Обоснование критических узлов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 05.14.03, кандидат наук Кудинов Владимир Владимирович

• Кудинов Владимир Владимирович
• кандидат наук
• 2022

Оглавление диссертации кандидат наук Кудинов Владимир Владимирович

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

ВВЕДЕНИЕ

Глава 1. Современное состояние разработок высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

1.1 Обзор публикаций и анализ состояние разработок

1.2 Выводы по главе

Глава 2. Предложения по концепции транспортабельной и передвижной электростанции с ВГР

2.1 Основные положения концепции

2.2 Выводы по главе

Глава 3. Выбор технологий расчетного обоснования

3.1 Современные технологии расчетного обоснования реактора

3.2 Выводы по главе

Глава 4. Анализ конструкторских решений критических узлов объекта исследований

4.1 Подходы к анализу конструкторских решений

4.2 Выбор материалов

4.3 Анализ вариантов прототипов

4.4 Выводы по главе

Глава 5. Анализ результатов расчетно-экспериментального обоснования прототипов решений критических узлов ВГР при выбранных высокотемпературных материалах и определение их оптимальных вариантов

Описание прототипа реактора

Стр.

Обоснование системы охлаждения узлов корпуса реактора

Обоснование радиационной защиты

Обоснование системы транспортной фиксации

5.5 Выводы по главе

Глава 6. Концепции ВГР, передвижной и транспортабельной АСММ

6.1 Концептуальные решения по ВГР

6.2 Концептуальные решения по АСММ

6.3 Выводы по главе

Глава 7. Оценка конкурентоспособности АСММ с ВГР

7.1 Основные результаты оценки конкурентоспособности АСММ с ВГР

7.2 Выводы по главе

ОБЩИЕ ВЫВОДЫ И ЗАКЛЮЧЕНИЕ

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

ОБОЗНАЧЕНИЯ И СОКРАЩЕНИЯ

Обозначение Расшифровка

CFD computational fluid dynamics (вычислительная гидродинамика)

National Aeronautics and Space Administration (Национальное NASA управление по аэронавтике и исследованию космического

пространства)

pressurized Water Reactor (водо-водяной реактор под

PWR

давлением)

^д^ reynolds-averaged navier-stokes (метод решения уравнений

Навье-Стокса осреднением по Рейнольдсу)

а.з. активная зона

АСММ атомная станция малой мощности

АСУ автоматизированная система управления

БН реактор на быстрых нейтронах

БРЗ-В блок радиационной защиты внутренний

БРЗ-Н блок радиационной защиты наружный

БССР Белорусская Советская Социалистическая Республика

ВАК Высшая Аттестационная Комиссия

ВГР высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

ВИЭ возобновляемый источник энергии

ВКУ внутрикорпусное устройство

ВТ высокотемпературный тракт

ВЭС ветряная электрическая станция

ГИП горячее изостатическое прессование

ГОСТ государственный стандарт

ГТУ газотурбинная установка

ДЭС дизельная электрическая станция

ИИИ источник ионизирующего излучения

ИМ исполнительный механизм

КНТ карбонитридное топливо

КО контур охлаждения;

КПД коэффициент полезного действия

КТ контрольная точка измерения

КЦИ корреляция цифрового изображения

КЭ конечный элемент

МАГАТЭ Международное агенство по атомной энергии

МРЗ максимально расчетное землетрясение

МЭД мощность эквивалентной дозы

НИОКР научно-исследовательская и опытно конструкторская работа

НИР научно-исследовательская работа

НТ низкотемпературный тракт

НУЭ нормальные условия эксплуатации

ПАЭС передвижная атомная электростанция

ПК программный код

ПМ программа и методика

ПС программное средство

РО рабочий орган

РУ реакторная установка

СИ система измерения

СНА смещение на атом

СССР Союз Советских Социалистических Республик

СТФ система транспортной фиксации

СУЗ система управления и защиты

СЭС солнечная электрическая станция

ТВС тепловыделяющая сборка

твэл тепловыделяющий элемент

ТЛД термолюминисцентный детектор

ТУ технические условия

ТЭП термоэлектрический преобразователь

УУКМ углеро-углеродный композитный материал

ЭВМ электронная вычислительная машина

ЯРБ ядерная и радиационная безопасность

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Обоснование критических узлов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора»

ВВЕДЕНИЕ

Актуальность работы. В настоящее время как на уровне государственных структур, так и у частных компаний во многих странах мира сформировался и продолжает расти интерес к развитию и внедрению в повседневную жизнь атомных станций малой мощности (АСММ), как одному из главных направлений развития атомной отрасли [1, 2, 3, 4, 5, 6, 7]. На сегодня к АСММ относятся атомные станции с электрической мощностью не более 300 МВт.

Это подтверждается анализом данных, публикуемых МАГАТЭ: в 2018 году велись работы по 56 проектам АСММ [8], а в 2020 году уже по 72 проектам [9].

