RU2592069C2

RU2592069C2 - Space nuclear dual-mode power plant of transport-power module

Info

Publication number: RU2592069C2
Application number: RU2014141720/07A
Authority: RU
Inventors: Владимир Александрович Корнилов
Original assignee: Открытое акционерное общество "Ракетно-космическая корпорация "Энергия" имени С.П. Королева"
Priority date: 2014-10-15
Filing date: 2014-10-15
Publication date: 2016-07-20
Also published as: RU2014141720A

Abstract

FIELD: space.

SUBSTANCE: invention relates to space propulsion plants of megawatt class. Dual-mode nuclear power plant (NPP) of transport and power module (TEM) comprises thermal emission reactor-converter (TRP). Core is assembled from generating assemblies (EGS) of series-connected power generating elements (EGE). Core is assembled from N design-identical EGS, where N ≥ 19, consisting of n series-connected EGE, where n ≥ 5. All EGE in core are divided into three groups: central, middle and peripheral, where central group of AGE, located in central part of core, is surrounded by EGE of middle group, and peripheral group is located on periphery of core in neutron reflector. EGE fuel rods from middle group are filled with TM based on isotopes with higher coefficient of reproduction of neutrons than EGE fuel rods of central and peripheral groups, ²³³U and ²³⁵U, respectively.

EFFECT: technical result is increased reactivity margin TRP, higher efficiency of nuclear power plants.

4 cl, 5 dwg

Description

Изобретение относится к космической и атомной технике и может быть использовано при создании высокоэффективных космических энергодвигательных установок мегаваттного класса.The invention relates to space and nuclear technology and can be used to create highly efficient space power propulsion systems of the megawatt class.

Известна космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ), используемая как для выведения космического аппарата (КА) на рабочую орбиту, так и для последующего длительного энергообеспечения его аппаратуры, описанная в [1]. ЯЭУ ТЭМ содержит термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП) на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, радиационную защиту (РЗ), циркуляционную систему охлаждения (СО) с электромагнитным насосом (ЭМН) и холодильником-излучателем (ХИ) на основе тепловых труб (ТТ). В отражателе ТРП размещены исполнительные органы системы управления и защиты (СУЗ) ТРП в виде поворотных цилиндров с нейтронопоглощающими вставками (НПВ). ТРП служит источником электроэнергии потребителей транспортного режима с номинальным уровнем электрической мощности и потребителей режима длительного энергоснабжения с пониженным уровнем электрической мощности. При этом активная зона (A3) ТРП образована из электрогенерирующих сборок (ЭГС), включающих последовательно соединенные электрогенерирующие элементы (ЭГЭ) с эмиттерной оболочкой, внутри которой размещен топливный материал (ТМ), а система коммутации ЭГС снабжена токовыводами. A3 ТРП набрана из двух групп ЭГС: периферийной и центральной с разными ресурсами работы. Центральные ЭГС размещены в центре A3 с ресурсом работы, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (обычно это 0,5-1,5 года), а периферийные ЭГС размещены на периферии A3 с ресурсом, равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и потребителей режима длительного энергоснабжения (ресурс 10-15 лет). ЭГЭ периферийных ЭГС содержат пониженное относительно ЭГЭ центральных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ центральных ЭГС может достигать 70-85%, а объемная доля ТМ внутри эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС не превышает 50%. В ЭГЭ центральных ЭГС твэлы выполнены герметичными, а в ЭГЭ периферийных ЭГС твэлы выполнены или герметичными или снабжены газоотводным устройством (ГОУ), выполненным, например, в виде центральной трубки. Толщина эмиттерной оболочки ЭГЭ периферийных ЭГС в 1,2-2 раза больше, чем в ЭГЭ центральных ЭГС.Known space dual-mode nuclear power installation (NPP) of the transport and energy module (TEM), used both to put the spacecraft (SC) into working orbit, and for the subsequent long-term power supply of its equipment, described in [1]. The TEM nuclear power plant contains a fast-neutron thermionic emission reactor (TRP) with a slow-wave reflector, radiation protection (RE), a circulation cooling system (CO) with an electromagnetic pump (EMP) and a heat pipe-radiator (CI) based on heat pipes (TT). The TRP reflector contains the executive bodies of the control and protection system (CPS) of the TRP in the form of rotary cylinders with neutron-absorbing inserts (LEL). TRP serves as a source of electricity for consumers of the transport mode with a nominal level of electric power and consumers of the long-term power supply with a low level of electric power. At the same time, the TRP active zone (A3) is formed from power generating assemblies (EHS), which include serially connected power generating elements (EGE) with an emitter shell inside which fuel material (TM) is placed, and the EHS switching system is equipped with current leads. A3 TRP recruited from two groups of EHS: peripheral and central with different work resources. Central EHSs are located in the center of A3 with a service life equal to or more than the operating hours of consumers of the transport mode (usually it is 0.5-1.5 years), and peripheral EHSs are located on the periphery of A3 with a resource equal to or more than the sum of the operating hours of consumers of the transport mode and consumers of long-term energy supply (resource 10-15 years). EGE of peripheral EHS contain a lower amount of TM relative to the EGE of central EHS. The volume fraction of TM inside the emitter shell of the EGE of the central EHS can reach 70-85%, and the volume fraction of TM inside the emitter shell of the EGE of the peripheral EHS does not exceed 50%. In the EGE of the central EHS, the fuel rods are sealed, and in the EGE of the peripheral EHS the fuel rods are either sealed or equipped with a gas removal device (GOU) made, for example, in the form of a central tube. The thickness of the emitter shell of the EGE of peripheral EHS is 1.2-2 times greater than in the EGE of central EHS.

Недостатком предложенного в [1] технического решения является высокая неравномерность плотности тепловыделения по радиусу A3 ТРП в сравнении с ТРП с равномерным распределением ТМ по радиусу A3. Причем максимальная плотность нейтронного потока в центральной области A3 будет выше в силу расположения в центральной части A3 сборок ЭГЭ с повышенным содержанием ТМ. А минимальная плотность нейтронного потока на периферии A3 будет еще ниже в силу расположения сборок ЭГЭ с пониженным содержанием ТМ на периферии A3. Увеличение радиального коэффициента неравномерности тепловыделения в данном техническом решении приведет к снижению электрической мощности ТРП. Так, например, электрическая мощность ТРП с радиальным коэффициентом неравномерности k_r=1,75 составляет ~60% от мощности ТРП с идеальным распределением радиального энерговыделения при k_r=1,0 [2]. Кроме того, увеличение толщины эмиттерной оболочки ЭГЭ в 1,2-2 раза в периферийных ЭГС приводит к увеличению плотности конструкционного материала (обычно это W или его сплавы) в периферийной области A3, что снижает эффективность замедляющего бокового отражателя ТРП [2, 3 - с. 262]. Кроме того, как показывают расчеты [4], в герметичных твэлах ЭГЭ центральных ЭГС с высокими удельными характеристиками и с высоким объемным содержанием ТМ (до 85%) развивается очень высокое давление газообразных продуктов деления (ГПД). При столь малом компенсационном объеме развиваемое давление ГПД на оболочку твэла приводит к быстрой потере работоспособности ЭГЭ вплоть до разрыва оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5].The disadvantage of the technical solution proposed in [1] is the high non-uniformity of the density of heat generation along the radius A3 of the TRP in comparison with the TRP with a uniform distribution of the TM along the radius A3. Moreover, the maximum neutron flux density in the central region A3 will be higher due to the location in the central part A3 of EGE assemblies with a high content of HM. And the minimum neutron flux density at the periphery of A3 will be even lower due to the location of the EGE assemblies with a low TM content at the periphery of A3. An increase in the radial coefficient of heat generation unevenness in this technical solution will lead to a decrease in the electric power of the TRP. So, for example, the electric power of the TRP with a radial coefficient of unevenness k _r = 1.75 is ~ 60% of the power of the TRP with an ideal distribution of radial energy release at k _r = 1.0 [2]. In addition, an increase in the thickness of the emitter shell of the EGE by 1.2–2 times in the peripheral EHS leads to an increase in the density of the structural material (usually W or its alloys) in the peripheral region A3, which reduces the efficiency of the slowing-down side reflector of the TRP [2, 3 - s . 262]. In addition, as shown by calculations [4], very high pressure of gaseous fission products (GPA) develops in sealed fuel elements of central EHS with high specific characteristics and with a high volumetric content of HM (up to 85%). With such a small compensation volume, the developed GPA pressure on the cladding of a fuel rod leads to a rapid loss of EGE operability up to the rupture of the cladding with the release of HF from the fuel rod, which is confirmed by the results of tests of EHS in surface reactors [5].

Известна также двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, описанная в [6] и состоящая из ТРП на быстрых нейтронах, где A3 ТРП набирается из независимых электрогенерирующих пакетов (ЭГП) с ЭГС. ЯЭУ выполнена в лучевой компоновке в следующем порядке: ТРП, блок РЗ, отсек приводов СУЗ, отсек ЭМН, отсек ХИ на основе ТТ. Для реализации каждого из двух режимов ЯЭУ используются две специализированные подсистемы ЭГП, из которых набирается A3. В транспортном режиме обе подсистемы ЭГП включены параллельно на общую нагрузку, в энергетическом режиме в качестве источника электроэнергии функционирует только вторая подсистема ЭГП. ЯЭУ на основе такого ТРП обеспечивает питание электрореактивной двигательной установки (ЭРДУ) в транспортном режиме максимальной электрической мощности 150 кВт с ресурсом до двух лет. В энергетическом режиме ЯЭУ обеспечивает питание аппаратуры КА при электрической мощности до 60-80 кВт и длительном режиме работы (10 лет и более). Приведены некоторые проектные характеристики варианта двухрежимной ЯЭУ, где A3 ТРП набирается из 12 независимых ЭГП. В качестве делящегося вещества предложен диоксид или карботантал урана-235 с обогащением 96%. Шесть ЭГП, расположенных по периферии A3 ТРП, содержат ЭГС с пониженным содержанием ТМ в твэлах до 50%. Шесть оставшихся ЭГП, расположенных в центральной части A3, содержат ЭГС с повышенным содержанием ТМ в твэлах более 70-75%Also known is the dual-mode TEM nuclear power plant described in [6] and consisting of TRPs with fast neutrons, where A3 TRPs are recruited from independent electro-generating packets (EGPs) with EHS. The nuclear power unit is made in a beam arrangement in the following order: TRP, RP block, drive bay of the CPS, bay EMN, compartment CI based on TT. To implement each of the two NPP modes, two specialized EGP subsystems are used, of which A3 is dialed. In the transport mode, both EGP subsystems are connected in parallel to the total load; in the energy mode, only the second EGP subsystem functions as a source of electricity. A nuclear power plant based on such a TRP provides power to an electric propulsion system (ERP) in a transport mode with a maximum electric power of 150 kW with a resource of up to two years. In the power mode, the nuclear power plant provides power to the spacecraft equipment at an electric power of up to 60-80 kW and long-term operation (10 years or more). Some design characteristics of the option of a dual-mode nuclear power plant, where the A3 TRP is recruited from 12 independent EGPs, are presented. Uranium-235 dioxide or carbotantalum with an enrichment of 96% is proposed as a fissile material. Six EGPs located on the periphery of the A3 TRP contain EGS with a reduced TM content in fuel rods up to 50%. The six remaining EGPs located in the central part of A3 contain EGS with a high TM content in fuel elements of more than 70-75%

