Comparativ cu CO 2, heliul are avantaje semnificative. Heliul este inert și, chiar și la temperaturi foarte ridicate, nu intră în compuși chimici și nu este agresiv față de carburi, sub forma cărora combustibilul nuclear poate fi folosit în reactoare cu neutroni rapidi. În comparație cu lichidul de răcire din metal (vezi capitolul 16), heliul simplifică funcționarea centralelor nucleare cu neutroni rapidi, reduce costurile echipamentelor pentru astfel de centrale nucleare și accelerează construcția acestora. Proprietățile termofizice ale heliului fac posibilă obținerea unei eliminări semnificativ mai mari de căldură în miez, în special la o presiune de 30,0 MPa, decât cu dioxidul de carbon. Prin urmare, heliul este considerat în prezent un posibil agent de răcire pentru reactoarele cu neutroni rapidi, deși, în comparație cu un lichid de răcire cu metal lichid, intensitatea eliminării căldurii într-un reactor cu heliu este relativ mică. Caracteristici dinamice și capacitate termică redusă miez pe neutroni rapizi și un lichid de răcire cu heliu complică crearea acestuia. Evoluții corespunzătoare sunt în curs de desfășurare, dar nu au fost încă aduse la implementare industrială.

Utilizarea heliului pentru centralele nucleare cu reactor cu neutroni termici a fost mai dezvoltată. După cum se indică în 17.1, sunt posibile atât schemele de centrale nucleare cu circuit dublu, cât și cu un singur circuit. Pentru un circuit cu un singur circuit, se recomandă o presiune a heliului de 9,0 MPa, dar acest lucru face mai dificilă reducerea scurgerilor de lichid de răcire (fluiditatea crescută este unul dintre dezavantajele heliului împreună cu costul său ridicat), astfel încât heliul este în prezent doar un lichid de răcire pentru o centrală nucleară cu dublu circuit. În comparație cu lichidul de răcire cu apă, avantajele heliului sunt că poate atinge temperaturi foarte ridicate ale gazului (vezi 17.1). În fig. 17.5 prezintă principalele opțiuni pentru utilizarea unui reactor cu gaz la temperatură înaltă (HTGR) cu răcire cu heliu.

După cum se poate observa din figură, HTGR sunt considerate ca o sursă de producție integrată diverse tipuri energie. Ele sunt de o importanță deosebită pentru înlocuirea combustibililor organici de la consumatoare de energie procese tehnologice, și adesea necesită căldură cu potențial ridicat(VPT). Unele procese tehnologice folosesc temperaturi ridicate de 950 - 1050 ℃. Nu este încă posibil să se obțină temperaturile corespunzătoare ale heliului la ieșirea din reactor. În prezent, schema cu dublu circuit permite obținerea unor temperaturi de heliu în aval de reactor de până la 750 ℃. În acest caz, este posibil să se ia în considerare încălzirea lichidului de răcire la o temperatură mai mare în afara centralei nucleare, de exemplu, în instalațiile cu arc electric. În acest caz, combustibilul organic nu va fi înlocuit complet, ci într-o măsură foarte mare.

a, b- generarea de energie electrică numai prin turbine la SKP (a) și DKP (b); V- producerea de energie electrică și furnizarea de căldură de calitate scăzută; G- producerea de energie electrică și furnizarea de căldură cu potențial ridicat; d- producerea de energie electrică și furnizarea de căldură de calitate scăzută și de calitate superioară; e- furnizarea de căldură de calitate scăzută și de calitate superioară fără generare de energie electrică;
1 - reactor; 2 - generator de abur; 3 - suflante de gaz; 4 - turbina cu abur; 5 - condensator; 6 - pompa de alimentare; 7 - schimbator de caldura cu potential redus; 8 - schimbator de caldura cu potential ridicat

Înlocuirea combustibililor fosili din cauza centralelor nucleare cu HTGR îmbunătățește curățenia bazinului aerian. Alegerea locației pentru centralele nucleare cu HTGR depinde de scopul acestora. Când produc VPT și căldură de grad scăzut(NPT) ar trebui

localizați HTGR cât mai aproape de consumatorii de încălzire. Eficiența ridicată a centralelor nucleare cu HTGR ajută la reducerea consumului de abur la turbină și condensator, adică reduce consumul necesar de apă de răcire circulantă a condensatoarelor. În consecință, pe de o parte, „poluarea” termică a corpurilor de apă este redusă și, pe de altă parte, alegerea unui loc pentru amplasarea unei centrale nucleare este simplificată. Marele avantaj al HTGR este absența virtuală a activării lichidului de răcire, menținând în același timp puritatea ridicată a acestuia în timpul funcționării normale, ceea ce facilitează lucrari de reparatiiși nu necesită decontaminarea sistematică complexă a elementelor circuitului.

O caracteristică distinctivă a HTGR este intensitatea energetică relativ scăzută a miezului reactorului, în valoare de aproximativ 5 - 8 MW/m3. Un reactor cu o putere termică de 3000 MW are un volum de miez de 400 - 500 m 3. În acest sens, reactoarele puternice de acest tip pot fi amplasate numai în clădiri din beton armat precomprimat. Într-un cilindru monolit din beton armat, a cărui precomprimare se realizează cu ajutorul cablurilor întinse prin mufe, există mai multe cavități în care se află echipamentul principal al circuitului primar: miezul, tijele de control, reflectorul, generatoarele de abur, schimbătoarele de căldură, suflantele de gaz. - un aranjament integral. Din punct de vedere al eventualelor fisuri, o caroserie din beton armat precomprimat este de preferat uneia din otel. Într-o carcasă de oțel, este posibilă o ruptură bruscă (de tip exploziv) într-o carcasă de beton, o astfel de ruptură este exclusă. Alte avantaje ale unei astfel de carcase includ rezistența seismică crescută, precum și posibilitatea utilizării acesteia ca protecție biologică și tendința de „auto-vindecare” a fisurilor care apar în timpul funcționării.

Până în prezent, trei reactoare experimentale cu neutroni termici cu o putere electrică de până la 40 MW au fost construite și testate în lume. În plus, prototipul centralei nucleare Fort St. Vrain de 330 MW funcționează în Statele Unite și este proiectat un reactor similar de putere mai mare. În Germania există un prototip de centrală nucleară THTR de 300 MW care utilizează combustibil toriu. Două reactoare au fost proiectate în URSS. Unul dintre ele este doar în scopuri energetice, celălalt este combinat - cu eliberarea de căldură în scopuri tehnologice și generarea de energie electrică. Pentru toate aceste reactoare, presiunea heliului nu depășește 5,0 MPa. Presiunea mai mare, dată fiind fluiditatea heliului, nu este utilizată, iar pentru intensificarea transferului de căldură se propune introducerea de particule de grafit cu diferite grade de dispersie în heliu.

Heliul din toate reactoarele create și proiectate circulă prin zona activă de sus în jos. Trecut prin

fante din reflectorul inferior și structura de susținere din grafit, heliul pătrunde în cavitățile unde sunt amplasate generatoarele de abur prin deschideri (conducte de gaz în carcasa din beton armat). După generatoarele de abur, heliul este returnat în miezul reactorului. Fluxurile de heliu sunt organizate astfel încât toate suprafețele corpului din beton armat să fie spălate cu heliu la cea mai scăzută temperatură - temperatura de la intrarea în miez, 250 - 350 ℃.

Pentru a asigura circulația heliului, sunt instalate suflante de gaz cu o singură treaptă cu un raport de compresie de aproximativ 1,03, adică presiunea în circuit este de 5,0 MPa, presiunea pe care o creează este de 0,15 MPa, se pierde aproximativ 0,05 MPa în miez și restul în schimbătoarele de căldură și coșurile reactoarelor. Suflantele de gaz sunt folosite ca motor turbină cu abur(SUA) sau motor electric (Germania).

Miezul reactorului este situat în cavitatea centrală a vasului cu diametru și înălțime aproximativ egale, în valoare de 8-12 m, în funcție de puterea reactorului. Sunt create și dezvoltate reactoare cu două tipuri de miezuri: cu elemente de combustibil prismatice (SUA) și sferice (Germania).

Baza ambelor tipuri de elemente de combustibil este un element de microcombustibil: o bilă de UO 2 (ThO în cazul ciclului de toriu) cu un diametru de 200 până la 600 de microni, acoperită cu mai multe straturi de carbon pirolitic și carbură de siliciu cu un grosime de 150-200 microni (pentru reactoarele convenționale, elementele de microcombustibil au o singură acoperire metalică), o astfel de acoperire asigură o reducere semnificativă a randamentului produselor de fisiune din miezul de microcombustibil.

Contaminarea lichidului de răcire cu heliu este posibilă din cauza produselor de fisiune ai combustibilului nuclear, a impurităților din heliul inițial, a scurgerilor în circuitul de răcire din circuitul abur-apă, a produselor de uzură erozivă a materialelor structurale și în principal a grafitului, a coroziunii grafitului și a materialelor structurale. (în prezența impurităților din heliu și a scurgerilor moderate din circuitul abur-apă). Sistemul de purificare include o unitate de purificare chimică (unitate de oxidare, separator de umiditate, adsorber de reținere, adsorbitor de zeolit, schimbătoare de căldură, filtre mecanice), o unitate criogenică, un compresor de rapel, un regulator de heliu pentru purificare și controlul purității heliului.

Pentru a răci HTGR, se folosește sistemul principal de îndepărtare a căldurii, care este de obicei un sistem modular cu capacitatea de a opera doar o parte din acesta. În plus, este prevăzut un sistem separat, special de răcire autonomă (ASR), care constă din bucle cu echipamente identice (schimbător de căldură, suflantă de gaz). Este asigurată răcirea zonei de urgență

instalatii similare, dar cu o suflanta pe gaz actionata de un generator diesel.

Crearea centralelor nucleare cu HTGR are o serie de dezavantaje și probleme: nevoia de oțeluri scumpe, puternic aliate cu nichel, crom și molibden; costul ridicat al lichidului de răcire (heliu); producția de noi tipuri de echipamente - suflante de gaz, schimbătoare de căldură la temperatură înaltă, fitinguri speciale cu heliu etc. Cu toate acestea, construcția de centrale nucleare cu HTGR este cu siguranță promițătoare, pe lângă avantajele lor indicate la începutul § 17.3, aceasta trebuie avut în vedere faptul că combinația de heliu ca lichid de răcire gazos și grafit ca material structural de miez asigură condiții extrem de favorabile în ceea ce privește atingerea temperaturilor ridicate și siguranța nucleară. Acest lucru se datorează stabilității combustibilului la temperaturi ridicate; netopirea miezului chiar și în cazul unei scurgeri complete de heliu; absența coroziunii în circuitul primar; constanța stării de fază a lichidului de răcire pe întregul interval de temperatură utilizat; constanța stării de fază a moderatorului și, prin urmare, absența influenței tranzițiilor de fază asupra proprietăților multiplicatoare ale reactorului; capacitate mare de căldură a miezului, provocând abateri minore de temperatură în cazul unei încălcări a modului de funcționare, autoreglare a sistemului datorită coeficientului negativ de temperatură de reactivitate.

Orez. 4.1.1. Auto-stingerea reactorului atunci când se introduce reactivitate pozitivă

Orez. 4.1.2. Auto-tăcere a reactorului cu pierderea completă a circulației lichidului de răcire

Orez. 4.1.3. Temperatura combustibilului și a vasului reactorului în timpul depresurizării circuitului primar

Caracteristicile enumerate ale HTGR asigură un nivel scăzut de deteriorare a miezului (elementele de microcombustibil) în toate accidentele posibile, inclusiv dincolo de baza de proiectare și, în consecință, un nivel scăzut al consecințelor radiațiilor acestora cu un minim de sisteme și echipamente de localizare. emisiile de radionuclizi, ceea ce îmbunătățește tehnic indicatori economici. Toate acestea ne permit să luăm în considerare posibilitatea plasării unor astfel de surse de energie în imediata apropiere a zonelor rezidențiale și a întreprinderilor, ceea ce este important din punctul de vedere al reducerii pierderilor în timpul transportului de energie termică, în special la temperaturi ridicate.

4.2. Siguranța la radiații a reactoarelor răcite cu gaz la temperatură înaltă

Reactoarele HTGR cu elemente de combustibil pe bază de microcombustibil (MF) și grafit au o serie de avantaje privind siguranța radiațiilor față de alte tipuri de reactoare. Cunoașterea caracteristicilor de migrare a produselor de fisiune (FP) prin acoperiri cu microelemente permite o utilizare destul de precisă analiza cantitativă scurgerea acestora din tijele de combustibil pe toată durata campaniei de instalare. Utilizarea unui număr mare de microelemente (10 6-10 8 buc.) cu controlul lor de calitate elimină o creștere bruscă a proporției de MT cu deteriorarea acoperirilor și scurgerea produselor de fisiune. Absența metalelor în miez minimizează proporția de impurități activate.

Scurgerile produselor de fisiune din elementele combustibile ceramice sunt determinate de tehnologia de fabricație și, după cum arată experiența reactoarelor în exploatare, este la un nivel care satisface cerințele de siguranță.

Numărul de produse de fisiune (i-nucleid) n i prezenți în lichidul de răcire este determinat de raportul (pentru produsele de fisiune pentru care 1/λi

Dni/dt = BiFi- (λi+k i)ni,

Unde В i este viteza de formare a izotopului studiat; F i este scurgerea relativă a produselor de fisiune ai i-nucleotidei în circuitul primar (scurgerea produselor de fisiune din elementele combustibile); λi - constanta de dezintegrare; r - campanie de elemente de combustibil; ki este fracția de atomi îndepărtați din lichidul de răcire

Datorită diferitelor procese, inclusiv scurgerea produselor de fisiune împreună cu lichidul de răcire (datorită scurgerii circuitului), aterizarea produselor de fisiune pe suprafața circuitului primar, îndepărtarea produselor de fisiune de către sistemul de purificare a lichidului de răcire, arderea sub influența neutroni.

Sursele de scurgere a produselor de fisiune din barele de combustibil ale reactoarelor HTGR sunt particulele intacte care nu prezintă contaminare, microparticulele cu învelișuri defecte deteriorate (deteriorările pot fi de origine tehnologică sau de radiație) și contaminarea cu combustibil a straturilor de microparticule, matricea și suprafața exterioară a tijelor de combustibil.

În general, scurgerea relativă a produselor de fisiune din elementele de combustibil poate fi prezentată după cum urmează:

Unde ε este proporția de particule cu acoperiri defecte; l1, l 2 - ponderea combustibilului sub formă de contaminare a acoperirilor de microelemente și a matricei miezului. S-a demonstrat că ponderea combustibilului în acoperirea particulelor poate fi mai mică de 10-6 din conținutul total de combustibil în elementele combustibile și, aparent, poate fi redusă în viitor pe măsură ce tehnologia este dezvoltată; f k este scurgerea relativă din elementele microcombustibililor intacte. Lucrările experimentale au arătat că scurgerea relativă din elementele de microcombustibil intacte acoperite cu RuC și SiC poate fi considerată egală cu 0 pentru toate produsele de fisiune; f"k este scurgerea relativă de la particulele cu acoperire deteriorată; valoarea sa depinde în mod semnificativ de natura deteriorării acoperirii, iar determinarea acesteia este o sarcină dificilă; f c,f L,f"c, f"L"— scurgeri relative din miezuri și acoperirea barelor de combustibil în absența și respectiv prezența contaminării în acestea.

Experiența în dezvoltarea tehnologiei pentru fabricarea și controlul calității barelor de combustibil arată că scurgerea relativă a produselor de fisiune din barele de combustibil este determinată în principal de proporția de particule cu acoperiri deteriorate și de natura daunelor. În prezent, nu există date care să evalueze numeric efectul calității acoperirii asupra scurgerilor. Prin urmare, în calculele de inginerie introducem

Valori echivalente ale numărului de particule ε1",ε1" având acoperiri complet deteriorate din RuC (pentru a caracteriza scurgerea produselor de fisiune gazoasă și halogeni) și din SiC (pentru a caracteriza scurgerea produselor metalice de fisiune), la care integrala scurgerea nucleidelor individuale este egală cu cea observată în experiment. De regulă, echivalența daunelor este introdusă prin scurgerea relativă de echilibru a izotopului 133 Xe. Elementele de combustibil ale reactoarelor HTGR trebuie să îndeplinească cerințele

Scurgeri de gaze inerte și iod. Activitatea heliului în circuitul primar este determinată în mare măsură de activitatea produselor de fisiune gazoasă (g.p.d.) La temperatura de funcționare a barelor de combustibil ale reactorului HTGR (t< 1600 °С) относительная утечка г.п.д., а также I и Те может быть представлена в виде

Unde E133 Xe este scurgerea relativă de echilibru a 133 Xe; P este un coeficient care caracterizează creșterea scurgerii Kg față de Xe (la o primă aproximare, P ~ 4).