Если посмотреть на структуру типов разрабатываемых АСММ, к которым по то можно увидеть, что в 2018 году велись работы по 56 проектам АСММ: 20 водных реакторов наземного базирования, шесть водных реакторов морского базирования, 10 высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, девять быстрых реакторов, 10 жидкосолевых реакторов, один микрореактор, а в 2020 году по 72 проектам: 25 водных реакторов наземного базирования, шесть водных реакторов морского базирования, 14 высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов, 11 быстрых реакторов, 10 жидкосолевых реакторов, шесть микрореакторов. Эти данные свидетельствуют о растущем интересе к этой теме и перспективности дальнейшего развития АСММ.

На сегодняшний день в мире в эксплуатации находится несколько энергетических установок, относящихся к АСММ: это CNP-300 (Китай), PHWR-220 (Индия), ВК-50, ЭГП-6, ПАТЭС «Академик Ломоносов» (Россия), HTR-PM (Китай), в стадии строительства находится установка CAREM-25 (Аргентина). В целом развиваемые проекты АСММ в мире предусматривают использование преимущественно реакторных установок (РУ) с водой под давлением в качестве теплоносителя и с пассивными системами безопасности, максимальную унификацию по многим компонентам и системам, включая топливные композиции, с реакторами большой мощности PWR (Pressurized Water

Reactor). Оборудование, реакторы и РУ планируют целиком изготавливать в заводских условиях, размещая их в защитных сооружениях или заглубляя ниже уровня земли.

Эти решения обеспечивают снижение стоимости реакторов малой мощности, которая является одним из важнейших ограничивающих факторов их применения.

В России в зонах децентрализованного энергоснабжения: в Арктике, при освоении новых месторождений углеводородного сырья прибрежных районов, для производства в северных районах товарной продукции с высокой добавленной стоимостью, представляется конкурентоспособной система энергообеспечения, построенная на основе АСММ. Суммарная потребная электрическая мощность северных регионов Российской Федерации оценивается около 20 000 МВт.

АСММ на основе реакторной установки с инертным высокотемпературным газовым теплоносителем имеет ряд неоспоримых преимуществ перед АСММ с другими видами теплоносителей [10, 11], среди которых следует выделить следующие основные:

- инертный газ или смесь инертных газов облегчает условия транспортировки, хранения и эксплуатации в широком диапазоне температур окружающей среды, начиная с крайне низких отрицательных до минус 60 °С, когда другие теплоносители (вода, жидкие металлы) претерпевают фазовые превращения;

- высокая температура теплоносителя в первом контуре, что позволяет получить высокий КПД;

- использование инертного газа или смеси инертных газов в высокотемпературном реакторе исключает коррозию и окислительные реакции при высоких температурах, что повышает безопасность реакторной установки;

- высокий КПД и возможность получить минимальные массогабаритные характеристики реактора, что является неоспоримым преимуществом АСММ с высокотемпературным газоохлаждаемом реактором.

В настоящей работе рассматриваются вопросы создания модульно-транспортабельного и передвижного вариантов АСММ мультимегаваттного класса (тепловой мощностью порядка не более 10 МВт) на основе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВГР) (диапазон рабочих температур 1300-1500 К на выходе из реактора) с газовым теплоносителем, что позволяет существенно повысить эффективность энергоисточника для потребителей как в части КПД электрогенерации, так и в части высокопотенциального энерготехнологического тепла.

Важность развития компактных реакторов малой мощности, повышение их эффективности определяют актуальность задачи разработки высокотемпературной реакторной установки с газовым теплоносителем.

Степень разработанности темы. В основном существующие проекты решения по отечественных АСММ основываются на конверсии специальных транспортных ЯЭУ, ЯЭУ для ледоколов, судов ВМФ, и предполагают использование РУ с водо - водяными реакторами или тяжелыми жидкометаллическими теплоносителями (свинец - висмут).

С точки зрения снижения зависимости функционирования АСММ от экстремальных условий окружающей среды, повышения их энергетической эффективности и длительности кампании особый интерес представляет использование высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВГР) на быстрых нейтронах с инертным газовым теплоносителем и газотурбинным циклом электрогенерации.

Цели и задачи работы. Диссертационная работа посвящена анализу существующих исполнений газоохлаждаемых реакторов для стационарных, транспортабельных и передвижных АСММ, определению облика реактора компактной реакторной установки тепловой мощностью до 10 МВт, выявлению критических элементов реактора, определяющих его эффективность и надежность; определению подходов к разработке, теоретическому и экспериментальному обоснованию решений для критических элементов; расчетно-экспериментальному

обоснованию конструкторских решений по ним на базе имеющихся прототипов; разработке концепции ВГР и АСММ с ВГР.

