементного ЭГК длиной 250 мм и диаметром d_k=20 мм.

2. В реальных ЯЭУ, для выравнивания поля энерговыделения, шаг размещения ЭГК в замедлителе неравномерный. В расчете расстояния между центрами ЭГК принять постоянными и равными 40 мм.

3. В реальных установках имеется температурная неравномерность по диаметру и длине реактора и как следствие, неравномерность Р_УД. В расчете принимается Р_УД=const.

Расчет выполняется в следующей очередности:

1. Суммарная поверхность энерговыделяющих катодов определяется по электрической мощности ЯЭУ:

[см²]

Коэффициент 1.2 учитывает собственную потребность ЯЭУ в электроэнергии для прокачки жидкого теплоносителя Na-К.

2. Эмиссионная поверхность одного катода:

см²

3. Число каналов ЭГК:

(округляется до целых чисел)

Введем понятие пористости активной зоны (для отражателя) ‑ .

Отношение общей площади без ЭГК к площади активной зоны. Постоянство пористости по сечению обеспечивается одинаковым шагом решетки ЭГК.

Da - диаметр активной зоны

d_K - диаметр ЭГК

t - шаг решетки ЭГК

Рис.5

Для ячейки треугольной решетки при большом числе ячеек коэффициент пористости зависит от соотношения шага решетки t к диаметру канала ; ‑ относительный шаг решетки.

В нашем случае при принятых допущениях:

Тогда диаметр активной зоны из будет равен

4. Объем активной зоны:

Длину активной зоны принимаем равной длине ЭГК.

5. Вес активной зоны примем равным весу топлива и замедлителя:

- плотность топлива (UO₂=19.05 г/см³)

6. Вес замедлителя - гидрид циркония:

ρ_ГЦ плотность замедлителя - гидрид циркония (Z₂H₂=5.6 г/см³)

Активная зона окружена отражателем, в качестве которого в космических ЯЭУ применяется Бериллий.

ρ_Be= 1.95 г/см³.

По результатам аналогичных проработок толщину () отражателя примем равной 60 мм.

Рис.6

7. Тогда вес отражателя будет равен сумме весов торцов и боковой поверхности:

8. Диаметр реактора:

9. Вес реактора равен сумме его составляющих - топлива, замедлителя и отражателей:

10. Определим тепловую мощность установки (Q_T), зная требуемую электрическую мощность (P_ЭЛ) и коэффициент полезного действия преобразования тепла в электроэнергию ().

11. Количество тепла, сбрасываемого с излучателя, равно разности тепловой и электрической мощностей.

12. Определим поверхность излучателя, требуемого для сброса тепла (F_изл). Требуемая поверхность определяется по закону Стефана-Больцмана.

[Вт], где:

- степень черноты

- коэффициент Стефана-Больцмана

Считаем, что излучатель изготовлен из окисленной меди, которая при высокой температуре ( ^OC) имеет степень черноты =0.88.

Температуру излучателя примем постоянной по всей поверхности и равной 800K.

[см²]

13. При расчете и проектировании холодильника-излучателя, одним из наиболее важных моментов, определяющих вес излучателя, является выбор потребной величины каналов, для протекания теплоносителя. Лучшим материалом для излучателя является бериллий, пиролитический графит, медь и алюминий. Учитывая сложность изготовления бериллиевого излучателя, считаем, что излучатель изготовлен из меди. Окончательно толщина стенки излучателя выбирается в зависимости от площади и времени работы для обеспечения надежной работы в условиях метеоритного пробоя. Расчетно-теоретическое изменение толщины стенки () в зависимости от площади F_ИЗЛ, времени работы и надежности работы P_О приведены на рис.7.

; = 8.92 [г/см³]

Рис.7 Изменение потребной толщины стенки излучателя в зависимости от

площади F_изл, времени работы t и надежности Р₀.

