Сорокин А.П., Иванов А.П., Кузина Ю.А., Морозов А.В., Денисова Н.А.
Важной проблемой, определяющей развитие экологически чистой энергетики, является вовлечение в топливный цикл водорода. В настоящее время основным способом производства водорода является паровая конверсия метана. В долгосрочной перспективе крупномасштабного получения водорода этот способ не жизнеспособен из-за потребления невозобновляемых ресурсов и выделения парниковых газов. Альтернативные способы производства водорода методами расщепления воды с помощью термохимических или электролизных процессов требуют высокотемпературного источника тепла. Наиболее освоенными в настоящее время высокотемпературными источниками тепла могут служить ядерные реакторы. Проведенные нейтронно-физические и теплофизические исследования показали, что имеется принципиальная возможность обеспечить требуемые параметры высокотемпературной (900–950 °С) реакторной установки с реактором на быстрых нейтронах 600 МВт (тепл.) с натриевым теплоносителем для производства водорода, на основе одного из термохимических циклов или высокотемпературного электролиза с высоким коэффициентом теплового использования электроэнергии. Показано, что температурный режим твэлов активной зоны определяется большим числом параметров, имеющих закономерный и статистический характер. Разработанные методика и программа расчёта позволяют учесть в формоизмененных в процессе кампании ТВС влияние на распределение температуры оболочки твэлов и неравномерности температуры по периметру твэлов в ТВС межканального обмена, распределения проходных сечений каналов и энерговыделения твэлов по случайному закону с использованием метода Монте-Карло, а также других факторов. Для различных режимов работы реактора, выявлены зоны с устойчивой температурной стратификацией с большими градиентами и пульсациями температуры. Полученные результаты позволяют судить об амплитуде и частотных характеристиках пульсаций температуры в этих потенциально опасных областях. Относительная малогабаритность, вид теплоносителя, выбор делящегося вещества и конструкционных материалов позволяют создать реактор с внутренними присущими ему свойствами, обеспечивающими повышенную ядерную и радиационную безопасность.
1. Белогоров А.М., Бушуев В.В., Громов А.И., Куричев Н.К., Мастепанов А.М., Троицкий А.А. Тренды и сценарии развития мировой энергетики в первой половине XXI века. М.: ИД «Энергия», 2011. 68 с.
2. Hydrogen as an Energy Carrier and its Production by Nuclear Power. IAEA, Vienna, 1999. IAEA-TECDOC-1085.
3. Морозов А.В., Сорокин А.П. Способы получения водорода и перспективы использования высокотемпературного быстрого натриевого реактора для его производства. Труды XXI конференции по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT-21). Калпаккам, Индия, 2011.
4. Innovation in Nuclear Energy Technology. NEA, No. 6103, OECD Nuclear Energy Agency, 2007.
5. Альбицкая Е.С. Развитие ядерно-энергетических систем. Атомная техника за рубежом, 2013, № 11, с. 3–16.
6. Дегтярев А.М., Коляскин О.Е., Мясников А.А. и др. Жидкосолевой подкритический реактор-сжигатель трансплутоновых актиноидов. Атомная энергия, 2013, том 114, вып. 4, с. 183–188.
7. Говердовский А.А., Овчаренко М.К., Белинский В.С., Пышко А.С., Сулим А.Т., Щербаков С.И. 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.
8. Багдасаров Ю.Е., Пинхасик М.С., Кузнецов И.А., Козлов Ф.А., Баклушин Р.П., Ринейский А.А., Поплавский В.М., Миловидов И.В., Петренко А.А., Архангельский В.В. Технические проблемы реакторов на быстрых нейтронах. М: Атомиздат, 1969.
9. Троянов М.Ф. Развитие научно-технических основ энергетических быстрых реакторов. Атомная энергия, 1981, том 50, вып. 2, с. 102–110.
10. 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.
11. Пономарев-Степной Н.Н. Двухкомпонентная ядерная энергетическая система с замкнутым ядерным топливным циклом на основе БН и ВВЭР. Атомная энергия, 2016, том 120, вып. 4, с. 183–191.
12. 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 реакторах на быстрых нейтронах. Теплоэнергетика, 2007, № 3, с. 9–16.