În tabel 4.2.1 arată valorile relative de scurgere ale motorului hidraulic. pentru un reactor de 1000 MW, presupunând că fracția echivalentă a particulelor deteriorate cu 133 Xe /F133 Xe = 10-5.

Activitatea totală a izotopilor I și Te, care caracterizează scurgerea din elementele de combustibil, este la nivelul activității Xe. Cu toate acestea, atunci când se evaluează activitatea heliului în raport cu iod, este necesar să se țină cont de depunerea de I și Te pe suprafețele circuitului. Conform diferitelor estimări, coeficientul de depunere al acestor izotopi poate fi în intervalul 10-3-10~4. Ignorarea datelor privind eliberarea, depunerea și transportul produselor de fisiune pe suprafețele echipamentelor cu circuit primar poate complica semnificativ lucrările de reparații.

Scurgeri de produse metalice de fisiune Cs, Sr, Ag. La determinarea scurgerii de Cs, Sr, este esențial să se țină cont de scurgerea precursorilor acestora: 90 Kr, 137 Xe, precum și de influența reținerii Cs, Sr de către materialele matricei eficient

Absorbit de grafitul folosit în reactoare. Argintul este, de asemenea, puternic absorbit de grafit la temperaturi de până la 1000-1050 °C. Acești izotopi, ca și izotopii I, sunt depuși efectiv pe suprafețele circuitului primar. Cu toate acestea, în prezent, rămân multe incertitudini în comportamentul acestor izotopi în elementele de combustibil și în reactor în ansamblu.

Tabelul 4.2.1

Activitate în buclă la o putere de instalare de 1000 MW (fără a lua în considerare influența scurgerilor de heliu și funcționarea sistemului de purificare)

Nucleid

Producție pe diviziune, %

F∙10 5 A, Ci

Krypton 83m 114 min 0,54 0,49 22,5

85 4,48 h 1,3 0,75 82,5

85* 10,76 ani 0,27 100 -

87 76,4 min 2,53 0,4 85

88 2,77 h 3,56 0,59 177

89 190 s 4,6 0,083 32

90 33 s 5,0 0,034 14,3

91 9,8 s 3,5 0,019 5,5

  ΣAKr - - - ~420

Xenon 133m 2,2 zile 0,16 0,65 8,7

133 5,27 zile 6,69 1.550

135m 15,6 min 0,93 4,5∙10-2 3,6

135 9,16 h 6,43 0,27 145

137 3,8 min 6,18 2,2∙10-2 11

138 14,1 min 6,6 0,042 23

139 39,68 s 5,4 9,3∙10-3 4,2

140 14 s 3,5 5,5∙10-3 1,6

  ΣАХе - - - ~ 750

  ΣАKr+Хе ~120

* Pentru a calcula activitatea de 85 Kr, este necesar să se țină cont de funcționarea sistemului de curățare și de scurgerea circuitului.

În tabel 4.2.2 prezintă valorile posibile ale activității de scurgere pentru un număr de produse radioactive de fisiune în timpul funcționării normale a unei instalații de 600 MW(e), ilustrând radiația

Noua siguranță a HTGR. Evaluarea a fost efectuată în ipoteza că fracția efectivă a particulelor distruse este de ~10-4, rata de scurgere de heliu din circuit este de ~0,2% pe zi; eficiența curățării sistemului de ventilație - 10.

Tabelul 4.2.2

Activitatea de scurgere a produsului de fisiune la conditii normale operatiune de instalare

Produs de fisiune

Activitate plină, 10 7 Ci

Scurgere de lichid de răcire

Activitate de circuit, Ki

Scurgeri din carcasă, mCi/zi

Scurgeri în atmosferă, mCi/zi

I, Te 3,7 3∙10 3 Ci 3 6 0,6

90 Sr 0,24 24 Ci/an 0,5 1 0,1

Gaze nobile

25 - 2,4∙10 4 1,2∙10 4 2,4∙10 4

Situații de urgență. Situațiile de urgență sunt decisive atunci când se analizează siguranța la radiații a instalațiilor HTGR. În cazul unui accident de pierdere de presiune, cel mai important este să se cunoască coeficienții de desorbție ai izotopilor I, Sr, Cs de pe suprafețele echipamentelor din circuitul primar, care se acumulează (Sr, Cs) pe echipament pe durata întregii funcționări a reactorului. În cazul accidentelor care duc la supraîncălzirea elementelor de combustibil, este necesar să se reducă durata supraîncălzirii, deoarece studiile experimentale arată rezistența microelementelor la supraîncălzirea pe termen scurt până la o temperatură de 2000-2100 °C. În plus, un număr mare de microelemente în diferite condiții de funcționare sunt garantate împotriva supraîncălzirii și distrugerii simultane a unei părți semnificative a acestora.

Dacă apa intră în circuit, aceasta poate accelera coroziunea grafitului (C+2H 2<->CH 4). Cu toate acestea, controlul fiabil al impurităților și funcționarea sistemului de tratare sugerează că va fi asigurată funcționarea în siguranță a instalațiilor.

Barierele de protecție pentru reținerea produselor de fisiune în HTGR sunt următoarele: miez de combustibil, acoperiri ale miezului de combustibil, matrice de grafit a elementelor de combustibil, carcase de alimentare a circuitului primar, carcasă de reținere din beton armat.

Capitolul 5. PRINCIPALELE PROIECTE HTGR DEZVOLTATE ÎN RUSIA

5.1. Reactorul de înaltă temperatură răcit cu gaz VGR-50 al uzinei chimice energetice ABTU-Ts-50

În 1974, în Rusia a fost dezvoltată o fabrică de energie chimică industrială pilot ABTU-Ts-50 cu un reactor de înaltă temperatură răcit cu gaz VGR-50 (Fig. 5.1.1).

Orez. 5.1.1. Schema unei centrale chimice energetice cu reactor VGR-50: 1 - generator de abur; 2 - suflante de gaz; 3 - conducta coaxiala; 4 - capacitatea de încărcare; 5 - reactor VGR-50; 6 - mecanism de descărcare iradiator; 7 - iradiator; 8 - mecanism de distribuție; 9 - capacitatea tijelor de combustibil deteriorate; 10 - mecanism de separare; 11 - mecanism de respingere și injecție; 12 - dispozitiv de distribuire

Această instalație face posibilă generarea de energie electrică, precum și utilizarea unui reactor nuclear ca sursă de radiații pentru procese radiații-chimice și energetice-tehnologice.

Pentru instalațiile industriale (de exemplu, în sectorul chimic, metalurgic și în alte sectoare ale economiei), funcționarea non-stop a reactorului pe parcursul întregului proces este de o importanță decisivă.

Ciclul de producție. Această condiție este îndeplinită într-o măsură mai mare de un reactor cu realimentare continuă cu combustibil atunci când funcționează la putere. VGR-50 a fost proiectat ca primul reactor industrial pilot cu mișcare continuă a combustibilului în miez.

În timpul dezvoltării, în proiectarea reactorului au fost încorporate următoarele prevederi fundamentale: utilizarea rambleului liber a elementelor sferice de combustibil în miez; implementarea principiului trecerii continue a elementelor de combustibil în miez atunci când reactorul funcționează la putere; utilizarea grafitului ca moderator, care absoarbe slab neutronii; utilizarea heliului ca lichid de răcire; asigurarea unui grad ridicat de siguranță datorită coeficientului negativ de temperatură de reactivitate în combinație cu capacitatea ridicată de căldură a miezului; compensarea reactivității cu elemente absorbante sferice (pels), al căror număr în miez poate varia în timpul campaniei; amplasarea tijelor sistemului de control și protecție (CPS) în reflectorul lateral și a tijelor introduse direct în umplerea elementelor bile; utilizarea tehnologiei existente pentru fabricarea recipientelor metalice de înaltă presiune și utilizarea pentru fabricarea materialelor care au fost stăpânite de industrie și s-au dovedit în funcționare în reactoare nucleare; oferind capacitatea de a asambla și dezasambla interiorul reactorului.

Reactorul VGR-50 (Fig. 5.1.2) constă din următoarele elemente principale: un vas durabil de înaltă presiune cu un capac pe care sunt amplasate acționările electromagnetice ale sistemului de control și dispozitivele de încărcare.

În interiorul carcasei există un miez format dintr-un rambleu sferic de bare de combustibil și peleți, tije de control, un coș cu zidărie de grafit, un reflector superior din grafit, un scut superior de radiații, un dispozitiv de separare și ansambluri de control în reactor (IRC). CPS și sistemele de supape de control asigură funcționarea normală a reactorului și obțin informații operaționale pentru control, alarmă și protecție. Reactorul dispune de o serie de sisteme independente de influențare a reactivității: un sistem de bare de control, un sistem de modificare a numărului de bare de combustibil în miez în timpul campaniei, un sistem de descărcare a barelor de combustibil din miez.

Orez. 5.1.2. Reactor VGR-50: I - antrenare tijei compensatoare submersibile (PKS); 2 - antrenare a tijelor AR și AZ; 3 - protectie superioara; 4 - capac carcasa; 5 - reflector superior; 6 - tija ACL; 7 - tija AR și AZ; 8 - zona activa; 9 - coș; 10 - corp reactor; II - colector de gaze; 12 - reflector inferior; 13 - conducta de evacuare pentru tije de combustibil si tije de combustibil; 14 - sprijinul locativ; 15 - dispozitiv de distribuire; 16 - conductă de intrare-ieșire a lichidului de răcire; 17 - canal de descărcare peleți și bare de combustibil din miez; 18 - reflector lateral; 19 - ansamblu de control în reactor; 20 - conductă de intrare cu bile

Sistemul de control și protecție VGR-50 asigură oprirea rapidă a reacției nucleare în miez, menținerea automată a puterii reactorului la un anumit nivel și transferul reactorului de la un nivel de putere la altul.

Sistemul de control și control al reactorului utilizează acționări electromagnetice, prin care mișcarea alternativă a tijelor absorbante în canale (24 buc.) și inserarea

Tije compensatoare submersibile (4 buc.) în umplerea sferică a miezului.

Sistemul de modificare a numărului de pixeli din miez (SIKP) oferă compensare pentru schimbările lente ale reactivității în timpul campaniei reactorului. SICP include un container pentru elemente absorbante, linii cu bile cu supape de închidere adecvate și dispozitive pentru detectarea și îndepărtarea peleților.

Sistemul VRC permite, în timpul funcționării, măsurarea scăderilor de temperatură și presiune în secțiuni individuale ale căii de circulație a lichidului de răcire în reactor, precum și fluxurile de neutroni de-a lungul înălțimii și razei miezului. Ca detectoare în ansamblurile RRC se folosesc termometre termoelectrice, tuburi pneumometrice și detectoare de încărcare directă, care fac posibilă monitorizarea stării reactorului și a circuitului de circulație al elementelor sferice ale instalației.

Vasul reactor puternic dens VGR-50 este sudat din carcase solide forjate și un fund eliptic. În partea superioară a carcasei există țevi pentru încărcarea barelor de combustibil și peleților în miez, în partea inferioară există patru țevi pentru alimentarea și îndepărtarea lichidului de răcire cu heliu și patru țevi în partea inferioară a carcasei pentru descărcarea barelor de combustibil și peleților. din reactor. Diametrul exterior maxim al carcasei este de 4580 mm, înălțimea carcasei este de 10.800 mm. Capacul sferic este conectat folosind știfturi la corpul reactorului. Pe capacul vasului reactorului există duze cu conectori cu flanșă pentru instalarea antrenărilor tijei de control, a dispozitivelor de încărcare și a ansamblurilor de supape de control.

Conectorul cu flanșă dintre capac și corp este etanșat cu o etanșare torusă din oțel rezistent la coroziune cu o garnitură de cupru. Garnitura torică este sudată pe corpul reactorului și pe capac în timpul instalării. Între garnitură și etanșarea torală este prevăzută o cavitate specială, ceea ce face posibilă controlul cusăturilor de instalare ale etanșării torului pentru densitatea heliului și, dacă este necesar, obținerea de informații despre funcționarea garniturii în timpul funcționării. Corpul și capacul reactorului sunt realizate din oțel crom-molibden slab aliat din clasa perlitică, îndeplinind condițiile de rezistență la căldură pe termen lung și rezistență pe termen lung în condiții de iradiere cu neutroni. Oțelul selectat este folosit pentru a face

Carcasele reactoarelor cu apă sub presiune și s-au dovedit bine în condiții de funcționare. La fabricarea corpului și a capacului VGR-50, a fost planificat să se utilizeze aproape complet tehnologia pentru fabricarea corpurilor de reactoare cu apă sub presiune.

În interiorul carcasei există un scut superior de radiații, un reflector superior din grafit, un coș cu zidărie din grafit și zona activă, o carcasă de sprijin și un dispozitiv de distribuție. Pentru efectuarea reparațiilor și controlului suprafeței interioare a carenei, structurile interioare ale corpului și montajul supapelor de control sunt detașabile protecția superioară, reflectorul de capăt superior și coșul cu zidărie de grafit.

Scutul superior de radiații este format dintr-o carcasă cilindrică umplută cu material absorbant. Blocurile de grafit ale reflectorului de la capătul superior sunt suspendate de placa inferioară de protecție împotriva radiațiilor folosind tije metalice. Coșul reactorului este o carcasă cilindrică, în interiorul căreia pe placa de jos este instalată o stivă de grafit constând din reflectoare laterale și inferioare. Reflectoarele laterale și inferioare sunt formate dintr-un număr de coloane formate din blocuri individuale de grafit reactor. Coloanele reflectorului lateral sunt conectate la carcasa coșului folosind tije situate în orificiile periferice ale blocurilor de grafit ale reflectorului lateral. Pe suprafața interioară a reflectorului lateral există proeminențe (stâlpi) care se potrivesc în umplutura cu bilă. Reflectorul lateral conține 24 de canale pentru tijele de control (inclusiv 12 canale în stâlpi) și 12 canale pentru ansamblurile supapelor de control.

Reflectorul de la capătul inferior are un canal central pentru descărcarea barelor de combustibil și peleților din miez și un colector de lichid de răcire fierbinte, în care lichidul de răcire din zona activă și canalul de descărcare intră prin fante special realizate în reflectorul de la capătul inferior. Suprafața interioară a reflectorului inferior este o suprafață conică cu unghiuri de 45 și 60°. Configurația suprafeței interioare a reflectorului și diametrul canalului de descărcare au fost determinate pe baza experimentelor model de dinamică sferică.

Un dispozitiv de distribuire este atașat la partea inferioară a reactorului, care este proiectat să distribuie elementele de combustibil și peleții care intră în el din canalul de descărcare în patru duze și apoi în mecanismele de respingere și injecție ale instalației. Proiectarea dispozitivului de distribuire

Troystva asigură descărcarea barelor de combustibil și a miezurilor din miez la diferite situatii de urgenta, inclusiv atunci când un bloc de grafit intră în canalul de descărcare.

Circuitul de circulație a lichidului de răcire în reactor este proiectat astfel încât temperatura metalului corpului, capacului și structurilor interne să nu depășească 350 ° C, prin urmare, oțelul rezistent la coroziune, care nu se fragilizează la iradiere, a fost ales ca metal al structurilor interne (protecție superioară, reflector coș superior, dispozitiv de distribuire), practic nu reduce proprietățile mecanice până la o temperatură de 350 ° C și poate funcționa în condiții de reactor timp de 25-30 de ani. Având în vedere că temperatura maximă a blocurilor de stivă de grafit nu depășește 850 °C, acestea sunt fabricate din grafit de reactor, care este utilizat în prezent pentru blocurile de stivă de grafit ale reactoarelor RBMK.

Miezul reactorului VGR-50 este format dintr-o umplere liberă de bare de combustibil și peleți și este limitat de suprafețele interioare ale reflectoarelor laterale și inferioare și de nivelul de umplere. Elementele de combustibil sunt realizate din elemente de microcombustibil într-o matrice de grafit, închise într-o carcasă sferică de grafit cu un diametru exterior de 60 mm. În miez, este selectată mișcarea însoțitoare a elementelor de combustibil și a lichidului de răcire.

Circulația lichidului de răcire în reactor (vezi Fig. 5.1.1) se realizează prin suflante centrifugale cu gaz. Lichidul de răcire răcit în generatoare de abur, pompat de suflante de gaz, intră în reactor prin patru conducte situate în partea inferioară a carcasei și se ridică în golul inelar dintre carcasă și coș. Partea principală a acestui flux este direcționată direct în miez, o parte mai mică (~8%) se ridică, răcește capacul reactorului, scutul superior și reflectorul superior și apoi este trimisă la miez. O parte din lichidul de răcire care intră în reactor (~10%) este direcționată în jos în spațiul dintre fundul coșului și fundul vasului. Aici, o parte din debitul coborât este direcționată în canalele tijelor de control, cealaltă parte a fluxului intră în canalul de descărcare pentru răcirea tijelor de combustibil. Fluxurile de lichid de răcire din miez și din canalul de refulare intră în colectorul de gaz fierbinte, din care patru conducte sunt evacuate din reactor către generatoarele de abur și apoi către suflantele de gaz, închizând astfel bucla de circulație.