Для достижения цели исследования решались задачи:

1. рассмотрение имеющейся мировой практики создания АСММ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами, разработок НАСА, транспортабельных и передвижных АСММ. Разработка концепции ВГР для передвижной и транспортабельной АСММ с учетом наработок при проектировании ВГР в АО «НИКИЭТ»;

2. определение геометрических, нейтронно-физических, теплофизических параметров реактора и конструкции его узлов, реализуемых в концепции;

3. определение критических узлов ВГР. Анализ на базе прототипов конструкторских решений и результатов расчетного обоснования. Выбор оптимальной конструкции критических элементов;

4. Анализ экспериментальных исследований прототипов, сопоставление их результатов с расчетным обоснованием и формирование предложений. Научная новизна работы:

1. Сформулированы требования к ВГР, условиям его применения, характеристикам для передвижных и транспортабельных АСММ;

2. Предложена обоснованная по критическим узлам концепция ВГР; концепции АСММ на его основе. Обоснована возможность эффективно использовать универсальные поузловые и компоновочные решения в ВГР для различного применения;

3. Выполнены расчетные и экспериментальные обоснования прототипов системы охлаждения корпуса реактора потоком низкотемпературного теплоносителя, раздельной радиационной защиты и системы транспортной фиксации, защищенные авторскими свидетельствами.

Практическая значимость работы состоит в:

1. Обосновании преимуществ использования АСММ с ВГР для энергоснабжения автономных и изолированных потребителей;

2. Демонстрации возможности создания реактора для передвижных и транспортабельных АСММ на базе универсальных поузловых и компоновочных решений по реактору;

3. Разработке для концепции ВГР на базе прототипов системы охлаждения корпуса реактора потоком низкотемпературного теплоносителя; системы транспортной фиксации органов управления реактивностью; раздельной радиационной защиты, позволяющими снизить стоимость, массогабаритные характеристики ВГР, повысить безопасность АСММ.

Методы исследований:

1. Цель, исследуемая в диссертации, достигается комбинацией расчетно -теоретических и экспериментальных методов исследований;

2. Анализ требований к характеристикам реакторной установки с газовым теплоносителем;

3. Анализ вариантов реализации АСММ с РУ с газовым теплоносителем и определение основных проблем реализации РУ;

4. Анализ вариантов компоновки РУ с газовым теплоносителем и определение основных проблем;

5. Обоснование оптимального для реализации варианта компоновки и ожидаемые характеристики реактора при выбранных высокотемпературных материалах;

6. Выбор конструктивных решений и материалов корпуса, ВТ и НТ теплоотвода, радиационных защит внутренней и наружной, бокового отражателя;

7. Выбор математического, программного и информационного обеспечения для моделирования переноса нейтронов и гамма квантов, теплогидравлических расчетов, прочностных анализов, анализов алгоритмов работы СУЗ;

8. Анализ вариантов, выбор и обоснование системы охлаждения корпуса реактора и других элементов конструкции;

9. Анализ требований к эффективности, материалам и конструктивным решениям радиационной защиты. Сравнение классического варианта исполнения радиационной защиты и предлагаемого для оптимизации компоновки реактора варианта с разделением защиты на внутренний и внешний блоки;

10. Анализ вариантов, выбор и обоснование системы транспортной фиксации органов управления реактивностью реактора;

11. Анализ вариантов использования универсальных для модульно-транспортабельного и передвижного исполнения поузловых и компоновочных решений реактора для эффективного получения энергии и когенерации теплоты;

12. Формулировка преимуществ использования высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов с транспортабельным и передвижным модулями для энергоснабжения автономных и изолированных потребителей. Положения, выносимые на защиту:

1. Анализ требований к характеристикам и вариантов компоновки ВГР. Выбор концепции передвижной АСММ с ВГР и преимущества использования в АСММ разного применения ВГР (как способ снижения затрат на новую разработку);

2. Выбор конструктивных решений, материалов основных узлов реактора оптимального исполнения;

3. Расчетно - экспериментальное подтверждение эффективности принятых конструкторских решений для системы охлаждения «низкотемпературных» узлов конструкции;

4. Расчетно - экспериментальное подтверждение эффективности принятых конструкторских решений для раздельного варианта компоновки радиационной защиты;

5. Расчетно - экспериментальное подтверждение эффективности принятых конструкторских решений для системы транспортной фиксации органов управления реактивностью. Достоверность результатов определяется:

1. Использованием международной и отечественной баз данных о разработках АСММ при формулировании требований к их характеристикам;

2. Использованием апробированных и прошедших дополнительную верификацию расчетных кодов для математического моделирования нейтронно- физических процессов, переноса реакторных излучений, энерговыделения, теплогидравлики, прочности в элементах конструкций ВГР;

3. Анализом результатов расчётных обоснований вариантов на базе прототипов, их соответствия требованиям функционирования элементов, узлов, механизмов реактора с учетом погрешностей кодов и результатов экспериментов;

4. Результатами испытаний физических моделей и комплексных испытаний натурных узлов реактора на воздействие внешних нагрузок.

