Проекты использования ядерных энергетических установок в космосе неоднократно рассматривались ведущими космическими странами. В России последнее время получил известность проект энергетического модуля для обеспечения энергией задач различного назначения под названием «транспортный энергетический модуль» (ТЭМ)
Реакторная установка с рабочим телом и вспомогательными устройствами
Предполагается, что транспортно-энергетический модуль, это прорывная разработка, которая может существенно продвинуть вперед возможности освоения околоземного пространства и обеспечить полеты к более дальним объектам солнечной системы. Указ о начале разработки Транспортно-энергетического модуля был подписан в 2010 году президентом России Д. Медведевым.
Разработка разделена между структурами Росатома и Роскосмоса. От Росатома участвует ОАО «НИКИЭТ», которое создает реакторную установку. ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» занимается созданием электроракетных двигателей. Головным предприятием в разработке всего остального корабля в настоящее время является КБ «Арсенал». К началу 2013 года завершилось эскизное и началось рабочее проектирование оборудования.
Разработчики начали изготавливать первые узлы для проведения испытаний. В НИИАР на исследовательском реакторе МИР в 2013 году начались испытания теплоносителя для реакторной установки. В июле 2014 года в ОАО «Машиностроительный завод» была завершена сборка первого тепловыделяющего элемента (ТВЭЛ) будущего реактора.
В соответствии с результатами дополнения к эскизному проекту, выпущенному в 2016 году, реализация проекта возможна в 2025 году.
Краткое описание проекта атомного буксира.
Модуль оснащен высокотемпературным газоохлаждаемым реактором тепловой мощностью 4 МВт. Электроэнергия будет генерироваться двухконтурным турбомашинным преобразователем на основе газодинамического цикла Брайтона, электрической мощностью в 1 МВт. Он же будет выполнять функцию компрессора теплоносителя.
Транспортно-энергетический модуль будет оснащаться электроракетными двигателями большой мощности. Двигатели будут размещаться на четырех штангах, по шесть двигателей на каждой. Дополнительно будет установлено восемь двигателей меньшей мощности, для корректировки курса.
Рабочим телом в двигателях будет ксенон, но рассматриваются и альтернативные варианты с использованием лития и натрия.
Расчетное время работы модуля составляет 10 лет. Запускаться он будет с помощью ракет-носителей семейства «Ангара». Предполагается, что модуль будет трансформируемым, то есть при запуске он будет находиться в сложенном виде под головным обтекателем ракеты-носителя, а на орбите раскладываться в рабочее положение.
Сферы применения
Вариант спутника дистанционного зондирования с ЯЭУ.
Варианты применения ТЭМ весьма обширны. Он может использоваться как орбитальный буксир для доставки спутников с низкой орбиты на геостационарную или любую другую. Это позволит уменьшить стоимость запуска спутников связи и других аппаратов, использующих ГСО.
Космические аппараты для дистанционного зондирования Земли и исследования космоса, на базе ядерной энергоустановкой нового поколения типа ЯЭУ-25М (разработчик — ОАО «Красная Звезда»), могли бы работать гораздо более длительное время, чем существующие КА.
Актуально использование таких ТЭМ в интересах решения задач радиоэлектронной борьбы (РЭБ) в космосе и из космоса, требующих высоких уровней мощности передатчиков помех, а следовательно, и значительной бортовой энергетики.
В настоящее время ни у одной страны мира нет гражданских спутников с ядерной энергетической установкой. Практически все космические аппараты, за исключением межпланетных станций, используют солнечные батареи. Однако из-за низкой плотности потока солнечного излучения эти батареи имеют крупные габариты, поскольку они должны запасать энергию в аккумуляторах на время работы в тени. Масса одного такого спутника может составлять около 7,6 тонны, со сроком активного существования не менее семи лет.
Ядерный реактор, установленный на модуле можно использовать и как дополнительный источник энергии. Энергоустановка может передавать до 225 кВт для питания полезной нагрузки. (Подробнее о КЯЭУ можно прочитать, например, .
Наибольшие ожидания связаны, конечно же, с межпланетными путешествиями. Открываются реальные перспективы колонизации Луны. Стоимость отправки грузов на Луну на ядерном буксире, по сравнению с традиционными ракетами, уменьшится в два раза.
Станет возможен пилотируемый полет на Марс и полеты к астероидам. Транспортно-энергетический модуль дает 20-кратное увеличение экономической эффективности и 10-кратное увеличение электрической мощности на космическом корабле.
В ТЭМ будут широко применяться нанокомпозитные материалы, устойчивые к износу и нагрузкам. Вполне возможно, что эти элементы найдут свое применение в земных сферах деятельности. На основе таких энергетических установок возможно создание компактных электростанций для Луны или труднодоступных земных районов.
За последние годы в рамках проекта пройдено два важных этапа: создана уникальная конструкция тепловыделяющего элемента, обеспечивающая работоспособность в условиях высоких температур, больших градиентов температур, высокодозного облучения. Также успешно завершены технологические испытания корпуса реактора будущего космического энергоблока. В рамках этих испытаний корпус подвергали избыточному давлению и проводили 3D-измерения в зонах основного металла, кольцевого сварного соединения и конического перехода.
И вот, в 2018 году в России испытана система охлаждения ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) - одного из ключевых элементов ТЭМ. В частности, были протестированы экспериментальные образцы генератора капель, элементов заборного устройства и модели холодильника-излучателя. Появление эффективной системы охлаждения снимает практически все препятствия для создания ЯЭДУ. Мощность первой установки составит 1 МВт, но в будущем увеличится в десять раз. В рамках этого проекта, специалисты изготовили и испытали экспериментальные образцы генератора капель, элементов заборного устройства (гидросборника) и модели капельного холодильника-излучателя (КХИ).
В акте приёмки, размещённом на сайте госзакупок «Роскосмоса», сообщается: «Были выявлены закономерности функционирования элементов и узлов перспективных систем отвода тепла ЯЭДУ мегаваттного класса в наземных условиях, максимально приближенных к условиям космического пространства».
Зарубежные проекты
За рубежом также ведутся работы по созданию компактного реактора для космических кораблей. В Европейском Союзе они пока находятся в начальной стадии. Страны ЕС только разрабатывают «дорожную карту» подобного проекта. Вполне вероятно работают над этой темой и в Китае.
В 1970-е гг. СССР и США вели параллельную разработку реакторов, и надо сказать СССР выбился в лидеры в этой отрасли. В настоящее время Россия по-прежнему сохраняет свои позиции и компактные энергоустановки, разрабатываемые в РФ, являются самыми передовыми на сегодняшний день.
Проблемы доставки ТЭМ на орбиту
Последние конструкторские проработки, показывают, что габариты и массы ТЭМ, превышают возможности не только существующих средств доставки, но и перспективных разработок, к каковым относится тяжелая ракета носитель «Ангара-5».
Не менее трудная конструкторская задача связана с созданием супернадежного телескопического ферменного механизма для развертывания ТЭМ из транспортного положения в рабочее.
Еще более технически трудной задачей является запуск в эксплуатацию сложнейшей системы блоков, узлов, механизмов и систем различного назначения на орбите в условиях, когда любой отказ может привести к приведению всего ТЭМ в неработоспособное состояние, а в худшем случае, и к катастрофе.