Ca urmare a dezvoltării și implementării calculelor neutronice și termo-hidraulice, s-au obținut următoarele caracteristici principale ale reactorului:

Puterea termică a reactorului, MW 136

Lichidul de răcire Heliu

Presiunea în reactor, MPa 4

Temperatura lichidului de răcire, °C:

La intrarea în reactorul 296

La ieșirea din reactorul 810

Debit de lichid de răcire prin reactor, kg/s 51

Dimensiunile miezului, m:

Diametru 2,8

Înălțime 4,5

Intensitatea energetică specifică a miezului, kW/l

Tip de tijă de combustibil și pelet Ball

Diametrul exterior al tijei de combustibil și al elementului absorbant, mm

O campanie de descărcare, eff. zile 450

Consumul mediu de combustibil, MW „zi/t 100.000

Designul dezvoltat și caracteristicile calculate obținute arată promisiunea utilizării unor astfel de reactoare. Proiectarea reactorului VGR-50 a făcut posibilă testarea principalelor soluții fundamentale și acumularea experienței de operare și proiectare pentru crearea de reactoare de tip VTGR mai puternice.

5.2. Instalatie experimentala de tehnologie energetica industriala VG-400

Instalația a fost destinată producției integrate de energie termică cu potențial ridicat (~950 °C) și energie electrică și poate fi utilizată pentru realizarea proceselor consumatoare de energie într-o serie de industrii (chimic, petrochimic etc.). Opțiunea de utilizare a temperaturii ridicate

Reactor răcit cu gaz natural VG-400 pentru o instalație chimico-tehnologică pentru producția de amoniac.

Instalaţia foloseşte un circuit intermediar cu heliu, care împiedică pătrunderea produselor de fisiune radioactivă în circuitul chimic şi contaminarea circuitului primar cu produse chimice (Fig. 5.2.1). Circuitul intermediar mărește siguranța și fiabilitatea instalației și, de asemenea, asigură versatilitatea acesteia în raport cu aplicarea diferitelor instalații de proces. În reactorul VG-400, a fost planificată implementarea principiului unei singure treceri a elementelor de combustibil sferice în miez (OPAZ) pe campanie, ceea ce face posibilă reducerea temperaturii elementelor de combustibil și reîncărcarea acestora atunci când funcționează la putere. . În 1980-1981, s-a lucrat la proiectarea tehnică a reactorului VG-400 cu următoarele caracteristici principale:

Putere termica, MW 1000

Temperatura heliului, °C:

La ieșirea din miezul 950

La intrare 350

Presiunea heliului, MPa 5

Dimensiunile miezului D/H, m 6,4/4,8

Tip tijă de combustibil: bilă

Diametrul elementului de combustibil, mm 60

Numărul de bare de combustibil în miez 8,10 5

Îmbogățirea inițială cu combustibil, % 6,5

Adâncimea medie de ardere, MW.zi/t 70.000

Campanie, eff. zile 320

Numărul de bucle de răcire 4

Materialul carcasei

Beton precomprimat

Parametrii aburului:

Presiune, MPa 17,5

Temperatura, °C 535

Orez. 5.2.1. Schema schematică a instalației VG-400: 1 - vas reactor din beton armat din polibeton; 2 - generator de abur; 3 - schimbător de căldură intermediar la temperatură înaltă VPTO-110; 4 - sistem de încărcare; 5 - producția tehnologică; 6 - unitate turbină cu abur cu generator; 7 - sistem de racire de urgenta; 8 - miezul reactorului; 9 - sistem de descărcare; 10 - supapă de bypass; 11 - suflantă de gaz cu circulație principală cu robinet de închidere; 12 - dispozitiv de siguranță al circuitului primar

Au fost efectuate cercetări pentru a clarifica parametrii încărcării cu combustibil și ai designului miezului. S-a acordat multă atenție cercetării modurilor de operare de urgență, fundamentarea operabilității elementelor de bază și furnizarea de moduri de funcționare comune a unității de proces de producție a reactorului și a amoniacului (Fig. 5.2.2).

Au fost efectuate calcule și studii experimentale ale carcasei din beton armat precomprimat și ale izolației termice, modelele de mișcare a barelor de combustibil sferice și

Forțele de introducere a tijelor de control în umplerea cu bile au fost determinate folosind modele 1:10; 1:3; 1:1 (celula), și a dezvoltat, de asemenea, tehnologia de răcire cu heliu etc.

Crearea instalației VG-400 trebuia să realizeze o testare și testare reprezentativă a diferitelor echipamente pentru instalații industriale în scopuri de tehnologie energetică.

Orez. 5.2.2. Schema barierelor de siguranță: 1 - miez cu elemente de combustibil sferice; 2 - carcasa din beton armat polibeton cu placare ermetica cu perete dublu; 3 - tijă de combustibil sferică cu carcasă de grafit; 4 - element de microcombustibil cu o acoperire cu patru straturi de RuC și SiC; 5 - carcasă de urgență sigilată

5.3. Reactorul modular VGM

Sub conducerea științifică a IAE numită după. I.V. Kurchatov OKBM și VNIIAM au dezvoltat HTGR modulare cu bare de combustibil sferice pentru instalații de energie și tehnologie energetică pentru producerea simultană de energie electrică și termică în scopuri de tehnologie energetică. Cel mai avansat proiect a fost reactorul modular VGM-200 cu o putere termică de 200 MW pentru o centrală de tehnologie energetică. Proiectul VGM a dezvoltat o serie de soluții tehnice care îndeplinesc standardele și condițiile interne pentru fabricarea echipamentelor și sistemelor.

Reactorul VGM are o zonă activă cilindrică (fără stâlpi) cu bile de combustibil plasate în ea sub formă de umplere liberă, deplasându-se după principiul circulației multiple.

Limitarea puterii specifice a miezului la 3 MW/m 3 cu un diametru de 3 m și o înălțime de aproximativ 9 m asigură că temperatura combustibilului din reactor nu depășește 1600 °C fără influența mijloacelor active de răcire, inclusiv pierderea. de lichid de răcire.

Instalația reactorului are un circuit principal de răcire a reactorului și un sistem auxiliar de răcire (ACS). Lichidul de răcire se deplasează în miez de sus în jos.

Circuitul principal de răcire include suflanta de gaz cu circulație principală, schimbătorul de căldură de înaltă temperatură și generatorul de abur. A fost planificată o dezvoltare treptată a instalației:

În prima etapă la o temperatură de 750 °C cu producerea de abur supraîncălzit;

În a doua etapă, la temperaturi de până la 950 °C, cu producerea de energie termică cu potențial ridicat într-un schimbător de căldură la temperatură înaltă și abur supraîncălzit într-un generator de abur.

Reactorul instalației VGM are două sisteme independente de influențare a reactivității, bazate pe principii diferite de funcționare: un sistem de tije format din 24 de tije (~3,4% Δk/k), și un sistem de compensare a reactivității cu bile (ShSKR), format din 22 situat în reflectorul canalului lateral, cu un absorbant sub formă de bile mici (~6-10 mm) (~10,8% Δk/k).

Sistemul de tije asigură compensarea efectelor rapide de reactivitate. ShSKR servește pentru a compensa mai lent

Efecte de reactivitate, cum ar fi efectul de temperatură completă și detoxicația atunci când planta se răcește.

Încărcarea absorbantului în canalele ShSKR se efectuează sub influența gravitației din containere speciale. Absorbantul este descărcat din canale și ridicat în containere pneumatic.

În toate situațiile de urgență, inclusiv depresurizarea circuitului, căldura reziduală este îndepărtată din miez prin intermediul unui sistem de răcire de suprafață (SCS), format din trei canale independente bazate pe un principiu de funcționare pasiv.

Energia termică este transferată prin vasul reactorului către un răcitor de apă situat în puțul reactorului.

Designul reactorului VGM-200 este prezentat în Fig. 5.3.1.

Principalele caracteristici ale reactorului VGI-200:

Putere termică, MW 200

Putere electrică, MW 80

Temperatura și presiunea heliului, °C/MPa 750 (950)/7

Dimensiunile miezului D/H, m 3/9,4

Miezuri de combustibil Dioxid de uraniu

Forma tijei de combustibil, diametrul exterior, m Bilă, 60

Numărul de elemente de combustibil din miez

Îmbogățirea cu uraniu, % 8

Intensitatea căldurii, MW.t/m 3 3.1

Ardere estimată, MW/kg 80

Campanie, zilele 950

Viteza de circulație a barelor de combustibil prin miez este 10-15

Producția tehnologică

Electricitate + hidrogen

Schema RU Dublu circuit

Orez. 5.3.1. Reactor VGM-200: 1 - reactor; 2 - clădire de putere; 3 - schimbător de căldură intermediar; 4 - generator de abur; 5 - suflante de gaz; 6 - sistem de racire; 7 - sistem de circulație a tijei de combustibil; 8 - sistem de bile absorbante; 9 - sistem de purificare a heliului; 10 - supapă de degajare; 11 - sistem cu turbină cu abur (conversie de energie)

Capitolul 6. REACTOR MODULAR DE HELIU LA TEMPERATURA INALTA CU TURBINA GAZ GT-MGR

Unul dintre reactoarele de nouă generație care îndeplinește cerințele industriei de energie nucleară la scară largă în curs de dezvoltare este un modular de înaltă temperatură. reactor cu heliu cu turbină cu gaz (GT-MGR). Proiectarea acestui reactor este în prezent dezvoltată în comun de companiile rusești (Rosatom State Atomic Energy Corporation, RRC Kurchatov Institute) și SUA (ORNL, GA).

Caracteristicile fundamentale ale GT-MGR sunt:

Eficiență ridicată a producției de energie electrică (eficiență ~50%);

Posibilitatea utilizării energiei termice la temperatură înaltă pentru producția tehnologică;

Siguranta sporita datorita autoprotectiei si imposibilitatii de topire a miezului in accidente grave;

Utilizarea eficientă a combustibilului nuclear și capacitatea de a implementa diferite opțiuni ale ciclului combustibilului (uraniu, plutoniu, toriu);

Reducerea impactului termic și radiațiilor asupra mediu.

Introducerea GT-MGR rezolvă multe probleme ale energiei nucleare și crește competitivitatea centralelor nucleare. Avantajele semnificative ale GT-MGR sunt extinderea utilizării energiei nucleare în domeniul tehnologiilor industriale de înaltă temperatură și extinderea gamei de țări care utilizează energia nucleară.

În 1997, întreprinderile Ministerului Rus al Energiei Atomice (OKBM, VNIINM, NII NPO Luch, Siberian Chemical Combine, VNIPIET), Institutul RRC Kurchatov și partenerii străini au dezvoltat un design conceptual al GT-MGR. În timpul dezvoltării proiectului, a fost confirmată o altă caracteristică importantă a GT-MGR: fezabilitatea tehnică și eficiența economică a utilizării acestuia pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme.

Studii preliminare efectuate în Rusia și SUA (GA) în perioada 1993-1995 privind utilizarea armelor de calitate

Toniumul ca combustibil în HTGR a demonstrat capacitatea unică a acestui tip de reactor de a asigura arderea profundă (până la 90%) a plutoniului încărcat inițial în timpul iradierii sale unice în reactor.

În prezent, s-a acumulat o cantitate mare de plutoniu de calitate pentru arme și energie. Plutoniul acumulat este potențial periculos din cauza posibilității proliferării neautorizate pentru a crea arme nucleare.

Plutoniul este un produs energetic valoros. Prin urmare, o soluție eficientă la problema dispunerii plutoniului este arderea acestuia în reactoare de putere, în special în GT-MGR.

Centrala electrică GT-MHR constă din două unități conectate între ele: un reactor modular de temperatură înaltă (MHR) și un convertor de energie pentru turbină cu gaz cu ciclu direct (GT) (Fig. 6.1). Conceptul MGR se bazează pe utilizarea unui miez cu un moderator de grafit, combustibil sub formă de compacte microsfere cu acoperiri ceramice multistrat și heliu ca lichid de răcire. Nu există structuri metalice în miez. Acest lucru face posibilă o temperatură a heliului la ieșirea din reactor de 850 °C sau mai mare, ceea ce asigură o eficiență ridicată a producției de energie electrică într-un ciclu direct al turbinei cu gaz, precum și capacitatea de a utiliza MHR ca sursă de înaltă tensiune industrială. -temperatura energie termica.

Miezul MHR de tip inel este format din 1020 de blocuri de combustibil prismatice hexagonale situate în 102 coloane a câte 10 blocuri fiecare în înălțime.

În fiecare an, 1/3 din unitățile de combustibil sunt reîncărcate. Pentru asigurarea unei rezerve de reactivitate și a unui coeficient de temperatură negativ în miez, se folosesc tije absorbante ardebile (Er 2 O 3), plasate în canalele blocurilor de combustibil. Miezul are un coeficient de reactivitate de temperatură negativ la orice temperatură de funcționare.

Combustibilul Pu din GT-MHR este utilizat sub formă de particule cu un strat multistrat (Fig. 6.2). Miezurile de oxid de plutoniu sunt acoperite cu un strat tampon poros de grafit, un strat dens de pirografit, apoi un strat de carbură de siliciu și un alt strat de pirografit.

Orez. 6.1. Modul reactor GT-MGR: 1 - generator; 2 - modul recuperator; 3 - turbocompresor; 4 - modul răcitor intermediar; 5 - modul de pre-răcire; 6 - montaj CPS; 7 - zona activa; 8 - sistem de locuințe; 9 - sistemul de răcire al unui reactor oprit

Orez. 6.2. Componentele tijelor de combustibil GT-MGR cu combustibil plutoniu

Particulele sunt amestecate cu o matrice de grafit și formate în compacte cilindrice de combustibil sub forma unei tije cu un diametru de 12,5 mm și o înălțime de 50,0 mm. Ele, la rândul lor, sunt încărcate în blocuri de combustibil hexagonale din grafit prismatic cu o înălțime de 0,8 m și o dimensiune la cheie de 0,36 m Principalele caracteristici ale reactorului GT-MGR:

Putere termica, MW 600

Eficiența producției de energie electrică, net, % 47,2

Temperatura lichidului de răcire (heliu), intrare/ieșire, °C

Temperatura heliului la admisia compresorului, °C 26

Presiunea heliului la intrarea în reactor, MPa ~7,15

Debit de lichid de răcire primar, kg/s ~316

Diametru interior/extern miez, m 2,96/4,84

Diametrul exterior al reflectorului radial, m 7

Înălțimea miezului, m 8

Număr tije absorbante 48

Numărul de canale Redundant Shutdown System (RSS).

Grad de ardere de Pu-239, %90

Ardere medie, MW.zi/t 650

Plutoniu încărcat, kg/an 250

Îmbogățirea plutoniului încărcat cu Pu-239, %

Plutoniu descărcat, kg/an 70

Îmbogățirea plutoniului descărcat cu Pu-239, %

Cantitatea de plutoniu de calitate pentru arme distrusă peste 60 de ani pentru un bloc, t

Materialul vasului reactorului 10Х9МФБ

Material carcasă SPE 15Х2НМФА

Materialul corpului de conectare 10Х9МФБ

Diametrul interior al vaselor reactorului și XPE, m

Înălțimea vasului reactorului, m ​​26

Înălțimea caroseriei SPE, m 37,5

Presiunea de proiectare a sistemului de carcasă, MPa 8

Viteza de rotație a turbomașinii, rpm 3000

Putere pe autobuze generatoare, MW (el) 290,45

Eficiența recuperatorului 0,95

Material recuperator 08Х16Н11МЗ

Suprafața de transfer de căldură a recuperatorului, m 2 ~66.000

GT-MGR se caracterizează printr-o siguranță sporită. Proprietățile interne de siguranță inerente GT-MHR exclud topirea miezului în cazul unor accidente grave de tip reactivitate și pierderi de lichid de răcire. Caracteristicile de siguranță și caracteristicile de design fac ca GT-MGR să fie rezistent la erorile operatorului.

GT-MGR este o centrală de reactoare de nouă generație. Este dezvoltat pe baza tehnologiilor testate la nivel mondial. Cele mai multe dintre soluțiile tehnice pentru instalația GT-MGR se bazează pe soluțiile de proiectare ale reactoarelor Peach Bottom și Fort St. Vrain (SUA), elaborate în etapa de construcție și exploatare a acestora și pe 30 de ani de experiență rusă în proiectarea HTGR (reactoare VG-400, VGR-50 și VGM).

Reactoarele răcite cu heliu, care au fost operate în Marea Britanie, SUA și Germania între 1960 și 1986 (Dragon, Peach Bottom, FSV, AVR, THTR-300), au demonstrat proprietățile inerente ale acestui tip de reactor, îndeplinind cerințele moderne de siguranță ridicate. Experimentele efectuate la reactorul AVR (Germania) au arătat capacitatea reactoarelor cu intensitate energetică moderată de până la 7 MW/m 3 de a se răci fără intervenția sistemelor active și a acțiunilor operatorului. Funcționarea acestor reactoare, precum și testele interne de radiație ale combustibilului HTGR, au demonstrat capacitatea elementelor de microcombustibil cu acoperiri ceramice multistrat de a asigura arderea profundă la o temperatură foarte ridicată a acoperirilor elementelor de combustibil, insuficientă.