Общим недостатком рассматриваемых в [1] и [6] технических решениях двухрежимных ЯЭУ ТЭМ является увеличение неравномерности плотности тепловыделения по радиусу A3 ТРП в сравнении с ТРП, где ТМ по радиусу A3 распределен равномерно. Это обстоятельство приводит к снижению электрической мощности ТРП. А распухание ТМ при столь малом компенсационном свободном объеме в твэлах центральных ЭГС приводит к высокому давлению на эмиттерную оболочку и снижению ресурса ЭГС. Кроме того, пониженное содержание ТМ и увеличенное содержание тугоплавкого материала эмиттерных оболочек ЭГЭ (обычно это W или его сплавы) в периферийных ЭГС приводит к снижению эффективности рабочих органов СУЗ, расположенных в боковом замедляющем нейтроны отражателе. Последнее обстоятельство связано с тем, что влияние положения НПВ рабочих органов СУЗ распространяется в основном на распределение нейтронного потока у отражателя, т.е. в периферийной области A3 ТРП [2].A common drawback of the technical solutions of the dual-mode TEM nuclear power plants considered in [1] and [6] is the increase in the unevenness of the heat density along the radius A3 of the TRP in comparison with the TRP, where the TM is distributed uniformly over the radius A3. This circumstance leads to a decrease in the electric power of the TRP. And the swelling of the TM with such a small compensation free volume in the fuel rods of the central EHS leads to a high pressure on the emitter cladding and a decrease in the EHS resource. In addition, the reduced content of HM and the increased content of the refractory material of the EGE emitter shells (usually W or its alloys) in the peripheral EHS leads to a decrease in the efficiency of the working bodies of the CPS located in the lateral neutron-reflecting reflector. The latter circumstance is connected with the fact that the influence of the LEL position of the working bodies of the CPS applies mainly to the distribution of the neutron flux near the reflector, in the peripheral region A3 TRP [2].

Наиболее близкой к изобретению по технической сущности является космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ, предложенная в [7]. ЯЭУ ТЭМ содержит ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем, циркуляционную СО с ЭМН и ХИ. ТРП содержит A3, набранную из ЭГС двух групп: периферийных ЭГС, размещенных в периферийной области A3 у бокового отражателя, и центральных ЭГС. Каждая из групп ЭГС снабжена собственной системой коммутации с независимыми токовыводами. В боковом отражателе размещены рабочие органы СУЗ в виде поворотных цилиндров с НПВ. Периферийные ЭГС выполнены с высокими удельными характеристиками ЭГЭ и ресурсом работы ЭГЭ, равным или более времени работы потребителей транспортного режима (0,5-1,5 года). Центральные ЭГС выполнены с пониженными удельными характеристиками ЭГЭ, но с ресурсом, равным полному ресурсу работы ЯЭУ ТЭМ, т.е. равным или более суммы времени работы потребителей транспортного режима и энергетического режима длительного энергоснабжения (10-15 лет и более). Твэлы ЭГЭ центральных ЭГС содержат пониженное относительно твэлов ЭГЭ периферийных ЭГС количество ТМ. Объемная доля ТМ в твэлах ЭГЭ центральных ЭГС может быть менее 50%, а в твэлах ЭГЭ периферийных ЭГС объемная доля ТМ может составлять 70-85%. Для реализации транспортного режима генерируется максимальная электрическая мощность ТРП и используется совместная работа периферийных и центральных ЭГС. В энергетическом режиме для электропитания потребителей используются только центральные ЭГС. Периферийные ЭГС, которые израсходовали свой плановый ресурс, равный времени работы ЯЭУ ТЭМ в транспортном режиме, отключаются.Closest to the invention in technical essence is the space dual-mode nuclear power plant TEM, proposed in [7]. The TEM nuclear power plant contains TRP with fast neutrons with a slow-wave reflector, circulating CO with EMN and CI. TRP contains A3, recruited from the EHS of two groups: peripheral EHS located in the peripheral region A3 at the side reflector, and central EHS. Each of the EHS groups is equipped with its own switching system with independent current outputs. In the lateral reflector are placed the working bodies of the CPS in the form of rotary cylinders with LEL. Peripheral EHSs are made with high specific characteristics of EGE and a resource of EGE operation equal to or more than the operating time of consumers of the transport mode (0.5-1.5 years). The central EHSs are made with reduced specific characteristics of the EGE, but with a resource equal to the full resource of the TEM nuclear power plant, i.e. equal to or more than the sum of the operating hours of consumers of the transport regime and the energy regime of long-term energy supply (10-15 years or more). EEG central fuel elements of central EHS contain a lower amount of TM relative to EGE fuel elements of peripheral EHS. The volume fraction of TM in the fuel rods of the EGE of central EHS can be less than 50%, and in the fuel rods of the EGE of peripheral EHS the volume fraction of TM can be 70-85%. To implement the transport mode, the maximum electric power of the TRP is generated and the joint work of peripheral and central EHS is used. In power mode, only central EHSs are used to power consumers. Peripheral EHSs that have consumed their planned resource equal to the operating time of the TEM nuclear power plant in transport mode are disabled.

Недостатком космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ, предложенной в [7] и использующей в A3 ТРП центральную группу ЭГС с низкой долей ТМ в твэлах (менее 50%), является то, что необходима соответствующая компенсация делящегося вещества в A3 ТРП, достигаемая увеличением объема A3, что приводит к увеличению массы и габаритов ТРП. Физическое профилирование для радиального выравнивания тепловыделения в A3 с помощью изменения количества ТМ в твэлах ЭГС, как предложено в [7], не всегда возможно, особенно для ТРП на быстрых нейтронах, из-за проблем с критичностью и необходимым запасом реактивности ТРП при столь длительном ресурсе работы ЯЭУ ТЭМ. Кроме того, увеличение объема A3, т.е. габаритов ТРП, приводит к увеличению массогабаритных характеристик теневой радиационной защиты, а следовательно, и к увеличению массы всей ЯЭУ ТЭМ. Кроме того, в периферийной области A3 ТРП предложено выполнять ЭГЭ с герметичным твэлом и с объемным содержанием ТМ до 85%, что снижает ресурс работы таких ЭГЭ [4]. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки твэла ЭГЭ, вызванной распуханием ТМ от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается, например, для UO2 величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. При общем ресурсе 10-15 лет и более свободный компенсационный объем в герметичном твэле, куда стекаются ГПД, при объемном содержании ТМ в твэле 85%, как предложено в [7], и суммарном выгорании, например, 7-8% может сократиться до менее 1%. Для конструкции ЭГЭ периферийных ЭГС, где не предусмотрен вывод ГПД, при столь малом компенсационном объеме, как показывают расчеты [4], развивается очень высокое давление на оболочку твэла, приводящее к быстрой потере работоспособности ЭГЭ вплоть до разрыва эмиттерной оболочки с выходом ТМ из твэла, что подтверждается результатами испытаний ЭГС в наземных реакторах [5]. Развиваемое давление ГПД в полостях ЭГС, а также неконтролируемый выход ТМ из разрушенных твэлов ЭГЭ и скопление конденсата ТМ в «холодных» точках внутренних полостей ЭГС не исключают при столь длительном режиме работы ЯЭУ ТЭМ аварийных ситуаций в ТРП. Кроме того, после выработки в транспортном режиме своего проектного ресурса (от 0,5 до 1,5 лет при общем ресурсе 15 лет и более) периферийные ЭГС прекращают далее работать в качестве электрогенерирующих устройств, что резко снижает КПД подобных ЯЭУ ТЭМ, т.е. в течение более 10 лет ТРП, как источник электроэнергии, работает в существенно неоптимальном режиме.The disadvantage of the dual-mode space nuclear power plant TEM, proposed in [7] and using the central group of EHS in A3 TRP with a low fraction of fuel rods (less than 50%), is that the corresponding compensation of fissile matter in A3 TRP is needed, which is achieved by increasing the volume of A3, which leads to an increase in the mass and dimensions of the TRP. Physical profiling for radial alignment of heat release in A3 by changing the amount of HM in EGS fuel rods, as proposed in [7], is not always possible, especially for fast-neutron TRPs, due to problems with criticality and the required TRP reactivity margin for such a long resource NPP TEM work. In addition, an increase in A3 volume, i.e. the dimensions of the TRP, leads to an increase in the overall dimensions of the shadow radiation protection, and, consequently, to an increase in the mass of the entire TEM nuclear power plant. In addition, in the peripheral region of A3 TRP, it was proposed to perform EGE with a sealed fuel rod and with a volumetric content of TM up to 85%, which reduces the life of such EGE [4]. This is primarily due to the deformation of the emitter cladding of the EGE fuel element caused by the swelling of the TM from solid and gaseous fission fragments. Solid swelling is practically independent of temperature and is usually maximally estimated, for example, for UO2 of 1.7% per 1% of heavy atom burnout [8, p. 125]. With a total resource of 10-15 years and a freer compensation volume in the sealed fuel rod, where the GPA flows, with a volumetric content of HM in the fuel rod 85%, as suggested in [7], and the total burnup, for example, 7-8% can be reduced to less one%. For the design of EGE of peripheral EHS, where GPA output is not provided, with such a small compensation volume, as shown by calculations [4], a very high pressure on the fuel cladding develops, leading to a rapid loss of EGE operability up to the rupture of the emitter cladding with the exit of the fuel rod from the fuel element, which is confirmed by the results of tests of EHS in surface reactors [5]. The developed GPA pressure in the EHS cavities, as well as the uncontrolled exit of the ТМ from the destroyed EGE fuel rods and the accumulation of ТМ condensate in the "cold" points of the internal EHS cavities, do not exclude emergency situations in TRP during such a long-term operation of the TEM nuclear power plant. In addition, after the development of its design resource in the transport mode (from 0.5 to 1.5 years with a total resource of 15 years or more), the peripheral EHS cease to work as electric generating devices, which sharply reduces the efficiency of similar TEM nuclear power plants, i.e. . For more than 10 years, TRP, as a source of electricity, has been operating in a substantially non-optimal mode.

