CC BY
11
Секция «Моделирование физико-механических и тепловых процессов is машинах и аппаратах»
УДК 620.9
ОБЗОР И СРАВНИТЕЛЬНЫЙ АНАЛИЗ РАЗЛИЧНЫХ ТЕХНОЛОГИЙ ТЕПЛОВОЙ ГЕНЕРАЦИИ НА АЭС
А. А. Пасюков, И. Р. Сакаев
Сибирский государственный университет науки и технологий имени академика М.Ф. Решетнёва Российская Федерация, 660037, г. Красноярск, просп. им. газ. «Красноярский рабочий», 31
E-mail: [email protected]
В работе представлен обзор существующих видов атомных энергоустановок, указаны их достоинства, недостатки и опасность применения. Эта тема поможет раскрыть дальнейшее развитие агрегатов в будущем.
Ключевые слова: атомная электростанция, водо-водяной реактор, реактор на быстрых нейтронах, графитово-газовый ядерный реактор, канальный ядерный реактор.
REVIEW AND COMPARATIVE ANALYSIS OF VARIOUS THERMAL GENERATION TECHNOLOGIES AT NPP
A. A. Pasyukov, I. R. Sakaev
Reshetnev Siberian State University of Science and Technology 31, Krasnoyarkii rabochii prospekt, Krasnoyarsk, 660037, Russian Federation E-mail: [email protected]
It is necessary to determine the existing types of nuclear power plants, indicate their advantages, disadvantages and dangers of use. This topic will help to reveal the further development of aggregates in the future.
Key words: nuclear power plant, pressurized water reactor, fast neutron reactor, graphite-gas nuclear reactor, channel nuclear reactor.
На данный момент в России основными видами ядерных реакторов являются водо-водяной энергетический реактор (ВВЭР), канальный ядерный реактор и реактор на быстрых нейтронах [1]. Актуальным направлением также является переработка топлива энергетических реакторов - повторное использование в качестве энергетического реакторного топлива, в том числе в составе МОХ-топлива (ядерное топливо, содержащее несколько видов оксидов делящихся материалов)или для реализации закрытого топливного цикла.
Целью данного исследования является обзор существующих видов атомных энергоустановок, анализ их достоинств, недостатков и опасности применения. Также в работе рассматривается специфика применения ядерных технологий в России. Рассмотрим данную тематику подробнее.
Атомные электростанции (АЭС)- это тепловые электростанции, источником топлива на которых является энергия управляемых ядерных реакций. Мощность энергоблоков на АЭС доходит до 1,5 ГВт [2].
Водо-водяной ядерный реактор. В данном реакторе замедлителем и теплоносителем является обычная (лёгкая) вода. У лёгкой воды содержание дейтерия и кислорода ниже, чем у обычной, а тяжёлая состоит из атомов тяжелого водорода и кислорода.
Актуальные проблемы авиации и космонавтики - 2022. Том 1
Достоинства таких реакторов следующие:
1. Технология изготовления реакторов такого типа отработана и изучена на высоком уровне.
2. Вода имеет хорошие теплопередающие свойства, и без высоких затрат перекачивается насосами.
3. Генерация пара непосредственно в реакторе осуществляется за счет использования воды в качестве теплоносителя.
4. Эксплуатация реактора упрощена за счет того, что вода не воспламеняется и не затвердевает.
5. Использование воды обеспечивает безопасность эксплуатации, а также малую стоимость реактора.
Однако для технологии присутствуют и недостатки:
1. При взаимодействии воды с ураном и его соединениями она корродирует в аварийных ситуациях, из-за этого приходится прибегать к стойким к коррозии оболочкам, как правило, циркониевым. Конструкционные материалы также должны подбираться с хорошими антикоррозийными свойствами.
2. Из-за необходимости иметь высокие давление и температуру в реакторе, конструирование корпуса и отдельных узлов усложняется.
3. Большая вероятность вытекания теплоносителя и необходимость средств для устранения и компенсации.
Реактор на быстрый нейтронах. В данном ядерном реакторе в активной зоне нет замедлителей, поэтому нейтроны подобных реакций называют быстрыми и их спектр близок к энергии нейтронов деления.