Отчетливо очерчиваются преимущества космического производства при создании аппаратов, предназначенных для работы в этой среде. Сборка такого оборудования в условиях его дальнейшей эксплуатации (невесомость и глубокий вакуум), способна значительно облегчить калибровку. Также благодаря невесомости можно не заботиться о специальных конструкциях, служащих для удержания оборудования в подвешенном состоянии на этапе сборки.
Отсутствие пространственных ограничений и веса дают возможность строить объекты любого размера, а отсутствие атмосферы по многим показателям уменьшает материалоёмкость и износ производственного оборудования, в частности, коррозию, и увеличивает его долговечность.
Обслуживание, ремонт и защита ТЭМ
По всей видимости, вопросы, связанные с эксплуатационным обслуживанием, ремонтом, и защитой от различных угроз для ТЭМ пока не рассматривается совсем, так как все усилия направлены на решение принципиальных проблем с его созданием и запуском на орбиту. Однако эти вопросы неизбежно потребуют своего решения не в такой уж далекой перспективе, особенно если такая конструкция должна обеспечивать интересы военного космоса.
Так, Пентагон впервые более чем за три года начал пересмотр своей космической программы в связи с потенциальной военной угрозой для своих спутников со стороны России и Китая, сообщает американское издание SpaceNews.
Новая стратегия будет разрабатываться под руководством министерства обороны США по нескольким направлениям способам защиты спутников-разведчиков и военных спутников от нападения. По словам правительственных и отраслевых источников, изменения могут также включать разработку более продуманной политики в области наступательной тактики в космосе.
Не приходится сомневаться, что при появлении крупногабаритных конструкций на орбите, неизбежно встанет вопрос о создании средств, обеспечивающих их долговременное обслуживание и защиту от всевозможных угроз.
Следовательно, обеспечение на орбите всех перечисленных выше задач, и в частности ТЭМ, длина которого в собранном состоянии достигает без малого 60 м, потребует создания орбитального обеспечения в виде сервисно-сборочного комплекса, оснащенного оборудованием нового поколения, в том числе, и дистанционно-управляемыми автономными робототехническими системами.
7:23 29/03/2018👁 612
Что же за транспортно-энергетический модуль (ТЭМ), курсирующий между планетами и спутниками, готовят российские предприятия? Ранее мы обсуждали политику внутри космической отрасли России, но перейдём к технической составляющей этого неоднозначного проекта. Вокруг которого теперь обращается вся отрасль.
Когда за проект взялись, масштабы обещаний были не меньше, чем у Маска с его полётом пилотируемой экспедиции к в 2025-ом году. К 2018-ому, «Роскосмос» пообещал окончить разработку ТЭМ с капельными холодильниками-излучателями (КХИ) и 16-ью ионными двигателями рекордной мощности около 60 кВт.
Справка: до этого капельное охлаждение в космосе считалось невозможным из-за солнечного излучения и испарения жидкости. Поэтому во всех разработках присутствовали панельные холодильники. Их главный минус – это масса, которая возрастала в разы при увеличении электрической мощности. Ионные двигатели же к объявлению о начале проекта имели мощности в десятеро меньшие.
Сам ТЭМ должен был раскладываться из состояния для обтекателя ракеты, как на изображении выше, в функционирующую форму на том же рисунке. А для того, чтобы полностью покорить сердца всех мечтателей, объявили о том, что буксир будет иметь ядерный реактор мощностью до 3,5 МВт с инновационным карбонитридом урана в качестве топлива.
В 2009-ом году вся эта конструкция выглядела фантастичной. К тому же вместо разрабатываемых предприятиями «Роскосмоса» реакторов с термоэмиссионными преобразователям, которые имели большое будущее, благодаря идее КХИ взялись за турбомашинное преобразование энергии. Что означало разработку с нуля. И президент России, Дмитрий Медведев, подписал все документы на начало разработки ядерного космического модуля.
Дело доверили трём основным ведущим предприятиям. «НИКИЭТ им. Н. Доллежаля» - предприятие «Росатома», взялось за создание реактора. РКК «Энергия» обязалась создать сам космический аппарат, на который будет это установлено. Система преобразования энергии и ионные двигатели легли на плечи ИЦ им. Келдыша.
Ионные двигатели
В XXI веке назрела огромная необходимость в полётах к . Но делать это на химических двигателях абсурдно. Огромное количество дорогостоящего топлива тратится при каждом полёте. Чтобы уменьшить количество трат топлива, необходимо пропорционально увеличить скорость истечения вещества из двигателя. И единственным существующим решением на данный момент являются ионные двигатели.
Справка: ионные двигатели работают благодаря созданию реактивной тяги на базе ионизированного газа, разогнанного до высоких скоростей в электрическом поле. Современные химические двигатели достигают возможностей истечения газа из сопла около 2-4 км/с. Но это практически предел. Электродвигатели на ионизированном газе расширяют данные возможности до 50-70 км/с. Что позволяет в 20-25 раз сократить траты топлива.
И тут возникает ещё одна проблема. Для большой скорости струи в электродвигателях необходимо много электроэнергии. Поэтому до сих пор ионные двигатели ставились только на небольшие аппараты и спутники, а солнечные панели покрывали нужные расходы энергии для корректировки орбиты. Но ТЭМ будет весить около 20-25 тонн, а такое “солнечники” не потянут. Тогда и было решено для работы целой группы двигателей на буксире разработать компактный ядерный реактор.
В изначальные планы входили 16 двигателей с мощностью около 60кВт каждый. Таким образом вместе они давали бы рекордные 900-1000 кВт на весь модуль. Но совершить революцию не получилось и ресурс двигателей оказался вдвое ниже. Сейчас заявляется о мощности в 32-35 кВт на двигатель, а их количество на буксире выросло до 24. Но общие возможности падают до 800 кВт всё равно.
Разработанный ИД-ВМ не оказался устроен на принципиально новых принципах, однако даже такой уровень, превышающий современные аналоги в 4-5 раз – выдающаяся заслуга.
Реактор
Несмотря на огромное количество новых разработок для ТЭМ именно ядерный реактор удостоен наибольшего внимания к своей персоне. Отчасти незаслуженно, ведь он оказался одной из самых лёгких частей во всём проекте.
Создатели наземных реакторов на быстрых нейтронах для Белоярской АЭС взялись за этот проект с воодушевлением. Но обещание использовать в качестве топлива карбонитрид урана быстро испарилось. Причины – малоизученность, которая может привести к непредсказуемым последствиям и разрушению ТЭМ в космосе. Взяться решили за оксид урана UO2.
Это не стало огромным разочарованием. Замена произошла на всё ещё эффективное топливо, а множество изначальных идей так или иначе должно было ужаться до реальных возможностей. И карбонитрид урана списывать со счетов не стоит – после всех испытаний и подтверждения эффективности наверняка его используют в будущих версиях реактора.
Год от года НИКИЭТ имени Доллежаля начала рапортовать об успехах. В 2013-ом началось рабочее проектирование ядерной энергоустановки. В 2014-ом были испытаны системы управления реактором, а также первый ТВЭЛ. В 2015-ом закончены технические испытания корпуса ядерной установки. Было заявлено, что “уникальный конструкционный материал корпуса способен обеспечить работу реактора на протяжении более чем 100 тысяч часов” – около 11-12 лет. К 2016-ому году начались испытания полномасштабного имитатора ядра реактора. И к августу 2017-го было объявлено, что проект готов. В 18-ом году разработчики собираются провести испытания наземного образца ядерной энергоустановки, а через год полноценный образец будет сдан.