Результатом, достигаемым при использовании предложенного технического решения, является повышение ресурсоспособности электрогенерирующих сборок ТРП в двух существенно различающихся по электрической мощности режимах работы ЯЭУ ТЭМ, увеличение запаса реактивности ТРП, повышение КПД ЯЭУ ТЭМ.The result achieved by using the proposed technical solution is to increase the serviceability of the TPP power generating assemblies in two operating modes of the TEM nuclear power plant significantly differing in electric power, to increase the TRP reactivity margin, and to increase the efficiency of the TEM nuclear power plant.

Указанный технический результат достигается в космической двухрежимной ядерно-энергетической установке транспортно-энергетического модуля, содержащей источник электроэнергии в виде термоэмиссионного реактора-преобразователя, включающего активную зону и отражатель нейтронов, в боковой части отражателя нейтронов размещены органы системы управления и защиты, а активная зона набрана из электрогенерирующих сборок последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, твэлы которых заполнены топливным материалом, активная зона набрана из N одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок, где N≥19, состоящих из n последовательно соединенных электрогенерирующих элементов, где n≥5, а все электрогенерирующие элементы в активной зоне разбиты на три группы: центральную, среднюю и периферийную, где центральная группа электрогенерирующих элементов, расположенных в центральной части активной зоны, окружена электрогенерирующими элементами из средней группы, а периферийная группа расположена на периферии активной зоны у отражателя нейтронов, причем электрогенерирующие элементы из каждой группы образуют пары, симметрично расположенные относительно геометрического центра активной зоны, причем твэлы электрогенерирующих элементов из средней группы заполнены топливным материалом на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы электрогенерирующих элементов из центральной и периферийной групп, заполненных топливным материалом на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов.The specified technical result is achieved in a space dual-mode nuclear power installation of a transport and energy module containing a power source in the form of a thermionic reactor-converter, including an active zone and a neutron reflector, control and protection system organs are placed in the side of the neutron reflector, and the active zone is selected from power generating assemblies of series-connected power generating elements whose fuel elements are filled with fuel material, the active zone is composed of N identical in design power generating assemblies, where N≥19, consisting of n sequentially connected power generating elements, where n≥5, and all the power generating elements in the core are divided into three groups: central, middle and peripheral, where the central group of power generating elements located in the central part of the core is surrounded by power generating elements from the middle group, and the peripheral group is located on the periphery of the core at the neutron reflector, The elements from each group form pairs that are symmetrically located relative to the geometric center of the core, with the fuel rods of the middle group being filled with fuel material based on isotopes with a higher neutron reproduction coefficient than the fuel rods of the central and peripheral groups filled with fuel material based isotopes with a lower neutron reproduction rate.

В качестве изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³³U.The isotope ²³³ U was selected as the isotope with a higher neutron reproduction coefficient.

В качестве изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов выбран изотоп ²³⁵U.The isotope ²³⁵ U is chosen as the isotope with a lower neutron reproduction coefficient.

Во всех группах твэлы электрогенерирующих элементов содержат равный относительный объем топливного материала.In all groups, fuel elements of electric generating elements contain an equal relative volume of fuel material.

На фиг. 1 приведен общий вид космической двухрежимной ядерно-энергетической установки (ЯЭУ) транспортно-энергетического модуля (ТЭМ). На фиг. 2 приведена схема космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ с аксиальным сечением термоэмиссионного реактора-преобразователя (ТРП). На фиг. 3 приведена часть поперечного сечения ТРП с моноблочной структурой активной зоны (A3). На фиг. 4 приведена конструкционная схема электрогенерирующей сборки (ЭГС) последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) с выводом газообразных продуктов деления (ГПД). На фиг. 5 приведена таблица значений некоторых параметров для конкретного примера двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.In FIG. Figure 1 shows a general view of a dual-mode space nuclear power plant (NPP) of a transport and energy module (TEM). In FIG. 2 is a diagram of a dual-mode space nuclear power plant TEM with an axial section of a thermionic converter reactor (TRP). In FIG. Figure 3 shows a part of the cross section of the TRP with the monoblock structure of the core (A3). In FIG. Figure 4 shows a structural diagram of an electric generating assembly (EHS) of serially connected electrical generating elements (EGE) with the output of gaseous fission products (GPA). In FIG. 5 is a table of values of some parameters for a specific example of a dual-mode TEM nuclear power plant.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ включает:The dual-mode space nuclear power plant TEM includes:

1 - генератор паров цезия (ГПЦ);1 - cesium vapor generator (GOC);

2 - термоэмиссионный реактор-преобразователь (ТРП);2 - thermionic reactor converter (TRP);

3 - блок радиационной защиты (РЗ);3 - block radiation protection (RE);

4 - приводы системы управления и защиты (приводы СУЗ);4 - control and protection system drives (CPS drives);

5 - электромагнитный насос (ЭМН);5 - electromagnetic pump (EMN);

6 - трубопроводы;6 - pipelines;

7 - теплообменник;7 - heat exchanger;

8 - холодильник-излучатель (ХИ);8 - refrigerator emitter (CI);

9 - тепловые трубы (ТТ);9 - heat pipes (TT);

10 - секция;10 - section;

11 - силовая конструкция;11 - power structure;

12 - активная зона (A3);12 - active zone (A3);

13 - электрогенерирующая сборка (ЭГС);13 - power generating assembly (EHS);

14 - электрогенерирующий элемент (ЭГЭ);14 - power generating element (EGE);

15 - коммутационная камера;15 - switching camera;

16 - токовыводы;16 - current outputs;

17 - канал;17 - channel;

18 - центральная группа;18 - the central group;

19 - средняя группа;19 - middle group;

20 - периферийная группа;20 - peripheral group;

21 - отражатель нейтронов;21 - neutron reflector;

22 - поворотный цилиндр (ПЦ);22 - rotary cylinder (PC);

23 - нейтронопоглощающая вставка (НПВ);23 - neutron-absorbing insert (LEL);

24 - коммутационная перемычка;24 - switching jumper;

25 - эмиттер;25 - emitter;

26 - коллектор;26 - collector;

27 - тепловыделяющий элемент (твэл);27 - fuel element (fuel element);

28 - топливный материал (ТМ);28 - fuel material (TM);

29 - газоотводное устройство (ГОУ);29 - gas venting device (GOU);

30 - центральная трубка;30 - a central tube;

31 - капиллярный наконечник;31 - capillary tip;

32 - центральная газовая полость (ЦГП).32 - Central gas cavity (TGP).

ЯЭУ ТЭМ выполнена в лучевой компоновке и содержит: генератор паров цезия (ГПЦ) 1, ТРП 2, блок радиационной защиты (РЗ) 3, отсек приводов системы управления и защиты (приводы СУЗ) 4, систему охлаждения ТРП 2.The nuclear power plant TEM is made in a beam arrangement and contains: a cesium vapor generator (GOC) 1, TRP 2, a radiation protection unit (RP) 3, a drive compartment for the control and protection system (CPS drives) 4, a TRP 2 cooling system.

Система охлаждения ТРП 2 состоит из жидкометаллического контура, включающего электромагнитный насос (ЭМН) 5, трубопроводы 6, теплообменник 7, и холодильника-излучателя (ХИ) 8. ХИ 8 выполнен на основе тепловых труб (ТТ) 9, объединенных в секции 10 (на фиг. 1 и 2 показаны две секции 10). Элементы ЯЭУ ТЭМ объединены силовой конструкцией 11. ТРП 2 содержит активную зону (A3) 12, набранную из N одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок (ЭГС) 13, где N≥19. Каждая ЭГС 13 состоит из η последовательно соединенных электрогенерирующих элементов (ЭГЭ) 14, где n≥5. ЭГС 13 коммутируются в коммутационной камере 15, а ток, генерируемый ТРП 2, выводится токовыводами 16. Для подачи пара цезия в ЭГС 13 и удаления газообразных продуктов деления (ГПД) урана из ЭГС 13 выполнен канал 17. Все ЭГЭ 14 в A3 12 объединены в три группы: центральную группу 18, среднюю группу 19 и периферийную группу 20. На фиг. 2 и фиг. 3 ЭГЭ 14 средней группы 19 отмечены штриховкой разной плотности, соответствующей плотности делящегося изотопа с высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов. ЭГЭ 14 центральной группы 18, расположенные в центральной части A3 12, и ЭГЭ 14 периферийной группы 20, расположенные на периферии A3 12, содержат делящиеся изотопы с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов (показаны на фиг. 2 и 3 без штриховки). В состав ТРП 2 входит отражатель нейтронов 21, в боковой части которого размещены органы системы управления и защиты в виде поворотных цилиндров (ПЦ) 22 с нейтронопоглощающими вставками (НПВ) 23. ЭГС 13 (фиг. 4) содержит последовательно соединенные через коммутационные перемычки 24 ЭГЭ 14, включающие эмиттер 25 и коллектор 26. Причем эмиттером 25 служит оболочка термоэмиссионного твэла 27, заключающая топливный материал (ТМ) 28. При использовании в качестве ТМ 28 диоксида урана конструкция твэлов 27 предусматривает организованный вывод ГПД через газоотводное устройство (ГОУ) 29, выполненное из тугоплавкого материала в виде центральной трубки 30 с капиллярным наконечником 31, расположенным в геометрическом центре твэла 27 в центральной газовой полости (ЦГП) 32.The cooling system TRP 2 consists of a liquid metal circuit, including an electromagnetic pump (EMN) 5, pipelines 6, a heat exchanger 7, and a refrigerator-emitter (CI) 8. CI 8 is based on heat pipes (TT) 9, combined in section 10 (on Fig. 1 and 2 show two sections 10). The elements of the nuclear power plant TEM are combined by the power structure 11. The TRP 2 contains an active zone (A3) 12, composed of N identical in design electricity generating assemblies (EHS) 13, where N≥19. Each EHS 13 consists of η series-connected electricity generating elements (EGE) 14, where n≥5. EHS 13 are switched in the switching chamber 15, and the current generated by TRP 2 is output by current leads 16. Channel 17 is made for supplying cesium vapor to EHS 13 and removing gaseous fission products of uranium from EHS 13. All EGE 14 in A3 12 are combined into three groups: central group 18, middle group 19 and peripheral group 20. In FIG. 2 and FIG. 3 EGE 14 of the middle group 19 are marked by shading of different densities corresponding to the density of the fissile isotope with a high neutron reproduction coefficient. EGE 14 of the central group 18, located in the central part of A3 12, and EGE 14 of the peripheral group 20, located on the periphery of A3 12, contain fissile isotopes with a lower neutron reproduction coefficient (shown in Fig. 2 and 3 without shading). TRP 2 includes a neutron reflector 21, in the lateral part of which are placed the control and protection system in the form of rotary cylinders (PCs) 22 with neutron-absorbing inserts (NPV) 23. EHS 13 (Fig. 4) contains serially connected through switching jumpers 24 EGE 14, including the emitter 25 and the collector 26. Moreover, the emitter 25 is the sheath of the thermionic fuel rod 27, which encloses the fuel material (TM) 28. When using uranium dioxide as the fuel element 28, the fuel rods 27 design provides for the organization of the GPA through gas discharge the bottom device (GOU) 29, made of refractory material in the form of a central tube 30 with a capillary tip 31 located in the geometric center of the fuel rod 27 in the Central gas cavity (CHP) 32.