Личный вклад соискателя. Автору принадлежит концепция АСММ с ВГР, основные предложения по оптимальному варианту компоновки реактора, приведших к созданию универсального компактного высокотемпературного газоохлаждаемого реактора различных применений.

Автор в период с 2003 г до настоящего времени принимает участие в разработках высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов в должностях инженера- конструктора 3, 2, 1 категорий, ведущего инженера- конструктора, начальника конструкторского бюро, начальника отдела, а с 2019 года главного эксперта, начальника отдела в отделе разработки проектов атомных станций малой мощности АО «НИКИЭТ им. Н.А. Доллежаля».

Автор участвовал в определении программы поисковых расчетов и конструкторских разработок оптимальных вариантов компоновки совместно с

главным конструктором направления. Автор формулировал требования к расчетным обоснованиям, модельным экспериментам, анализировал результаты и формировал варианты оптимизации конструктивно- компоновочных решений.

Апробация результатов работы. Основные положения и результаты диссертации были представлены и обсуждались:

- на научно-технических советах АО «НИКИЭТ» (Москва, 2016, 2017, 2018, 2021 гг.);

- на международной конференции «Инновации в атомной энергетике», АО «НИКИЭТ» (Москва, 2017 г.);

- на Международной научно- технической конференции «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», АО «НИКИЭТ» (Москва, 2012, 2016 гг.);

- на конкурсе «Инновационный лидер атомной отрасли - 2017», Госкорпорация «Росатом» (Москва, 2017 г.);

- на конкурсе молодых ученых - 2017, АО «НИКИЭТ» (Москва, 2017 г.);

- стендовый доклад на Международном военно-техническом форуме «АРМИЯ-2021» (Кубинка, 2021 г.).

Публикации. По теме диссертации издано шесть научных статей, три из них опубликованы в журнале, включенном в перечень ВАК РФ рецензируемых ведущих научных журналов и изданий, в том числе три в журнале, входящем в Springer. Кроме того, по теме диссертации опубликовано три тезиса и материалы конференций. Получено два патента на изобретения и пять патентов на полезные модели.

Структура и объем работы. Текст диссертации состоит из введения и семи глав, общего заключения и списка литературы. Работа изложена на 127 страницах, включая 40 Рисунков, 21 Таблицу, список используемых источников в количестве 47 наименований.

В главе 1 рассмотрены проекты высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов и установок разной мощности в мире, определены их общие черты, преобладающие в проектных решениях.

В настоящее время по данным МАГАТЭ в мире ведутся проектно-исследовательские работы по целому ряду проектов. Так если в 2018 году велись работы по 56 проектам АСММ, то в 2020 году уже по 72 проектам. Также растет объем НИОКР по микрореакторам - в 2020 году ведутся разработки по 6 проектам. Рассмотрено использование при разработке концепций реакторов и АСММ идей и решений, заложенных в реализованных проектах блочно-транспортабельных атомных энергетических установок прошлого века, а также современных технологий НАСА.

В главе 2 приведено описание концепций ВГР, передвижной и транспортабельной АСММ, и их целевые технические характеристики.

Разработка микрореактора ВГР и АСММ на его основе проводится с 2016 года в рамках концептуального проекта и физических моделей элементов и узлов газоохлаждаемых реакторов с целью реализации, и развития имеющихся отечественных разработок в этой области.

Концепция передвижной и транспортабельной АСММ базируется на следующих положениях:

- применение отечественных материалов, изделий и технологий;

- разработка конструктивной схемы станции, характеризующейся компактностью и модульностью;

- унификация РУ для передвижного и транспортабельного исполнений за счет использования универсальных узлов и элементов конструкции;

- комбинированные радиационная защита в РУ и биологическая защита (внутренняя - внутри контейнера и внешняя - снаружи контейнера);

- обеспечение оперативности в транспортировании, развертывании, запуске и выдачи мощности;

- срок службы незаменяемого оборудования до 30 лет.

С учетом опыта проектирования в АО «НИКИЭТ» концепция ВГР разрабатывалась для системы преобразования тепловой энергии в электрическую на основе системы преобразования энергии с циклом Брайтона с гелиево-ксеноновым теплоносителем с рабочей температурой в диапазоне 1100-1500 К и давлением до 3,5 МПа.

В главе 3 с учетом требований нормативной документации и опыта АО «НИКИЭТ» выбраны расчетные коды, включая трехмерные, для обоснования конструктивных решений РУ, корпуса реактора, радиационной защиты, бокового отражателя. Выбор сделан с учетом необходимости обеспечить при проектировании положений и требований концепции: определение облика энергоисточника; выбор размеров, состава установки, материалов; расчетное обоснование, корректировка конструктивных решений, выбора материалов; физическое моделирование критически важных узлов, проведение экспериментов, анализ результатов; уточнение проектно-конструкторских решений.