Капельные холодильники
Не менее важной частью буксира должны стать капельные холодильники-излучатели нового типа. Долгое время даже сами разработчики не верили в то, что смогут разработать такую технологию. Поэтому параллельно шли работы над панельными холодильниками для ТЭМ. На макетах даже показывали рисунки двух разных буксиров, с обоими типами охлаждения.
Здесь и кроется главная проблема всего проекта. В ограничениях и слишком завышенных ожиданиях. Чтобы создать такой аппарат, необходимы долгие испытания, отработка систем, крупные финансовые вливания и отказ от “Ангары”. Как я рассказывал в прошлой статье «Хроники “космических транспортных систем” России», S7 Space взяла на себя обязательства к осени этого года подготовить план по ускорению создания ТЭМ. Скорее всего компания и профинансирует часть работ РКК “Энергии”, а запуск буксира осуществится только к 2030-ому году, когда будет создана новая сверхтяжёлая ракета. Велика вероятность, что к тому моменту в центре Келдыша модифицируют свои ионные двигатели, а “Росатом” уже перейдёт к новому топливу. И в космос будет запущен полноценный ТЭМ, о котором и заявляли изначально, а не урезанная во многих аспектах версия, которую могли бы запустить в теории и в ближайшие 5 лет.
Важной проблемой космических перелетов является необходимость постоянно затрачивать топливо для изменения скорости движения. Современные космические аппараты используют два типа двигательных систем. Классические химические реактивные двигатели позволяют быстро ускоряться, но требуют большого количества топлива и этим сильно ограничивают максимальную скорость. Поэтому двигатели включаются только для коррекции курса, а для значительного ускорения аппаратов, отправляющихся к планетам гигантам, приходится использовать уловки вроде гравитационных маневров у планет. Второй вариант - электрореактивные двигатели. Они могут быть ионными либо плазменными, однако суть одна. Такие двигатели имеют очень маленькую тягу и большое энергопотребление, однако используют относительно небольшое количество топлива. Ионные двигатели уже устанавливались на некоторых научно-исследовательских автоматических станциях, таких как Deep Space 1 или Dawn.
Электрореактивные двигатели удобны для дальних экспедиций тем, что позволяют увеличивать скорость в течение всего полета. Однако из-за малой тяги для существенного приращения скорости тяжелого аппарата потребуется установить на него много двигателей, а много двигателей потребуют много, очень много электроэнергии. Так и родилась идея транспортно-энергетического модуля - специального буксира, который мог бы стыковаться с полезным грузом и перемещать его в пространстве. Такой модуль можно использовать для транзита спутников с низкой орбиты на геостационарную, для доставки тяжелых исследовательских станций к планетам-гигантам и, наконец, для отправки пилотируемых экспедиций в дальний космос.
Есть две концепции электрореактивного буксира. НАСА до конца 2014 года планирует определиться с архитектурой Solar Electric Propulsion (SEP). Согласно «дорожной карте» (уточненные планы) американского космического агентства, подобный модуль, использующий гигантские солнечные батареи, будет иметь мощность 50 кВт на первом этапе в начале 2020-х годов. SEP планируется использовать в качестве транспортного модуля автоматической миссии ARM по захвату и доставке на орбиту Луны астероида. Ее запуск запланирован на декабрь 2019 года. К концу 2020 должен появиться гибридный электрореактивно-химический буксир первого этапа. Его электрическая мощность составит 190 кВт (150 кВт на двигательную систему). Химические двигатели будут использоваться для торможения. Наконец, в ходе экспедиции к Марсу в 2030-х годах планируется использовать гибридный буксир второго этапа с мощностью солнечных батарей от 250 до 400 кВт и с уровнем энергоснабжения электрореактивной двигательной установки от 150 до 200 кВт. В качестве топлива ЭРДУ будут использоваться 16 тонн ксенона. Очевидным недостатком модуля на солнечных батареях является невозможность использовать его у планет-гигантов, поскольку уже на орбите Юпитера энергия солнечного излучения падает почти в 30 раз. По всей видимости, на SEP будут установлены рекордно мощные ионные двигатели наподобие NEXT. В декабре 2009 года завершились испытанния таких двигателей, в ходе которых они непрерывно работали в течение 5,5 лет.
Описание
В России с 2011 года ведется работа над ядерной электрореактивной двигательной установкой. В качестве источника энергии ЯРДУ будет использован реактор разработки Исследовательского центра им. Келдыша.
По неофициальным свидетельствам, проблемы возникли в процессе разработки «космической» части проекта и были связаны в первую очередь с отсутствием необходимой компонентной базы. Созданием двигательной системы, в которой должны быть использованы ионные двигатели ИД-ВМ с тягой 725 мН и удельным импульсом 7000 с, изначально занималась РКК «Энергия». Она же была головным разработчиком проекта на первом этапе его развития. Позднее, уже в ГКНПЦ им. Хруничева, буксир уже претерпел существенные изменения. Мощность энергоустановки была уменьшена с 1 МВт до 500 кВт (за вычетом питания собственно борта). Сам буксир уменьшился в размерах и по массе. Разработчики отказались от планов вывести его в космос отдельными пуском.
Из Центра им. Хруничева проект передали санкт-петербургскому машиностроительному заводу «Арсенал», который не имеет опыта работы с турбомашинным преобразованием энергии в реакторе. Инженеры «Арсенала» заменили турбину на термоионный преобразователь, в результате чего значительно снизилась выдаваемая полезная электрическая мощность. Фактически, сейчас аппарат не представляет интереса в качестве транспортного буксира. В таком виде он в новую Федеральную космическую программу и не попал. Теперь предполагается отрабатывать ядерный реактор в качестве источника питания для космических аппаратов на высокой орбите Земли.
Сейчас он должен выводиться в космос вместе со спутником. Аппарат будет отвечать за доставку спутника на рабочую орбиту и снабжение его энергией. И даже после такого упрощения в проекте российского транспортно-энергетического модуля осталось множество нерешенных технических проблем. Стоит отметить, что объективным недостатком ядерного буксира является маленький срок эксплуатации. Для российского буксира он, согласно техническому заданию, составляет 10 лет, однако ситуация с ресурсом ЯРДУ .
Замечание
В нынешнем виде российский ТЭМ выродился в одноразовый энергетический космический аппарат прикладного назначения. Использовать его в пилотируемых полетах или для отправки межпланетных станций в многолетние миссии не представляется возможным.
Новости
Макет ядерного буксира был представлен на выставке МАКС-2013 (фото). Планируется, что наземные испытания прототипа реактора начнутся в 2018 году.
В конце июня 2014 года на конференции по случаю 60-летнего юбилея пуска Обнинской АЭС глава Научно-исследовательского и конструкторского института электротехники им. Доллежаля (НИКИЭТ) Юрий Драгунов рассказал, что его предприятие проводит испытания системы управления реактором ядерной энергодвигательной установки. По его словам, работа идет по графику. На данный момент полностью испытан регулирующий орган реактора, продолжаются испытания тепловыделяющих элементов. Ядерная электродвигательная установка должна быть готова в 2018 году.