Космическая двухрежимная ЯЭУ ТЭМ работает следующим образом.Space dual-mode nuclear power plant TEM works as follows.

В исходном состоянии ПЦ 22 ТРП 2 находятся в положении НПВ 23 к A3 12. Поэтому ТРП 2 не критичен и в таком состоянии ЯЭУ ТЭМ выводится в космос. На радиационно-безопасной орбите, например на высоте 800 км, производится запуск ЯЭУ ТЭМ путем разогрева и плавления жидкометаллического теплоносителя в контуре системы охлаждения ТРП 2 и последующего перевода ТРП 2 в режим генерирования полезной электрической мощности. Для этого автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) подается управляющий сигнал на приводы СУЗ 4, расположенные за радиационной защитой 3, и осуществляется разворот ПЦ 22 таким образом, что НПВ 23 отходят от A3 12. Начинается реакция деления ТМ 28 в твэлах 27 ЭГЭ 14 всех ЭГС 13. С помощью пусковой системы (не показана), питающей ЭМН 5, тепловая энергия, выделяемая в A3 12, разогревает теплоноситель в жидкометаллическом контуре системы охлаждения ТРП 2, после чего ЯЭУ ТЭМ переводят в режим генерирования электрической мощности, который состоит из следующих этапов: вакуумного обезгаживания электродов ЭГЭ 14 и ТМ 28 при температурах не ниже рабочих; перевода ЭГС 13 в цезиевый режим работы. Вакуумное обезгаживание, существенно влияющее на ресурс ТРП 2, проводят при постепенном подъеме тепловой мощности ТРП 2 с непрерывным удалением выделяющихся газов через канал 17. После этого начинается выход на цезиевый режим работы ЭГС 13 и последующий вывод ТРП 2 на режим минимальной генерируемой электрической мощности. В межэлектродный зазор (МЭЗ) между эмиттером 25 и коллектором 26 ЭГЭ 14 через канал 17 из генератора пара цезия (ГПЦ) 1 в каждую ЭГС 13 подается рабочее тело (пар цезия). В результате ЭГЭ 14, последовательно соединенные через коммутационные перемычки 24 в каждой ЭГС 13, начинают генерировать электроэнергию.In the initial state, the PCs 22 of the TRP 2 are in the NPS position 23 to A3 12. Therefore, the TRP 2 is not critical and in this state the TEM nuclear power plant is launched into space. In a radiation-safe orbit, for example, at an altitude of 800 km, the TEM nuclear power plant is launched by heating and melting the liquid metal coolant in the circuit of the TRP 2 cooling system and subsequent transfer of the TRP 2 to the useful electric power generation mode. To do this, automatically, upon command from the Earth or the control system of the nuclear power plant (or spacecraft), a control signal is supplied to the CPS drives 4 located behind radiation protection 3, and the PC 22 is turned so that the LEL 23 depart from A3 12. The fission reaction of TM 28 begins in the fuel rods 27 EGE 14 of all EHS 13. Using a starting system (not shown) supplying EMN 5, the thermal energy released in A3 12 heats the coolant in the liquid metal circuit of the TRP 2 cooling system, after which the TEM nuclear power plant is put into electric power generation mode cat ing consists of the following steps: vacuum degassing EGE electrodes 14 and TM 28 at temperatures not lower working; transferring the EHS 13 to the cesium mode of operation. Vacuum degassing, which significantly affects the life of the TRP 2, is carried out with a gradual increase in the thermal power of the TRP 2 with the continuous removal of the released gases through the channel 17. After this, the cesium mode of operation of the EHS 13 and the subsequent output of the TRP 2 to the minimum generated electric power mode begin. In the interelectrode gap (MEZ) between the emitter 25 and the collector 26 of the EGE 14 through the channel 17 from the cesium vapor generator (GOC) 1, a working fluid (cesium vapor) is supplied to each EHS 13. As a result, the EGE 14, connected in series through the switching jumpers 24 in each EHS 13, begin to generate electricity.

По достижении минимальной генерируемой мощности, достаточной для потребителей собственных нужд ЯЭУ ТЭМ (в том числе для питания ЭМН 5), отключается питание от пусковой системы. Выполняется дальнейший подъем мощности ТРП 2 с выходом на номинальный режим работы, характерный транспортному режиму с высокими удельными энергетическими характеристиками и ограниченным временем работы. В этом режиме ТРП 2 работает с максимальным энерговыделением. Благодаря тому, что твэлы 27 ЭГЭ 14 из средней группы 19 заполнены ТМ 28 на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы 27 ЭГЭ 14 из центральной группы 18 и периферийной группы 20, заполненных ТМ 28 на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов, происходит выравнивание тепловыделения в A3 12. Для более равномерного выравнивания тепловыделения по объему A3 12 в средней группе 19 твэлы 27 заполнены ТМ 28, в котором изотоп ²³⁵U может замещаться полностью или частично изотопом ²³³U так, что плотность изотопов ²³³U в ТМ 28 твэлов 27 в среднем образует плавную по A3 12 зависимость. Транспортный режим ЯЭУ ТЭМ характерен максимальными удельными электрическими характеристиками, снимаемыми с ЭГС 13, работающих в условиях максимальной плотности тепловыделения в термоэмиссионных ЭГЭ 14. При этом в твэлах 27, в случае использования ТМ 28 на основе UO₂, происходит интенсивный массоперенос ТМ 28 с перестройкой исходной равноосной структуры ТМ 28 в столбчатую. В результате в твэлах 27 формируется центральная газовая полость 32, куда стекаются газообразные продукты деления. ГПД через капиллярный наконечник 31 и центральную трубку 30 ГОУ 29 выходят из твэлов 27, а далее удаляются из ЭГС 13 по каналу 17 за пределы ТРП 2. Поскольку использование ТМ 28 на основе изотопа ²³³U приводит к значительному улучшению нейтронно-физических характеристик и существенному снижению загрузки, то это позволяет заполнять во всех группах твэлы 27 с уменьшенной объемной долей ТМ 28, например менее 60%, что повышает ресурс ЭГЭ 14 за счет сохранения в работоспособном состоянии системы вывода ГПД из ЦГП 32 через ГОУ 29. Кроме того, позволяет выполнять твэлы 27 с равным относительным объемом ТМ 28, что приводит к унификации конструкции ЭГС 13 и выравниванию условий работы ЭГЭ 14 по объему A3 12 ТРП 2, что повышает энергоресурсные характеристики и КПД ТРП 2. Электроэнергия, полученная в термоэмиссионных преобразователях ЭГЭ 14, отводится из ТРП 2 с помощью токовыводов 16 к потребителям транспортного режима, в частности, для питания, например, маршевых двигателей электрореактивной двигательной установки (не показано). Не преобразованная тепловая энергия ТРП 2 снимается с ЭГС 13 жидкометаллическим теплоносителем (например, литием), циркулирующим в контуре системы охлаждения ТРП 2, и транспортируется по трубопроводам 6 с помощью ЭМН 5 в теплообменник 7, где теплота поглощается жидким теплоносителем (например, натрием) в зоне испарения ТТ 9. Зоны испарения ТТ 9 размещены в теплообменнике 7. Далее теплота переносится паром теплоносителя ТТ 9 в зону конденсации ТТ 9 и сбрасывается излучением в космос с поверхности секций 10 из ТТ 9, на основе которых выполнен холодильник-излучатель 8. Охлажденный в теплообменнике 7 жидкометаллический теплоноситель системы охлаждения ТРП 2 попадает в ЭМН 5, который, создав напор, перекачивает теплоноситель через активную зону 12 ТРП 2, охлаждая электрогенерирующие сборки 13.Upon reaching the minimum generated power, sufficient for consumers of their own needs nuclear power TEM (including power EMN 5), the power is disconnected from the starting system. A further increase in the power of TRP 2 is carried out with access to the nominal operating mode, characteristic of the transport mode with high specific energy characteristics and a limited operating time. In this mode, TRP 2 operates with maximum energy release. Due to the fact that fuel rods 27 EGE 14 from the middle group 19 are filled with TM 28 based on isotopes with a higher neutron reproduction coefficient than fuel rods 27 EGE 14 from the central group 18 and the peripheral group 20 filled with TM 28 based on isotopes with a lower reproduction rate neutrons, the heat release is equalized in A3 12. For a more even heat distribution in the volume of A3 12 in the middle group 19, fuel rods 27 are filled with ТМ 28, in which the ²³⁵ U isotope can be replaced completely or partially by the ²³³ U isotope so that it is tight The content of ²³³ U isotopes in the fuel element 28 of fuel rods 27 on average forms a smooth dependence in A3 12. The transport mode of the TEM nuclear power plant is characterized by maximum specific electrical characteristics recorded with EHS 13 operating under conditions of maximum heat release density in thermoemissive EGE 14. Moreover, in fuel rods 27, in the case of using ТМ 28 based on UO ₂ , intense mass transfer of ТМ 28 occurs with the original equiaxial structure of TM 28 in the columnar. As a result, a central gas cavity 32 is formed in the fuel rods 27, where gaseous fission products flow. GPA through the capillary tip 31 and the central tube 30 of the GOU 29 go out of the fuel rods 27, and then are removed from the EHS 13 through the channel 17 outside the TRP 2. Since the use of TM 28 based on the ²³³ U isotope leads to a significant improvement in neutron-physical characteristics and a significant decrease load, then this allows filling in all groups of fuel rods 27 with a reduced volume fraction of TM 28, for example, less than 60%, which increases the resource of the EGE 14 by keeping the GPA output system from the central heating unit 32 through the GOU 29 operational. In addition, it allows veles 27 with an equal relative volume of TM 28, which leads to the unification of the design of the EHS 13 and the equalization of the working conditions of the EGE 14 to the volume of A3 12 TRP 2, which increases the energy resource characteristics and efficiency of TRP 2. Electricity received in thermionic converters EGE 14 is removed from the TRP 2 using current outputs 16 to consumers of the transport mode, in particular, for powering, for example, mid-flight engines of an electric propulsion system (not shown). The non-converted heat energy of the TRP 2 is removed from the EGS 13 by a liquid metal coolant (for example, lithium) circulating in the circuit of the TRP 2 cooling system, and is transported through pipelines 6 using EMN 5 to a heat exchanger 7, where heat is absorbed by the heat transfer fluid (for example, sodium) into ТТ 9 evaporation zone. ТТ 9 evaporation zones are located in the heat exchanger 7. Next, heat is transferred by the heat carrier steam ТТ 9 to the condensation zone ТТ 9 and is dumped by radiation into space from the surface of sections 10 from ТТ 9, on the basis of which the refrigerant is made nick-emitter 8. The liquid metal coolant of the TRP 2 cooling system cooled in the heat exchanger 7 enters EMN 5, which, having created a pressure, pumps the coolant through the active zone 12 of the TRP 2, cooling the power generating assemblies 13.