Современный подход к проектированию ядерных реакторов реализован на технологии выполнения большого объема математического моделирования, из которых определяющими конструкцию и материальный состав активной зоны и реактора в целом являются нейтронно-физические и тепловые расчеты.

В главе 4 рассмотрены варианты компоновки РУ прототипов (ранее выполненных проектов) с учетом использования разных типов регулирования нейтронной мощности, топливной композиции, компоновки и материального состава активной зоны и радиационной защиты, организации течения газового теплоносителя, а также конструкторских решений критических узлов реакторной установки:

1. радиационной защиты,

2. трактов течения основного теплоносителя и в контуре охлаждения,

3. системы транспортной фиксации рабочего органа СУЗ

и определен принципиальный облик объекта разработки.

Выбраны концептуальные решения по критически важным узлам, сделан выбор в пользу оптимального варианта конструкции РУ.

В главе 5 рассмотрена принятая система охлаждения корпуса компактного высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах, раздельная компоновка радиационной защиты, состоящая из внутреннего, расположенного внутри корпуса реактора, высокотемпературного керамического блока и наружного, расположенного снаружи корпуса реактора, блока из гидрида лития и дополнительная система фиксации органов управления реактивностью компактного высокотемпературного газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах и их расчетно-экспериментальное обоснование, которое проводилось в прототипах для обоснования выбранных решений. По результатам испытаний проведен анализ полученных данных и сделаны выводы.

В главе 6 рассмотрены концептуальные решения по облику ВГР, передвижной и транспортабельной АСММ, когда исходя из опыта разработки, расчетного и экспериментального обоснования прототипов и требований к источникам ядерной энергии для автономного энергоснабжения сформулированы концепции ВГР, варианты АСММ. На основе опыта и с учетом свойств выбранных отечественных конструкционных материалов предложена концепция реактора, разработаны концептуальные проекты передвижной и транспортабельной АСММ и схема установки. В конструкции реакторов передвижной и транспортабельной АСММ используются универсальные решения по конструкции узлов и элементов.

В главе 7 приведены сведения об экономической эффективности принятых решений как по АСММ в целом, так и универсальным узлам (на примере одного узла), которые могут использоваться для РУ как передвижной, так и транспортабельной АСММ.

Показано, что себестоимость производимой электроэнергии на уровне 50 р/кВт-ч в ряде случаев экономически привлекательна и выгодна.

В общих выводах к работе резюмируются выполненные задачи и полученные результаты, сделан вывод об обеспечении принятыми решениями

высокого уровня самозащищенности реактора, требований ядерной и радиационной безопасности.

Благодарность

Автор выражает благодарность научному руководителю - члену-корреспонденту РАН, доктору технических наук, профессору Драгунову Юрию Григорьевичу. Особую признательность автор выражает Слепцову Л.А., Киму Д.Д., Неретину А.А., Кухарю И.Н., Куликову Д.Г.. Выполнение работы было бы невозможно без поддержки многих моих коллег в НИКИЭТ и за его пределами.

1 8

ГЛАВА 1. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ РАЗРАБОТОК ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫХ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫХ РЕАКТОРОВ

1.1 Обзор публикаций и анализ состояние разработок

По данным МАГАТЭ в настоящее время в мире ведутся проектно-исследовательские работы (см. Таблицу 1) по целому ряду проектов высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов [9].

Таблица 1.

Проекты высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

Наименование Мощность, Разработчик, страна Стадия разработки

проекта МВт(э)

HTR-PM 210 INET, Tsinghua University, Китай Ввод в эксплуатацию

StarCore 14/20/60 Canada/UK/US Предварительный дизайн

GTHTR300 100-300 JAEA, Япония Подготовка к лицензированию

GT-MHR 288 ОКБМ, Россия Предварительный дизайн

MHR-T 205.5x4 ОКБМ, Россия Концептуальный дизайн

MHR-100 25 - 87 ОКБМ, Россия Концептуальный дизайн

A-HTR-100 50 Eskom Holdings SOC Ltd., ЮАР Концептуальный дизайн

HTMR-100 35 Steenkampskraal Thorium Limited, ЮАР Концептуальный дизайн

PBMR-400 165 PBMR SOC Ltd South Africa Предварительный дизайн

SC-HTGR 272 Framatom, США Концептуальный дизайн

Xe-100 35 X-energy LLC, США Основной дизайн

HTR-10 2.5 INET, Tsinghua University, Китай Действующий

HTR-30 30(т) JAEA, Япония Действующий

RDE 3 BATAN, Индонезия Концептуальный дизайн

Рассмотрим эти проекты в аспектах их компоновки, варианта размещения, параметров, организации основного тракта, способа управления реактивностью. В качестве объектов рассмотрения выберем проекты ИТЯ-РМ, ОТИТЯ 300.