На круглом столе «Освоение ближайших планет Солнечной системы на примере поверхности Луны» в ИТАР-ТАСС 10 октября 2014 года подтвердилось, что проектная мощность буксира снижена до 550 кВт при кампании 1 год. В первом же образце будет использоваться машинное преобразование энергии, а не термоэмиссионное.
На октябрьской (2014) конференции в НИКИЭТ им. Доллежаля было объявлено, что планируемая маневренность мощности буксира составляет 1% в секунду в диапазоне 10-100%. В 2016 году возможен запуск опытного блока на стенде.
24 апреля 2015 года некоторые информационные агентства, имеющие возможность изучить новый проект Федеральной космической программы, сообщили, что Роскосмос намерен прекратить финансирование разработки ядерной электрореактивной двигательной установки. Эти заявление были опровергнуты представителем Роскосмоса. В действительности финансирование соответствующих опытно-конструкторских работ в ФКП 2016-2025 продолжится, хотя и будет сокращено. До конца 2025 года возможен запуск испытательных образцов ядерной двигательной установки и электрореактивной двигательной системы, но ядерный транспортный буксир, каким он должен был стать по первоначальной задумке, в ближайшей перспективе не появится.
Конечно, 50 с лишним лет кружения вокруг Земли на одной орбите заставили забыть о цветущих на Марсе яблонях. Однако теперь мечта о полётах к Красной планете и далее приобретает реальные черты - по мере того как эти черты проявляются у уникального транспортно-энергетического модуля.
Новый двигатель - новые задачи
Начнём с проблемы, которая стала самым очевидным препятствием для космических полётов. Кратко её можно сформулировать так: ресурс двигателей на жидком или твёрдом топливе (а именно такие до сих пор используются в космических аппаратах) выработан практически полностью, как их ни усовершенствуй - никаких значительных изменений не последует, нынешние результаты - это всё, на что они способны.
Соответственно, для того чтобыосуществитьдерзкие мечты о дальних перелётах, нужны принципиально иные решения. Это понимали ещё отцы нашей космонавтики - идеей создания ядерного двигателя занимались академики Сергей Королёв, Игорь Курчатов и Мстислав Келдыш. В 1970-е СССР запустил три десятка спутников, оснащённых ядерными энергетическими установками малой мощности. Одновременно в Семипалатинске проводились испытания ядерного реактора большой мощности - ИВГ-1.
Специалисты говорят, что именно ядерные двигатели могут дать новый импульс развитию космонавтики. И вот было принято решение о реализации проекта создания транспортно-энергетического модуля (ТЭМ) на основе ядерной энергодвигательной установки (ЯЭДУ) мегаваттного класса.
Ядерный реактор выделяет тепло, генератор преобразует его в электричество. Инертный газ ксенон ионизируется - положительно заряженные ионы ускоряются в электростатическом поле до заданной скорости, создают необходимую тягу. Таков принцип работы нового ТЭМ.
Главным конструктором реакторной установки стал Научно-исследовательский и
конструкторский институт энерготехники (НИКИЭТ) им. Н. А. Доллежаля, входящий в госкорпорацию
"Росатом". Юрий
ДРАГУНОВ,
его
директор,
генеральный
конструктор,
член-
корреспондент
РАН,
заведующий
кафедрой
Э-7 "
Ядерные
реакторы
и
установки"
МГТУ
им.
Баумана,
говорит, что работы, несмотря на поставленные жёсткие сроки,
идут по графику. А это значит, что уже через 4 года такая установка должна быть создана.
Уникальные решения
- Юрий Григорьевич, ядерная энергодвигательная установка - это, очевидно, целый комплекс систем, которые должны работать слаженно...
Да, в состав входят энергоблокстурбомашинным преобразованием энергии на основе газодинамического цикла Брайтона и связка электрореактивных двигателей. Энергоблок представляет собой одноконтурную ядерную энергоустановку на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.
- В проекте должно использоваться достаточно много новых решений. Можете рассказать о них?
В проекте заложены принципиально новые параметры, используются принципиально новые решения.
Впервые в мире разработана технология создания монокристаллических длинномерных трубок из высокотемпературных сплавов. Знаете, когда я в первый раз увидел эту трубку во всю длину, испытал такое волнение! Я-то понимаю, чего стоило её изготовление...
Создана уникальная конструкция тепловыделяющего элемента, обеспечивающая работоспособность в условиях высоких температур, больших градиентов температур, высокодозного облучения. Конструкция настолько продумана, в ней так хорошо решены, к примеру, вопросы отвода продуктов деления, что есть уверенность в работоспособности изделия. Первые испытания, которые закончились ещё в 2012 г., подтвердили это.
Ну и, конечно, приходится много заниматься восстановлением технологий производства уникальных материалов для высокотемпературной энергетики. По всем нашим компонентам и комплектующим задачу ставим так: должны быть ТУ на их промышленную поставку. Для опытных образцов можно, конечно, обойтись и без них, однако мы думаем о перспективе.
Безопасность
- А в других странах подобные разработки ведутся?
В Европе начинают делать первые шаги в этом направлении: формируют "дорожную" карту, сообщество, определяют цели и задачи. Мы их значительно опережаем.
В США, я уверен, это направление развивают, потому что нет другойвозможности осваивать космическое пространство. Мы знаем, что там начинали такую работу. Правда, параметры у них были пониже наших. Но сейчас достаточной информации нет.
Юрий Григорьевич, у людей после крупных аварий на АЭС сложилось настороженное отношение ко всему, что связано с атомом. Насколько безопасным будет создаваемый модуль?
Хороший вопрос и, наверное, самый важный. Мы имитируем разные ситуации - с транспортированием нашей реакторной установки, различные аварийные ситуации, включая аварию на старте и падение с различных высот. Мало того что мы моделируем их математически - вместе с Саровским ядерным центром запланировано провести испытание на разгонном треке. Это разгон с большой скоростью, удар о бетонную стену, с тем чтобы сымитировать то, что наш реактор может испытать в процессе нештатных ситуаций.
Я считаю, что главное внимание должно быть обращено не на работу в номинальном режиме, а на работу именно в нештатных ситуациях. Давайте порассуждаем. Все наши проекты основываются на номинальном состоянии плюс запасы (100% мощности или 105%). А посмотрите, когда происходили серьёзные аварии. Три-Майл-Айленд - это практически был период остановки. Чернобыль - на низком уровне мощности. Фукусима - реакторы были заглушены. Поэтому основное внимание нужно уделять работе не на номинале, а в переходных и стояночных режимах, а также тех, которые связаны с нештатной ситуацией на ракете-носителе. Мы это прекрасно понимаем, и ведущие институты отрасли подключены к решению задачи безопасности транспортно-энергетического модуля.
Огонь и звёзды
- Над проектом работают конкретные люди. Кто они? Говорят, в науке катастрофически не хватает молодёжи...
Это не про нас. У нас много молодых. Вообще везде должно быть удачное сочетание людей, которые являются носителями критических знаний, опыта, и молодёжи. В этом плане у нас коллектив очень интересный. Большая часть окончила нашу кафедру - Э7 МГТУ им. Баумана.
За последние годы мы перестроили всю программу обучения, сориентировав её под наши реальные задачи. Оборудовали современный компьютерный класс, потому что на устаревшей технике невозможно выполнять современные работы. На кафедре преподают наши же специалисты. Сегодня студенты осваивают все ключевые компьютерные программы для расчётов, трёхмерное проектирование - и, когда после окончания учёбы приходят к нам, через полгода они уже полноценные специалисты. Такая вот обратная связь получается.