13. Поплавский В.М., Забудько А.Н., Петров Э.Е., Овчаренко М.К., Попов В.В., Богуш В.Б., Логинов Н.И., Тарасов В.А., Полевой В.Б., Хоромский В.А., Михеев А.С. Физические характеристики и проблемы создания натриевого быстрого реактора как источника высокопотенциальной тепловой энергии для производства водорода и других высокотемпературных технологий. Атомная энергия, 2009, том 106, № 3, с. 129–134.
14. Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П. Состояние и задачи исследований по технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя. Труды XXI конференции по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT-21). Калпаккам, Индия, 2011.
15. Жуков А.В., Сорокин А.П., Санина И.В., Кузина Ю.А., Буркова И.В. Представительность быстрых реакторов в мире (действующие, проектируемые, выведенные из эксплуатации реакторы). Обнинск: ГНЦ РФ – ФЭИ, 2012.
16. Калякин С.Г., Козлов Ф.А., Сорокин А.П., Богословская Г.П., Иванов А.П., Коновалов М.А., Морозов А.В., Стогов В.Ю. Исследование в обоснование высокотемпературной ядерной энерготехнологии с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства водорода (часть 1). Известия вузов. Ядерная энергетика, 2016, № 3, с. 104–112.
17. Fast reactor Database: 2006 updata. IAEA, Vienna, 2006, pp. 338–350. IAEA-TECDOC-1531.
18. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Москва: Издательский дом МЭИ, 2012. с. 38–42.
19. Кириллов П.Л., Юрьев Ю.С., Бобков В.П. Справочник по теплогидравлическим расчетам (Ядерные реакторы, теплообменники, парогенераторы). М.: Энергатомиздат, 1984.
20. Пахомов В.В. Реакторы на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем – РБН. Машиностроение (энциклопедия в сорока томах). Том IV – 25: Машиностроение ядерной техники. М.: Издательство «Машиностроение», 2003. с. 584–619.
21. 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, том 55, вып. 1, с. 9–14.
22. Erbacher P.J. Cladding Tube Deformation and Core Emergency Cooling in a Loss of Coolant Accident of a Pressurized Water Reactor. Nuclear Engineering and Design, 1987, vol. 103, no. 1, pp. 55–64.
23. Dutbie J.C., Perrin R.C., Adamson J. Development and Application of the CRAMP Code for Fast Reactor Core Assessment. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England, National Nuclear Corporated Limited, 1984.
24. Sutherland W.H. Calculation Methods for Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England, National Nuclear Corporated Limited, 1984.
25. Nakagawa M. ARKAS: A Three-Dimentional Finite Element Code for the Analysis of Core Distortions and Mechanical Behavior. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England, National Corporated Limited, 1984.
26. Heinecke J. Overview of the Design of Core Restraint Systems. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England, National Nuclear Corporated Limited, 1984.
27. Лихачев Ю.И., Вашляев Ю.Н., Кравченко И.Н. Метод расчета усилий взаимодействия и деформации ТВС активной зоны быстрого реактора с учетом органов СУЗ и расхолаживания реактора. Препринт ФЭИ-1087. Обнинск, 1980.
28. Berhard A., Van Dorssebaere J.P., Durance S.P. Experimental Validation of the Harmonic Code. Predictions and Experience of Core Distortion Behavior. Wilmslow, England, National Nuclear Corporated Limited, 1984.
29. Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика теплогидравлического расчета температурных режимов ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров в процессе кампании. Атомная энергия, 2017, том 122, вып. 1, с. 17–25.
30. Marbach J. Comportement d'un Faisceau d'aiguilles Phenix sour irradiation. Irradiation Behaviour of Mettallic Materials for Fast Reactor Gore Components. CEA-DMECH-B.P. N 2–91190 GIF-Sur-YTJETTE. France, 1979. Pp. 297–301.
31. Betten P.R., Tow D.M. CAT Reconstruction and Potting Comparison of an LMPBR Fuel Bundle. Transactions of the American Nuclear Society, 1984, vol. 46, pp. 779–780.
32. Джадд А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1984.
33. Buksha Yu.K., Zabudko L.M., Kravchanko I.N. et al. An Analysis of Fast Reactor Fuel Assembly Performance Taking into Account Their Mechanical Interaction in the Core and Re-Fuelling Line Capabilities. Wilmslow, England, National Nuclear Corporated Limited, 1984.