Китайский проект HTR-PM построен на основе двух модулей с шаровой засыпкой единичной тепловой мощностью 250 МВт и одной паровой турбины электрической мощностью 210 МВт. Корпус реактора имеет высоту 25 м и диаметр 7 м. Основное оборудование размещается в стационарном здании. В первом контуре теплоносителем является гелий с давлением 7,0 МПа температурой на входе в активную зону 250 °С, на выходе из активной зоны 750 °С, и паром, имеющим на выходе из парогенератора параметры по давлению 13,25 МПа и температуре 567 °С. В активной зоне с тепловым спектром нейтронов используются шаровые твэлы по технологии TRISO. Гелий поступает в реактор через нижнюю часть корпуса и проходит вдоль него вверх, где разворачивается и поступает в активную зону. Там он нагревается до рабочих параметров. Часть расхода подается на охлаждение стержней управления и других узлов и подмешивается в основной расход на выходе из активной зоны для обеспечения выходной температуры 750 °С. Управление реактивностью осуществляется 24-мя регулирующими стержнями и шестью малыми сферическими поглотителями из B4C, которые располагаются в графитовом боковом отражателе. Стержни используются при нормальной эксплуатации и для горячего останова. Малые сферические поглотители применяется при длительных остановах.

GTHTR 300 (Япония) относится к четвертому поколению и обладает целым рядом преимуществ перед легководными реакторами за счет высокой температуры в цикле от 850 °С до 950 °С. Высокая температура позволяет поднять к.п.д. и использовать тепловую энергию для производства водорода, опреснения морской воды, теплоснабжения и в металлургии. Одноконтурный энергоблок состоит из высокотемпературного газоохлаждаемого реаткора, газовой турбины и теплообменников. В активной зоне с тепловым спектром нейтронов топливные стержни размещаются в графитовых блоках. Топливные стержни состоят из компактных цилиндров, содержащих до 10 000 микросфер с оболочкой из четырех слоев. Корпус реактора имеет размеры в высоту 23 м и диаметр 8 м. Основное оборудование размещается в стационарном здании. Рабочим телом в контуре

является гелий с давлением 7,0 МПа температурой на выходе активной зоны до 950 °С. Схема течения теплоносителя GTHTR 300 аналогична HTR-PM. Управляется реактор 30 парами регулирующих стержней и резервными системами останова. Стержни и каналы системы останова располагаются в блоках отражателя внутри и снаружи вдоль границы активной зоны.

Остальные АСММ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами имеют похожие конструкторско-технологические решения, как и у двух рассмотренных выше проектов.

Также можно рассмотреть один проект высокотемпературного газоохлаждаемого реактора из большой энергетики EM2 (США) с реактором на быстрых нейтронах с тепловой и электрической мощностью 500 и 265 МВт соответственно. Это модульная одноконтурная установка, работающая по циклу Брайтона или Ренкина с теплоносителем гелием в контуре. Гелий имеет давление 13,3 МПа, температуру на входе в активную зону 550 °С и выходе из нее 850 °С . Активная зона состоит из 85 шестигранных сборок, которые набраны из цилиндрических твэлов, расположенных по треугольной решетке. В качестве топлива применяется карбид урана. Управление реактивностью осуществляется 18 регулирующими стержнями и 12 стержнями аварийной защиты. Каждая из систем имеет достаточную отрицательную реактивность для перевода реактора в подкритичное состояние. Корпус реактора высотой 12,5 м диаметром 4,6 м имеет внутреннюю теплоизоляцию, которая обеспечивает при нормальной эксплуатации температуру на корпусе ниже 371°С. Это позволяет использовать для изготовления корпуса сталь SA-533 grade B. Для отвода тепла при останове и нарушении работоспособности турбокомпрессора - генератора используется вспомогательная система прямого расхолаживания реактора.

Подводя итоги и обобщая информацию по современным проектам АСММ с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами тепловой мощностью более 100 МВт можно выделить их общие черты, преобладающие в проектных решениях:

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Кудинов Владимир Владимирович, 2022 год

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

1. Алексеев П.Н., Субботин С.А., Стукалов В.А., Щепетина Т.Д. Система атомных станций малой мощности как стратегическое направление достижения состояния защищенности жизненно важных интересов общества // Атомная энергия. 2011. Т. 111. Вып. 5. С. 250-255.

2. Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики // Сб. статей. Т. 2. Под ред. А.А. Саркисова. М.: Академ-Принт. 2015.

3. Актуальные задачи развития объектов малой атомной генерации. АСММ на базе реакторной установки ШЕЛЬФ-М. Кудинов В.В. и др. // Атомная энергия. 2020. Т. 129. Вып. 4. С. 204-210.

4. Прогноз развития энергетики мира и России до 2040 года. // М.: ИНЭИ РАН, 2014.

5. Пименов А.О., Куликов Д.Г., Васильев А.П., Молоканов Н.А. Атомные станции малой мощности на арктических территориях: вопросы экономической целесообразности и экологической безопасности. // Арктика: экология и экономика. 2019. №2 (34). С. 120—128.