Compatibil cu alte tipuri de instalații de reactoare. La testarea combustibilului plutoniu cu o compoziție similară GT-MGR în reactoarele Dragon și Peach Bottom, s-au obținut următorii parametri: ardere până la 750 MW.zi/kg, fluență neutronică rapidă până la 2,2. 10 21 n/cm 2, temperatură până la 1400 °C (Tabelul 6.1).

Tabelul 6.1

Date rezumate privind iradierea particulelor de combustibil acoperite cu TRISO în comparație cu cerințele pentru combustibilul GT-MGR

Program

Descrierea combustibilului

Fluență neutronică rapidă maximă, × 10 25 n/m 2 (E>0,18 MeV)

Epuizare maximă

Interval de temperatură în timpul iradierii, °C

800 MW. zi/kg

Particule de combustibil UO 2 acoperite cu TRISO în elemente sferice

Până la 20% fima

Particule de combustibil din UC 2 (93% îmbogățit) cu acoperire TRISO în compacte

Până la 78% fima

Particule de combustibil UCO (20% îmbogățire) acoperite cu TRISO în compacte

Până la 22% fima

Particule de combustibil PuO 2-x acoperite cu TRISO în compacte

737 MW. zi/kg

Până la 1440

Sfârșitul tabelului 6.1

Germania

Particule de combustibil UO 2 (îmbogățire 10%) cu acoperiri TRISO în elemente sferice și compacte

Până la 14,9% fima

Particule de combustibil din UO 2 (4-10% îmbogățire) cu acoperire TRISO în compacte

Până la 2,8

Până la 9,4% fima

"Dragon"

Particule de combustibil PuO 2 acoperite cu TRISO amestecate cu grafit în compacte

747 MW. zi/kg

GT-MGR poate folosi diverse opțiuni pentru ciclul combustibilului nuclear (uraniu, plutoniu, toriu) și, după cum sa menționat deja, plutoniul de calitate pentru arme poate fi ars eficient. Arderea eficientă a plutoniului de calitate pentru arme este asigurată într-un ciclu cu o singură trecere a combustibilului prin reactor fără a fi nevoie de reprocesare și reutilizare a combustibilului. Producția de energie utilă per gram de plutoniu încărcat pe unitate de ciclu în GT-MGR este mai mare decât în ​​orice altă instalație de reactor, iar compoziția și forma combustibilului uzat oferă garanții de neproliferare. Procesarea plutoniului de calitate pentru arme sub formă de particule de microcombustibil poate fi efectuată în avans, ceea ce va contribui la îmbunătățirea garanțiilor de neproliferare.

Sistemul de conversie a energiei (ECS) este complet găzduit în carcasa de conversie a energiei. Turbomașina constă dintr-un generator, turbină cu gaz, două secțiuni de compresor fixate vertical pe un arbore cu lagăre magnetice. Sistemul de conversie a energiei include trei schimbătoare de căldură compacte: un recuperator foarte eficient, răcitoare preliminare și intermediare răcite cu apă. Diagrama de circulație este prezentată în fig. 6.3. Lichid de răcire cu heliu cu temperatură

O temperatură de 850 °C și o presiune de 7,15 MPa la ieșirea reactorului este furnizată unei turbine situate în carcasa de conversie a energiei, care antrenează un generator electric și compresoare de înaltă și joasă presiune. Apoi, heliul, printr-un recuperator foarte eficient, după ce a transferat cantitatea maximă de energie termică în ciclu, intră în răcitorul preliminar pentru a descărca energia termică în turnul de răcire. Heliul relativ rece la 26 °C este alimentat la prima secțiune a compresorului, apoi la răcitorul intermediar, unde excesul de energie termică este descărcat în turnul de răcire, după care este alimentat în a doua secțiune a compresorului, de unde este trece prin recuperator la o presiune de 7,24 MPa și o temperatură de 110 °C. Apoi, heliul la o temperatură de ~490 °C și o presiune de 7,15 MPa intră în orificiul de intrare al reactorului.

Orez. 6.3. Schema schematica a instalatiei: 1 - reactor; 2 - generator; 3 - turbină; 4, 5 - compresor; 6 - recuperator; 7 - pre-răcitor; 8 - intercooler; 9 - schimbător de căldură generator; 10 - supapă de control bypass; 11 - sistemul de răcire a minei și reactorului; 12 - schimbător de căldură auxiliar; 13 - circulator; 14 - schimbător de căldură cu aer; 15 - sistem de purificare a heliului; 16 - stocarea heliului; 17 - schimbător de căldură; 18 - turn de răcire

Baza științifică, de proiectare și producție dezvoltată în Rusia, SUA, Franța și Japonia pentru dezvoltarea de turbomașini cu gaz, schimbătoare de căldură foarte eficiente și carcase rezistente la căldură oferă o bază pregătită pentru crearea unei instalații GT-MGR

Opțiuni pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme în GT-MGR. Institutele ruse, împreună cu compania GA (SUA), au efectuat studii privind posibilitatea arderii plutoniului de calitate pentru arme în reactorul GT-MGR pozitia de pornire Se acceptă o singură trecere de combustibil prin reactor. Aceste studii au inclus evaluarea parametrilor neutroni și termo-hidraulici, determinarea modurilor optime de suprasarcină, evaluarea stabilității combustibilului la ardere ridicată și evaluări tehnice și economice.

Comitetul mixt (SUA și Rusia) WGPu pentru eliminarea combustibilului pentru arme a recomandat următoarele date inițiale pentru o comparație tehnico-economică a diferitelor opțiuni de eliminare a plutoniului de calitate pentru arme:

Cantitatea de plutoniu pentru eliminare este de 50 de tone;

Timp de depunere - 25 de ani de la începutul dezvoltării.

Conceptul de dispoziție a plutoniului în GT-MHR include următoarele etape:

Procesarea plutoniului într-o formă acoperită de microcombustibil, eliminând utilizarea acestuia în scopuri militare;

Arderea plutoniului fără reciclare în GT-MHR cu producție eficientă de energie utilă;

Eliminarea combustibilului uzat în roci geologice fără reprocesare.

Au fost luate în considerare două opțiuni pentru arderea plutoniului în reactoarele GT-MGR.

În prima opțiune, 50 de tone de plutoniu de calitate pentru arme sunt convertite în formă de microcombustibil din oxid de plutoniu cu o acoperire multistrat cu producția de compacte de combustibil și eliminarea lor simultană la stații cu trei-patru module (12 blocuri în total) GT -MGR, situat în trei locații (cu câte patru blocuri) în Seversk, Krasnoyarsk și la uzina chimică Mayak.

În a doua opțiune, 50 de tone de plutoniu pentru arme sunt convertite în microcombustibil din oxid de plutoniu cu producția de compacte de combustibil, care sunt depozitate în depozite intermediare și apoi trimise spre eliminare la patru unități GT-MGR.

Depozitarea pe termen lung a particulelor acoperite nu provoacă modificări ale proprietăților acestora. Plutoniul procesat în particule acoperite și compacte îndeplinește principalele criterii pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme, inclusiv cerințele de neproliferare. Compactele de combustibil pot fi depozitate în depozite intermediare și furnizate pentru ardere în reactorul GT-MGR pentru a produce energie termică și electricitate la temperatură înaltă. Diagrama de dispoziție a plutoniului de calitate pentru arme este prezentată în Fig. 6.4.

Orez. 6.4. Diagrama de dispoziție a plutoniului de calitate pentru arme

Reactorul modular de heliu de înaltă temperatură GT-MGR are o eficiență ridicată de conversie a energiei termice în energie electrică. În proiectul GT-MGR, cantitatea de energie utilă produsă per gram de plutoniu ars pe o singură iradiere de combustibil este mai mare decât în ​​orice alt sistem de reactor (Tabelul 6.2). Burnout de până la 90% din Pu-239 original este atins. Cantitatea și compoziția izotopică a plutoniului din combustibilul uzat este de așa natură încât acest plutoniu nu are valoare pentru aplicații militare sau comerciale.

Nya. Tehnologia de separare a plutoniului de combustibilul uzat GT-MGR nu a fost dezvoltată, iar calitatea scăzută a plutoniului rămas nu stimulează reprocesarea acestuia.

Tabelul 6.2

Comparația utilizării plutoniului în diferite tipuri de reactoare de putere

Parametrii GT-MHR

1/3 VVER-1000 (cu încărcare MOX în 1/3 zone)

Reactor rapid de sodiu BN-800

Putere termică, GW

Eficiență netă, % 48 33 38

Putere electrică, GW

0,29 0,33 0,8

Generare de energie electrică, GW∙an, din 50 de tone de plutoniu pentru arme

Ponderea distrugerii Pu-239, % (fără reciclare)

Reactorul GT-MGR poate fi folosit eficient pentru a genera energie utilă prin arderea excesului de plutoniu de calitate pentru arme.

Probabilitatea mare ca societatea să accepte o alternativă la HTGR pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme este determinată nu numai de astfel de puncte cheie, Cum nivel înalt siguranța, imposibilitatea topirii miezului, absența necesității de evacuare a populației în orice situații de urgență imaginabile, dar și un grad ridicat de ardere a plutoniului încărcat inițial - peste „standardul de combustibil uzat”.

Construcția unui prototip de unitate GT-MGR și producția de combustibil sunt așteptate la locul combinatului chimic siberian (SCC) din Seversk.

Crearea unei instalații GT-MGR și producția de combustibil din plutoniu de calitate pentru arme poate fi unul dintre cele mai eficiente domenii de conversie a SCC, deoarece oferă locuri de muncă specialiștilor cu experiența și cunoștințele lor, utilizează infrastructura existentă, asigură eliminarea armelor- plutoniu de calitate, transformă producția de plutoniu și creează centralele de generare necesare pentru puterea regiunii. Producerea combustibilului plutoniu și utilizarea acestuia se desfășoară în cadrul aceluiași amplasament al Combinatului Chimic Siberian, ceea ce elimină riscul asociat cu transportul materialelor care conțin plutoniu în afara ariei protejate.

Pe lângă rezolvarea problemei arderii plutoniului de calitate pentru arme, datorită performanței sale energetice excelente și proprietăților sale de siguranță, GT-MHR care utilizează combustibil cu uraniu (toriu) poate fi utilizat în mod eficient în scopuri comerciale pe piața globală a energiei.

Capitolul 7. BAZELE EXPERIMENTALE A HTGR

7.1. Stand critic GROG

În practica ingineriei reactoarelor interne și externe, la dezvoltarea de noi reactoare, se are în vedere studierea caracteristicilor fizice ale acestora pe ansambluri critice.

Unul dintre primele standuri critice interne pentru studiul fizicii HTGR este creat la IAE numit după. I.V. Stand universal Kurchatov GROG. Acesta examinează problemele fizicii HTGR care sunt comune tuturor modificărilor și specifice, ținând cont de caracteristicile diferitelor variante HTGR (în primul rând reactorul VG-400). O caracteristică specifică a HTGR cu elemente de combustibil sferice este reîncărcarea continuă a combustibilului nuclear, iar elementele de combustibil pot trece prin reactor o dată sau în mod repetat. Starea principală a unui HTGR care funcționează pe principiul OPAZ este echilibrul, în care elementele de combustibil sferice proaspete intră în reactor și ies cele arse semnificativ. Acest lucru duce la o mare eterogenitate a compoziției de acid nucleic a combustibilului din elementele de combustibil și la o neuniformitate semnificativă a câmpurilor de neutroni de-a lungul înălțimii reactorului. Trebuie remarcat faptul că parametrii miezului unui astfel de reactor depind de mulți factori și sunt de natură statistică (legați de umplerea elementelor de combustibil sferice). Toate acestea conduc la o cantitate mare de cercetări asupra ansamblurilor critice.

Versatilitatea cercetărilor viitoare, considerentele economice și de timp au pus în evidență necesitatea ca dezvoltatorii standului să asigure universalitatea standului, de exemplu. posibilitatea de a efectua studii experimentale asupra sistemelor critice cu parametri principali semnificativ diferiți ai miezului.

În practica mondială, se folosesc ansambluri critice, formate din două zone: zona de studiu, asamblată din elemente la scară reală, și zona de aprindere, constând din elemente model și care asigură condiția de criticitate. Acest concept este folosit și pe bancul de testare critic GROG. În același timp, pentru extinderea posibilităților cercetării experimentale, se asigură o variație largă a caracteristicilor neutronice ale unui sistem de elemente model și apropierea acestora de proprietățile unui sistem de elemente naturale.

O astfel de apropiere a proprietăților neutronice ale zonelor de aprindere și de studiu elimină practic efectele de limită, ceea ce crește reprezentativitatea zonei de studiu, deoarece în acest caz caracteristicile neutronice ale zonei de studiu, chiar și cu un număr mic de elemente naturale, vor fi identice. la proprietățile unui sistem mare la scară largă.

Din punct de vedere structural, asamblarea standului GROG se realizează astfel. Un set de blocuri de grafit formează o zidărie de formă cubică cu o dimensiune a feței de 450 cm Plasarea diferitelor combinații de elemente cilindrice în canalele zidăriei de grafit oferă diferiți parametri geometrici și fizici ai zonei active a ansamblurilor critice. Tijele de control pot fi plasate în canalele centrale ale oricărei coloane de zidărie de grafit. La colțurile coloanelor de grafit există canale cilindrice cu un diametru de ~2 cm, în care pot fi amplasate elemente absorbante pentru simularea diferitelor perturbări și senzori ai sistemului de măsurare. La îndepărtarea blocurilor de grafit, în locul lor poate fi introdus un fragment din reactorul studiat. În fig. 7.1.1. Este prezentată compoziția caracteristică a ansamblului critic al bancului de încercare GROG, inclusiv zona centrală studiată a elementelor sferice de combustibil, zona de aprindere și reflectorul din grafit din jur.

Parametrii principali ai standului GROG:

Geometria zidăriei de grafit, cm Cub 450x450x450

Număr de coloane de grafit 324

Geometria miezului Arbitrar

Dimensiune liniară maximă, cm 400

Combustibil uraniu

Îmbogățirea maximă de uraniu-235, % 10

Numărul maxim de ansambluri de combustibil model 2304

Raport PC/PU nuclear 200-2000

Moduri de operare modelate ale echilibrului de tranziție inițială HTGR

Număr de tije de control Până la 24

Locație arbitrară

Orez. 7.1.1. Stand critic GROG: 1 - bare de combustibil sferice ale zonei studiate; 2 - blocuri de grafit ale zonei de aprindere; 3 - blocuri reflectoare din grafit; 4 - canal experimental; 5 - tija de control; 6 - oscilator; 7 - depozitarea ansamblului combustibil

7.2. Stand critic „Astra”

Standul critic Astra a fost pus în funcțiune la Institutul Kurchatov în 1980. Este destinat studiului experimental al parametrilor neutronici ai reactoarelor de înaltă temperatură cu lichid de răcire cu heliu (HTGR). Recent, la acest stand au fost efectuate experimente pe simularea ansamblurilor critice caracteristici fizice reactoare cu miez inelar, cum ar fi RBMK și GT-MGR.

Lucrările se desfășoară în următoarele direcții principale:

Determinarea cu acuratețe ridicată a datelor inițiale privind materialele de bază și elementele de asamblare critice, cum ar fi blocuri de grafit ale reflectorilor laterali și de capăt, tije de combustibil, tije de control etc.;

Efectuarea unor studii experimentale amănunțite ale caracteristicilor neutronice ale ansamblurilor critice, simulând caracteristicile HTGR-urilor modulare proiectate, cu incertitudini minime în parametrii măsurați.

Rezultatele experimentale au scopul de a verifica programele de calcul utilizate în proiectarea VTGR-M, de exemplu, JAR, MCU, PNK, WIMS D4.

Vedere generală standul critic este prezentat în Fig. 7.2.1. Structura de susținere a ansamblului critic al standului Astra este un corp de oțel cu fund montat pe o fundație rigidă. Diametrul interior al carcasei este de 3800 mm, grosimea peretelui suprafeței laterale a carcasei este de 10 mm, grosimea fundului este de 20 mm. Pentru ansamblurile cu o zonă activă inelă, în partea inferioară sunt instalate un reflector lateral (SR) cu un diametru exterior de 380 cm și o înălțime de 640 cm și un reflector de capăt inferior (LRE), care formează o cavitate în partea din mijloc. a locuinței. Această cavitate poate fi umplută cu elemente sferice, care sunt elemente de combustibil (FC) în simularea GT-MHR sau un amestec de elemente de combustibil și absorbant (PE) în simularea PBMR (Africa de Sud), formând un miez inelar. În partea centrală a ansamblului există un reflector intern realizat din blocuri de grafit la modelarea GT-MGR sau elemente sferice de grafit (SG) la modelarea PBMR. Spatiul neocupat de elemente de asamblare (cavități, canale etc.) este umplut cu aer în condiții normale. ÎN această secțiune se consideră un ansamblu care simulează GT-MGR.

