Libmonster ID: UA-2486

Заглавие статьи ЭФФЕКТ ВЫСОКИХ ТЕМПЕРАТУР
Автор(ы) Николай ПОНОМАРЕВ-СТЕПНОЙ, Николай КУХАРКИН, Вадим ГРЕБЕННИК
Источник Наука в России,  № 3, 2012, C. 27-32

Автор: Николай ПОНОМАРЕВ-СТЕПНОЙ, Николай КУХАРКИН, Вадим ГРЕБЕННИК

Академик Николай ПОНОМАРЕВ-СТЕПНОЙ,

кандидат технических наук Николай КУХАРКИН,

старший научный сотрудник Вадим ГРЕБЕННИК,

Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт" (Москва)

Уже много лет мировые державы ведут работы по созданию высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем (ВТГР). Их принципиальное отличие и преимущество - необычайно высокая рабочая температура газа на выходе - до 1000°С, что позволяет получать не только высокий КПД при производстве электроэнергии, но и эффективно обеспечивать теплом технологические процессы в нефтяной, химической, металлургической и других отраслях промышленности, а также производить водород, необходимый для экономии природного топлива и снижения нагрузки на окружающую среду. Такие реакторные системы способны заметно расширить сферу использования атомной энергии и войти в те области потребления, где она пока не завоевала значимых позиций.

ИСТОРИЯ РАЗВИТИЯ НАПРАВЛЕНИЯ

Первые практические шаги по разработке газоохлаждаемых реакторов были сделаны за рубежом (США, ФРГ и др.) в 1950-х годах. Причем на начальном этапе западные страны рассматривали ВТГР главным образом для электроэнергетики, где этот реактор обещал определенные преимущества: высокий КПД (40%), меньшие тепловые сбросы и потребности в охлаждающей воде, экономичный топливный цикл, возможность эффективного использо-

стр. 27

Схема высокотемпературного газоохлаждаемого реактора.

Реакторная система (справа) и блок преобразования энергии.

вания воздушного отвода тепла, высокая безопасность.

Заметных успехов ВТГР-технология достигла в середине 1960-х годов, когда были созданы экспериментальные реакторы небольшой мощности: "Драгон" (Великобритания), АЭС "Peach Bottom" (США), AVR (Германия). Первые две установки проработали около 10 лет, а последняя - свыше 20, показав высокую надежность. Специалисты получили опыт их эксплуатации и провели значительный объем ценных исследований по гелиевой тематике.

Во второй половине 1970-х годов США запустили прототипный энергетический реактор на АЭС "Fort St. Vrain" (FSV) мощностью 330 МВт (эл.), а Германия - демонстрационный ториевый высокотемпературный реактор THTR на 300 МВт (эл.). Эту технику эксплуатировали до середины 1980-х годов.

Масштаб и структура потребления топливных ресурсов в энергообеспечении ряда стран свидетельствовали о большом потенциальном рынке использования тепловой энергии ВТГР для замещения значительных количеств нефти и газа. Поэтому в конце 1970-х технология была сориентирована на комбинированную выработку электро- и тепловой энергии среднего и высокого потенциала, где преимущества рассматриваемых реакторов несомненны: они обеспечивают экономию высококалорийных видов топлива (нефти и газа), гарантируют более высокое замещение органического сырья на единицу вырабатываемой ядерной мощности.

Эти обстоятельства послужили поводом для инициирования в США деятельности по разработке крупномасштабных проектов "Фултон" и "Саммит" мощностью 860 и 1160 МВт (тепл.) соответственно. Установки предполагали использовать на нефтепе-

стр. 28

регонных заводах и в других отраслях промышленности для совместной выработки электро- и высокопотенциальной тепловой энергии. Соответствующим компаниями заказали 8 АЭС для внутреннего рынка США, однако кризис 1974 г. привел к сокращению заказов на строительство атомных станций вообще и с ВТГР в частности.

В конце 1981 г., несмотря на серию лицензионных и технических задержек, США вывели на полную мощность FSV, подтвердив его проектные характеристики и безопасность в эксплуатации. После этого ряд энергетических фирм выразили заинтересованность в строительстве крупной промышленной АЭС с ВТГР мощностью 2240 МВт (тепл.) для производства электроэнергии и пара. Проект, получивший название HTGR-SC/C, стал первым из поколения коммерческих реакторов с гелиевым охлаждением и умеренной температурой теплоносителя (750°С).