6. Куликов Д.Г., Пименов А.О. Вопросы и перспективы развития малой атомной генерации. Мировой и российский опыт. // Тез. докл. V Межд. научно-технич. конф. «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики» 2—5 октября 2018 г. Москва. НИКИЭТ.: Изд-во АО «НИКИЭТ». 2018. С. 42—43.

7. Автономные атомные энергетические источники малой мощности / В.В. Кудинов, Д.Г. Куликов, А.О. Пименов // Сб. докладов. «Инновации в атомной энергетике: конференция молодых специалистов. 23-24 мая. 2017 НИКИЭТ». 2017. С. 27-32.

8. Advances in Small Modular Reactor Technology Developments A Supplement to: IAEA. - Advanced Reactors Information System (ARIS). 2018 Edition.

9. Advances in Small Modular Reactor Technology Developments A Supplement to: IAEA. - Advanced Reactors Information System (ARIS). 2020 Edition.

10. Драгунов Ю.Г., Дунайцев А.А., Ким Д.Д., Кобзев П.В., Кудинов В.В., Куликов Д.Г. Концепция передвижной электростанции малой мощности с быстрым газоохлаждаемым реактором // Атомная энергия. 2019. Т. 126. Вып. 1. С. 3-7.

11. Yu.G. Dragunov, A.A. Dunaitcev, D.D. Kim, P.V. Kobzev, V.V. Kudinov, D.G. Kulikov. Conception of a Trasportable Small Power Plant with a Fast Gas-Cooled Reactor. // At Energy 126: 1. 3-7 (2019) https://doi.org/10.1007/s10512-019-00504-6.

12. Драгунов Ю.Г., Габараев Б.А., Ужанова В.В., Беляков М.С., Селиверстов М.М. Результаты разработки реакторной установки для космического летательного аппарата «ПРОМЕТЕЙ» (обзор) // Проблемы машиностроения и автоматизации. 2014. № 4. С. 118-128.

13. URL: http://www.osti.gov/bridge/servlets/purl/884680-LsvaFN/884680.pdf

14. URL: http://www.atominfo.ru/newsr/y0748 1.jpg

15. Машиностроение ядерной техники. Энциклопедия. Том IV-25, книга 2 / под ред. акад. РАН К. В. Фролова. // М. : Машиностроение. 2005. 943 с. :ил. ISBN 5-217-02644-8 (Т. IV-25, кн. 2).

16. URL: https://www.ippe.ru/realized-projects/278-tes-3

17. URL: https://energobelarus.by/upload/medialibrary/c30/0_85245_e856a9e6_orig.jpg

18. URL: https://minsknews.by/kak-v-belarusi-sozdavali-peredvizhnuyu-atomnuyu-stantsiyu-pamir-630d/

19. URL:https://avatars.mds.yandex.net/get-zen doc/99101/

pub 5ab0fbf33dceb7cd53d69dc8 5ab0fe1e799d9d49e95742ea/scale 1200

20. В.Н. Крушельницкий. Область применения реакторных установок малой мощности // Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики: Т. 2 / под ред. акад. РАН А. А. Саркисова. // М.: Академ-Принт, 2015. С. 50—58.

21. Драгунов Ю.Г., Кудинов В.В., Куликов Д.Г. Подходы к разработке атомной станции малой мощности на основе газоохлаждаемого реактора. // Атомная энергия. 2019. т. 126. Вып. 5. С. 243-248.

22. Yu.G. Dragunov, V.V. Kudinov, D.G. Kulikov. Approaches to Developing a Small Nuclear Power Plant Based on a Gas-Cooled Reactor. // At Energy 126: 5. 243-248 (2019) https://doi.org/10.1007/s10512-019-00549-7

23. Арбеков А. Н. Выбор параметров и эффективных тепловых схем газотурбинных установок замкнутого цикла для наземного и космического применения : дис... дтн : 05. 04. 12 / Арбеков А. Н. ; МГТУ им. Н. Э. Баумана. -М., 2019. - 333 л. : ил. - Библиогр.: л. 301-333.

24. Guo, Juanjuan & Liu, Shichang & Shang, Xiaotong & Huang, Shanfang & Wang, Kan. (2017). Coupled neutronics/thermal-hydraulics analysis of a full PWR core using RMC and CTF. // Annals of Nuclear Energy. 109. 327-336. 10.1016/j.anucene.2017.05.041.

25. Марков П. В. Гидродинамические характеристики сотовых перемешивающих решеток с направленным конвективным переносом : дис.... ктн : 05. 14. 03 / Марков П. В. ; МГТУ им. Н. Э. Баумана. - М., 2011. - 135 л. : ил. - Библиогр.: л. 129-135.

26. Дунайцев А.А. Разработка модели теплогидравлического расчета активной зоны высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с стержневыми твэлами дистанционированными навивкой : дис... ктн : 05. 14. 03 // Дунайцев А. А. ; МГТУ им. Н. Э. Баумана. (Нац. исслед. ун-т). М.. 2019. 135 л. : ил. Библиогр.: л. 129-135.