În fig. 7.2.2 prezintă o vedere generală a ansamblurilor critice cu o zonă activă inel care simulează GT-MHR, iar Fig. 7.2.3 prezintă o diagramă în secțiune transversală a acestui ansamblu.

Orez. 7.2.1. Vedere generală a standului critic „Astra”

Orez. 7.2.2. Vedere generală a ansamblului critic cu miez inelar care simulează reactorul GT-MGR pe standul Astra: 1 - reflector lateral din grafit; 2 - zona activă a inelului; 3 - reflector interior din blocuri de grafit

Orez. 7.2.3. Diagrama în secțiune transversală a unui ansamblu critic cu miez inelar, simulând reactorul GT-MGR de pe standul Astra: KO1 - KO7 - elemente de control compensatoare; AZ1-AZ8 - organe de protecție în caz de urgență; RR - corp de control manual

7.3. Bucla de heliu de înaltă temperatură PG-100

Bucla de heliu PG-100 creată la Institutul Kurchatov a fost destinată cercetării experimentale privind tehnologia lichidului de răcire, elementele de combustibil și materialele structurale HTGR.

O parte semnificativă a studiilor experimentale efectuate în Rusia în conformitate cu programul de dezvoltare a barelor de combustibil și a echipamentelor pentru circuitul primar al HTGR a fost efectuată la un complex de standuri experimentale, inclusiv o instalație pentru cercetare.

Teste de etanșare a tijei de combustibil, buclă de circulație a heliului PG-100 la reactorul MP, canale de fiole „Kashtan” pentru studiul barelor de combustibil sferice, canale de fiole „Karat” pentru studiul barelor de microcombustibil.

După testare, barele de combustibil și mostrele de material sunt examinate în camere de protecție.

Caracteristicile standurilor experimentale

Instalatie pentru testarea etanseitatii. Toate barele de combustibil și microcombustibilul destinate testelor de viață a reactorului au fost supuse unor teste preliminare de etanșeitate. În acest scop, după iradierea prealabilă, acestea au fost plasate într-o zonă încălzită etanșă prin care a fost suflat heliu, care a transportat produsele de fisiune gazoasă (GFP) eliberate către detector. Pe baza activității GPD și a scurgerilor relative (R/B = F), se face o concluzie despre adecvarea barelor de combustibil pentru testele reactoarelor. Criteriul de etanșeitate este condiția F< 10-4.

Bucla de heliu PG-100. Bucla include următoarele elemente de bază sisteme tehnologiceși elemente de echipare (Fig. 7.3.1): circuit principal de gaz cu canal experimental, unitate de suflare cu gaz, regenerator, schimbătoare de căldură, filtru etc., circuit intermediar închis de apă cu pompe de apă, schimbătoare de căldură etc., sistem de purificare a heliului cu un lanț de filtre, o unitate de întârziere și o unitate criogenică, sisteme de depozitare, completare, răcire și evacuare a gazelor de urgență.

Bucla este controlată de la distanță și este echipată cu o diagramă imitativă. În canalul experimental pot fi încărcate până la 19 tije de combustibil sferice sau machete, care sunt suflate cu un flux de heliu. Temperatura specificată a elementelor de gaz și combustibil este menținută în timpul experimentului prin reglarea fluxului de heliu prin canal.

Orez. 7.3.1. Bucla de heliu PG-100: 1 - rezervor reactor; 2 - miezul reactorului; 3 - canal experimental; 4 - receptor; 5 - membrana protectoare; 6 - saiba clapetei de acceleratie; 7 - cilindru pentru racire; 8 - generator; 9-11 - suflante cu gaz; 12, 13 - schimbătoare de căldură; 14 - încălzitor; 15 - unitate de oxidare a cuprului; 16 - frigider; 17 - bloc de întârziere; 18 - filtru zeolit; 19 - regenerator; 20, 24 - filtru metalo-ceramic; 21 - bloc criogenic; 22, 23 - schimbătoare de căldură; 25, 30 - pompa de vid; 26 - membrana de protectie; 27 - receptor; 28 - șaibă de accelerație; 29 - supapa de siguranta; 31 - capacitate de descărcare de urgență

Canale fiole „Kashtan” și „Karat”. Canalele sunt proiectate pentru testarea barelor de combustibil sferice și a microcombustibililor în moduri staționare.

Canalul Kashtan conține șase fiole sferice, fiecare dintre ele conține o bară de combustibil (Fig. 7.3.2). Între tija de combustibil și fiolă este instalată o inserție de grafit, separată de acestea prin anumite goluri de heliu. Fiolele sunt instalate într-un conductor de căldură special, care este în contact cu peretele canalului buclei. Îndepărtarea căldurii de la elementul de combustibil la suprafața răcită a canalului se realizează prin conductivitate termică. Mărimea inserției și încărcarea cu uraniu sunt selectate pentru fiecare element de combustibil în funcție de condiția asigurării temperaturii necesare a elementului de combustibil.

Orez. 7.3.2. Diagrama canalului „Kashtan”: 1 - termocupluri; 2 - tija de combustibil; 3 - conductă de căldură; 4 - goluri; 5 - căptușeală; 6 - cleme; 7 - fiola

Fiolele sunt conectate prin tuburi la un sistem de banc care permite un flux slab de heliu prin fiolă cu îndepărtarea produselor eliberate din elementul de combustibil și determinarea compoziției acestora pentru fiecare element de combustibil folosind un sistem special de analiză.

Unele bare de combustibil sunt echipate cu termocupluri instalate în centrul tijei de combustibil și în placarea acesteia. Acest lucru face posibilă măsurarea diferenței de temperatură între elementul de combustibil și determinarea conductivității sale termice.

În canalul „Karat” au fost iradiate elemente de microcombustibil în umplere liberă și în pelete presate. Canalul conține un număr de fiole izolate situate pe lungimea zonei active. Un lot de elemente de microcombustibil este plasat în fiecare dintre fiole și se menține temperatura specificată.

Principalele rezultate ale cercetării

Bucla de circulație heliu PG-100. Primele teste de viață ale unui lot de bare de combustibil sferice din grafit VGR-50 au început în aprilie 1979. Parametrii de bază ai funcționării buclei și condițiile de testare pentru barele de combustibil pe parcursul a doi ani de funcționare:

Puterea reactorului, MW 27-33

Puterea înconjurătoare a canalului, kW 1700-2800

Presiunea heliului, MPa 3,8-4,1

Consumul de heliu, g/s:

În bucla 230-250

În canalul 30-100

Scurgeri de heliu din buclă (inclusiv pierderi la analiza compoziției sale), %/zi

Temperatura gazului, °C:

În bucla 15-150

În canalul 150-600

În zona de lucru 300-600

Temperatura elementului de combustibil, °C 500-900*

Degajare de căldură în bare de combustibil, kW/tijă de combustibil 0,5-1,5*

Timp de funcționare la puterea canalelor KVG-1, h 13.500

Fluența neutronilor cu E> 0,18 MeV, 10 21 n./cm 2

Burnout (fima), % 4,9-12*

Ieșire GPA (F) 10-4

* Rezultate calculate.

Timpul total de funcționare al buclei în această perioadă este de 13.500 de ore În timpul testelor, debitul și presiunea heliului au fost menținute destul de stabile, iar puterea totală a reactorului s-a modificat puțin.

Principalul factor care influențează eliberarea de energie în tija de combustibil și temperatura tijelor de combustibil și a gazului în secțiunea de lucru a fost eliberarea de putere în celulele din jurul canalului. Temperatura elementelor de combustibil și a gazelor a fost menținută la un anumit nivel prin modificarea fluxului de heliu prin canal. Această operațiune nu a afectat funcționarea suflantelor de gaz și debitul total de gaz prin circuit, deoarece canalul este situat pe bypass-ul circuitului principal.

O analiză a reprezentativității testelor în raport cu condițiile de funcționare ale reactorului VGR-50 în curs de dezvoltare în URSS arată că pentru majoritatea parametrilor, valorile medii și maxime au fost atinse în intervalul parametrilor VGR-50 (Fig. 7.3.3).

Orez. 7.3.3. Reprezentativitatea testelor PG-100

Scurgerea relativă a GPD din barele de combustibil, obținută prin măsurarea activității probelor de heliu din circuit în timpul testelor, nu a depășit valoarea admisă pentru VGR-50 (F< 10~4). Это свидетельствует о работоспособности испытываемых твэлов в достигнутом диапазоне параметров.

Pe bucla PG-100 au fost testate metode de purificare și monitorizare a compoziției heliului în raport cu HTGR. Schema tehnologică a sistemului de purificare a heliului utilizat pe PG-100 este similară cu diagrama sistemului unificat de purificare a lichidului de răcire VGR-50 și VG-400 (Fig. 7.3.4).

Orez. 7.3.4. Schema schematică a epurării tehnologice a lichidului de răcire cu heliu: 1 - filtru de zeolit; 2 - adsorbant la temperatură scăzută; 3 - filtru mecanic; 4 - încălzitor; 5 - unitate de oxidare a cuprului; 6 - bloc de întârziere; 7 - frigider; trasee de prelevare de probe; - calea gazelor din sistemul de purificare a heliului; ===== - circuitul principal de circulație.

Heliul este purificat de impurități prin adsorbție pe zeoliți cu oxidarea preliminară a CO și H 2 pe oxid de cupru la o temperatură de 300 °C. Este prevăzut un bloc de carbon criogenic pentru a absorbi azotul, GPD cu viață lungă și hidrocarbură. Radioactivitatea GPD-urilor de scurtă durată este suprimată prin întârziere pe un bloc special de carbon situat în fața zeoliților și care funcționează la temperatura camerei. Sistemul de curățare este situat pe bypass-ul circuitului principal (vezi Fig. 7.3.4), debitul de heliu prin acesta este de până la 10 g/s.

Funcționarea pe termen lung a sistemului de purificare a arătat că oferă o purificare eficientă a heliului la niveluri caracteristice HTGR. În tabel 7.3.1 prezintă date care caracterizează compoziția heliului în timpul funcționării.

Tabelul 7.3.1

Starea sistemului de curățare

H 2 O H 2 CO CH 4 O 2 Ar

Oprire până la 8

Pornirea 1 1 2-10 - 110<1 1-2

Principala sursă de scurgere de impurități în timpul funcționării PG-100 este lubrifierea suflantelor cu gaz.

Nivelul activității heliului în buclă este de 10-7 Ki/l (85 Kr), practic nu există contaminare radioactivă a echipamentului buclei. În apropierea echipamentelor contaminate (schimbătoare de căldură, unități de întârziere, filtre mecanice), debitul de doză este de până la 10 µR/s, ceea ce asigură întreținerea echipamentului fără nicio restricție.

Nu au existat emisii de radioactivitate in camera pe toata perioada de functionare, poluarea aerului cu aerosoli si presiunea gazului nu a depasit 10~10 Ci/l. Acest lucru indică o bună etanșeitate a echipamentului circuitului.

Canale ampula. "Castan". Au fost testate două canale Kashtan cu o durată de viață stabilită de 1 10 4 și 1,4∙10 4 ore. Arderea a fost de 6-15% fima la o putere a barei de combustibil de 1-2 kW, o temperatură maximă a barei de combustibil de 1000-1500. °C și neutroni de fluență (2-3,6) 10 20 n./cm 2.

Rezultatele obținute în timpul testării au arătat că, dacă în primul canal al Kashtan-1, scurgerea permisă de 135 Xe F = 10-4 a fost atinsă la o adâncime de ardere de 4-6,5%, atunci datorită îmbunătățirilor aduse tehnologiei de fabricație a barelor de combustibil. în al doilea canal, o astfel de scurgere se realizează cu o adâncime de ardere de 6-8%. Conductivitatea termică efectivă a elementelor de combustibil a crescut, de asemenea, de la 15 la 20 W/(m∙K).

Canalul Kashtan-3 este în prezent iradiat.

"Carat". Principalii parametri ai elementelor de microcombustibil și condițiile de testare pentru microcombustibil în canalele Karat sunt următorii:

Parametru microcombustibil:

Diametru miez, microni 400-600

T/D* 0,15/0,5

Grosimea stratului tampon, µm 15-60

Densitatea stratului tampon, g/cm2 1-1,4

Conditii de iradiere:

Adâncime de ardere, % 2-15

Fluență neutronică rapidă, n./cm 2 10 20-10 21

Temperatura, °C 1100-1900

Heliu mediu

* T - grosimea stratului; D - diametrul miezului.

Au fost iradiate aproximativ 20 de loturi experimentale de elemente de microcombustibil cu o acoperire cu patru straturi pe un miez de UO 2. În urma studiilor post-reactor ale elementelor de microcombustibil din camerele de protecție, au fost descoperite următoarele fenomene caracteristice. La o densitate mare a stratului tampon (~1,3 g/cm 3), apar fisuri în formă de suliță, care se propagă în stratul dens de RuS și îl distrug parțial. În anumite condiții de iradiere, s-a observat un efect de amebă în elementele de microcombustibil, în care carbonul din partea fierbinte a acoperirii RuS este transferat pe partea rece. La temperaturi de peste 1700 °C și o adâncime de ardere de 12-14%, efectul de amibe duce la distrugerea completă a acoperirilor.

Straturile protectoare de pirocarburi dense și carbură de siliciu, așa cum arată analiza metalografică, rămân intacte în majoritatea cazurilor, cu o adâncime de ardere de până la 10-15% și temperaturi de iradiere nu mai mari de 1300-1500 °C.

Studiile la scară largă ale proprietăților microcombustibililor, elementelor de combustibil sferice și prismatice, inclusiv teste de anduranță, sunt efectuate la RIAR.

În acest scop, sunt utilizate reactoarele de cercetare SM-3, RBT-6 și Mir. Au fost create canale și dispozitive de iradiere, precum și standuri pentru cercetarea combustibilului înainte și post-reactor.

În plus, la reactoarele de cercetare VVR-Ts (Obninsk) și IVV-2 (Ekaterinburg) au fost efectuate teste de reactoare de bare de combustibil sferice și MT pentru instalația VGR-50.

Au fost efectuate studii cuprinzătoare privind dezvoltarea barelor de combustibil sferice, a microcombustibililor și a tehnologiei heliului pentru HTGR-uri interne, folosind reactoare de cercetare cu canale bucle și fiole create în Rusia. Valorile resurselor adâncimii de ardere și fluentei neutronilor au fost atinse pentru a justifica proiectarea tehnică a VGR-50, menținând în același timp etanșeitatea elementelor de combustibil și integritatea acoperirilor din elementele de microcombustibil.

7.4. Circuitul de gaz extrareactor al benzinăriei centrale

Studiile buclei în afara reactorului ale transportului PD pot fi implementate la baza experimentală din Rusia (după modernizarea echipamentelor de banc existente și la instalații noi).

Institutul Kurchatov RRC are un circuit de gaz în afara reactorului - un suport de heliu circulant (CHS), creat în anii 1980, care a fost operat cu succes și este în prezent blocat (2006).

Problema depunerii de radionuclizi poate fi rezolvată folosind instalații de buclă în afara reactorului. Sunt mult mai simple și au niveluri mai scăzute de conținut de radionuclizi decât cele din reactor, prin urmare mai ieftine de fabricat și de exploatat.

Cu toate acestea, buclele din afara reactorului au limitări tehnice, principala dintre acestea datorată faptului că folosesc surse artificiale de PD, care necesită crearea anumitor condiții de temperatură pentru a menține presiunea parțială necesară a PD în lichidul de răcire și pentru a menține compoziția chimică necesară a lichidului de răcire. Prin urmare, într-un număr de bucle în afara reactorului (KFA, Jülich), au fost utilizate eșantioane slab iradiate de elemente de combustibil sau un flux mic de lichid de răcire din circuitul primar al reactorului AVR ca sursă de PD.

Există un proiect conceptual ORNL pentru o buclă în afara reactorului pentru transportul PD ca parte a programului de transport PD pentru o instalație de ciclu cu abur. Proiectul ORNL poate fi luat în considerare în detaliu la modernizarea CGS sau dezvoltarea unui nou

Contur pentru programul GT-MGR. De asemenea, ar trebui să țineți cont de experiența anterioară în proiectarea și operarea circuitelor în afara reactorului pentru transportul PD la KFA.

Standul TsGS a fost creat în cadrul programului de dezvoltare HTGR și a fost folosit pentru a studia dinamica impurităților pentru coroziune și proprietățile materialelor în funcție de temperatura și durata de expunere. La stand s-au făcut și alte experimente, dar fără radioactivitate. Amplasarea standului într-o clădire specializată în lucrul cu materiale radioactive face posibilă organizarea unor astfel de lucrări la Stația Geologică Centrală.