Идёт мощное развитие атомной отрасли, работа в ней стала престижной. И молодёжь с удовольствием идёт сюда.
Как этот большой разновозрастный коллектив относится к конечной цели проекта? Люди верят в то, что можно будет долететь до Марса?
Мы в институте уже записываемся на первое путешествие.
Хотите, и вас запишем?.. Хотя успех этого проекта открывает возможности не только для космических путешествий. Атомная энергетика в космосе позволяет решить много проблем. В том числе и выведение спутников, которые уже стали космическим мусором, и устранение астероидной и кометной опасности - такие установки позволят увести астероид на безопасную орбиту, пропустив его мимо Земли.
- Юрий Григорьевич, а вы часто смотрите в звёздное небо?
Люблю смотреть. Люблю две вещи: смотреть на костёр и в звёздное небо. И то и другое очень сильно впечатляет, завораживает, наводит на размышления...
Марина НАБАТНИКОВА
Введение
гидравлический реакторный схема нейтронный
Будущее космонавтики неразрывно связано с ростом энергообеспечения космических аппаратов и расширением их функциональных возможностей. Повышение энергообеспечения на существующих технических средствах получения электроэнергии не позволяет кардинально увеличить единичную мощность системы, что приводит к необходимости реализации проектов с использованием ядерной энергии, которая способна обеспечить качественный скачок в увеличении мощности и, следовательно, в развитии космонавтики. Создание принципиально новых энергосистем в космосе - это развитие высоких технологий, которые опосредованно будут определять и развитие сопредельных отраслей промышленности, а не только атомной и космической отраслей.
В силу этих обстоятельств Комиссией при Президенте РФ по модернизации экономики и технологическому развитию принят к реализации Проект №26 «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса», который ориентирован на формирование энергодвигательной основы для осуществления крупномасштабных программ по изучению и освоению космического пространства, на создание качественно новых средств высокой энерговооруженности, в том числе специального назначения.
Необходимость реализации Проекта определяется государственными интересами в области изучения, освоения и использования космического пространства, сформулированными в «Основах политики Российской Федерации в области космической деятельности на период до 2020 года и дальнейшую перспективу», утвержденных Президентом Российской Федерации 24 апреля 2009г.
Принципиальная особенность проекта «Создание транспортно-энергетического модуля на основе ядерной энергодвигательной установки мегаваттного класса» заключается в кардинальном увеличении энерговооруженности космического аппарата, что позволит обеспечить возможность реализации новых задач в космосе, а именно:
·повышения эффективности транспортных средств посредством существенного увеличения удельной тяги (в 20 и более раз по сравнению с химическими двигателями);
·возможности развития промышленных технологий в условиях невесомости;
·борьбы с астероидной опасностью;
·отработки модулей энергодвигательных установок для будущих экспедиций на Луну и Марс;
·реализации принципиально нового качества космических аппаратов, обладающих возможностью изменения орбиты нахождения с высокой скоростью.
Назначение и область применения
Реакторная установка предназначена для выработки тепловой мощности, преобразуемой в энергопреобразовательном контуре ЯЭДУ в электрическую мощность, используемую для энергоснабжения электрореактивных двигателей ТЭМ. Разрабатываемая РУ является базовым изделием, обеспечивающим последующее создание реакторных установок, как составных частей ЯЭДУ для генерации электроэнергии мегаваттного уровня с целью обеспечения космических средств нового поколения. РУ является одноконтурной установкой и входит в состав энергоблока, состоящего из реакторной установки, газотурбинной системы преобразования энергии и системы отвода тепла на основе холодильника-излучателя. Основные параметры энергоблока приведены в таблице
Основные параметры РУ Параметр Значение Температура теплоносителя на входе в реактор (ВТТ), К892Температура теплоносителя на выходе из реактора (ВТТ), К1240Давление теплоносителя, МПа 4,0 Высота активной зоны, мм500 Диаметр активной зоны, мм470 Топливная композиция UО2 Плотность топлива, г/см3 8,8 Обогащение урана по 235U,% 90 Техническая характеристика
В состав реакторной установки входит: ·реактор в сборе;
·радиационная защита в сборе;
·комплексная система автоматического управления и защиты (КСУЗ);
·комплект контрольно измерительной аппаратуры;
·коллекторы и трубопроводы;
·привода РО СУЗ;
·стыковочная ферма.
Реактор в сборе включает в себя: ·активную зону в сборе;
·отражатель в сборе;
·корпус реактора;
·блок теплоизоляционной защиты.
Основным элементом РУ является высокотемпературный газоохлаждаемый реактор с быстрым спектром нейтронов. В качестве теплоносителя РУ и рабочего тела энергоблока используется смесь инертных газов (в качестве базового варианта - гелиево-ксеноновая смесь с содержанием гелия 7,17% масс.). Течение теплоносителя в реакторе организовано по двум независимым трактам: высокотемпературному (ВТТ), обеспечивающему теплосъем с активной зоны, и низкотемпературному (НТТ), предназначенному для охлаждения приводов РО КСУЗ, радиационной защиты, бериллиевого отражателя, низкотемпературных конструкционных элементов РУ. Основные характеристики РУ: ·тепловая мощность РУ на основном режиме до 3500 кВт;
·тепловая мощность активной зоны на основном режиме до 3400 кВт;
·тепловая мощность РУ на дежурном режиме около 200 кВт;
·суммарное время работы на дежурном режиме - не менее 40000 ч;
·диапазон рабочего давления в активной зоне 2,8 - 4 МПа;
·диапазон расхода теплоносителя 11 - 19 кг/с;
·допустимые относительные гидравлические потери 4 - 6,8%;
·температура на выходе из реактора - до 1500 К;
·температура на входе в НТТ - 353 К;
Допустимые дозы излучений в плоскости радиационной безопасности: ·по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 106 рад (1·104 Гр);
1. Описание конструкций
.1 Конструкция реакторной установки
Реакторная установка
Поперечное сечение РУ
Продольное сечение РУ
Описание конструкции РУ. РУ конструктивно выполнена в виде двух отдельных изделий: реактора и радиационной защиты. Такая компоновка корпуса реактора в форме цилиндра с двумя эллиптическими крышками делает его устойчивыми к внешним и внутренним нагрузкам, а для радзащиты позволяет использовать тонкостенный корпус и применить разные материалы для корпуса реактора и корпуса РЗ и, как результат, снизить массу РЗ. Реактор и РЗ соединяются между собой через ферму и имеют общие интерфейсы по РО СУЗ, входящих и выходящих труб dу=65 мм и 85 мм для теплоносителя (ВТТ), импульсных трубок, термопар, системы трубопроводов НТТ. Корпус реактора представляет собой цилиндрическую обечайку длиной 1525 мм, максимальным диаметром 700 мм, с эллиптическими днищем и крышкой. Крышка сваривается с корпусом аргонодуговой сваркой.. Корпусные детали выполнены из сплава марки ХН56МБЮД из трубных заготовок и поковок. Корзина АЗ изображена на рисунке 2.2.4.. Корзина конструктивно состоит из «холодной» дистанционирующей несущей решётки, «горячей» дистанционирующей решетки, обечайки, 19-ти чехлов РО СУЗ, системы дистанционирования, крепёжных элементов. «Холодная» решётка соединяется с обечайкой АЗ электронно-лучевой сваркой, а горячая свободно перемещается внутри обечайки АЗ. «Холодная» и «горячая» решётки соединяются между собой посредством трубчатых кожухов РО СУЗ. Часть кожухов, имеющих крайние значения температуры, не заделаны в горячей решётке для компенсации их минимальных и максимальных температурных расширений.