27. Свидетельство о государственной регистрации программы для ЭВМ № 2014611695 «Программный комплекс MCU-KOSMOS» от 07.02.2014 г // Аттестат соответствия программного комплекса MCU-KOSMOS от 25.07.2018.

28. НИЦ «Курчатовский институт» ОТЧЕТ «Верификация программы MCU-KOSMOS применительно к нейтронно-физическим расчетам ядерных энергодвигательных установок», инв.№108.1-23вн-16 от 25.11.2016. М.: 2016

29. Briesmeister J.F., ed. MCNP-A General Monte-Carlo N-Particle Transport Code, Version 4В // LANL Report LA-12625-М, 1997.

30. ANSYS CFX Solver Theory Guide. Release 16.0. ANSYS Inc. 2011.

31. Снегирев А.Ю. Высокопроизводительные вычисления в технической физике. Численное моделирование турбулентных течений: Учеб. пособие. // СПб.: Изд-во Политехн. ун-та, 2009. 143 с.

32. Сатин А. А., Солонин В. И. Влияние геометрии коллектора на распределение расхода теплоносителя в активной зоне модели реактора // Наука и Образование. МГТУ им. Н.Э. Баумана. Электрон. журн. 2015. №2 06. С. 409-419.

33. Сатин А. А. Моделирование газодинамического контура газоохлаждаемой реакторной установки : дис... ктн : 05. 14. 03 / Сатин А. А. ; МГТУ им. Н. Э. Баумана. - М., 2018. - 146 л. : ил. - Библиогр.: л. 137-146.

34. ФБУ «НТЦ ЯРБ». Аттестационный паспорт программного средства №148 от 20.02.2003г.

35. Научно-техническое предприятие «ДИП», Программа расчета динамики и прочности конструкций, механизмов и приводов «Зенит-95». Версия 6.6.8.1, Основные алгоритмы. Библиотека элементов. Подготовка исходных данных. Санкт-Петербург 2012г. 248 с.

36. Бате К.. Вильсон Е. Численные методы анализа и метод конечных элементов // М.: Стройиздат, 1982. - 520 с.

37. Драгунов Ю.Г., Европин С.В. Конструкционные материалы в инновационных проектах ядерных установок. // Проблемы машиностроения и автоматизации. 2013. №1. С. 117-120.

38. Нормы расчета на прочность оборудования и трубопроводов атомных энергетических установок. ПНАЭ Г-7-002-86. М.: Энергоатомиздат, 1989

39. Афремов Д.А., Драгунов Ю.Г., Корецкий С.А., Кудинов В.В., Куликов Д.Г. Выбор и обоснование схемы охлаждения корпуса реактора для АСММ. // Атомная энергия. 2020. Т. 129. Вып. 5. С. 254-258.

40. D.A. Afremov, Yu.G. Dragunov, S.A. Koreckiy, V.V. Kudinov, D.G. Kulikov. Reactor Pressure Vessel Cooling Scheme: Selection and Validation for Small Nuclear Power Plants. // Atomic Energy 129: 5. 256-262 (2020) https://doi.org/10.1007/s10512-021-00745-4 .

41. ASME Boiler & Pressure Vessel Code. Part III. Division1- Subsection NH. NH-3220.

42. Горелов В. А. Научные методы повышения безопасности и энергоэффективности движения многоосных колесных транспортных комплексов : дис... дтн : 05. 05. 03 / Горелов В. А. ; МГТУ им. Н. Э. Баумана. -М., 2012. - 336 л. : ил. - Библиогр.: л. 319-336.

43. А.Е. Гольцов, Н.А. Молоканов Оценка конкурентоспособности АСММ на базе РУ ШЕЛЬФ для изолированных территорий на примере Республики Саха (Якутия) // Научно-технический годовой отчет 2019. АО «НИКИЭТ». С.:260-263.

44. URL: http://sakhaenergo.ru/index.php?option=com content&task=view&id=494

45. А.Е. Гольцов, Н.А. Молоканов Анализ экономических показателей АСММ на базе РУ ШЕЛЬФ в сравнении с традиционными и альтернативными источниками энергии // Научно-технический годовой отчет 2019. АО «НИКИЭТ». С.:263-265.

46. Кудинов В.В., Неретин А.А., Слепцов Л.А., Чудов Ю.М. Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора / Патент RU 176089. заявл. 07.08.2017. № 2017121259. Бюл.: «Изобретения. Полезные модели» № 37-2017. 28.12.2017 (в электронном виде).

47. Кудинов В.В., Неретин А.А., Слепцов Л.А., Чудов Ю.М. Устройство для фиксации рабочего органа ядерного реактора / Патент RU 165493. заявл. 26.02.2016. № 2016107072/07. Бюл.: «Изобретения. Полезные модели» № 292016. 20.10.2016 (в электронном виде).