În fig. 7.4.1 prezintă diagrama CGS. Standul are un circuit închis de heliu, constând dintr-un încălzitor cu gaz, un frigider, o suflantă de gaz, o cameră de lucru, două coturi rotative, un sistem de purificare și analiză a gazelor, conducte, fitinguri etc. Conductele circuitului sunt proiectate pentru presiune de până la ~ 5 MPa, componente individuale ale circuitului - până la ~ 10 MPa.

În timpul funcționării standului au fost atinși următorii parametri:

Presiunea maximă a gazului în circuit este de 10 MPa;

Consum heliu 10-15 g/s;

Re numar ~5000;

Puterea maximă a încălzitorului 78 kW;

Temperatura maximă a heliului după încălzitor este de 1050 °C;

Temperatura heliului la începutul camerei de lucru este de 975 °C;

Temperatura heliului la capătul camerei de lucru este de 685 °C.

La stand este instalat direct în fluxul de heliu un încălzitor electric nicrom cu 4 secțiuni. Una dintre cele patru secțiuni are control automat al puterii pentru a compensa fluctuațiile zilnice de putere din rețeaua de alimentare.

Durata de viață a suflantei de gaz vortex instalată pe suport este de ~2800 de ore Carcasa suflantei de gaz și rulmentul de rotație a arborelui sunt proiectate pentru funcționare pe termen lung la presiuni de până la ~5 MPa.

Standul include un compresor experimental cu heliu MTs 125 cu date tehnice de bază:

Tip compresor - centrifugal;

Sistem de rotatie - suporturi de gaz;

Motor electric - trifazat 220 V;

Frecvența curentului 400 Hz;

Presiunea la admisia compresorului este de 50 MPa;

Productivitate de masă 100 g/s;

Creșterea presiunii în compresor este de 1,53 MPa.

Instalarea unui compresor în circuitul de banc necesită dezvoltarea (sau achiziția) unui sistem de alimentare cu energie și testarea eșantionului experimental în sine.

Orez. 7.4.1. Schema standului CGS: NTA - adsorbant de joasa temperatura; CF - filtru zeolit; MOB - bloc de oxid de cupru; O - bypass; - apa de racire. Măsurători: T - temperatură; G - consumul de heliu; P - presiune; ΔР - presiunea suflantei de gaz.

Sistemul de purificare a heliului de bancă este format din blocuri: oxid de cupru pentru oxidarea H 2 (în apă) și CO (în CO 2), un filtru de zeolit ​​pentru îndepărtarea vaporilor de apă, un adsorbant la temperatură joasă (temperatura azotului lichid) din activat. carbon pentru îndepărtarea N 2 și CH 4.

Sistemul de analiză al standului constă dintr-un cromatograf gazos XTM-73, un umidificator „Baikal”, un cromatograf 2210-AL-11 (Franța), un analizor (H 2 O, H 2, CO 2) „Fluorit”, un analizor de emisii spectrale „Optics”.

Dinamica impurităților într-un circuit fără probe, efectul heliului încălzit cu impurități asupra proprietăților materialelor în funcție de durata expunerii, coroziunea grafitului elementelor sferice de combustibil într-un lichid de răcire cu heliu și adsorbția apei într-un circuit cu heliu. studiat la stand.

A fost dezvoltată o tehnică pentru determinarea consumului de heliu prin procesarea caracteristicilor de temperatură și putere ale încălzitorului.

Datorită caracterului monocircuit al proiectului GT-MHR aflat în curs de dezvoltare, problemele de radioactivitate a echipamentelor aflate în întreținere și curățarea acestuia devin deosebit de relevante. Prin urmare, în primul rând, bancul circular de heliu (CHS) disponibil la Institutul Kurchatov este destinat să fie utilizat pentru a studia transportul și depunerea PD în circuitul primar al GT-MHR.

În aceste scopuri, este necesară o modernizare semnificativă a standului. Standul trebuie să fie echipat cu un sistem (generator) pentru injectarea dozată a simulatoarelor PD în fluxul de heliu. Elementele de combustibil (compacte) care au suferit iradiere slabă în reactorul F-1 al Institutului Kurchatov pot fi, de asemenea, folosite ca sursă de PD.

Zonele de lucru detașabile (înlocuibile) trebuie instalate în circuitul buclei, în care ar trebui să fie plasate mostre din metalele din care este fabricat echipamentul XLPE. Zonele de lucru trebuie să fie echipate cu un încălzitor electric pentru a crea condițiile de temperatură necesare pe probe.

Circuitul CGS în afara reactorului modernizat, cu presiune ridicată și debit de lichid de răcire, va fi utilizat pentru a efectua teste individuale pentru a obține date despre depunerea și antrenarea DP, ținând cont de influența prafului, în condițiile de funcționare ale XPS. Se va determina interactiunea Cs, Ag, I si Te a cu metalele structurale, in special cu aliaje.

Turbine și recuperatoare (unde sunt de așteptat cele mai ridicate niveluri de depuneri), privind temperatură, presiune parțială, starea suprafeței și chimia lichidului de răcire.

Datele de adsorbție/sorbție/desorbție a impurităților pentru descrierea modelului de depunere a PD pe suprafața diferitelor structuri ale circuitului primar al GT-MHR sunt sistematizate ca izoterme de sorbție. Cu toate acestea, datele acumulate în prezent sunt în mod clar insuficiente pentru a prezice cu încredere transferul de masă al radionuclizilor în circuitul primar al GT-MGR, adsorbția și difuzia de suprafață pe elementele turbinei etc. Mai mult, majoritatea izotermelor de sorbție au fost obținute la presiuni parțiale ale impurităților studiate care sunt ordine de mărime mai mari decât se poate aștepta în condiții reale de funcționare normală a GT-MHR.

Modelarea depunerii argintului dintr-un flux pe o suprafață implică luarea în considerare a următoarelor procese:

Evaporarea și îndepărtarea argintului de pe suprafața grafitului matricei în lichidul de răcire;

Sorpția și desorbția argintului pe suprafețele echipamentelor cu circuite cu heliu.

Pe baza caracteristicilor enumerate, se propune următorul program experimental de depunere de argint:

Crearea unei surse pentru generarea vaporilor de argint;

Studiul depunerilor de argint pe suprafete;

Modelarea formării particulelor de aerosoli de praf și a depunerii argintului pe particulele de praf dintr-un circuit.

Finalizarea lucrării ne va permite să obținem izoterme de sorbție de argint pentru programul PADLOC.

Modelarea depunerii de cesiu dintr-un flux pe suprafață implică luarea în considerare a următoarelor procese:

Evaporare, adsorbție/desorbție la interfața MT/lichid de răcire;

Adsorbția/desorbția cesiului la interfața material structural/lichid de răcire.

Pe baza caracteristicilor enumerate, se propune următorul program experimental pentru depunerea de cesiu:

Crearea unei surse pentru generarea de cesiu;

Doctor în științe tehnice A.Da. Stolyarevsky, cercetător principal la Centrul Național de Cercetare „Institutul Kurchatov”,
Director al Centrului CORTES, Moscova;
Ph.D. N.G. Kodocigov, proiectant șef, A.V. Vasyaev, șeful departamentului,
Doctor în științe tehnice V.F. Golovko, specialist sef, M.E. Ganin, inginer proiectant principal,
SA „Afrikantov OKBM”, Nijni Novgorod

1. Introducere

Cererea mondială în creștere de combustibil și energie, cu limitările de resurse și de mediu ale energiei tradiționale, face urgent pregătirea în timp util a unei noi tehnologii energetice care să poată prelua o parte semnificativă din creșterea nevoilor de energie, stabilizând consumul de combustibili fosili. Strategia energetică a Rusiei pentru perioada până în 2020 definește furnizarea de căldură municipală ca fiind cel mai semnificativ din punct de vedere social și cel mai consumator de combustibil al economiei. Cererea de surse de energie nucleară în domeniile producției de energie electrică și a furnizării de căldură casnică se datorează creșterii costului combustibililor fosili și creșterii consumului de energie. Factorii cheie atunci când se creează unități nucleare sunt siguranța ridicată a centralelor electrice și atractivitatea lor comercială. „Strategia de dezvoltare a energiei nucleare în Rusia până în 2030 și pentru perioada până în 2050”, aprobată de Guvern Federația Rusă Până în 2020, prevede generarea de căldură din surse de energie nucleară de până la 30 milioane Gcal/an cu o înlocuire anuală a consumului de până la 24 miliarde m 3 de gaz. Crearea și implementarea centralelor nucleare în sectorul furnizării de căldură va crea noi capacități de generare și va asigura economii de gaze naturale pentru exportul în străinătate, care este un factor de importanță geopolitică.

Cu toate acestea, chiar și introducerea pe scară largă a energiei nucleare în domeniul producerii electrice și incalzire municipala nu rezolvă problema cererii în creștere pentru combustibil și căldură industrială. Scenariul pe termen lung pentru dezvoltarea energiei nucleare până în 2050 prevede înlocuirea combustibililor fosili nu numai în sectorul utilităților, ci și în industriile consumatoare de energie prin extinderea domeniului de aplicare a energiei nucleare pentru producerea de hidrogen, căldură de proces, și combustibil sintetic. Inevitabilitatea utilizării în masă a noilor tehnologii energetice este determinată de o schimbare calitativă a cerințelor de mediu în sectorul energetic și în transport.

Potențialul de introducere a energiei nucleare în sectorul „non-electric” este determinat de volumul consumului de energie al căldurii de proces de către industrie și nu este inferior ca amploare față de industria energiei electrice. În domeniul industriilor prelucrătoare, liderii în consumul de energie termică sunt industria chimică, rafinarea petrolului, metalurgie (Tabelul 1).

Tabelul 1. Consumul de căldură pe industriile prelucrătoare (2007)

Dacă această publicație este luată în considerare sau nu în RSCI. Unele categorii de publicații (de exemplu, articole în rezumat, popular science, reviste de informare) pot fi postate pe platforma site-ului, dar nu sunt luate în considerare în RSCI. De asemenea, articolele din reviste și colecții excluse din RSCI pentru încălcarea eticii științifice și a publicării nu sunt luate în considerare."> Inclus în RSCI ®: da Numărul de citări ale acestei publicații din publicațiile incluse în RSCI. Publicația în sine nu poate fi inclusă în RSCI. Pentru colecțiile de articole și cărți indexate în RSCI la nivelul capitolelor individuale, este indicat numărul total de citări ale tuturor articolelor (capitolelor) și ale colecției (carții) în ansamblu."> Citate în RSCI ®: 1
Indiferent dacă această publicație este inclusă sau nu în nucleul RSCI. Nucleul RSCI include toate articolele publicate în reviste indexate în bazele de date Web of Science Core Collection, Scopus sau Russian Science Citation Index (RSCI)."> Inclus în baza RSCI: Nu Numărul de citări ale acestei publicații din publicațiile incluse în nucleul RSCI. Publicația în sine nu poate fi inclusă în nucleul RSCI. Pentru colecțiile de articole și cărți indexate în RSCI la nivelul capitolelor individuale, este indicat numărul total de citări ale tuturor articolelor (capitolelor) și ale colecției (carții) în ansamblu."> Citate din nucleul RSCI ®: 0
Rata de citări normalizată de jurnal se calculează împărțind numărul de citări primite de un articol dat la numărul mediu de citări primite de articole de același tip din aceeași revistă publicate în același an. Arată cât de mult este nivelul acestui articol peste sau sub nivelul mediu al articolelor din revista în care a fost publicat. Se calculează dacă un jurnal are un set complet de numere pentru un anumit an în RSCI. Pentru articolele din anul curent, indicatorul nu este calculat."> Rata normală de citare a revistei: 0,937 Factorul de impact pe cinci ani al revistei în care a fost publicat articolul, pentru 2018."> Factorul de impact al revistei în RSCI: 0,129
Citate normalizată pe domeniu se calculează împărțind numărul de citări primite de o anumită publicație la numărul mediu de citări primite de publicații de același tip din aceeași arie tematică publicate în același an. Arată cât de mult este mai mare sau mai scăzut nivelul unei anumite publicații decât nivelul mediu al altor publicații din același domeniu al științei. Pentru publicațiile din anul curent, indicatorul nu este calculat."> Citate normale pe domenii: 0,386
Tip de producție Milioane GJ Milioane Gcal %
Industria alimentară 206,4 49,3 10,8
Industria ușoară 26,8 6,4 1,4
Prelucrarea lemnului 46,5 11,1 2,4
Producția de cocs 12,1 2,9 0,6
Producția de produse petroliere 268,8 64,2 14,1
Producția chimică 492,8 117,7 25,8
Productie de produse nemetalice 83,7 20,0 4,4
Producția metalurgică 300,2 71,7 15,7
Inginerie mecanică 181,3 43,3 9,5
Alţii 291,8 69,7 15,3
Total 1910,4 456,3 100

Astfel, introducerea tehnologiilor nucleare în furnizarea de căldură a proceselor industriale este o sarcină urgentă care necesită încă soluția ei.

Singura tehnologie nucleară de astăzi care este cu adevărat capabilă să rezolve pe deplin problema înlocuirii combustibililor fosili în furnizarea și transportul de căldură industrială este tehnologia reactoarelor cu heliu modulare de înaltă temperatură (HMR).

Avantajele MGR sunt determinate de următorii factori:

Capacitatea de a încălzi lichidul de răcire la ieșirea din miez la o temperatură de 1000 °C, ceea ce extinde domeniul de aplicare al energiei nucleare nu numai pentru producerea de energie electrică și căldură municipală, ci și în scopuri tehnologice, inclusiv producerea de hidrogen;

Posibilitatea de a utiliza diferite scheme de unități de putere: cu un ciclu de turbină cu gaz, cu un ciclu de turbină cu abur, cu un circuit pentru transferul căldurii la temperatură înaltă către producția tehnologică;

Principiul pasiv de îndepărtare a căldurii reziduale, asigurând un nivel ridicat de siguranță, inclusiv în cazul pierderii complete a lichidului de răcire primar;

Asigurarea unui regim de neproliferare a materialelor fisionabile, care se bazează pe proprietățile microcombustibililor ceramici;

Impact termic scăzut asupra mediului datorită posibilității implementării unor cicluri termodinamice eficiente pentru conversia energiei termice în energie electrică (în ciclul direct al turbinei cu gaz Brayton, eficiența de conversie a energiei poate ajunge la 50% sau mai mare);

Posibilitate de producere combinată de energie electrică și căldură;

Un număr minim de sisteme și componente ale unei centrale reactoare (RP) și al unei stații atunci când se utilizează un ciclu de turbină cu gaz în circuitul primar, creând premisele pentru reducerea costurilor de capital și de exploatare;

Posibilitatea de proiectare modulară a unității cu o gamă largă de putere a modulului (de la 200 la 600 MW) și variarea puterii AC cu un set de module;

2. Proiectare soluții pentru surse de energie pentru furnizarea de căldură industrială

Pe baza studiilor de prognoză ale dezvoltării și nevoilor pieței energetice, au fost efectuate studii preconceptuale pe o centrală comercială prototip de reactor MGR cu un reactor modular unificat cu heliu cu o putere termică de ~200 MW și, pe baza acesteia, un numărul de surse de energie pentru diverse aplicații ale tehnologiei energetice.

Baza de proiectare pentru aceste dezvoltări a fost experiența mondială în crearea de instalații experimentale cu un reactor răcit cu gaz la temperatură înaltă (HTGR), experiența dezvoltării în Rusia (mai mult de 40 de ani) a proiectelor de reactoare cu HTGR de diferite niveluri de putere (de la 100 de ani). până la 1000 MW) și scop.

Au fost folosite și rezultatele dezvoltării proiectului centralei de reactoare GT-MGR cu un reactor modular cu heliu, realizat în cadrul programului ruso-american.

În cadrul studiilor, au fost luate în considerare mai multe opțiuni pentru MGR în scopuri de tehnologie energetică:

Pentru producerea de energie electrică și furnizare de căldură municipală, cu conversia energiei termice a miezului în energie electrică în ciclul Brayton direct turbină cu gaz (GT) - MGR-100 GT;

Pentru producerea de energie electrică și hidrogen prin electroliză cu abur la temperatură înaltă (HES) – MGR-100 VEP;

Pentru producerea de hidrogen folosind reformarea metanului cu abur (SMR) –
MGR-100 PKM;

Pentru furnizarea de căldură la temperatură înaltă a producției petrochimice (NP) – MGR-100 NP.

Fiecare versiune a instalației MGR-100 constă din părți energetice și tehnologice.

Partea de energie este unificată maxim pentru toate opțiunile și este o unitate de putere, inclusiv un reactor și, în funcție de scop, o unitate de conversie a energiei turbinei cu gaz (WPT) concepută pentru producerea de energie electrică și (sau) unități de echipamente de schimb de căldură.

Partea tehnologică a MGR-100, în funcție de scopul său, este fie instalatie tehnologica pentru producerea hidrogenului sau circuitele de alimentare cu căldură la temperatură înaltă care furnizează căldură diferitelor procese tehnologice.