После выполнения задач, поставленных перед ЯЭУ ТЭМ в транспортном режиме, автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ ТЭМ (или КА) осуществляется перевод ЯЭУ в энергетический режим длительного энергоснабжения. Перевод сопровождается снижением тепловой и электрической мощности ТРП 2, а также температуры жидкометаллического теплоносителя на выходе из ТРП 2. При переводе на режим система управления оптимально согласует тепловую мощность ТРП 2 и давление цезия, поступающего в ЭГС 13, с сопротивлением потребителей энергетического режима. Воздействие на тепловую мощность ТРП 2 выполняется с помощью исполнительных органов СУЗ поворотных цилиндров 22 с НПВ 23 по сигналам датчиков (не показаны): нейтронного потока, температуры жидкометаллического теплоносителя системы охлаждения ТРП 2, тока в цепи питания потребителей. Управление давлением цезия, поступающего в межэлектродный зазор между эмиттером 25 и коллектором 26 ЭГЭ 14, производится управляющим воздействием на тепловую мощность нагревателя генератора пара цезия 1. По достижении генерируемой электрической мощности, достаточной для потребителей энергетического режима и собственных нужд ЯЭУ, в том числе для питания ЭМН 5, ТРП 2 выходит на режим работы, характерный энергетическому режиму с пониженными удельными энергетическими характеристиками ЭГС 13 и длительным ресурсом работы. В этом режиме происходит тепловыделение в ТМ 28 ЭГЭ 14 с пониженной, в сравнении с транспортным режимом, плотностью. При этом благодаря тому, что твэлы 27 ЭГЭ 14 из средней группы 19 заполнены ТМ 28 на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы ЭГЭ 14 из центральной группы 18 и периферийной группы 20, заполненных ТМ 28 на основе изотопов с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов, происходит выравнивание тепловыделения в A3 12. Все ЭГЭ 14 работают практически в равных температурных условиях. Кроме того, на энергетическом режиме все конструктивные элементы ТРП 2 работают в условиях пониженных температур, приводящих к замедлению процессов, контролирующих ресурс работы ТРП 2 (например, происходит снижение интенсивности тепло- и массопереноса в твэлах 27 ЭГС 13, также снижается скорость установившейся ползучести оболочек твэлов 27), что повышает ресурсные характеристики ТРП 2 и в целом всей ЯЭУ ТЭМ. При этом в твэлах 27 резко замедляется процесс тепломассопереноса UO₂ столбчатой структуры ТМ 28, предварительно сформированной на транспортном режиме. При этом, что характерно именно энергетическому режиму работы, ЦГП 32, предварительно сформированная на транспортном режиме, как бы «вморожена» в твэл 27 и постепенно сокращается в объеме в результате распухания ТМ 28 в процессе работы ЯЭУ ТЭМ. В ЦГП 32 стекаются газообразные продукты деления, откуда они беспрепятственно выходят через ГОУ 29 за пределы твэла 27. Далее ГПД из ЭГС 13 удаляются аналогично, как в транспортном режиме. Электроэнергия, вырабатываемая ТРП 2, с требуемым напряжением и током посредством коммутации ЭГС 13 в коммутационной камере 15 с помощью токовыводов 16 поступает потребителям энергетического режима. Не преобразованное в электроэнергию тепло, выделяющееся в ЭГС 13, отводится из A3 12 с помощью жидкометаллического теплоносителя системы охлаждения ТРП 2, перекачиваемого ЭМН 5, в теплообменник 7 и далее через тепловые трубы 9 сбрасывается излучением в космическое пространство аналогично транспортному режиму.After completing the tasks assigned to the TEM nuclear power plant in transport mode, automatically upon command from the Earth or the TEM nuclear power plant (or spacecraft) control system, the nuclear power plant is transferred to the long-term energy supply. The transfer is accompanied by a decrease in the thermal and electric power of the TRP 2, as well as the temperature of the liquid metal coolant at the outlet of the TRP 2. When switching to the mode, the control system optimally matches the thermal power of the TRP 2 and the pressure of cesium entering the EHS 13 with the resistance of consumers of the energy mode. The thermal power of TRP 2 is affected by the executive bodies of the control and control system of rotary cylinders 22 with LEL 23 using signals from sensors (not shown): neutron flux, temperature of the liquid metal coolant of the TRP 2 cooling system, current in the consumer’s power circuit. The pressure of cesium entering the interelectrode gap between the emitter 25 and collector 26 of the EGE 14 is controlled by controlling the thermal power of the heater of the cesium 1 vapor generator. Upon reaching the generated electric power sufficient for consumers of the energy regime and their own needs of nuclear power plants, including for power EMN 5, TRP 2 enters the operating mode characteristic of the energy regime with reduced specific energy characteristics of the EHS 13 and a long service life. In this mode, heat is released in TM 28 EGE 14 with a reduced density compared to the transport mode. Moreover, due to the fact that fuel rods 27 of EGE 14 from the middle group 19 are filled with TM 28 based on isotopes with a higher neutron reproduction coefficient than fuel rods of EGE 14 from the central group 18 and peripheral group 20 filled with TM 28 based on isotopes with a lower coefficient neutron reproduction, there is equalization of heat in A3 12. All EGE 14 work in almost equal temperature conditions. In addition, in the energy mode, all the structural components of the TRP 2 operate at low temperatures, which slow down the processes that control the service life of the TRP 2 (for example, the intensity of heat and mass transfer in the fuel rods 27 of the EGS 13 decreases, and the rate of steady creep of the cladding of the fuel rods is also reduced 27), which increases the resource characteristics of TRP 2 and, in general, of the entire TEM nuclear power plant. At the same time, in the fuel rods 27, the process of heat and mass transfer of UO ₂ columnar structure TM 28, previously formed in the transport mode, is sharply slowed down. At the same time, which is typical of the energy mode of operation, the central heating unit 32, previously formed in the transport mode, is “frozen” in the fuel rod 27 and gradually decreases in volume as a result of the swelling of the TM 28 during the operation of the nuclear power plant TEM. Gaseous fission products flow into TSP 32, from where they freely pass through the fuel rod 29 beyond the fuel rod 27. Next, the GPA from the EHS 13 is removed in the same way as in transport mode. Electricity generated by TRP 2, with the required voltage and current through switching EHS 13 in the switching chamber 15 using current outputs 16 is supplied to consumers of the energy mode. The heat not converted into electricity generated in the EHS 13 is removed from A3 12 using the liquid metal coolant of the TRP 2 cooling system, pumped by EMN 5, to the heat exchanger 7 and then through heat pipes 9 is discharged by radiation into outer space similar to the transport mode.

После выполнения задач транспортного и энергетического режимов автоматически по команде с Земли или системы управления ЯЭУ (или КА) осуществляется разворот поворотных цилиндров 22 ТРП 2 таким образом, что НПВ 23 повернуты к A3 12, в результате чего прекращается реакция деления ТМ 28 в ЭГС 13 и ЯЭУ ТЭМ останавливает свою работу.After completing the tasks of the transport and energy regimes, automatically, upon command from the Earth or the control system of the nuclear power plant (or spacecraft), the rotary cylinders 22 of the TRP 2 are rotated so that the LEL 23 are turned to A3 12, as a result of which the fission reaction of TM 28 in EHS 13 and NPP TEM stops its work.

Приведем пример космической двухрежимной ЯЭУ ТЭМ с полезной электрической мощностью 300 кВт для питания электрореактивной двигательной установки в транспортном режиме работы длительностью до полутора лет и с полезной электрической мощностью 120 кВт для питания аппаратуры КА в энергетическом режиме длительного энергоснабжения.Let us give an example of a dual-mode space nuclear power plant TEM with a useful electric power of 300 kW for powering an electro-propulsion propulsion system in a transport mode of operation for up to one and a half years and with a useful electric power of 120 kW for powering spacecraft equipment in an energy mode of long-term power supply.

Космическую двухрежимную ЯЭУ ТЭМ выполняем в лучевой компоновке со следующим последовательным расположением основных блоков: ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим отражателем из окиси бериллия; радиационная защита, выполненная из слоев легкой компоненты (например, LiH) и тяжелой компоненты (например, W); жидкометаллический контур системы охлаждения ТРП с электромагнитным насосом; холодильник-излучатель на основе тепловых труб.The dual-mode space nuclear power plant TEM is carried out in a beam arrangement with the following sequential arrangement of the main blocks: TRP on fast neutrons with a delaying reflector made of beryllium oxide; radiation protection made of layers of a light component (e.g., LiH) and a heavy component (e.g., W); liquid metal circuit of the TRP cooling system with an electromagnetic pump; heat pipe fridge emitter.