14. Ядерные реакторы являются источниками излучений, состав которых очень сложен. Основными составляющими являются нейтроны и γ-излучение. При выделении 1 Вт тепловой энергии выходит 7.8×10⁸ нейтрон/(сек×Вт). Таким образом, плотность потока нейтронов будет равна: тепловой мощности реактора, умноженной на 7.8×10⁸, и деленную на площадь активной зоны (F_А). Аппаратура, располагаемая в приборном контейнере, выдерживает ограниченный поток нейтронов: Dа=10¹²÷10¹⁶ н/см².

15. Для ослабления воздействия излучения, между реактором и аппаратурой устанавливают защиту, которая содержит две компоненты: легкую - (LiH₂) гидрид лития, для поглощения нейтронов; и тяжелую - (Pb) или (W), для поглощения g-лучей. Суммарная доза g-излучения и суммарный поток нейтронов, полученный аппаратурой, зависит от мощности реактора, его размеров и продолжительности работы. Защита должна иметь минимальный вес, поэтому ее выполняют “теневой”. Выбор геометрии защиты зависит от многих факторов. В идеализированном случае, когда реактор и экранированная область обладают осевой симметрией, защита выполняется в виде сегмента усеченного конуса. Нейтронная защита, для достаточно быстрого замедления, требует материалов, близких по атомному числу к нейтрону (Li,H₂). Экспериментально установлено, что одним из лучших замедлителей, является гидрид лития (LiH, =2.9 г/см³). Он заливается в расплавленном состоянии в контейнер соответствующей формы. В простейшем случае плоского мононаправленного источника, фазовое ослабление можно записать следующим образом: ,

где - мощность дозы в отсутствии защиты равна мощности излучения реактора.

- мощность дозы в защищенной точке равна стойкости аппаратуры (D_A).

- дозовый фактор ослабления для точечного или плоского источника.

- линейный фактор ослабления. t_з - толщина защиты.

В настоящее время неизвестно при какой толщине материала экранирующий эффект перестает быть постоянным. Общепринятая величина представляет собой изменение интенсивности нейтронов вне толстого экрана из гидрида лития, после добавления слоя свинца.

Фактор ослабления нейтронов, измеряется после прохождения ими толстого экрана из слоя гидрида лития. Перед гидридом лития со стороны реактора помещен свинец, (рис.8).

Доза излучения реактора: [H/см²]

T_AC - [сек], Q_T - [Вт], F_АЗ - [см²]

Допустимая доза для электронной аппаратуры на основании экспериментальных данных: н/см²

16. Принимая дозовый фактор ослабления В₍₂₎=5 (Рис.8) определим толщину

t_З экрана из гидрида лития: , где t_З, [см]

Рис.8. Толщина слоя свинца при половинном ослаблении потока излучения.

17. В первом приближении, объем защиты можно принять за цилиндр, с площадью сечения, равной площади реактора, и высотой цилиндра равной толщине защиты t_З.

; [см²]

18. Вес защиты можно оценить, приняв его поверхность, выполненной из алюминия ( =2.8 г/см³) толщиной =2мм. Тогда вес гидрида лития:

19. Вес оболочки:

20. Определив вес всех элементов реактора-генератора, просуммируем их. Общий вес реактора-генератора в зависимости от времени работы Т_АК и Р_ЭЛ равен:

Примечание:

В данной работе для простоты расчета не учтен целый ряд конструктивных элементов, так как они слабо зависят от времени работы.

В реальных условиях космическая ядерная энергетическая установка имеет более сложный состав. В него входят:

1. Реактор-генератор, состоящий из: реактора, блока защиты и излучателя (головной блок).

2. Система автоматического управления (САУ).

3. Аккумуляторная батарея, необходимая для обеспечения энергией бортовой аппаратуры, САУ и подогрева теплоносителя на начальном этапе эксплуатации.

4. Бортовая кабельная сеть.

Вес этих элементов мало зависит от времени работы, определяется конструкцией аппарата, и поэтому в нашем анализе не учитывается. В работе также не учтен вес теплоносителя, цезиевой системы и ряда других систем и конструктивных элементов.

Оформление работы:

Дата добавления: 2014-12-24