Principalele criterii la alegerea soluțiilor tehnice au fost asigurarea unor indicatori tehnico-economici înalți în ceea ce privește generarea de energie electrică și căldură cu potențial ridicat, minimizarea impactului asupra personalului de exploatare, populație și mediu, precum și eliminarea contaminării radioactive a produsului tehnologic.

Configurația sursei de energie se bazează pe următoarele principii.

Puterea reactorului și designul său sunt universale pentru toate opțiunile de sursă de energie, numai parametrii lichidului de răcire diferă. Alegerea nivelului de putere pentru centrala reactorului (215 MW) a fost determinată de:

Nevoile industriei de energie electrică și furnizarea de căldură municipală;

nevoi întreprinderile industrialeîn furnizarea de căldură la temperatură înaltă și medie a proceselor tehnologice;

Capabilitățile tehnologice ale întreprinderilor autohtone pentru producția de echipamente de bază ale centralei reactorului, inclusiv carcase.

Reactorul este modular cu un miez format din ansambluri combustibile prismatice hexagonale, cu lichid de răcire cu heliu și are proprietăți interne de autoprotecție. Siguranța este asigurată prin utilizarea principiilor pasive de funcționare a sistemelor. Căldura reziduală și căldura acumulată sunt îndepărtate din miez prin vasul reactorului către sistemul de răcire al puțului reactorului și apoi în atmosferă folosind procese fizice naturale de conductivitate termică, radiație, convecție fără a depăși limitele. operare sigură combustibil, inclusiv în accidente cu pierderea completă a lichidului de răcire primar, în cazul defectării tuturor mijloacelor de circulație active și a surselor de alimentare cu energie electrică.

Circulația lichidului de răcire în buclele circuitului primar este efectuată de suflantul de gaz de circulație principală (MCG) sau compresoarele turbomașinii WPT.

Dispunerea tuturor variantelor MGR-100 luate în considerare este realizată ținând cont de cerințele pentru funcționarea în siguranță a instalației reactorului în toate accidentele posibile la centrala nucleară. Fiecare centrală a reactorului este amplasată în clădirea principală a CNE, care constă dintr-o parte supraterană, care este clădirea de întreținere și reîncărcare a reactorului (hala centrală) și un rezervor subteran (carcasa de reținere a reactorului) de joasă presiune, situat sub hala centrală. .

Izolarea adăpostește echipamentele de putere ale centralei reactoare și echipamentele principalelor sisteme importante pentru siguranță. Reținerea este realizată din beton armat monolit, etanș, cu dimensiuni interioare: diametru 35 m, înălțime nu mai mare de 35 m, capabil să reziste la presiunea internă a mediului de până la 0,5 MPa în cazul depresurizării circuitului primar al centralei reactoare. și/sau conducte ale circuitului secundar. Izolarea asigură utilizarea optimă a spațiului și a volumului spațiilor, compactitatea ridicată a amplasării echipamentelor, facilitarea operațiunilor de înlocuire a echipamentelor și reîncărcare a combustibilului, etanșeitate în raport cu încăperile adiacente ale clădirii principale ale CNE și cu mediul înconjurător, îndepărtarea căldurii la sol în afara bazei de proiectare accidente.

Proiectarea echipamentului de circuit primar are un design bloc. Echipamentul principal de putere al MGR-100 este găzduit într-un bloc de oțel de clădiri, care constă dintr-un vas vertical de reactor, una până la trei clădiri verticale de WPT și echipamente de schimb de căldură și una până la trei clădiri orizontale de conectare care conectează vasele verticale în un singur vas de înaltă presiune (Fig. 1). Carcasele principale ale echipamentelor sunt similare ca dimensiune cu vasul reactorului VVER. O atenție deosebită plătit pentru a minimiza numărul de conducte externe ale circuitului primar.

Fig.1. Dispunerea unităților reactoare: a) MGR-100 GT; b) MGR-100 VEP; c) MGR-100 PKM; d) Rafinăria MGR-100

Opțiunile de sursă de energie pentru MGR-100 GT și MGR-100 VEP (Fig. 2.3) prevăd utilizarea unei turbine cu gaz WPT unificate. Locul central în WPT este ocupat de o turbomașină (TM), care este o unitate verticală formată dintr-un turbocompresor (TC) și un generator, ale căror rotoare au viteze de rotație diferite - 9000 rpm, respectiv 3000 rpm. Rulmenții electromagnetici sunt utilizați ca suporturi principale. Generatorul este situat în afara circuitului de circulație a heliului în aer. Răcitoarele WPT preliminare și intermediare sunt situate în jurul TC. Recuperătorul este situat în partea superioară a carcasei deasupra axei coșului de ardere. Căldura reziduală este îndepărtată din circuitul primar în răcitoarele preliminare și intermediare prin sistemul de apă de răcire WPT și mai departe de aerul atmosferic în turnurile de răcire cu ventilator uscat. Este posibil să luați în considerare opțiunea de utilizare a căldurii reziduale pentru nevoile de încălzire și alimentarea cu apă caldă.

Blocurile schimbătoare de căldură sunt proiectate pentru a transfera energie termică de la reactor la consumator în producția de tehnologie energetică. În funcție de mediul de lucru, de tipul procesului și de probabilitatea de a pătrunde radioactivitate în produsul de producție tehnologică și de contaminarea echipamentelor cu produse radioactive, poate fi utilizat un proiect de instalație de reactor cu două sau trei circuite.

Astfel, în instalația de producere a hidrogenului prin metoda electrolizei la temperatură înaltă a aburului (MGR-100 VEP) și metoda de reformare cu abur a metanului (MGR-100 PKM), se utilizează o schemă cu dublu circuit. În aceste procese, componenta principală a mediului de proces este vaporii de apă. Analiza arată că, în posibile situații de urgență cu depresurizarea unui generator de abur sau a unui schimbător de căldură la temperatură înaltă, efectele intrării produselor care conțin hidrogen în reactor sunt reglate în mod fiabil de sistemele de control și protecție ale reactorului.

Opțiunea sursei de energie pentru furnizarea căldurii producției petrochimice (MGR-100 NP) prevede un circuit termic cu trei circuite. Căldura este transferată de la aparatul de comutare către consumator printr-un schimbător de căldură intermediar heliu-heliu la temperatură ridicată și un circuit intermediar cu heliu, iar apoi către circuitul de alimentare cu energie. Această soluție limitează eliberarea de radioactivitate în circuitul de rețea, asigurând puritatea de radiație a produsului de proces, precum și contaminarea minimă a circuitului primar cu impurități de proces.

Principalele măsuri tehnice care vizează eliminarea potențialului pericol de intrare a radioactivității în produsul de producție tehnologică sunt crearea și menținerea unei căderi de presiune garantate (~0,5 MPa) îndreptată către circuitul primar, iar pentru varianta MGR-100 NP, de asemenea, introducerea a unui circuit intermediar. Scurgerile operaționale de heliu din circuitul intermediar către circuitul primar nu au un impact negativ asupra reactorului.

2.1 Sursă de energie MGR-100 GT pentru producția de energie electrică și furnizarea de căldură municipală

Sursa de energie MGR-100 GT este proiectată pentru a produce energie electrică într-un ciclu direct al turbinei cu gaz. Temperatura ridicată a căldurii reziduale a ciclului turbinei cu gaz (mai mult de 100 °C) permite utilizarea acestuia pentru alimentarea cu apă caldă și furnizarea de căldură. În condițiile climatice ale Rusiei astfel funcţionalitate este de mare importanță. Dovadă în acest sens sunt datele privind consumul anual de gaze naturale pentru producerea de energie electrică și căldură, care se ridică la ~ 135, respectiv 200 miliarde m 3.

MGR-100 GT poate fi funcționat în două moduri: în modul de producere numai a energiei electrice și în modul combinat de producere a energiei electrice și furnizare de căldură municipală prin recuperarea căldurii reziduale. Astfel, pe lângă eficiența mai mare a producției de energie electrică, MGR-100 GT oferă posibilitatea potențială de a obține un factor de utilizare a căldurii de aproximativ 99%.

Când unitatea funcționează în modul combinat, căldura reziduală este îndepărtată în lichidul de răcire al circuitului de rețea în schimbătoarele de căldură din rețea. În modul numai de alimentare, bucla de rețea este oprită și căldura reziduală este îndepărtată în aerul exterior în răcitoarele uscate alimentate cu ventilator.

Schema schematică a MGR-100 GT este prezentată în Fig. 2. Temperatura necesară a apei din rețea furnizată consumatorului (150 ºС) este asigurată prin reducerea debitului și creșterea presiunii în circuitul de apă de răcire WPT. Pentru a preveni creșterea temperaturii heliului la intrarea în recuperator peste limitele admise (600 °C) în modul combinat, pe lângă recuperator pe circuitul primar este organizată o ramură de bypass cu o bypass reglabilă de heliu a circuitului primar. Partea HP (de la ieșirea HPC la ieșirea recuperatorului pe partea HP).

Fig.2. Schema schematică a MGR-100 GT

Principalii parametri ai MGR-100 GT în modul de alimentare cu energie electrică și alimentare cu energie termică municipală sunt prezentați în Tabelul 2. În modul combinat, puterea electrică a instalației va fi de 57 MW, puterea termică eliminată de apa din rețea va fi fie 154 MW.

Tabelul 2. Parametrii principali ai MGR-100 GT
Numele parametrului Sens
Modul de generare a energiei electrice Modul combinat
215 215
46,1 25,4
558 / 850 490 / 795
Temperatura heliului de joasă presiune la intrarea în recuperator, °C 583 595
139,1 134
Flux de heliu prin bypass de la ieșirea HPC la ieșirea recuperatorului pe partea de înaltă presiune, kg/s - 32,2
4,91 4,93
Raportul de dilatare a turbinei 2,09 1,77
Viteza de rotație generator/TC, rpm 3000/9000 3000/9000
Debitul apei de răcire WPT, kg/s 804 480
Temperatura apei din rețea la intrare/ieșire, °C - 70 / 145

Costul energiei electrice generate, luând în considerare utilizare benefică căldura reziduală pentru încălzirea locuinței este practic redusă la jumătate față de opțiunea de funcționare numai în modul de generare a energiei electrice. Ar trebui luat în considerare efect economic de la eliminarea emisiilor termice în mediu.

2.2 Surse de energie MGR-100 VEP și MGR-100 PKM pentru producția de hidrogen

Tranziția către o economie a hidrogenului se bazează, printre altele, pe crearea unei tehnologii de utilizare a energiei HTGR în procesele de producere a hidrogenului care au eficiență termodinamică și tehnică și economică ridicată. Aceste procese, dacă este posibil, ar trebui să excludă consumul de combustibili fosili, în principal petrol și gaze, care au rezerve limitate și sunt materii prime valoroase pentru industrie. Astfel de procese includ producerea de hidrogen din apă folosind următoarele metode principale: electroliză, descompunere termochimică și electroliză cu abur la temperatură înaltă. Costul acestora nu depinde de creșterea constantă a prețurilor la petrol și gaze, spre deosebire, de exemplu, de producția de hidrogen din metan. În același timp, pentru prima etapă de dezvoltare a energiei cu hidrogen, cu prețurile gazelor încă relativ scăzute, se iau în considerare procese de producere a hidrogenului din metan. Analiza cerințelor pentru eficiența producției de energie consumată și nivelul temperaturii căldurii ne permite să formulăm cerințe pentru HTGR ca sursă de energie, dintre care principalele sunt:

Producerea căldurii de înaltă calitate până la 950 °C;

Fără contaminare a hidrogenului cu substanțe radioactive sau nivelul scăzut acceptabil al acestora;

Costul scăzut al producției de hidrogen în comparație cu metodele tradiționale;

Nivel ridicat de securitate al complexului tehnologic energetic.

Următoarele sunt considerate drept principalele procese de producție de hidrogen în stadiul de dezvoltare conceptuală a MGR-100:

Electroliza apei la temperaturi ridicate;

Reformarea cu abur a gazelor naturale (metan).

Tabelul 3. Parametrii principali ai MGR-100 VEP
Numele parametrului Sens
Puterea termică a reactorului, MW 215
Puterea electrică utilă a generatorului, MW 87,1
Eficiența generării de energie electrică (net), % 45,7
Temperatura heliului la intrarea/ieșirea reactorului, °C 553 / 850
Consumul de heliu prin reactor, kg/s 138
Presiunea heliului la intrarea în reactor, MPa 4,41
Raportul de dilatare a turbinei 2,09
Frecvența de rotație a generatorului/TC, rpm 3000/ 9000
Debitul de heliu prin turbină, kg/s 126
Temperatura heliului la intrare/ieșire WPT, °C 850 / 558
Putere SG, MW 22,3
Consumul de heliu prin SG, kg/s 12,1
Temperatura heliului la intrare/ieșire SG, °C 850 / 494
Capacitate abur, kg/s 6,46
Presiunea aburului la ieșirea generatorului de abur, MPa 4,82

Diagrama schematică MGR-100 VEP pentru producerea de energie electrică și abur supraîncălzit, parametrii necesari în scopul producerii hidrogenului prin electroliză la temperatură înaltă sunt prezentați în Fig. 3.

Baza pentru varianta MGR-100 VEP este o configurație a centralei reactoare cu o aranjare paralelă a buclelor de schimb de căldură în circuitul primar. O buclă include un reactor, o unitate generatoare de abur și un generator principal de gaz. Celălalt este reactorul și WPT. Astfel, o parte din energia termică (~10%) generată în miezul reactorului este transferată către PHB pentru nevoile de producere a hidrogenului, restul este convertită în WPT în energie electricaîntr-un ciclu direct al turbinei cu gaz.

Orez. 3. Schema schematică a MGR-100 VEP

Principalii parametri ai instalației sunt prezentați în Tabelul 3. Temperatura heliului la ieșirea reactorului este de 850 °C, care nu depășește temperatura corespunzătoare în instalația de reactor prototip GT-MGR. Al doilea circuit este proiectat pentru a produce abur supraîncălzit în generatorul de abur (Fig. 4). Circulația heliului în PHB este realizată de suflantul de gaz cu circulație principală. Alimentarea cu apă și eliminarea aburului se fac prin capacul SG. Aburul supraîncălzit la parametrii necesari este evacuat prin conducte într-o unitate de electroliză la temperatură înaltă folosind elemente electrochimice de oxid solid, în care vaporii de apă sunt descompuși în hidrogen și oxigen odată cu separarea acestor reactivi. Instalația WPP este alimentată cu energie electrică generată de generatorul WPT.

Diagrama schematică MGR-100 PKM pentru generarea de căldură cu potențial ridicat în scopul producerii hidrogenului folosind metoda de reformare cu abur a metanului este prezentată în Fig. 5.

Reformarea cu abur a metanului este astăzi principalul proces dezvoltat industrial și adaptat pentru prima etapă de implementare a tehnologiilor de producere a hidrogenului (împreună cu HTGR). Producția globală actuală de hidrogen se bazează pe aceasta. Combinația dintre HTGR și PCM face posibilă reducerea consumului de gaze naturale cu aproximativ 40% și, prin urmare, a costurilor necesare producției de hidrogen. Eficienta economica implementarea PCM este determinată de prețul gazului și de temperatura căldurii consumate. Temperatura de încălzire necesară a amestecului de vapori-gaz nu trebuie să fie mai mică de 800 C, iar o creștere suplimentară a temperaturii nu are practic niciun efect asupra eficienței procesului.

Fig.5. Schema schematică a MGR-100 PKM

Energia termică este îndepărtată din reactor către mediul de lucru al circuitului secundar (amestec de abur-gaz) în schimbătoare de căldură de înaltă temperatură (HHE), care sunt parte integrantă a aparatului de conversie termică (TCA). Implementarea conversiei metanului (CH 4 + H 2 0 (abur) + căldură → CO 2 + 4H 2) are loc în TKA conform unei scheme în trei etape. Amestecul abur-gaz (abur - 83,5%, CH4 - 16,5%) este furnizat secvenţial în trei etape - TKA1, TKA2 şi TKA3. Aceasta determină configurația unității de transfer de căldură a centralei reactoare. Este alcătuit din trei schimbătoare de căldură separate de înaltă temperatură VTO 1, VTO 2, VTO 3 (Fig. 6), reprezentând etape (secțiuni) individuale ale blocului. Dispunerea secțiunilor WTO de-a lungul fluxului de lichid de răcire din circuitul primar este paralelă, iar de-a lungul fluxului de amestec abur-gaz este secvenţial.

După TKA-3, amestecul de abur-gaz (abur-55%, CH 4, H 2, CO, CO 2 - 45%) cu o concentrație mare de hidrogen trece secvenţial prin unitatea de purificare CO 2 și H 2 O și este trimis la unitatea de separare a hidrogenului. Fracția de retur și gazul natural sunt amestecate cu abur supraîncălzit și apoi trimise la TKA. Circulația heliului în circuitul primar se realizează prin sistemul de circulație a gazului, iar amestecul vapori-gaz prin compresoare.