Реактор на быстрых нейтронах используется в замкнутом топливном цикле, то есть одновременно получается энергию и перерабатывает отработавшее ядерное топливо, используя его повторно.
Преимущества этого реактора следующие:
1. В реакторе нет высокого давления.
2. В таких реакторах практически нет потерь теплоносителя по причине выкипания.
3. Риск пароциркониевой реакции практически равен нулю.
Недостатком можно назвать то, что натрий (теплоноситель) бурно реагирует с водой, и на воздухе происходит реакция горения. Это усложняет аварийную ситуацию с утечкой теплоносителя.
Графито-газовый ядерный реактор (ГГР). В данномядерном реакторе теплоноситель -это газ (гелий, углекислый газ и др.), а замедлитель - графит [3]. Достоинство этого реактора заключается в том, что, по сравнению с другими, он безопасен, потому что газ почти не поглощает нейтроны, поэтому изменение газа в реакторе не влияет на реактивность.
Реактор на расплавах солей.Данный ядерный реактор низкого давления, охлаждающей жидкостью которого является расплав солей.
Достоинства этого реактора:
1. Из-за низкого давления возможен подбор дешевый материалов для корпуса реактора.
2. Температуры первого контура - выше 700 °С, соответственно и высокий КПД установки - до 44%.
3. Возможность организации непрерывной замены горючего, не останавливая реактор.
4. Высокая эффективность топлива.
5. Дешевый топливный цикл за счет возможности использования ториевых топливных циклов.
Недостатки такого реактора следующие:
1. Необходимость в организации переработки топлива на АЭС.
2. Коррозия от расплава солей выше, чем на других реакторах.
Секция «Моделирование физико-механических и тепловых процессов в машинах и аппаратах»
3. Более высокие дозовые затраты при проведении ремонта 1-го контура по сравнению с ВВЭР.
4. Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометаллическими реакторами с натриевым теплоносителем.
5. В сравнении с ВВР, выбросы трития значительно больше (в 2-3 раза).
Канальный ядерный реактор. Это такой ядерный реактор, активная зона которого представляет собой технологический набор каналов, находящихся в массе замедлителя.
Преимущества:
1. Отсутствие общего герметичного корпуса высокого давления, и, как следствие, менее жёсткие ограничения на размер активной зоны и мощность реактора.
2. Перезагрузка топлива и обслуживание сборок и датчиков без остановки реактора.
3. Относительная простота доработок вследствие модульности структуры и оперативной доступности элементов.
Недостатки:
1. Присутствие в активной зоне большого количества конструкционных материалов, поглощающих нейтроны и теряющих, вследствие этого, эксплуатационные свойства.
2. Продольное растрескивание сборок с прогибом проложенного внутри них топливного канала. Актуально для реакторов с графитовыми сборками и большой длиной технологических каналов; пример — РБМК.
3. Положительный температурный коэффициент реактивности, который, при неправильной эксплуатации, может привести к неконтролируемому увеличению мощности. Данный недостаток стал одной из причин аварии на Чернобыльской АЭС.
4. Постоянный фреттинговый износ сборок в процессе термической и накопленной ионизационной деформации, не несущий эксплуатационной опасности сам по себе, но допускающий повреждение сборок при попадании в теплообменную среду крупнодисперсной фракции.
Таким образом, в работе был проведен обзор существующих видов атомных энергоустановок, указаны их достоинства, недостатки и опасность применения. Данная тематика в настоящее время является перспективной для исследований.
Библиографические ссылки
1. Атомная энергетика [Электронный ресурс]. URL: http://nuclphys.sinp.msu.ru/ne/ne1.htm (дата обращения: 10.04.2022).
2. Изучение реактора на быстрых нейтронах [Электронный ресурс]. URL: http://nuclphys.sinp.msu.ru/students/07_rdan.pdf (дата обращения: 10.04.2022).
3. Реакторы с гарфитовым замедлителем [Электронный ресурс]. URL: http://energetika. in.ua/ru/books/book-4/part-1/section-2/2-4/2-4-1 (дата обращения: 10.04.2022).
© Пасюков А. А., Сакаев И. Р., 2022