Активную зону ТРП с моноблочной структурой A3 набираем из 396 одинаковых по конструкции электрогенерирующих сборок, каждая из которых включает 13 последовательно соединенных ЭГЭ цилиндрической геометрии. Твэлы ЭГЭ заполнены топливным материалом на основе диоксида урана с обогащением по делящемуся веществу не ниже 96% и с объемным содержанием, не превышающим 60% теоретически плотного ТМ. Диоксид урана выбран потому, что он обладает высокой химической стабильностью, совместимостью с материалом эмиттерной оболочки твэлов ЭГЭ, размерной стабильностью при облучении, высокой температурой плавления [9, с. 85]. Причем активную зону ТРП набираем из ЭГС с внешним диаметром 19 мм, где последовательное соединение ЭГЭ в ЭГС выполнено через ниобиевые коммутационные перемычки. Все электрогенерирующие элементы в активной зоне ТРП разбиваем на три группы (качественную картину разбивки можно видеть из фиг. 2 и 3): центральную, среднюю и периферийную. Предположим, что A3 ТРП спроектирована так, что включает 1134 ЭГЭ центральной группы и окружена ЭГЭ из средней группы в количестве 2496, а периферийная группа ЭГЭ в количестве 1518 расположена на периферии A3 у отражателя нейтронов. Причем в A3 располагаем ЭГЭ из каждой группы так, чтобы они образовывали пары, симметрично расположенные относительно геометрического центра A3. Причем твэлы ЭГЭ из средней группы заполняем диоксидом урана, включающим изотопы ²³³U с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов, чем твэлы ЭГЭ центральной и периферийной групп, заполненных ТМ на основе изотопов ²³⁵U с более низким коэффициентом воспроизводства нейтронов. При этом во всех группах твэлы ЭГЭ содержат равный относительный объем ТМ. Твэлы ЭГЭ из средней группы заполнены топливным материалом, в котором изотоп ²³⁵U замещался полностью или частично изотопом ²³³U так, что плотность изотопов ²³³U в топливном материале твэлов плавно изменялась по активной зоне от периферии к центру. В боковом отражателе ТРП размещены исполнительные органы управления ТРП в виде 12 поворотных цилиндров из ВеО с нейтронопоглощающими вставками на основе окиси европия, диспергированной в металлической матрице из молибдена [10]. Оболочку твэла выполняем с толщиной 0,8 мм, цилиндрическая часть оболочки твэла служит эмиттером. Оболочку твэла и ГОУ выполняем из монокристаллического вольфрама, коллектор выполняем из сплава на основе ниобия. Межэлектродный зазор (МЭЗ) между эмиттером и коллектором термоэлектронного преобразователя (ТЭП) в каждом ЭГЭ выполнен величиной 0,4 мм, в рабочих условиях он заполнен паром цезия.The active zone of the TRP with a monoblock structure A3 is recruited from 396 identical in design electricity generating assemblies, each of which includes 13 cylindrical EGE connected in series. EGE fuel rods are filled with fuel material based on uranium dioxide with enrichment in fissile material not less than 96% and with a volume content not exceeding 60% of theoretically dense HM. Uranium dioxide was chosen because it has high chemical stability, compatibility with the material of the emitter cladding of EGE fuel rods, dimensional stability upon irradiation, and high melting point [9, p. 85]. Moreover, we collect the TRP active zone from the EHS with an external diameter of 19 mm, where the serial connection of the EGE to the EHS is made through niobium switching jumpers. We divide all the power generating elements in the TRP core into three groups (a qualitative picture of the breakdown can be seen from Figs. 2 and 3): central, middle, and peripheral. Suppose that A3 TRP is designed to include 1134 central-group EGEs and is surrounded by 2496 EGEs from the middle group, and 1518 peripheral EGE groups are located on the periphery A3 of the neutron reflector. Moreover, in A3 we place the EGE from each group so that they form pairs symmetrically located relative to the geometric center of A3. Moreover, EGE fuel rods from the middle group are filled with uranium dioxide, which includes ²³³ U isotopes with a higher neutron reproduction coefficient, than EGE fuel rods of the central and peripheral groups filled with TM based on ²³⁵ U isotopes with a lower neutron reproduction coefficient. Moreover, in all groups, EGE fuel rods contain an equal relative amount of TM. EGE fuel rods from the middle group are filled with fuel material, in which the ²³⁵ U isotope was replaced in whole or in part by the ²³³ U isotope so that the density of ²³³ U isotopes in the fuel material of the fuel rods gradually varied in the core from the periphery to the center. In the side reflector of the TRP there are executive controls of the TRP in the form of 12 rotary cylinders made of BeO with neutron-absorbing inserts based on europium oxide dispersed in a molybdenum metal matrix [10]. We carry out the fuel cladding with a thickness of 0.8 mm, the cylindrical part of the cladding of the fuel element serves as an emitter. The fuel cladding and GOU are made of single-crystal tungsten; the collector is made of an alloy based on niobium. The interelectrode gap (MES) between the emitter and the collector of the thermionic converter (TEC) in each EGE is 0.4 mm in size, under operating conditions it is filled with cesium vapor.

Для снижения массогабаритных характеристик ЯЭУ рассматривается система охлаждения ТРП, включающая жидкометаллический контур с литиевым теплоносителем (изотоп ⁷Li с обогащением 99,9% [11]), охлаждающим электрогенерирующие сборки [12], и холодильник-излучатель на основе тепловых труб (теплоноситель Na) для сброса непреобразованного тепла термодинамического цикла в космос. В качестве конструкционного материала системы охлаждения ТРП используется ниобиевый сплав НбЦУ, так как рабочая температура такой системы может быть существенно выше (до 1050°C), чем в системе охлаждения с NaK теплоносителем и нержавеющей сталью, что позволяет резко снизить площадь излучения холодильника-излучателя, а следовательно, и габариты ЯЭУ ТЭМ [13]. Холодильник-излучатель выполняем плоским на основе тепловых труб длиной три метра каждая, объединенных в две секции. Секции расположены противоположно относительно теплообменника, в котором размещены зоны испарения тепловых труб каждой секции, как показано на фиг. 1 и 2. Для более эффективного сброса тепла холодильником-излучателем на наружную поверхность зоны конденсации тепловых труб нанесена хромоникелевая шпинель (Ni₂CrO₄) со степенью черноты ε≥0,85 [13].To reduce the weight and size characteristics of a nuclear power plant, a TRP cooling system is considered, including a liquid metal circuit with a lithium coolant ( ⁷ Li isotope with 99.9% enrichment [11]), cooling power generating assemblies [12], and a heat pipe cooler based on heat pipes (Na coolant) to discharge the untransformed heat of the thermodynamic cycle into space. The NbCCU niobium alloy is used as the structural material of the TRP cooling system, since the operating temperature of such a system can be significantly higher (up to 1050 ° C) than in a cooling system with NaK coolant and stainless steel, which can drastically reduce the radiation area of the refrigerator-emitter, and consequently, the dimensions of the nuclear power plant TEM [13]. We carry out the refrigerator-emitter flat on the basis of heat pipes three meters long each, combined in two sections. The sections are located opposite to the heat exchanger in which the evaporation zones of the heat pipes of each section are located, as shown in FIG. 1 and 2. For more efficient heat dissipation by the refrigerator-emitter, chromium-nickel spinel (Ni ₂ CrO ₄ ) with a degree of blackness ε≥0.85 is applied to the outer surface of the condensation zone of the heat pipes [13].

Для рассмотренного примера в таблице на фиг. 5 приведены основные проектные характеристики двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.For the example considered, in the table of FIG. 5 shows the main design characteristics of the dual-mode nuclear power plant TEM.

Кратко остановимся на некоторых проектных характеристиках двухрежимной ЯЭУ ТЭМ.Briefly dwell on some design characteristics of the dual-mode nuclear power plant TEM.

Часть электрической энергии, вырабатываемой ТРП, расходуется на собственные нужды ЯЭУ ТЭМ, в частности для питания ЭМН в жидкометаллическом контуре системы охлаждения ТРП. Для рассматриваемого примера в первом приближении запланировано на собственные нужды расходовать примерно 10% от полезной электрической мощности вырабатываемой ТРП для потребителя по аналогии с космической ядерной энергетической установкой «Топаз» [14, 15].A part of the electric energy generated by the TRP is spent on the auxiliary needs of the TEM nuclear power plant, in particular, for powering the EMT in the liquid metal circuit of the TRP cooling system. For the considered example, as a first approximation, it is planned to spend about 10% of the useful electric power generated by the TRP for the consumer for their own needs, by analogy with the Topaz space nuclear power plant [14, 15].

К коммутационной камере ТРП от автономного ГПЦ подведена магистраль для подачи паров цезия в межэлектродные зазоры каждой ЭГС. ГПЦ обеспечивает следующие функции: удаление из цезиевых полостей ЭГС консервирующего газа перед началом работы ТРП, подачу паров цезия в межэлектродные зазоры ЭГС, поддержание оптимального давления цезия в межэлектродных зазорах, изменение парциального давления в зависимости от режимов работы ТРП.A trunk is connected to the switching chamber of the TRP from an autonomous GPC to supply cesium vapor to the interelectrode gaps of each EHS. The GOC provides the following functions: removing preservative gas from the cesium cavities of the EHS before starting the TRP operation, supplying cesium vapors to the interelectrode gaps of the EHS, maintaining the optimum cesium pressure in the interelectrode gaps, changing the partial pressure depending on the operation modes of the TRP.

В приведенном варианте ТРП средняя удельная электрическая мощность термоэлектронного преобразователя (ТЭП) в транспортном режиме составляет 3,1 Вт/см². Эти уровни плотности электрической мощности обоснованы экспериментальными результатами, полученными при наземных реакторных испытаниях электрогенерирующих сборок [16]. А ресурсные характеристики на уровне до полутора лет экспериментально подтверждены двумя космическими испытаниями термоэмиссионных ядерных энергетических установок «Топаз», где показаны близкие расчетному примеру уровни средней плотности электрической мощности, снимаемой с электрогенерирующей сборки [14, 15].In the given version of the TRP, the average specific electric power of the thermionic converter (TEC) in the transport mode is 3.1 W / cm ² . These levels of electric power density are justified by experimental results obtained during ground-based reactor tests of power generating assemblies [16]. And resource characteristics at the level of up to one and a half years have been experimentally confirmed by two space tests of Topaz thermionic nuclear power plants, which show similar average levels of average density of electric power removed from an electricity generating assembly [14, 15].