Корзина АЗ
На периферии АЗ находятся вытеснители для профилирования АЗ. Они должны быть сделаны объёмными, чтобы при заливе водой уменьшить объём воды междуАЗ и отражателем. Предполагается сделать их в виде оболочки с рёбрами жесткости внутри и закрепить на заклёпках к обечайке АЗ. МеждуАЗ и корпусом располагается отражатель высотой 639 мм из бериллия, выполненный охлаждаемым посредством 36 труб. РЗ (рис.2.2.5) имеет форму усечённого конуса высотой 650 мм с полным углом 24° и основаниями Ø1300 мм и Ø1578 мм.
В центральной части РЗ имеется 19 проходок для тяг приводов РО СУЗ с охлаждающими кожухами.На периферии РЗ на конической поверхности выполнено 12 открытых каналов под углом 20° к оси РУ. Боковой канал предназначен для проводки трубопровода с рабочим телом реактора и имеет теплоизолирующий экран, охлаждаемый газом НТТ. В периферийной части имеются 12 труб для охлаждения фронтальной части РЗ, аналогичные тем, что находятся в центральной части РЗ. Вся металлоконструкция РЗ выполнена из стали марки 12Х18Н10Т с толщинами 2 мм и 5 мм. Внутренние полости РЗ заполнены LiH.
Радиационная защита
.2 Конструкция твэлов
Тепловыделяющие элементы активной зоны РУ ЯЭДУ предназначены для размещения ядерного топлива в активной зоне, генерации тепла и передачи тепла теплоносителю. Конструкция твэла на основе диоксидного топлива и его геометрические размеры приведены на рисунке 2.1. В качестве топлива используются таблетки из диоксида урана с равноосной структурой и заданной пористостью. Использование диоксида со стабилизированной открытой пористостью приводит к снижению скорости распухания топливной композиции, что имеет принципиальное значение с точки зрения обеспечения геометрической стабильности твэла. Массовая доля изотопа урана-235 в уране 90%, плотность по урану 8,8 г/см3. Таблетки имеют центральное отверстие диаметром 4 мм и в составе твэла образуют центральный канал для отвода газообразных продуктов деления. Данный твэл имеет большие размеры длины активной части (500 мм) и компенсационных объемов для сбора ГПД.
Сборка и герметизация твэлов
Сборка и герметизация твэлов производится в следующей последовательности. Подсборкатвэла, состоящая из оболочки, внутри которой установлены топливные таблетки, отражатели, компенсирующие пружины и другие элементы конструкции с приваренными герметично к оболочке нижней глухой и верхней с откачным отверстием заглушками, поступает на участок сборки твэлов. Заполнение твэла гелием осуществляется в специальной установке, оснащённой системами откачки до остаточного давления в камере 5 ×10-3 мм рт.ст., напуска гелия, гелиодуговой сварки, рукавами для перемещения изделий внутри камеры оператором вручную, герметичными прозрачными окнами и освещения камеры.
Для проведения герметизации сборка помещается в камеру установки. После этого камера установки герметизируется, откачивается до остаточного давления 5 ×10-3 мм рт.ст. и заполняется чистым гелием до одной атмосферы. При этом гелий через отверстие в верхней заглушке заполняет твэл. После выдержки некоторого времени пробка устанавливается в отверстие верхней заглушки и приваривается гелио-дуговой сваркой к заглушке герметично. Таким образом, твэл оказывается заполненным гелием в одну атмосферу.
.3 Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки
Техническим заданием предусматривалось объединение высокотемпературного и низкотемпературного трактов охлаждения с целью избавления от холодильников-излучателей НТТ. Отбор теплоносителя производится после турбины, и, проходя через рекуператор, охлаждается до требуемой температуры. Охлаждая элементы конструкции, возвращается в основной контур и поступает на вход в активную зону.
Модернизированная гидравлическая схема реакторной установки
2. Нейтронно-физический расчет
Целью нейтронно-физического расчета является обоснование кампании реакторной установки, определение неравномерностей энерговыделения.
.1 Расчет в MCU-5 FREE
Исходные данные для расчета
В таблице приведены основные параметры рассматриваемой реакторной установки:
Основные параметры РУ Число твэлов714Число РО СУЗ19Обогащение топлива90%Диаметр РО СУЗ36ммДиаметр топливной таблетки10,9ммНаружный диаметр твэла13ммВеличина зазора в твэле0,05ммШаг размещения твэлов15ммЯдерные концентрации элементов в составе топлива, 1/ барн*смU2352,027*10-2U2382,253*10-3O4,5044*10-2
Исходные данные для расчета в программном комплексе MCU-5 FREEпредставляют собой описание материалов топлива, оболочек твэлов, конструкционных материалов, отражателя и др., входящих в состав РУ, и геометрии РУ. Схема расчетной области для программы MCU-5 FREE представлена на рисунках 3.1.1 и 3.1.2. На рисунке 1 изображен поперечный разрез схематичной АЗ, на рисунке 2 продольный. В файле результатов получаем: -Значения эффективного коэффициента размножения нейтронов
-Значение высотной неравномерности энерговыделения
-Значение радиальной неравномерности энерговыделения
Поперечный разрез активной зоны
Продольный разрез активной зоны
Вычисление неравномерностей энерговыделения по радиусу и высоте АЗ:
Значения плотностей потоков по радиусу АЗ Координата, м0,025980,051960,077940,103920,12990,18190,207851,0771,0971,0691,0421,0190,9590,929
Неравномерность энерговыделения по радиусу АЗ
Значения плотностей потоков по высоте АЗ Координата, м00,5550,0290,6930,0590,8130,0880,9270,1181,0290,1471,1110,1761,1680,2061,1970,2351,2030,2651,1850,2941,1630,3241,1260,3531,0770,3820,9920,4120,8810,4410,7500,4710,6300,50,501
Неравномерность энерговыделения по высоте АЗ
Максимальные неравномерности по радиусу и высоте АЗ соответственно: Krmax=1,097
Kzmax=1,242
2.2 Расчет по методике расчета реактора с жидкометаллическим теплоносителем на быстрых нейтронах
Активная зона реактора набирается из цилиндрических твэлов. Твэлы имеют оболочку из вольфрама, препятствующую выходу осколков деления. Теплоносителем является геле-ксеноновая смесь. Радиальный и торцевые отражатели выполнены из берилия. Для конкретизации расчетов были выбраны следующие геометрические параметры активной зоны: Расчет массового состава реактора
Объем активной зоны:
Объем теплоносителя в пределах активной зоны:
Объем твэлов:
Масса двуокиси урана:
Молекулярная масса кислорода: Молекулярная масса UO2: Молекулярная масса обогащенного урана: Масса кислорода в твэлах:
Масса топлива при 90% обогащении:
Масса изотопа урана-235 в смеси урана:
Масса изотопа урана-238 в смеси урана:
Объем занимаемый двуокисью урана в твэле:
Объем, приходящийся на долю W в твэле:
Масса теплоносителя в активной зоне:
Масса бериллия в радиальном отражателе
Масса бериллия в торцевых отражателях:
Суммарная масса бериллия в отражателях:
Расчет ядерного состава реактора
Ядерная плотность k-ого изотопа определяется по формуле:
Полученные значения в активной зоне соответствующие холодному состоянию приведены в таблиц.