Следующим, более трудоемким и длительным по реализации, была установка HTGR-R для покрытия потребностей в тепловой энергии, за ней последовала HTGR-GT. Потенциальный рынок ВТГР различного назначения на перспективу (до 2020 г.) в США оценивался (по данным Министерства энергетики) в 500 ГВт (тепл.).

В Германии после вывода на мощность прототипного реактора с шаровыми твэлами* THTR-300, подтвердившего проектные результаты по напряжениям в силовом железобетонном корпусе и продемонстрировавшего его высокую герметичность по гелию, разработали линию последовательного развития и коммерческого внедрения установок этого типа по мере их технического освоения. В дальнейшем инновационное направление получило развитие в Японии, Китае, ЮАР и других странах.

У нас активные исследования по этой тематике были начаты в 1960-х годах с созданием проектов экспериментального реактора АБТУ-15 и опытно-промышленной установки АБТУ-ц-50, предназначенной для выработки электроэнергии и радиационной модификации различных материалов (полиэтилена, древесины, резины и др.). Инициатором и научным руководителем стал Институт атомной энергии им. И. В. Курчатова (ныне Национальный исследовательский центр "Курчатовский институт"), главным конструктором - Московский филиал Центрального котлотурбинного института им. И. И. Ползунова (ныне Всероссийский научно-исследовательский и проектно-конструкторский институт атомного машиностроения).

В начале 1970-х годов к работам по ВТГР подключилось Опытное конструкторское бюро машиностроения (г. Горький, ныне Нижний Новгород), оно и стало главным конструктором этих установок. Под научным руководством курчатовцев там создали проекты ВГ-400, ВГМ, ВГМ-П для выработки электро- и высокопотенциальной тепловой энергии. Параллельно шло формирование экспериментальной и технологической базы. В 1978 г. в Курчатовском институте для отработки технологии и ресурсных испы-


* Твэл (тепловыделяющий элемент) - важнейший узел реактора, содержащий делящееся вещество и обеспечивающий надежный отвод тепла от топлива к теплоносителю (прим. ред.).

стр. 29

Топливо для активной зоны реактора.

таний шаровых твэлов на материаловедческом реакторе MP ввели в строй крупную реакторную петлю* ПГ-100. Проблемы физики реакторов решали на стендах "Астра" и ГРОГ.

Большими экспериментальными возможностями обладали также США, Япония, ФРГ, другие страны Западной Европы. В Японии, например, крупный стенд HEN DEL суммарной мощностью нагревателей 16 МВт (тепл.) стал уникальной базой для проверки работоспособности высокотемпературных теплообменников, парогенераторов, узлов теплоизоляции, топливных сборок и другого оборудования.

В результате зарубежные и отечественные исследования выявили ряд важных преимуществ ВТГР по сравнению с реакторами на легкой воде**: более эффективное производство электроэнергии (КПД до 50% в прямом газотурбинном цикле), возможность использования тепла в технологических производствах (получение водорода, синтез аммиака), различного ядерного топлива на основе урана, плутония, тория, повышенная безопасность (самозащищенность, снижение риска расплавления активной зоны при тяжелых авариях), сжигание долгоживущих актиноидов для уменьшения воздействия радиоактивных отходов на природную среду. Все это предопределило их нишу в структуре ядерного энергообеспечения в перспективе.

ФИЗИКО-ТЕХНИЧЕСКИЕ ХАРАКТЕРИСТИКИ РЕАКТОРА

При выборе теплоносителя для реактора необходимо учитывать совокупность свойств: теплофизических (плотность, теплоемкость, вязкость, теплопроводность), ядерно-физических (влияние на критичность, радиационная стойкость, активация), химических (совместимость с конструкционными материалами), технологических (токсичность, термостойкость, текучесть, взрыво- и пожароопасность, стоимость, доступность). Поскольку главное назначение ВТГР - получение высокотемпературной (до 1000°С) тепловой энергии, то в качестве газообразного теплоносителя был выбран гелий. А активную зону предполагалось формировать или шаровыми, или призматическими твэлами, состоящими из микротоплива (с сердечниками из UO2, UC малого диаметра - 500 мкм и нанесенными на него защитными слоями из пироуглерода и карбида кремния) в графитовой матрице.