Максимальное объемное содержание топливного материала в твэле не превышает в исходном состоянии 60% от теоретически плотного ТМ. Это ограничение связано с условиями достаточной компенсации при распухании топливного материала во внутренний свободный объем и минимальным допустимым объемом центральной газовой полости, определяемым из условия работоспособности газоотводного устройства. В первую очередь это связано с деформацией эмиттерной оболочки ЭГЭ, вызванной распуханием топливного материала от твердых и газообразных осколков деления. Твердое распухание практически не зависит от температуры и обычно максимально оценивается для диоксида урана величиной 1,7% на 1% выгорания тяжелых атомов [8, с. 125]. Так, в рассмотренном примере ЯЭУ ТЭМ при ресурсе полтора года на транспортном режиме и, например, 10 лет в энергетическом режиме при среднем тепловыделении в твэле 100-200 Вт/см³ максимальное выгорание оценивается примерно в 9%, что составляет 15% увеличения объема ТМ от твердых продуктов деления. Распухание ТМ столбчатой структуры от ГПД составит ~3-5%, еще до ~5% занимает объем ГОУ. Кроме того, из условия работоспособности ГОУ необходимо иметь дополнительный минимально допустимый объем, равный, как показывают расчеты [17, 18], порядка 15%. Таким образом, для обеспечения длительного ресурса общий компенсационный объем в твэле в исходном состоянии должен быть не менее 40%, т.е. максимальное объемное содержание ТМ в твэле в исходном состоянии не должно превышать 60%.The maximum volumetric content of fuel material in a fuel element in the initial state does not exceed 60% of theoretically dense TM. This limitation is associated with the conditions of sufficient compensation for swelling of the fuel material into the internal free volume and the minimum allowable volume of the central gas cavity, determined from the working condition of the gas exhaust device. This is primarily due to deformation of the EGE emitter shell caused by swelling of the fuel material from solid and gaseous fission fragments. Solid swelling is practically independent of temperature and is usually maximally estimated for uranium dioxide as 1.7% per 1% of heavy atom burnout [8, p. 125]. So, in the considered example of a TEM nuclear power plant with a resource of one and a half years in the transport mode and, for example, 10 years in the energy mode with an average heat release in the fuel rod of 100-200 W / cm ^{3, the} maximum burnup is estimated at about 9%, which is 15% of the increase in the volume of HM from solid fission products. The swelling of the TM column structure from the GPA will be ~ 3-5%, even up to ~ 5% the volume of GOU. In addition, from the condition that the GOU is operational, it is necessary to have an additional minimum acceptable volume equal to, as calculations [17, 18] show, about 15%. Thus, in order to ensure a long life, the total compensation volume in the fuel element in the initial state should be at least 40%, i.e. the maximum volumetric content of HM in the fuel rod in the initial state should not exceed 60%.

При создании перспективных ЯЭУ космического назначения до мегаваттного уровня электрической мощности рассматривают ЯЭУ на основе термоэмиссионных реакторов-преобразователей на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем [2]. Причем основные требования, предъявляемые этому классу ЯЭУ, - это компактность и минимальная масса. Кроме того, необходимо обеспечить напряженные эксплуатационные характеристики ЯЭУ (ресурс, стабильность параметров, КПД и т.п.) с учетом специфических ограничений по ядерной и радиационной безопасности. Эти требования приводят к поиску новых реакторных материалов и конструктивно-компоновочных решений. При этом поиск ограничен нейтронно-физическими условиями - запасом реактивности, компенсирующей способностью органов регулирования, полем энерговыделения и др. Приходится использовать топливо в твэлах ЭГЭ предельной плотности и обогащения. Термоэмиссионный реактор-преобразователь в таких ЯЭУ, как правило, имеет большой объем активной зоны (от ~80 л и более) из условия обеспечения критичности. Замедляющий отражатель ТРП формирует переменный спектр нейтронов по объему активной зоны и локальные неравномерности энерговыделения с характерными всплесками на периферии активной зоны. Оценки показывают, что электрическая мощность, вырабатываемая ТРП с радиальным коэффициентом неравномерности k_r=1,75, составляет ~60% от мощности ТРП с идеальным распределением радиального энерговыделения при k_r=1,0 [2]. Кроме радиальной, наблюдается и аксиальная неравномерность энерговыделения, что вызывает необходимость поиска методов хотя бы частичной нейтрализации нежелательного влияния неравномерности энерговыделения на выходные характеристики ТРП. Профилирование для радиального выравнивания тепловыделения в A3 с помощью изменения количества топливного материала в твэлах ЭГС, как предложено в [7], не всегда возможно, особенно для рассматриваемых ТРП на быстрых нейтронах, из-за проблем с критичностью, необходимым запасом реактивности.When creating promising space-based nuclear power plants up to a megawatt level of electrical power, nuclear power plants based on thermionic fast-neutron converter reactors with a neutron-slowing reflector are considered [2]. Moreover, the main requirements for this class of nuclear power plants are compactness and minimal weight. In addition, it is necessary to ensure the intense operational characteristics of a nuclear power plant (resource, parameter stability, efficiency, etc.), taking into account specific restrictions on nuclear and radiation safety. These requirements lead to the search for new reactor materials and structural and layout solutions. In this case, the search is limited by neutron-physical conditions - the reactivity margin, the compensating ability of regulators, the energy release field, etc. It is necessary to use fuel in the fuel elements of the EGE of the maximum density and enrichment. A thermionic converter reactor in such nuclear power plants, as a rule, has a large core volume (from ~ 80 l or more) from the condition of ensuring criticality. The slow-wave reflector of the TRP forms an alternating neutron spectrum over the volume of the active zone and local unevenness of energy release with characteristic bursts on the periphery of the active zone. Estimates show that the electric power generated by the TRP with a radial coefficient of unevenness k _r = 1.75 is ~ 60% of the power of the TRP with an ideal distribution of radial energy release at k _r = 1.0 [2]. In addition to radial, axial unevenness of energy release is also observed, which necessitates the search for methods to at least partially neutralize the undesirable effect of unevenness of energy release on the output characteristics of TRP. Profiling for radial alignment of heat release in A3 by changing the amount of fuel material in the EGS fuel rods, as proposed in [7], is not always possible, especially for the considered TRPs with fast neutrons, due to problems with criticality and the necessary reactivity margin.

В качестве альтернативного метода рассматривается так называемое ядерное профилирование с использованием в твэлах ЭГЭ ТМ на основе изотопов с более высоким коэффициентом воспроизводства нейтронов при неизменном количестве ТМ в твэлах активной зоны ТРП. Принципиальные возможности в космической реакторной энергетике открываются, если использовать изотоп ²³³U и топливо на его основе, что приводит к значительному улучшению нейтронно-физических характеристик ТРП. Например, сечение поглощения нейтронов в области энергий, характерных быстрым реакторам, для ²³³U существенно выше, чем ²³⁵U [3, с. 295-396]. Данное обстоятельство приводит, в первую очередь, к росту располагаемого запаса реактивности (увеличивается К_эф) и снижению загрузки по делящемуся веществу. При этом облегчается решение многих проблем, в частности: значительно улучшаются массогабаритные характеристики ТРП и ЯЭУ в целом; увеличивается выбор более эффективных и прочных материалов ТРП, которые, как правило, с увеличенным поглощением нейтронов; можно организовать надежный вывод газообразных осколков деления из твэлов ЭГЭ.An alternative method is considered the so-called nuclear profiling using fuel elements based on isotopes with a higher neutron reproduction coefficient in fuel rods with EGE fuel elements with an unchanged number of heavy metals in fuel rods of the TRP core. Fundamental opportunities in space reactor energetics open up if one uses the ²³³ U isotope and fuel based on it, which leads to a significant improvement in the neutron-physical characteristics of the TRP. For example, the neutron absorption cross section in the energy region characteristic of fast reactors for ²³³ U is significantly higher than ²³⁵ U [3, p. 295-396]. This circumstance leads, first of all, to an increase in the available reactivity margin (increases K _eff ) and to a decrease in the load for fissile material. At the same time, the solution of many problems is facilitated, in particular: the weight and size characteristics of the TRP and the nuclear power plant as a whole are significantly improved; the choice of more efficient and durable materials of thermal dispersion, which, as a rule, with increased neutron absorption increases; it is possible to organize a reliable removal of gaseous fission fragments from EGE fuel rods.

Кроме того, предложенное техническое решение по выравниванию тепловыделения в активной зоне ТРП на быстрых нейтронах с замедляющим нейтроны отражателем позволило унифицировать конструкцию ЭГС, задействовать в генераторном режиме все ЭГС в течение всего ресурса ЯЭУ ТЭМ, поставить их в равные условия по тепловыделению и температуре как в транспортном, так и в энергетическом режимах. Кроме того, твэлы ЭГС предложено заполнять с равным количеством ТМ на основе диоксида урана, не превышающим в исходном состоянии 60%.In addition, the proposed technical solution for equalizing heat release in the active zone of a high-speed pulsed neutron accelerator with a neutron-slowing reflector made it possible to unify the EHS design, to use all the EHS in the generator mode throughout the entire life of the TEM nuclear power plant, and to put them in equal conditions for heat release and temperature as in , and in energy modes. In addition, it was proposed to fill EHS fuel rods with an equal amount of TM based on uranium dioxide, not exceeding 60% in the initial state.

Таким образом, предложенное техническое решение позволяет:Thus, the proposed technical solution allows you to:

1) повысить КПД ЯЭУ ТЭМ и увеличить съем электрической мощности с единицы объема активной зоны как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ за счет использования всех электрогенерирующих сборок ТРП в генераторном режиме;1) increase the efficiency of the TEM nuclear power plant and increase the removal of electric power from a unit volume of the active zone both in the transport and energy modes of operation of the TEM nuclear power plant due to the use of all the power generating assemblies of the TRP in the generator mode;

2) обеспечить равные по тепловыделению и температуре условия работы термоэмиссионных ЭГС в активной зоне как в транспортном, так и в энергетическом режимах работы ЯЭУ ТЭМ, добиться практически равнопрочности твэлов ЭГЭ, что повышает энергоресурсные характеристики ТРП, а следовательно, и надежность работы ЯЭУ ТЭМ;2) to ensure equal operating conditions for heat-emitting EHS in the active zone both in transport and energy modes of operation of TEM nuclear power units, to achieve almost equal strength of EGE fuel rods, which increases the energy-resource characteristics of TRP, and, therefore, the reliability of operation of TEM nuclear power units;

3) увеличить электрическую мощность ЯЭУ ТЭМ при неизменной суммарной тепловой мощности ТРП за счет более равномерного распределения тепловой мощности по объему активной зоны ТРП;3) increase the electric power of the nuclear power plant TEM at a constant total thermal power of the TRP due to a more uniform distribution of heat power in the volume of the active zone of the TRP;

4) получить более высокие средние удельные энергетические характеристики, снимаемые с единицы объема активной зоны ТРП при неизменной максимальной температуре эмиттеров ЭГС;4) to obtain higher average specific energy characteristics, taken from a unit volume of the active zone of the TRP at a constant maximum temperature of the EHS emitters;

5) получить более высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую в ТРП за счет более равномерного распределения температуры эмиттеров ЭГЭ в ТРП;5) to obtain a higher efficiency of converting thermal energy into electrical energy into TRP due to a more uniform temperature distribution of the EGE emitters in TRP;

6) увеличить располагаемый запас реактивности (Κ_эф), снизить загрузку по делящемуся веществу, уменьшить объем A3 ТРП и таким образом уменьшить массогабаритные характеристики ЯЭУ ТЭМ;6) increase the available reactivity margin (Κ _eff ), reduce the charge for fissile material, reduce the volume of A3 TRP and thus reduce the overall dimensions of the nuclear power plant TEM;

7) увеличить ресурс работы ТРП за счет более равномерного по объему A3 распределения нагрузки на оболочки твэлов ЭГЭ от распухающего топливного материала;7) increase the service life of the TRP due to a more uniform distribution of the load on the cladding of EGE fuel rods from swelling fuel material in volume A3;

8) увеличить долю конструкционных материалов и относительную долю пористости топливного материала в твэлах ЭГЭ, что приводит к увеличению ресурсных характеристик ЭГС и ТРП в целом.8) to increase the share of structural materials and the relative share of the porosity of the fuel material in the fuel elements of the EGE, which leads to an increase in the resource characteristics of the EHS and TRP as a whole.