Размерность
При определении ядерной плотности в горячем состоянии будем приближенно считать, что линейные размеры активной зоны изотропно возрастают с температурой по линейному закону:
Где - среднее значение коэффициента температурного расширения смеси веществ, входящих в состав твэла
Коэффициенты расширения:
Среднее значение коэффициента расширения смеси веществ, входящих в состав твэла:
Отсюда:
Полученные значения в активной зоне соответствующие горячему состоянию приведены в таблице.
Размерность Расчет макроскопических сечений.
Расчет макроскопических сечений входящих в активную зону, введется по формуле:
где индекс i соответствует виду взаимодействия, а k обозначает соответствующий изотоп. Расчет макроскопических сечений ,,ведется по формулам:
Микроскопические сечения U-235U-238OWHeXe8,38,3480,664,31,810,390,00360,020,0072,654,040,38----
Рассчитанные значения макроскопических сечений для холодного и горячего состояния:
Холодное состояниеГорячее состояние0,2190,2240,0120,0070,0250,029
Расчет эффективных размеров реактора с отражателем
В реакторе без отражателя распределение плотности потока нейтронов по радиусу и длине описываются функцией:
где Lи Rэф характеризуют эффективные размеры реактора
Здесь
Возраст нейтронов, квадрат длины диффузии, квадрат длины миграции нейтронов в отражателе определяются по формулам:
Микроскопические сечения для бериллия имеют следующие значения: Здесь индекс «1» относится к надтепловым нейтронам, а индекс «m» относится к тепловым. Макроскопические сечения рассчитываются по формулам:
Результаты расчетов представлены в таблице:
Отражатель, , Торцевой0,1620,0030,2250,00036797,641264924Радиальный0,6210,010,8630,00154,04279,5333,6
Т.к. размеры отражателей соизмеримы с размерами активной зоны, величины эффективных добавок вычисляются по формулам:
где - материальный параметр активной зоны и отражателей
Отсюда:
Эффективные размеры реактора:
Определение эффективного коэффициента размножения нейтронов
Эффективный коэффициент размножения:
Отсюда в холодном состоянии:
В горячем:
В ходе расчёта в программном комплексе MCU5-FREE и расчета по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем, мы получили значительное отличие в эффективном коэффициенте размножения нейтронов. Это связано с тем, что программа MCU5-FREEоснована на решении газокинетического уравненияпереноса нейтронов методом Монте-Карло, и она использует многогрупповую библиотеку оцененных ядерных данных по нейтронно-физическим свойствам материалов на основе детальных ядерных данных (ENDF/B-VI). Следовательно, можно сделать вывод о том, что расчет по методике для реакторов с жидкометаллическим теплоносителем имеет приличную погрешность. В дальнейших расчетах будем использовать результаты расчета в программном комплексе MCU5-FREE.
3. Тепловой расчет
.1 Теплофизические свойства материалов
Топливо
В качестве материала топлива используется диоксид урана (UO2), теплопроводность которого зависит от температуры :
Где ;
Теплопроводность топлива при различных температурах
Газовый зазор
Зазор между оболочкой и топливом заполнен гелием при давлении 0.1 МПа. График теплопроводности представлен на рис. .
Теплопроводность гелия при различных температурах
Оболочка
Материал оболочки - жаропрочный сплав на основе вольфрама. Теплопроводность вольфрама представлена на рис. .
Теплопроводность вольфрама при разных температурах
Теплоноситель
Теплоноситель - газовая смесь гелия (7.17%) и ксенона (92.82%). Теплофизические свойства смеси рассчитываются по следующим формулам : Теплопроводность:
Теплоёмкость:
Динамическая вязкость:
Плотность He-Xe смеси высчитывается по формуле :
Газовая постоянная для данного газа.
Число Праднтля:.
Теплофизические свойства теплоносителя представлены на рис. 4.1.4.1 - 4.1.4.3
Теплопроводность теплоносителя при различных температурах
Плотность теплоносителя при различных температурах
Динамическая вязкость теплоносителя при разных температурах.
.2 Определение температуры элементов в наиболее нагруженном канале
Теплоноситель
Расход теплоносителя:
Мощность, приходящаяся на 1 твэл:
Максимальный коэффициент неравномерности энерговыделения по радиусу, полученный ранее: Среднее линейное энерговыделение: Объёмное энерговыделение:
Средний тепловой поток:
Распределение температуры по длине наиболее нагруженного канала:
Распределение температуры теплоносителя по высоте в наиболее нагруженном канале
Оболочка
Внешняя стенка
Поскольку вытеснители сделаны таким образом, что все ячейки идентичны (рис. 4.2.2.1), гидравлический диаметр можно рассчитать по одной ячейке (рис 4.2.2.2):
Сечение активной зоны
Элементарная ячейка
Значение гидравлического диаметра: Изменение значения числа Рейнольдса по высоте активной зоны:
Значение числа Рейнольдса по длине канала
Число Нуссельта (в диапозоне, Pr< 20):
Значение числа Нуссельта по длине канала
Коэффициент теплоотдачи:
Значение коэффициента теплоотдачи по длине канала
Температура наружной стенки твэла:
Распределение температуры теплоносителя и наружной стенки твэла по высоте активной зоны Внутренняя стенка
Температура внутренней стенки оболочки определяется по формуле:
Ввиду небольшой толщины оболочки и высоких значений теплопроводности, разность температур на внешней и внутренней стороне оболочки незначительная и не видна на графике. Топливо
Стенка таблетки
Температура стенки таблетки определяется по формуле:
Распределение температуры теплоносителя, наружной стенки оболочки и стенки таблетки по высоте активной зоны
Отверстие
Среднее объёмное энерговыделение в топливе:
Максимальная температура в цилиндрической таблетке с отверстием и внутренним энерговыделением:
График распределения температуры теплоносителя (К), оболочки, стенки таблетки и отверстия по высоте активной зоны
Вывод
Как видно из графика, максимальная температура топлива не превысила максимально допустимую 1800°С.
