Исследования в обоснование высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода (часть 1)

02.10.2016 2016 - №03 Физика и техника ядерных реакторов

С.Г. Калякин Ф.А. Козлов А.П. Сорокин Г.П. Богословская А.П. Иванов  М.А. Коновалов А.В. Морозов В.Ю. Стогов

https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.11

Нейтронно-физические и теплофизические исследования реакторной установки с БН-ВТ тепловой мощностью 600 МВт показали, что имеется принципиальная возможность обеспечить требуемые параметры высокотемпературного быстрого реактора для производства большого количества водорода, например, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Относительная малогабаритность, вид теплоносителя, выбор делящегося вещества и конструкционных материалов позволяют создать реактор с внутренними присущими ему свойствами (исключение разгона реактора на мгновенных нейтронах, пассивное снятие остаточного тепловыделения), обеспечивающими повышенную ядерную и радиационную безопасность.

В состав реакторной установки БН-ВТ входят быстрый реактор с натриевым теплоносителем, три петли системы аварийного отвода тепла, три комплекта оборудования петель второго контура для передачи высокопотенциального тепла от реактора к химическим установкам, производящим водород, или газотурбинной установке для снабжения химических агрегатов электрической энергией. В состав каждой петли входит промежуточный теплообменник, расположенный внутри корпуса реактора, центробежный насос и трубопровод для отвода и возвращения натрия в реактор. При разработке облика исследуемого реактора учтены современные требования по безопасности и экономике реакторов будущих поколений. Проведенные расчетные исследования показали, что попадание водорода в пределах возможных допусков практически не сказывается на нейтронно физических характеристиках и на параметрах безопасности реактора. Решение проблемы стойкости твэла смягчено за счет выбора низкой тепловой нагрузки на твэлы. В качестве возможного варианта конструкционного материала рассмотрена сталь ЭП-912-ВД.

Необходимы дальнейшие исследования жаропрочных материалов и изучение их поведения под облучением.

Ссылки

1. Говердовский А.А., Калякин С.Г., Рачков В.И. Альтернативные стратегии развития ядерной энергетики в XXI веке // Теплоэнергетика. – 2014. – №5. – С.3 9.
2. Рачков В.И., Калякин С.Г. Инновационная ядерная энерготехнология – основа крупномасштабной ядерной энергетики // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2014. – №1. – С. 5 16.
3. Рачков В.И. Научно технические проблемы формирования крупномасштабной ядерной энергетики // Энергосбережение и водоподготовка. – 2013. – №5. – С. 2 8.
4. Рачков В.И. Разработка технологий закрытого ядерного топливного цикла с быстрыми реакторами для крупномасштабной ядерной энергетики // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2013. – №3. – С. 5 14.
5. Рачков В.И., Арнольдов М.Н., Ефанов А.Д., Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Логинов Н.И., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. Жидкие металлы в ядерной, термоядерной энергетике и других инновационных технологиях // Теплоэнергетика. – 2014. – №5. – С. 20 30.
6. Рачков В.И., Калякин С.Г., Кухарчук О.Ф., Орлов Ю.И., Сорокин А.П. От первой АЭС до ЯЭУ IV поколения (к 60 летию Первой АЭС) // Теплоэнергетика. – 2014. – №5. – С. 11 19.
7. International Atomic Energy Agency. Hydrogen as an Energy Carrier and its Production by Nuclear Power: IAEA TECDOC 1085, IAEA, Vienna. – 1999.
8. Морозов А.В., Сорокин А.П. Способы получения водорода и перспективы использования высокотемпературного быстрого натриевого реактора для его производства / 21 я Международная конференция по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT 21), семинар по высокотемпературным проектам, 14 -15 ноября 2011, Калпаккам, Индия.
9. Innovation in Nuclear Energy Technology. – NEA, N. 6103, OECD Nuclear Energy Agency. – 2007.
10. Альбицкая Е.С. Развитие ядерно энергетических систем // Атомная техника за рубежом. – 2013. – №11. – С. 3-16.
11. Поплавский В.М., Забудько А.Н., Петров Э.Е. Физические характеристики и проблемы создания натриевого быстрого реактора как источника высокопотенциальной тепловой энергии для производства водорода и других высокотемпературных технологий // Атомная энергия. – 2009. – Т. 106. – №3. – С. 129-134.
12. Хорасанов Г.Л., Колесов В.В., Коробейников В.В. К вопросу получения водорода на базе ядерных технологий // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2015. – №2. – С. 81-87.
13. Хорасанов Г.Л., Иванов А.П., Блохин А.И. Конверсия метана с использованием водяного пара быстрых ядерных реакторов // Альтернативная энергетика. – 2004. – №6. – С. 57.
14. Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П. Состояние и задачи исследований по технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя / 21 я Международная конференция по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT 21), семинар по высокотемпературным проектам, 14-15 ноября 2011, Калпаккам, Индия.
15. Казанский Ю.А., Троянов М.Ф., Матвеев В.И. Исследование физических характеристик реактора БН 600 // Атомная энергия. – 1983. – Т. 55. – Вып. 1. – С. 9-14.
16. Невзоров Б.А., Зотов В.В., Иванов В.А., Старков О.В., Краев Н.Д., Умняшкин Е.Б., Соловьев В.А. Коррозия конструкционных материалов в жидких щелочных металлах. – М.: Атомиздат, 1977.
17. Бескоровайный Н.М., Иолтуховский А.Г. Конструкционные материалы и жидкометаллические теплоносители. – М.: Энергоатомиздат, 1983.
18. Zhang J., Marcille T.F., Kapernick R. Theoretical Analysis of Corrosion by Liquid Sodium and Sodium Potassium Alloys // Corrosion. – 2008. – Vol. 64. – No. 7. – PP. 563-573.
19. Thorley A.W. Mass Transfer Behavior of SS in Flowing Sodium Envoronment at Different Oxygen Levels / 4 th Int. Conf. on Liquid Metal Engineering and Technology. – Avignon, France, 1988.
20. Кольцов А.Г., Рощупкин В.В., Ляховицкий М.М. Экспериментальное исследование физико-механических свойств конструкционной стали ЭП 912. – Москва, Россия. Доступно на сайте http://archive.nbuv.gov.ua/portal/soc_gum/vsunu/2011_12_1/Kolcov.pdf.
21. Металлы и сплавы: марки и химический состав. Составитель и редактор Беккерев И.В. Ульяновск: УлГТУ. – 2007. – ISBN 978-59795-0042-3. Дополненное издание доступно по адресу http://www.bibliotekar.ru/spravochnik-73/index.htm

быстрый реактор высокотемпературный натрий производство водорода интегральная компоновка нейтронная физика теплофизика вопросы безопасности стали

Ссылка для цитирования статьи: Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Богословская Г.П., Иванов А.П., Коновалов М.А., Морозов А.В., Стогов В.Ю. Исследования в обоснование высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода (часть 1). // Известия вузов. Ядерная энергетика. – 2016. – № 3. – С. 104-115. DOI: https://doi.org/10.26583/npe.2016.3.11 .