Кроме того, использование частичного замещения в активной зоне ТРП изотопа ²³⁵U на изотоп ²³³U позволяет не менять физико-химические характеристики ТМ, в частности его характеристики по совместимости с материалом эмиттерной оболочки, сохранять неизменной долю ТМ в твэлах, добиваться таким ядерным профилированием практически равнопрочности термоэмиссионных твэлов по всей активной зоне ТРП.In addition, the use of partial substitution of the ²³⁵ U isotope for the ²³³ U isotope in the core of the TRP makes it possible not to change the physicochemical characteristics of the TM, in particular its compatibility characteristics with the material of the emitter cladding, to keep the share of the TM in the fuel rods unchanged, to achieve almost equal strength by such nuclear profiling thermionic fuel rods throughout the TRP core.

ЛИТЕРАТУРАLITERATURE

1. Патент RU 2187854. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.1. Patent RU 2187854. Space dual-mode nuclear power installation of the transport and energy module.

2. Экспериментальные исследования распределения энерговыделения в активной зоне термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах / Овчаренко М.К. и др. // Изв. РАН. Энергетика. 2009. №4. С. 145 -158.2. Experimental studies of the distribution of energy release in the active zone of a thermionic emission reactor-converter for fast neutrons / Ovcharenko MK et al. // Izv. RAS. Energy 2009. No4. S. 145 -158.

3. Справочник по ядерной физике / Под ред. Л.А. Арцимовича // М.: Физматгиз, 1963.3. Handbook of Nuclear Physics / Ed. L.A. Artsimovich // M .: Fizmatgiz, 1963.

4. Корнилов В.А. Определение остаточного ресурса термоэмиссионного электрогенерирующего элемента // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 2003, вып. 1-2. С. 228-231.4. Kornilov V.A. Determination of the residual life of a thermionic electric power generating element // Rocket and Space Technology: Proceedings of RSC Energia. Ser. 12.2003, issue 1-2. S. 228-231.

5. Нейтронографические исследования термоэмиссионных ЭГК при петлевых реакторных испытаниях / Бекмухамбетов Е.С., Карнаухов А.С., Корнилов В.А. и др. // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер.12. 1996, вып. 2-3. С. 113-131.5. Neutron diffraction studies of thermionic EGCs during loop reactor tests / Bekmukhambetov ES, Karnaukhov AS, Kornilov VA and others // Space rocket technology: Proceedings of RSC Energia. Ser. 12. 1996, no. 2-3. S. 113-131.

6. Юдицкий В.Д. Двухрежимная ядерная энергетическая установка на основе гетерозонного термоэмиссионного реактора-преобразователя // Изв. РАН. Энергетика. 2011. №3. С. 82-89.6. Yuditsky V.D. A bimodal nuclear power plant based on a heterozone thermionic reactor-converter // Izv. RAS. Energy 2011. No3. S. 82-89.

7. Патент RU 2238598. Космическая двухрежимная ядерно-энергетическая установка транспортно-энергетического модуля.7. Patent RU 2238598. Space dual-mode nuclear power installation of the transport and energy module.

8. Дегальцев Ю.Г., Пономарев-Степной Н.Н. Поведение высокотемпературного ядерного топлива при облучении. Обзор // ЦНИИатоминформ. Москва, 1984.8. Degaltsev Yu.G., Ponomarev-Stepnoy N.N. The behavior of high-temperature nuclear fuel during irradiation. Overview // TsNIIatominform. Moscow, 1984.

9. Высокотемпературное ядерное топливо / Котельников Р.Б., Башлыков С.Н., Каштанов А.И., Меньшикова Т.С. // М.: Атомиздат.1978.9. High-temperature nuclear fuel / Kotelnikov RB, Bashlykov SN, Kashtanov AI, Menshikova TS // M .: Atomizdat. 1978.

10. Критический стенд для экспериментального обоснования нейтронно-физических параметров ТРП на быстрых нейтронах для ЯЭУ космического назначения /Быстров П.И., Дынин A.M., Ларионов Ю.П. и др. // Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып.3 (141). НИИТП, 1993. С. 63-72.10. Critical bench for the experimental substantiation of the neutron-physical parameters of fast-neutron neutron propellants for space nuclear power plants / Bystrov PI, Dynin A.M., Larionov Yu.P. et al. // Sat. Space rocket engines and power plants. Issue 3 (141). NIITP, 1993.S. 63-72.

11. Энергодвигательный блок на основе термоэмиссионной ядерной электрореактивной двигательной установки для марсианского экспедиционного комплекса / Агеев В.П., Быстров П.И., Визгалов А.В. и др. // Сб. Ракетно-космическая техника. Вып.1(134), НИИТП, 1992. с. 25-33.11. An energy propulsion unit based on a thermionic nuclear electric propulsion system for the Martian expeditionary complex / Ageev VP, Bystrov PI, Vizgalov AV et al. // Sat. Space rocket technology. Issue 1 (134), NIITP, 1992. 25-33.

12. Разработка и испытания агрегатов высокотемпературной литийниобиевой системы охлаждения термоэмиссионной ЯЭУ космического назначения / Аракелов А.Г., Быстров П.И., Глазунов М.Г. и др. // Сб. Ракетно-космические двигатели и энергетические установки. Вып.3 (141). НИИТП, 1993. С. 87-105.12. Development and testing of units of a high-temperature lithium-niobium cooling system for thermionic space nuclear power plants / Arakelov AG, Bystrov PI, Glazunov MG et al. // Sat. Space rocket engines and power plants. Issue 3 (141). NIITP, 1993.S. 87-105.

13. Экспериментальные исследования влияния скорости подвода тепловой мощности на работоспособность тепловых труб холодильника-излучателя космической ядерной энергетической установки / Аракелов А.Г., Джафаров Г.А., Соболев В.Я. и др. // Известия РАН. Энергетика. 2007. №3. С. 146-157.13. Experimental studies of the influence of the rate of supply of thermal power on the performance of heat pipes of the refrigerator-emitter of a space nuclear power plant / Arakelov AG, Dzhafarov GA, Sobolev V.Ya. et al. // Bulletin of the Russian Academy of Sciences. Energy 2007. No3. S. 146-157.

14. Космическая термоэмиссионная ЯЭУ по программе «Топаз». Принципы конструкции и режимы работы. /Богуш И.П., Грязнов Г.М., Жаботинский Е.Е. и др. //Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.4, с. 211-214.14. Space thermionic nuclear power plant under the program "Topaz". Design principles and operating modes. / Bogush I.P., Gryaznov G.M., Zhabotinsky E.E. et al. // Atomic Energy, 1991, v. 70, issue 4, p. 211-214.

15. Основные задачи и результаты летных испытаний ЯЭУ по программе «Топаз» / Богуш И.П., Грязнов Г.М., Жаботинский Е.Е. и др. // Атомная энергия, 1991, т. 70, вып.4, с. 214-217.15. The main tasks and results of flight tests of nuclear power plants under the program "Topaz" / Bogush I.P., Gryaznov G.M., Jabotinsky E.E. et al. // Atomic Energy, 1991, v. 70, issue 4, p. 214-217.

16. Разработка, создание и реакторные испытания электрогенерирующих сборок с жесткими габаритными ограничениями для термоэмиссионного реактора-преобразователя на быстрых нейтронах с высокой плотностью электрической мощности /Синявский В.В., Цецхладзе Д.Л., Бекмухамбетов Е.С. и др. // Ракетно-космическая техника: Труды РКК "Энергия". Сер. 12. 1995, вып. 3-4. С. 96-105.16. Development, creation and reactor testing of power generating assemblies with tight dimensional constraints for a fast emission neutron fusion reactor with a high electric power density / Sinyavsky VV, Tsetskhladze DL, Bekmukhambetov ES and others // Space rocket technology: Proceedings of RSC Energia. Ser. 12. 1995, no. 3-4. S. 96-105.

17 Корнилов В.А. Критериальное прогнозирование работоспособности вентилируемого термоэмиссионного твела // Атомная энергия, 2002, т. 93, вып. 1, с. 75-77.17 Kornilov V.A. Criteria for predicting the health of a ventilated thermionic fuel rod // Atomic Energy, 2002, vol. 93, no. 1, p. 75-77.

18. Корнилов В.А. Процессы тепло- и массопереноса в высокотемпературных твэлах термоэмиссионных электрогенерирующих каналов // Сб. РКТ. Сер. 12. Труды РКК «Энергия» им. С.П. Королева. Королев. 1996. Вып. 2-3. С. 99-112.18. Kornilov V.A. Heat and mass transfer processes in high-temperature fuel rods of thermionic electric power generating channels // Sat. Rkt. Ser. 12. Proceedings of RSC Energia named after S.P. Queen. Korolev. 1996. Issue. 2-3. S. 99-112.

Claims

1. A dual-mode space nuclear power plant of a transport and energy module containing a power source in the form of a thermionic converter reactor, including an active zone and a neutron reflector, control and protection systems are placed in the side of the neutron reflector, and the active zone is drawn from power generating assemblies in series connected power generating elements whose fuel rods are filled with fuel material, characterized in that the active zone is composed of N identical about the design of the power generating assemblies, where N≥19, consisting of n series-connected power generating elements, where n≥5, and all the power generating elements in the core are divided into three groups: central, middle and peripheral, where the central group of power generating elements located in the central part of the active zone is surrounded by electric generating elements from the middle group, and the peripheral group is located on the periphery of the active zone near the neutron reflector, and the electric generating elements from each group I form pairs that are symmetrically located relative to the geometrical center of the core, and the fuel rods of the middle group of elements are filled with fuel material based on isotopes with a higher neutron reproduction coefficient than the fuel rods of the central and peripheral groups filled with fuel material based on isotopes with lower neutron reproduction ratio.

2. A dual-mode space nuclear power plant of the transport and energy module according to claim 1, characterized in that the isotope ²³³ U is selected as the isotope with a higher neutron reproduction coefficient.

3. The dual-mode space nuclear power plant of the transport and energy module according to claim 1, characterized in that the isotope ²³⁵ U is selected as the isotope with a lower neutron reproduction coefficient.

4. The dual-mode space nuclear power installation of the transport and energy module according to claim 1, characterized in that in all groups the fuel elements of the power generating elements contain an equal relative volume of fuel material.