Использование других газов отклонили по ряду соображений. Так, водород, несмотря на его хорошие теплофизические свойства, при смешении с воздухом взрывоопасен, кроме того, обладает высокой химической активностью по отношению к конструкционным материалам при температуре от 800°С и более.


* Реакторная петля - самостоятельный циркуляционный контур реактора, предназначенный для экспериментальных целей, содержащий один или несколько каналов (прим. ред.).

** Легководный реактор - ядерная энергетическая установка, в которой обычная (легкая) вода используется одновременно в качестве замедлителя и теплоносителя. Различают два типа таких реакторов: с водой под давлением и с кипящей водой (прим. ред.).

стр. 30

Применение азота затруднено из-за его низких теплофизических свойств и влияния на реактивность. Использовать углекислоту как теплоноситель также не желательно, поскольку при больших температурных значениях CO2 диссоциирует (разделяется), при этом продукты распада интенсивно взаимодействуют с графитом, что приводит к массопереносу углерода в холодные места контура.

В конечном счете во всех энергетических установках с ВТГР, находящихся в эксплуатации, на стадиях строительства или проектирования, используют гелий - практически единственный теплоноситель, удовлетворяющий большинству требований, предъявляемых к реакторам этого типа. Благодаря его химической инертности ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут работать при высокой температуре. К тому же этот газ практически не поглощает, не рассеивает нейтроны и не активируется под облучением. Хотя по удельной теплоемкости и затратам мощности на прокачку гелий уступает H2, CO2, однако, обладая хорошей теплопроводностью, даже при умеренном давлении (40 - 50 кгс/см ) он обеспечивает отличные условия для отвода и переноса тепловой энергии в первом контуре*. Это позволяет получать более высокую энергонапряженность активной зоны и требует значительно меньшей поверхности теплообменного оборудования (по сравнению, скажем, с CO2).

До недавнего времени бытовало мнение, что гелий при высокой температуре имеет повышенную текучесть, и поэтому эксплуатация реакторных установок с ним потребует больших финансовых затрат, обусловленных стоимостью газа, необходимого для компенсации его потерь. Специальные исследования показали: гелий при температуре до 800°С и давлении до 6 МПа не диффундирует через стали. Отмечаемое в отдельных экспериментах его проникновение через трубы - следствие субмикроскопических дефектов металла, проявляющихся при температуре выше 600°С и достаточно большом давлении. Опытным путем было доказано: при высоком качестве сварочных работ, оборудования и его монтажа проблема удержания гелия в контуре успешно решается.

Согласно зарубежным оценкам, основанным на эксплуатационных данных, цена гелия составит менее 1% стоимости электроэнергии, получаемой на крупных АЭС с реакторами ВТГР, а его потери будут связаны в основном с технологическими отборами газа.

Убедительным аргументом в пользу перспективности использования установок нового типа служит опыт работы реакторной петли ПГ-100. Это достаточно крупный стенд, занимающий 500 м2 площади, с 300 единицами арматуры и 3500-метровой протяженностью силовых трубопроводов. Потери гелия в нем, в том числе на контроль состава среды, - менее 0,3% в сутки. Положительный результат был получен и на германском реакторе AVR в 1977 г.: даже при подъеме температуры теплоносителя с 750 до 950°С существенного роста эксплуатационных потерь газа не отмечалось.

Подчеркнем: в ВТГР в качестве замедлителя, отражателя и основного конструкционного материала активной зоны наряду с гелием используют графит, причем эксплуатация его происходит в весьма жестких термических условиях. В 1978 - 1990 гг. в Курчатовском центре, Научно-исследовательском институте атомных реакторов (г. Димитровград Ульяновской области), НИИГрафит (Москва) был выполнен цикл работ по оценке радиационной стойкости применявшихся в отечественном реакторостроении графитов (ГР-280, ГРП2) в широком диапазоне температуры (300 - 1200°С) и флюенса нейтронов** (2*1022 н./см2), в том числе критического. Последний показатель служит критерием для оценки работоспособности материала, облучаемого в свободном ненагруженном состоянии, при котором тот вступает в стадию интенсивного распухания, сопровождающегося резким ухудшением механических и теплофизических свойств.