4. Гидравлический расчет
Схема течения теплоносителя: Схема течения теплоносителя
.1 Подвод теплоносителя к активной зоне
Теплоноситель подводится по 4 подводящим трубам диаметром 75 мм и длиной 2600 мм.Потери напора будут при прохождении подводящей трубы, на повороте потока и выходе в сборный коллектор. Подводящая труба
Проходное сечение подводящей трубы:
Скорость теплоносителя в трубе:
Число Рейнольдса:
Коэффициент гидравлического сопротивления для широкого диапозона чисел Рейнольдса (:
Гидравлические потери на прохождение проходящей трубы:
Поворот
Коэффициент гидравлического сопротивления при повороте потока на 60° : Гидравлические потери на повороте:
Выход в сборный коллектор
Коэффициент гидравлического сопротивления при выходе в условно-бесконечное пространство : Гидравлические потери на выходе из подводящей трубы в сборный коллектор:
Сумма
Суммарные потери на подвод теплоносителя к активной зоне:
.2 Активная зона
В активной зоне гидравлические потери складываются из входа в активную хону через верхнюю опорную решетку, прохождения активной зоны, выхода из активной зоны через нижнюю решетку. Верхняя опорная решетка
Сперва теплоноситель должен пройти верхнюю решетку, после которой попадает в активную зону. Коэффициент гидравлического сопротивления решетки высчитывается по формуле «вход в трубу через решетку или диафрагму»:
Проходная площадь решетки: Проходная площадь активной зоны: Коэффициент гидравлического сопротивления решетки:
Верхняя опорная решетка
Положение верхней опорной решетки на чертеже
Гидравлические потери на верхней решетке:
Потери на трение в активной зоне
Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в межтвэльном пространстве (без навитой проволоки) :
Относительный шаг расположения твэлов: Шаг навивки проволоки принимается: Коэффициент гидравлического сопротивления при течении в пространстве твэлов, дистанционированных проволокой «ребро по ребру» :
Значение коэффициента трения по длине аз
Гидравлические потери на трение в активной зоне:
Нижняя опорная решетка
Коэффициент гидравлического сопротивления определяется по формуле «решетка или диафрагма внутри трубы» :
Проходное сечение псле выхода из аз:
Проходное сечение нижней опорной решетки: Нижняя опорная решетка
Положение нижней опорной решетки
Гидравлические потери на нижней опорной решетке:
Потери на ускорение
Плотность расхода по активной зоне:
Гидравлические потери на ускорение:
Общие потери по активной зоне.
Потери по активной зоне составили:
4.3 Отвод теплоносителя от активной зоны
Гидравлические потери на отвод теплоносителя складываются из входа в отводящую трубу, поворота теплоносителя и прохождения теплоносителем отводящей трубы. Вход в отводящую трубу
Коэффициент гидравлического сопротивления при входе в трубу из условно бесконечного пространства : Диаметр проходного сечения отводящей трубы: . Количество отводящих труб: . Скорость теплоносителя в отводящей трубе:
Гидравлические потери на вход теплоносителя в отводящую трубу из условно бесконечного пространства:
Поворот теплоносителя
Коэффициент местного гидравлического сопротивления при повороте потока на 60°: Гидравлические потери на поворот потока:
Прохождение через отводящую трубу
Число Рейнольдса при течении в отводящей трубе:
Коэффициент трения в больших диапозонах чисел Рейнольдса (:
Длина отводящего трубопровода: Потери в отводящей трубе:
Сумма
Общие гидравлические потери на отвод теплоносителя от активной зоны составили:
4.4 Сумма
Суммарные гидравлические потери на прохождение теплоносителем РУ:
Вывод
Отношение потерь к номинальному давлению в реакторной установке:
Гидравлические потери лежат в допустимом диапазоне.
5. Расчет радиационной защиты
Составной частью реакторной установки является радиационная защита РУ, предназначенная для обеспечения допустимых уровней реакторного излучения на модуле полезной нагрузки и приборно-агрегатном отсеке, а также на радиационно-чувствительных узлах и элементах подсистем ТЭМ. На космических аппаратах с ядерным реактором применяется теневая радиационная защита. Радиационная защита РУ образует зону затенения, в которой размещается оборудование и агрегаты ТЭМ. Основным требованием, предъявляемым к радиационной защите РУ, является обеспечение установленных допустимых уровней реакторного излучения в плоскости радиационных требований, расстояние от реактора до которой устанавливается компоновочными решениями по ТЭМ. ПАО и другие чувствительные к радиации элементы размещаются на максимальном расстоянии от РУ за холодильниками-излучателями в зоне за плоскостью радиационных требований. Теневая радиационная защита реактора должна обеспечить в контрольной плоскости (плоскости радиационных требований) следующие требования: по поглощенной дозе гамма-излучения - не более 10E6 рад (10Е4 Гр); по флюенсу быстрых нейтронов (с энергией больше 0‚1 МэВ) - не более 10Е12 1/см2.
Важной характеристикой ТЭМ является расстояние от реактора до контрольной плоскости и полуугол тени. Согласно «Основным положениям по ТЭМ» и предварительным данным ГНЦ ФГУП «Центр Келдыша» в настоящее время контрольная плоскость размещается на расстоянии ~52 м от реактора. Радиационная защита установки выполнена из гидрида лития.
Схематичное изображение РУГК
Расчетная схема защитной композиции
Параметры защиты в Anisn-BMSTU
Плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ
Получаем плотность потока нейтронов с энергией больше 0,1 МэВ на контрольной плоскости.
Рассчитаем флюенс быстрых нейтронов за время 10000ч.
Данное значение флюенса нейтронов удовлетворяет требованиям к защите.
График мощности дозы за защитой РУ.
Значение мощности дозы на удалении 52 м от защиты получаем. Определим дозу гамма излучения за время 10000 ч. Данное значение мощности дозы меньше предельного (104 Гр), что удовлетворяет требованиям, предъявляемым к защитной композиции РУ.
6 Прочностной расчет
.1 Стенка корпуса
Толщина стенки корпуса реактора определяется по модели цилиндрического сосуда, нагруженного внутреннимдавленеием. В качестве материала корпуса используется сплав20Х23Н18 Прочностные характеристики данного сплава при температуре 900°С: Коэффициенты запаса: Допустимые напряжения в конструкции:
Корпус считается на внутреннее давление, превосходящее номинальное на 25%:
Коэффициент ослабления оболочки: Внутренний диаметр корпуса: Толщина корпуса определяется по формуле : Принимается: Внешний диаметр корпуса:
.2 Коническая обечайка
Материал обечайки тот же, что и у корпуса, давление то же. Обечайка не ослаблена отверстиями: Угол наклона конуса к оси: Толщина обечайки:
Принимается: .3 Вибропрочность твэлов
Шаг навивки проволоки: За один шаг твэл должен быть продистанционирован как минимум с тремя твэлами. Тогда шаг закрепления твэла:
Схема закрепления твэла представлена на рис. 7.3.1. Первый и шестойкорни частотного уравнения для такой формы закрепления равны: Плотность материала оболочки : Модуль упругости вольфрама:
Средний диаметр оболочки: Толщина оболочки: Момент инерции для оболочки:
Погонная масса оболочки:
Собственная частота, соответствующая 1-й и 6-й формам колебаний твэла:
Частота колебаний твэла лежит в пределах ;
Число Струхаля для турбулентного потока с :
Максимальная скорость теплоносителя в активной зоне:
Частота образования вихрей в турбулентном потоке:
Циклическая частота образования вихрей:
Получено, что циклическая частота образования вихрей в потоке теплоносителя на порядок ниже собственной частоты колебания твэла.
Список использованной литературы
1. В.С. Чиркин. Теплофизические свойства материалов. Атомиздат Москва, 1968. П.В. Марков, В.И. Солонин. Курс лекций по дисциплине «Расчет и проектирование ядерных реакторов» П.Л. Кириллов. Справочник по теплогидравлическим расчетам. Энергоатомиздат, 1990. Программа «Справочник сталей». Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. Энергоатомиздат, 1989. Ганев И.Х. Физика и расчет реактора: Учеб. пособие для вузов / Под общ. ред. Н.А. Доллежаля. - М.: Энергоатомиздат. 1992.