Сорокин А.П., Гулевич А.В., Клинов Д.А., Кузина Ю.А., Камаев А.А., Иванов А.П., Алексеев В.В., Морозов А.В.
Представленные результаты нейтронно-физических, теплофизических и технологических исследований показали, что имеется принципиальная возможность обеспечить требуемые параметры высокотемпературной (900-950 °С) реакторной установки с реактором 600 МВт (тепл.) с натриевым теплоносителем для производства водорода и других инновационных приложений, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Относительная малогабаритность, вид теплоносителя, выбор делящегося вещества и конструкционных материалов позволяют создать реактор с внутренними присущими ему свойствами, обеспечивающими повышенную ядерную и радиационную безопасность. Обсуждаются возможности применения жаропрочных радиационно стойких конструкционных материалов и использования предложенной технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя при высокой концентрации водорода. Анализируются особенности поведения высокотемпературной сложной многокомпонентной гетерогенной системы «натриевый теплоноситель – примеси – конструкционные (технологические) материалы – защитный газ», связанные с экспоненциальной зависимостью от температуры констант, характеризующих процессы тепломассопереноса (диффузия, проницаемость, растворимость, скорость абсорбции, равновесные давления газов
и др.). Показано, что система технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя существенно отличается от систем на современных АЭС: При возрастании интенсивности источников водорода, поступающего из третьего контура во второй, по сравнению с АЭС БН-600 на два-три порядка, условием ее реализации является повышение концентрации водорода в натрии на два-три порядка по сравнению с современными АЭС в сочетании с удалением водорода из натрия вакуумированием через мембраны из ванадия или ниобия.
1. International Atomic Energy Agency, Hydrogen as an Energy Carrier and its Production by Nuclear
Power: IAEA–TECDOC–1085, IAEA, Vienna, 1999.
2. Морозов А.В., Сорокин А.П. Способы получения водорода и перспективы использования высокотемпературного быстрого натриевого реактора для его производства. Труды 21 конференции по
структурной механике в реакторной технологии (SMIRT–21). Калпаккам, Индия, 2011.
3. Innovation in Nuclear Energy Technology. NEA, N. 6103, OECD Nuclear Energy Agency, 2007.
4. Альбицкая Е.С. Развитие ядерно-энергетических систем. Атомная техника за рубежом, 2013,
№11, с. 3-16.
5. Дегтярев А.М., Коляскин О.Е., Мясников А.А. и др. Жидкосолевой подкритический реактор-
сжигатель трансплутоновых актиноидов. Атомная энергия, 2013, т. 114, вып. 4, с. 183-188.
6. Говердовский А.А., Овчаренко М.К., Белинский В.С. и др. Электроядерный подкритический
бланкет на модульном принципе построения активной зоны с жидкометаллическими расплавами
делящихся фторидов урана (UF4) и плутония (PUF3) во фторидном растворе FLINAK. Труды
конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2013)». Обнинск,
2013, с. 10-13.
7. Сорокин А.П., Кузина Ю.А., Труфанов А.А., Камаев А.А., Орлов Ю.И., Алексеев В.В., Грабежная В.А., Загорулько Ю.И. Актуальные проблемы теплофизики реакторов на быстрых нейтронах.
Теплоэнергетика, 2018, № 10, с. 60-69.
8. Асмолов В.Г., Зродников А.В., Солонин М.И. Инновационное развитие ядерной энергетики России. Атомная энергия, 2007, т. 103. вып. 3, с. 147-155.
9. Говердовский А.А., Калякин С.Г., Рачков В.И. Альтернативные стратегии развития ядерной
энергетики в XXI веке. Теплоэнергетика, 2014, №5, с. 3-10.
10. Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. Атомная энергия, 2016, т. 120, вып. 4, с. 183-191.
11. Сорокин А.П., Ефанов А.Д., Жуков А.В., Богословская Г.П., Сорокин Г.А., Матюхин Н.М. Теплогидравлические исследования по проблеме повышения выгорания ядерного горючего в реак-
торах на быстрых нейтронах. Теплоэнергетика, 2007, N3, с. 9-16.
12. Поплавский В.М., Забудько А.Н., Петров Э.Е. и др. Физические характеристики и проблемы создания натриевого быстрого реактора как источника высокопотенциальной тепловой энергии для
производства водорода и других высокотемпературных технологий. Атомная энергия, 2009,
т. 106, №3, с. 129-134.
13. Сорокин А.П., Козлов Ф.А. Состояние и задачи исследований по технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя. Труды 21 конференции по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT–21). Калпаккам, Индия, 2011.
14. Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Богословская Г.П., Иванов А.П., Коновалов М.А., Морозов А.В., Стогов В.Ю. Нейтронно-физические и теплофизические исследования в обоснование
высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016,
№ 3, с. 104-115.
15. Сорокин А.П., Гулевич А.В., Камаев А.А., Кузина Ю.А., Иванов А.П., Алексеев В.В., Морозов А.В. Исследования в обоснование высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода и других инновационных применений. Труды 11 Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2018), Москва, 2018.
16. Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В., Коновалов М.А. Технология высокотемпературного
натриевого теплоносителя в ядерных энергетических установках для водородной энергетики.
Теплоэнергетика, 2014, №5, с. 31-39.
17. Kozlov F.A., Sorokin A.P., Alekseev V.V., Konovalov M.A. The high temperature sodium coolant
technology in nuclear power installations for hydrogen power engineering. Thermal engineering, 2014,
no. 5, рр. 348-356.
18. Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В., Богословская Г.П., Иванов А.П., Коновалов М.А., Морозов А.В., Орлова Е.А., Стогов В.Ю. Высокотемпературная ядерная энерготехнология на основе быстрых реакторов с натриевым теплоносителем для производства водорода.
Атомная энергия, 2014, т. 116, вып. 4, с. 194-204.
19. Пахомов В.В. Реакторы на быстрых нейтронах мс натриевым теплоносителем – РБН. Машиностроение. Том IV–25: Машиностроение ядерной техники. М.: Машиностроение, 2005.
C. 584-619.
20. Казанский Ю.А., Троянов М.Ф., Матвеев В.И., Евсеев А.Я., Звонарев А.В., Кирюшин А.И., Васильев Б.А., Белов С.П., Матвеенко И.П., Кулабухов Ю.С., Черный В.А., Двухшерстнов В.Г., Баков А.Т., Иванов А.П., Тютюнников П.Л., Пшакин Г.М. Исследование физических характеристик реактора БН-600. Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 1, с. 9-14.
21. LMFR core and heat exchanger thermohydraulic design: Former USSR and present Russian approaches.
IAEA-TECDOC-1060, January, 1999, 305 p.
22. Рачков В.И., Сорокин А.П., Жуков А.В. Теплогидравлические исследования жидкометалличе-
ских теплоносителей в ядерных энергетических установках. Теплофизика высоких температур,
2018, № 1, с. 121-136.
23. Тихомиров Б.Б., Поплавский В.М. Влияние статистических характеристик пучка твэлов ТВС на
оценку температурного режима активной зоны быстрого натриевого реактора. Известия вузов.
Ядерная энергетика, 2014, № 2, с. 128-139.
24. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Теплофизическое обоснование температурных
режимов ТВС быстрых реакторов с учетом факторов перегрева (температурные поля, факторы
перегрева). Препринт ФЭИ-1778. Обнинск, 1986.
25. Кольцов А.Г., Рощупкин В.В., Ляховицкий М.М., Соболь Н.Л., Покрасин М.А. Экспериментальное
исследование физико-механических свойств конструкционной стали ЭП-912. Доступно на:
http://archive.nbuv.gov.ua/portal/soc_gum/vsunu/2011_12_1/ Kolcov.pdf (дата обращения
24.10.2019).
26. Беккерев И.В. Металлы и сплавы: марки и химический состав. Ульяновск: УлГТУ, 2007. Доступно на: http://www.bibliotekar.ru/spravochnik-73/index.htm (дата обращения 24.10.2019).
27. Левич В.Г. Физико-химическая гидродинамика. М.: Физматгиз, 1959.
28. Невзоров Б.А., Зотов В.В., Иванов В.А., Старков О.В., Краев Н.Д., Умняшкин Е.Б., Соловьев В.А. Коррозия конструкционных материалов в жидких щелочных металлах. М.: Атомиздат,
1977.
29. Бескоровайный Н.М., Иолтуховский А.Г. Конструкционные материалы и жидкометаллические
теплоносители. М.: Энергоатомиздат, 1983.
30. Краев Н.Д. и др. Коррозия и массоперенос конструкционных материалов в натриевом и натрий-
калиевом теплоносителях. Известия вузов. Ядерная энергетика, 1999, № 3, с. 40-48.
31. Zhang J., Marcille T.F., Kapernick R. Theoretical Analysis of Corrosion by Liquid Sodium and Sodium-Potassium Alloys. Corrosion, 2008, vol. 64, no. 7, pp. 563-573.
32. Козлов Ф.А., Коновалов М.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В. Особенности массопереноса трития
в высокотемпературной ЯЭУ с натриевым теплоносителем для производства водорода. Труды
конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2013)». Обнинск,
2013, с. 197-198.
33. Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.:
ИздАт, 2012.
34. Status of liquid metal cooled fast reactor technology. IAEA-TECDOC-1083, IAEA, 1999.
35. Сорокин А.П. Теплогидравлические исследования безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых
нейтронах. Теплоэнергетика, 2007, № 12, с. 29-36.
36. Фромм Е., Гебхарт Е. Газы и углерод в металлах. М.: Металлургия, 1980.
37. Шепелев С.Ф., Рогожкин С.А., Поплавский В.М., Рачков В.И., Зарюгин Д.Г., Сорокин А.П.,
Швецов Ю.Е. Расчетно-экспериментальное обоснование проектной системы аварийного отвода
тепла БН-1200. Атомная энергия. 2014, т. 116, вып. 4, с. 222-228.
38. Опанасенко А.Н., Сорокин А.П., Зарюгин Д.Г., Труфанов А.А. Реактор на быстрых нейтронах:
экспериментальные исследования теплогидравлических процессов в различных режимах работы.
Теплоэнергетика, 2017, № 5, с. 1-10.
39. Opanasenko A.N., Sorokin A.P., Zaryugin D.G., Trufanov A.A. Fast Reactor: an Experimental Study of
Thermohydraulic Processes in Different Operating Regimes. Thermal Engineering, 2017, vol. 64, no. 5,
pp. 336-344.
40. Логинов Н.И., Михеев А.С. О концепции испарительно-конденсационной системы аварийного
расхолаживания быстрых натриевых реакторов. Гидродинамика и безопасность АЭС. Труды на
отраслевой конференции «Гидродинамика и безопасность АЭС (Теплофизика–99). Обнинск,
1999, с. 220.