Прошедшие испытания, а также данные по поведению ряда зарубежных образцов дали возможность построить обобщенную кривую предельной работоспособности материала и сделать вывод: графиты, изготовленные по традиционной электродной технологии, не обеспечивают проектные ресурсные характеристики. Попытки повысить эти показатели за счет оптимизации гранулометрического состава наполнителя и увеличения объемной плотности, предпринятые НИИГрафитом в начале 1980-х годов, не дали положительного результата.

Заметим, параллельно проводили опыты на модельных материалах с использованием ряда специальных технологических приемов. Один из них - МПГ-6 - применили в электронной промышленности. Изготовленный на основе непрокаленного нефтяного кокса, он обладает принципиальными различиями по структуре, исходным свойствам и поведению под облучением по сравнению с традиционными реакторными графитами, а также повышенной радиационной стойкостью, особенно в области высоких температур.

Опыты на физической модели подтвердили основное направление разработки графита для ВТГР - создание однофазного материала с минимальным различием кристаллитов по размерам. И с 1980-х годов его начали разрабатывать в НИИГрафите, используя в


* Первый контур реактора - система, обеспечивающая циркуляцию теплоносителя и отвод тепла от первичного источника - активной зоны (прим. ред.).

** Флюенс нейтронов - величина, равная отношению числа нейтронов, падающих за данный интервал времени на некую поверхность, расположенную перпендикулярно направлению распространения нейтронного излучения, к площади этой поверхности (прим. ред.).

стр. 31

"Самозаглушение" реактора за счет отрицательных обратных связей по температуре и мощности.

технологической схеме производства композиционный наполнитель на основе непрокаленного кокса.

Ряд лабораторных технологических вариантов материала под условным названием ГР-1 испытывали в Курчатовском и Димитровградском институтах. Полученные данные по размерной стабильности и изменению свойств при температуре 600 - 1200°С до флюенса 2 • 1022 н./см2 свидетельствовали о его высокой радиационной стойкости по сравнению с традиционными. Однако для подтверждения критического флюенса необходимо продолжать облучательные эксперименты, особенно это относится к промышленным партиям ГР-1, технология производства которого уже внедрена НИИГрафитом и его партнером - Вяземским заводом графитовых изделий (Смоленская область). Кроме того, нужны широкомасштабные исследования физико-механических, радиационных и коррозионных свойств графита, расчеты в обоснование работоспособности конструкций из него. А с учетом весьма широкого температурного диапазона эксплуатации материала и жестких радиационных условий - и ресурсные испытания на отечественных исследовательских реакторах.

Из сказанного следует: благоприятное сочетание гелиевого теплоносителя и графита обеспечивает основные принципиальные преимущества ВТГР - хорошие нейтронно-физические характеристики и возможность получения высокой температуры. А использование в активной зоне уран-графитовых твэлов и гелиевого теплоносителя дает хорошую экономию нейтронов. Добавим, в ВТГР можно применять различные топливные циклы - с использованием урана, а также тория и плутония.

ФАКТОР БЕЗОПАСНОСТИ

Безопасность высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов обеспечивают комплекс технических мероприятий и внутренние характеристики. Дело в том, что активная зона установки состоит в основном из графита, имеющего температуру сублимации 3600°С, это практически исключает ее расплавление. При потере теплоносителя не происходит резкого повышения температуры, что обусловлено высокой теплоемкостью активной зоны. Кроме того, ВТГРы имеют высокий отрицательный мощностной коэффициент реактивности*. Это - важнейший фактор безопасности, способствующий предотвращению в подобных системах самопроизвольное увеличение мощности. Применение в них в качестве теплоносителя инертного газа (гелия) исключает химические реакции с топливом и конструкционными материалами. К тому же гелий не активируется: при его использовании проблемы фазовых превращений отсутствуют. Такие энергоисточники можно размещать в непосредственной близости от жилых массивов и предприятий, что снижает потери при транспортировке тепловой энергии, особенно с высокой температурой.

Иллюстрации предоставлены авторами


* Мощностной коэффициент реактивности - величина, используемая для оценки влияния мощности реактора на его реактивность. Отрицательное значение положительно влияет на проблему самозащищенности реактора, поскольку означает, что при росте мощности или снижении расхода теплоносителя он будет самозаглушаться. Кроме того, отрицательное значение мощностного коэффициента повышает нейтронно-физическую и теплогидравлическую устойчивость установки (прим. ред.).