Principalii parametri ai instalației sunt prezentați în tabelul 4. Temperatura heliului la ieșirea reactorului este de 950 ºС.

Tabelul 4. Parametrii principali ai MGR-100 PKM
Numele parametrului Sens
Puterea termică a reactorului, MW 215
450 / 950
Consumul de heliu prin reactor, kg/s 81,7
Presiunea heliului la intrarea în reactor, MPa 5,0
Presiunea amestecului vapori-gaz la intrarea schimbătoarelor de căldură, MPa 5,3
VTO-TKA1
Puterea schimbătorului de căldură, MW 31,8
12,1 / 43,5
350 / 650
VTO-TKA2
Puterea schimbătorului de căldură, MW 58,5
Consumul amestec heliu/vapori-gaz, kg/s 22,2 / 60,9
Temperatura amestecului vapori-gaz la intrare/ieșire, °C 350 / 750
VTO-TKA3
Puterea schimbătorului de căldură, MW 125
Consumul amestec heliu/vapori-gaz, kg/s 47,4 / 101
Temperatura amestecului vapori-gaz la intrare/ieșire, °C 350 / 870

În funcție de tipul de amenajare (bucla sau bloc) a echipamentului principal al centralei reactoare, configurația blocului de transfer de căldură poate fi diferită. Într-un bloc, echipamentul principal al centralei reactorului este conectat folosind conducte scurte de tip „pipe-in-pipe”; este recomandabil să se includă și HCG în blocul de transfer de căldură.

2.3 Sursa de energie a rafinăriei MGR-100 pentru producția petrochimică

Rafinăria MGR-100 este concepută pentru a genera căldură de calitate superioară sau medie pentru a satisface nevoile tehnologice ale producției petrochimice (lichizi de răcire din rețeaua de încălzire), ceea ce va economisi aproximativ 14% din uleiul prelucrat. Baza de design a fost dezvoltată în Rusia în anii 80 proiectare preliminară reactor modular cu un miez format din elemente combustibile sferice și o temperatură de ieșire a heliului de 750 °C. Proiectul sa concentrat pe generarea de căldură de proces pe baza cerințelor unei rafinării de petrol tipice.

Fig.7. Schema schematică a rafinăriei MGR-100

Schema schematică a rafinăriei MGR-100 este prezentată în Fig. 7. Circulația heliului în primul și al doilea circuit este forțată și este realizată de suflante cu gaz de circulație. Mediu de lucru circuitul de rețea este sare nitriți-nitrat. Principalii parametri de instalare sunt prezentați în Tabelul 5.

Tabelul 5. Principalii parametri ai rafinăriei MGR-100
Numele parametrului Sens
Puterea termică a reactorului, MW 215
Temperatura heliului la intrarea/ieșirea reactorului, °C 300 / 750
Consumul de heliu prin reactor, kg/s 91,5
Presiunea heliului la intrarea în reactor, MPa 5,0
Putere PHE, MW 217
Consumul de heliu al circuitului primar/secundar prin PHE, kg/s 91,5 / 113
Temperatura heliului a circuitului primar la intrarea/ieșirea PHE, °C 750 / 294
Temperatura heliului a circuitului secundar la intrarea/ieșirea PHE, °C 230 / 600
Presiunea heliului din circuitul secundar la intrarea PHE, MPa 5,50

Principalii consumatori de căldură de rafinărie (~50% din puterea termică a reactorului) sunt cuptoarele tubulare concepute pentru rafinarea termocatalitică a petrolului. Pe baza nivelului de încălzire a produselor petroliere în cuptoare, procesele de rafinare a petrolului sunt împărțite în trei tipuri: la temperatură joasă (până la 400 °C), la temperatură medie (până la 550 °C) și la temperatură înaltă (până la 900 °C). °C). Căldura de la reactorul MGR-100 a rafinăriei este, de asemenea, utilizată pentru a acoperi nevoile rafinăriei de abur de proces (~35% din puterea termică a reactorului) și electricitate (~15% din puterea termică a reactorului).

Unitatea de transfer de căldură constă dintr-un schimbător de căldură intermediar (IHE), un HCH și structuri metalice interne (ICH).

PHE (Fig. 8) constă dintr-un sistem de conducte, un set de canale (37 buc), o cameră de colectare a heliului „fierbinte” în circuitul intermediar, elemente pentru fixarea și etanșarea acestora. Suflanta principală de gaz de circulație este montată în partea inferioară a carcasei PHE.

3 Probleme problematice

În cadrul proiectelor finalizate s-au dezvoltat configurația circuitului și amenajarea 3-D a instalațiilor, s-au determinat parametrii circuitelor și caracteristicile echipamentelor principale, s-a efectuat o justificare computațională a principalelor componente ale structurii, a fost efectuată o analiză a modurilor de operare și de urgență, o analiză preliminară a costului de creare și construcție a centralei reactoare, au fost determinate etapele și planurile de cercetare și dezvoltare. Majoritatea cercetării și dezvoltării necesare, inclusiv la reactor, turbomașină și componentele sale, recuperator, răcitoare preliminare și intermediare, VKM, se desfășoară în prezent în domeniul dezvoltărilor tehnologice ale reactoarelor GT-MGR și MGR-T.

Principalele probleme care necesită cercetare și dezvoltare suplimentare sunt:

Dezvoltarea capacității de fabricație a schimbătoarelor de căldură de înaltă temperatură;

Justificarea siguranței centralei reactoare pentru producția de hidrogen;

Dezvoltarea algoritmilor de control al puterii pentru centralele de reactoare în combinație cu sistemele de control al procesului;

Efectuarea testelor de certificare a materialelor metalice rezistente la căldură.

Una dintre principalele limitări la creșterea temperaturii heliului la ieșirea din reactor este temperatura maximă admisă pentru funcționarea pe termen lung a reactorului VCM. Când temperatura heliului la intrarea în miez crește la 600 °C, pentru a obține o temperatură acceptabilă a materialului vasului reactorului (~350 °C), se plănuiește modificarea designului miezului în ceea ce privește îndepărtarea căldurii la sistemul de răcire a vasului reactorului.

Sunt impuse cerințe severe pentru conductele de gaz care transportă un mediu de proces încălzit cu o temperatură de până la 900 °C, care nu ar trebui să scadă din cauza pierderilor de căldură, deoarece eficiența procesului tehnologic depinde de nivelul de temperatură.

Producția de hidrogen este o sursă potențială de pericol de explozie. Când se analizează siguranța MGR-100 ca evenimentele inițiale Ar trebui luate în considerare accidentele din partea tehnologică a fabricii sau din locații industriale. În timpul acestor accidente este posibilă eliberarea de materii prime tehnologice sau produse prelucrate. Din perspectiva măsurilor de protecție, cele mai grave consecințe de siguranță ar fi datorate undei de șoc în urma unei explozii a acestor produse.

Unul dintre criteriile de siguranță ar trebui să fie nedepășirea eliberării maxime a amestecurilor explozive în producție tehnologică. Cantitatea de emisie este determinată de valoarea admisibilă a excesului de presiune în frontul undei de șoc, adoptată pentru carcasa, sistemele și elementele de reținere ale centralei nucleare.

Atunci când se analizează astfel de accidente, trebuie luate în considerare ambele scenarii cu posibilitatea unei explozii în imediata vecinătate a reactorului și asigurarea siguranței prin separarea spațială a părților nucleare și tehnologice.

4 Concluzie

Dezvoltarea tehnologiei MGR în Rusia de la bun început a avut ca scop utilizarea energiei nucleare nu numai pentru producerea de energie electrică, ci și pentru furnizarea de căldură industrială ca alternativă la utilizarea combustibililor fosili.

Tehnologia modulară HTGR, datorită proprietăților sale unice de eficiență, siguranță și respectarea mediului înconjurător, poate oferi o furnizare completă de energie cu energie electrică, căldură și combustibil, inclusiv soluții. problema actuala din punct de vedere economic producție eficientă hidrogen.

Ecologic și exigent costuri reduse pentru crearea și întreținerea centralelor nucleare de mică putere bazate pe HTGR poate deveni elemente importante infrastructură energie nucleară al secolului curent.

Lucrările de proiectare și experimentale efectuate până în prezent pe variante modulare MGR-100 pentru diverse aplicații de tehnologie energetică confirmă posibilitatea îndeplinirii cerințelor pentru centralele de reactoare de nouă generație.

Dezvoltarea tehnologiei energetice HTGR bazată pe MGR-100 va reduce semnificativ costurile totale ale programului HTGR și va demonstra capacitățile și avantajele pentru comercializarea ulterioară a acestei tehnologii.

Referințe

1. „Încălzirea nucleară în Rusia - experiență existentă, potențial industriei, probleme de dezvoltare” Boldyrev V.M., Culegere de rezumate ale conferinței științifice și tehnice intersectoriale „Energia atomică regională” (Regiunea Atom-2009), 17-18 noiembrie 2009, Nizhny Novgorod .

2. Strategia energetică a Rusiei pentru perioada până în 2030. Aprobat prin ordin al Guvernului Rusiei din 13 noiembrie 2009 nr. 1715

3. „Posibilitati și perspective de utilizare a reactoarelor nucleare de înaltă temperatură pentru a alimenta industriile mari consumatoare de energie cu purtători de energie” Ponomarev-Stepnoy N.N., Stolyarevsky A.Ya., Kodochigov N.G. Culegere de rezumate ale conferinței științifice și tehnice interindustriale „Energia atomică regională” (Atom Region-2009), 17-18 noiembrie 2009, Nijni Novgorod.

4. Articolul „Dezvoltare termoficareîn Rusia”, pp. 2-15. Revista „Ingineria Energiei Termice Nr. 12”; 2009” S.P. Filippov, Institutul de Cercetări Energetice RAS.

5. Vasyaev A.V., Vladimirsky M.K. și altele sursă de energie bazată pe HTGR pentru aplicații de tehnologie energetică. Soluții de proiectare a circuitelor. - Lucrările forumului internațional privind problemele științei, tehnologiei și educației (Volumul 2)/Ed. V.V. Vișnevski. - M.: Academia de Științe ale Pământului, 2008., p. 108-112, ISBN 978-5-93411-050-6.

6. Kiryushin A.I., Kodochigov N.G., Kuzavkov N.G. e.a. Proiectul reactorului cu heliu de înaltă temperatură GT-MHR cu turbină cu gaz. – Nucl. Engng Design, 1997, v. 173, p. 119–129.

7. Reactor răcit cu gaz de temperatură înaltă – sursă de energie pentru producția comercială de hidrogen. Mitenkov F.M., Kodocigov N.G., Vasyaev A.V., Golovko V.F., Ponomarev-Stepnoy N.N., Kukharkin N.Ye., Stolyarevsky A.Ya. - Energia nucleară, vol. 97, numărul 6, decembrie 2004, p. 432-446.

Material de pe Wikipedia - enciclopedia liberă

Turbină cu gaz, reactor modular cu heliu (GT-MHR, GT-MHR) - proiect international pentru a crea o centrală nucleară care să îndeplinească cerințele de siguranță ale secolului 21, bazată pe un reactor răcit cu gaz la temperatură înaltă cu un lichid de răcire cu heliu care funcționează într-un ciclu direct de turbină cu gaz. Denumirea engleză „Turbină cu gaz – Reactor modular cu heliu (GT-MHR)”. Crearea a două reactoare de acest tip, împreună cu reactoarele cu neutroni rapidi BN-600 și BN-800, este inclusă în programul ruso-american pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme, care nu este necesar în scopuri de apărare. Proiectul este finanțat pe bază de paritate de Rosatom (RF) și Departamentul de Energie și NNSA (SUA).

Elementele de combustibil sunt microsfere de oxid de plutoniu, oxid de uraniu sau nitrură cu un diametru de 0,2-0,5 mm într-o înveliș multistrat de carbon pirolitic și carbură de siliciu. În conformitate cu calculele de proiectare, un astfel de element de micro-combustibil este capabil să rețină eficient fragmentele de fisiune atât în ​​condiții normale de funcționare (1250°C), cât și în modurile de urgență (1600°C).

Ambele module ale centralei reactoare sunt amplasate în puțuri verticale din beton armat situate sub nivelul solului.

Principalele caracteristici tehnice

Puterea de instalare:
  • termică, MW
  • electric, MW
600
285
Lichidul de răcire heliu
Circulația lichidului de răcire a primului circuit forţat
Tip de aspect integrală
Gama de putere 15 - 100 %
Parametrii energiei electrice generate
  • tensiune la bornele generatorului, kV
  • frecvența curentă, Hz
20
50
Parametrii lichidului de răcire al primului circuit
  • presiune, MPa
  • temperatura la intrarea în reactor, C
  • temperatura la ieșirea reactorului, C
7,24

490
850

Consum de energie electrică pentru nevoi proprii, MW 7,5
Durată de viață, ani 60
Rezistența seismică a echipamentelor 8 puncte (MSK 64)

Avantaje

  • Eficiență ridicată;
  • Simplificarea proiectării centralei nucleare datorită proiectării modulare a reactorului;
  • Utilizarea combustibilului sub formă de microparticule cu acoperire ceramică multistrat face posibilă reținerea eficientă a produselor de fisiune la rate mari de ardere (până la 640 MW zi/kg) și la temperaturi (până la 1600 °C);
  • Utilizarea unui miez inelar cu intensitate energetică scăzută permite eliminarea căldurii reziduale din reactor prin metode naturale de circulație a aerului;
  • Redundanță multiplă a sistemelor de control și protecție;
  • Utilizarea heliului ca agent de răcire, o substanță care este inertă din punct de vedere chimic și nu afectează echilibrul neutronilor;
  • Proiectul prevede, de asemenea, posibilitatea reciclării plutoniului de calitate pentru arme. O instalație GT-MGR, formată din patru reactoare, este capabilă să proceseze 34 de tone din această substanță în timpul funcționării. În conformitate cu documentația de proiect, un astfel de combustibil iradiat poate fi îngropat fără reprocesare suplimentară.

Defecte

  • Putere redusă. Pentru a înlocui o unitate VVER-1000, sunt necesare patru unități GT-MGR. Acest dezavantaj este cauzat, pe de o parte, de utilizarea unui lichid de răcire cu gaz, care are o capacitate termică mică în comparație cu apa sau sodiul și, pe de altă parte, de intensitatea energetică scăzută a miezului ca urmare a îndeplinirii cerințe crescute de siguranță a reactorului. Această caracteristică pune sub semnul întrebării argumentele pentru simplificarea proiectării centralelor nucleare cu GT-MGR;
  • Formare în moderator de grafit cantitate mare carbon β-activ cu viață lungă 14 C, ale cărui metode acceptabile de eliminare nu există și rezervele acumulate în timpul funcționării reactoarelor RBMK sunt deja destul de mari. Când este eliberat în mediu, 14 C tinde să se acumuleze în organismele vii;
  • Lipsa unei scheme acceptabile de reprocesare și eliminare a combustibilului uzat. Procesarea substanțelor care conțin siliciu este foarte dificilă pentru tehnologia chimică. Astfel, combustibilul, odată ce intră în reactor, va fi eliminat pentru totdeauna din ciclul combustibilului nuclear.
  • În prezent, nu există o tehnologie industrială dovedită pentru producția de bare de combustibil din plutoniu, ceea ce se datorează chimiei sale extrem de complexe. Înființarea unei astfel de producții necesită investiții de capital comparabile sau chiar depășitoare de investiții în prelucrarea uraniului de-a lungul istoriei industria nucleară. Prin urmare, declarația despre utilizarea GT-MGR pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme pare destul de dubioasă. De asemenea, trebuie luat în considerare faptul că în lume s-au acumulat doar aproximativ 400 de tone de plutoniu, adică poate fi suficient pentru ciclu de viață doar 10 unități de putere (4 reactoare fiecare).
  • Utilizarea heliului ca agent de răcire, deoarece în cazul unui accident asociat cu depresurizarea reactorului, întregul lichid de răcire va fi inevitabil înlocuit cu aer mai greu.

Etape principale

  • 1995-1997 - proiect conceptual.
  • 2000-2002 - proiectare preliminară.
  • 2003-2005 - proiect tehnic.
  • 2005-2008 - punerea în funcțiune a producției de combustibil pentru modulul prototip.
  • 2009-2010 - punerea în funcțiune a modulului prototip GT-MGR.
  • 2007-2011 - punerea în funcțiune a producției de combustibil pentru unitatea de putere cu 4 module AS GT-MGR.
  • 2012-2015 - punerea în funcțiune a unității de alimentare cu 4 module AS GT-MG

Dezvoltări mai detaliate ale proiectului sunt în curs de desfășurare.

Perspective de proiect

CU punct profesional Din punctul nostru de vedere, proiectul este destul de interesant, însă, din cauza neajunsurilor enumerate, implementarea sa industrială pare îndoielnică și, în plus, utopică. [ ]