© elibrary.com.ua

Permanent link to this publication:

https://elibrary.com.ua/m/articles/view/ЭФФЕКТ-ВЫСОКИХ-ТЕМПЕРАТУР

Similar publications: LRussia LWorld Y G


Publisher:

Валентин ПротопоповContacts and other materials (articles, photo, files etc)

Author's official page at Libmonster: https://elibrary.com.ua/CashBack

Find other author's materials at: Libmonster (all the World)GoogleYandex

Permanent link for scientific papers (for citations):

ЭФФЕКТ ВЫСОКИХ ТЕМПЕРАТУР // Kiev: Library of Ukraine (ELIBRARY.COM.UA). Updated: 13.08.2014. URL: https://elibrary.com.ua/m/articles/view/ЭФФЕКТ-ВЫСОКИХ-ТЕМПЕРАТУР (date of access: 02.12.2021).


Comments:



Reviews of professional authors
Order by: 
Per page: 
 
  • There are no comments yet
Related topics
Publisher
Rating
0 votes
Related Articles
А вообще весь этот кейс с комиками во власти заставил понять, что киношный сценарий разительно отличается от реальной большой политики, где побеждает трезвый, незамутненный запрещенными веществами ум, холодный расчет и опыт – как обязательные составляющие личности, дерзающей определять путь миллионов человек.
Catalog: Разное 
2 days ago · From Naina Kravetz
Когда менять резину на зимнюю в 2021 году?
2 days ago · From Україна Онлайн
Запрещает ли PayPal азартные игры?
Catalog: Экономика 
3 days ago · From Україна Онлайн
IN THE INTERESTS OF ENERGY STABILITY
8 days ago · From Україна Онлайн
Аварии на топливе Westinghouse случались и ранее, начиная с 1979 года, когда произошла крупнейшая в истории США авария на АЭС Три-Майл-Айленд, в результате которой зафиксировано расплавление 50% активной зоны реактора. Далее Westinghouse делала попытки торговать с Чехией, однако опасные эксперименты по замене оригинального топлива окончились досрочной его выгрузкой из 1-го энергоблока АЭС Темелин в январе 2007 года, по причине его сильной деформации. Вышедшие из строя вэстингхаусовские тепловыводящие сборки на 3-м энергоблоке Южно-Украинской АЭС были в экстренном порядке заменены на стандартные ТВЭЛовские.
Catalog: Экология 
9 days ago · From Naina Kravetz
HISTORY OF ROADS AND GROUND TRANSPORT ACCORDING TO ARCHEOLOGICAL DATA
Catalog: История 
11 days ago · From Україна Онлайн
BASIC UNIT FOR THE AMERICAN ACCELERATOR
11 days ago · From Україна Онлайн
TRANSITION TO CONTROLLED EVOLUTION OF THE BIOSPHERE
Catalog: Биология 
11 days ago · From Україна Онлайн
DEVONIAN PALEOSOILS OF THE ANDOMA MOUNTAIN
11 days ago · From Україна Онлайн
Безопасно ли брать кредит в Интернете?
Catalog: Экономика 
12 days ago · From Україна Онлайн

Actual publications:

Latest ARTICLES:

ELIBRARY.COM.UA is an Ukrainian library, repository of author's heritage and archive

Register & start to create your original collection of articles, books, research, biographies, photographs, files. It's convenient and free. Click here to register as an author. Share with the world your works!
ЭФФЕКТ ВЫСОКИХ ТЕМПЕРАТУР
 

Contacts
Watch out for new publications: News only: Chat for Authors:

About · News · For Advertisers · Donate to Libmonster

Ukraine Library ® All rights reserved.
2009-2021, ELIBRARY.COM.UA is a part of Libmonster, international library network (open map)
Keeping the heritage of Ukraine


LIBMONSTER NETWORK ONE WORLD - ONE LIBRARY

US-Great Britain Sweden Serbia
Russia Belarus Ukraine Kazakhstan Moldova Tajikistan Estonia Russia-2 Belarus-2

Create and store your author's collection at Libmonster: articles, books, studies. Libmonster will spread your heritage all over the world (through a network of branches, partner libraries, search engines, social networks). You will be able to share a link to your profile with colleagues, students, readers and other interested parties, in order to acquaint them with your copyright heritage. After registration at your disposal - more than 100 tools for creating your own author's collection. It is free: it was, it is and always will be.

Download app for smartphones