34. Liebe R., Will H., Zehlein H. Mechanical Response of LMPBR Core Under Transient Pressure Loading. Transactions of the American Nuclear Society, 1984, vol. 46, pp. 539–542.
35. Liebe R. Subassembly Experiments and a Computer Code to Analyze the Dynamic Code Deformation During Local Failure Propagation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no. 3, pp. 353–371.
36. Bentel H., Liebe R., Will H., et al. Transient Deformation of LMFBR Cores due to Local Failure: Experimental and Theoretical Investigation. Nuclear Engineering and Design, 1977, vol. 43, no. 3, pp. 381–410.
37. Ohmae К., Morino A., Nakao N., et. al. Channel Deformation Analysis for Fast Reactor Fuel Assemblies Undergoing Swelling and Thermal Bowing. Nuclear Engineering and Design, 1972, vol. 23, no. 3, pp. 309–320.
38. Hishida H. Detailed Design Consideration on Wire-Spaced LMPBR Fuel Subassemblies under the Effects of Uncertainties and Non-Nominal Geometries. IAEA, Vienna, 1979. Pp. 29–58. IWGPR/29.
39. Miki К. Deformation Analysis of Fuel Pins within the Wire-Wrap Assembly of an LMFBR. Nuclear Engineering and Design, 1979, vol. 2, no. 3, pp. 371–382.
40. Sakat K., Okabo Y., Hishida H. Three Dimensional Deflection Analysis of Wire-Spaced Fuel Pin Bundles under Temperature and Hydrodynamic Force Fields with Irradiation Effects. Nuclear Engineering and Design, 1978, vol. 48, no. 2–3, pp. 595–610.
41. Васильев Б.А., Кузавков Н.Г., Мишин О.В. и др. Опыт и перспективы модернизации активной зоны реактора БН-600. Известия вузов. Ядерная энергетика, 2011, № 1, c. 158–169.
42. Поролло С.И., Шулепин С.В., Дворяшин А.М., Конобеев Ю.В., Забудько Л.М. Результаты исследований твэлов БН-600, облученных в активной зоне первого типа. Атомная энергия, 2015, том 118, вып. 6, с. 313–320.
43. 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 реакторах на быстрых нейтронах. Теплоэнергетика, 2007, № 3, с. 9–16.
44. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: теоретические основы и физика процесса. М.: Энергоатомиздат, 1989.
45. Казачковский О.Д., Сорокин А.П., Жуков А.В. и др. Метод сосредоточенных параметров в задаче о температурном поле в формоизмененных ТВС быстрых реакторов с неадиабатическими граничными условиями. Препринт ФЭИ-1672. Обнинск, 1985.
46. Жуков А.В., Сорокин А.П., Ушаков П.А. и др. Метод статистического расчета активной зоны быстрого реактора с учетом формоизменения ТВС в процессе кампании. Препринт ФЭИ-1845. Обнинск, 1987.
47. Гордеев С.С., Сорокин А.П., Тихомиров Б.Б., Труфанов А.А., Денисова Н.А. Методика теплогидравлического расчета температурных режимов ТВС с учетом межканального перемешивания теплоносителя и случайного отклонения параметров в процессе кампании. Атомная энергия, 2017, том 122, вып. 1, с. 17–25.
48. Жуков А.В., Сорокин А.П., Титов П.А., Ушаков П.А. Анализ гидравлического сопротивления пучков твэлов быстрых реакторов. Атомная энергия, 1986, том 60, вып. 5, с. 317–321.
49. Жуков А.В., Сорокин А.П., Кириллов П.Л., Ушаков П.А., Кирюшин А.И., Кузавков Н.Г. Методические указания и рекомендации пор теплогидравлическому расчету активных зон быстрых реакторов. Обнинск: ФЭИ, 1988. 436 с.
50. Рачков В.И., Ефанов А.Д., Жуков А.В., Калякин С.Г., Сорокин А.П. Теплогидравлические исследования ЯЭУ (к 60-летию пуска Первой АЭС). Известия вузов. Ядерная энергетика, 2014, № 1, с. 39.
51. Жуков А.В., Сорокин А.П., Матюхин Н.М. Межканальный обмен в ТВС быстрых реакторов: расчетные программы и практические приложения. М.: Энергоатомиздат, 1991.
52. Курбатов И.М., Тихомиров Б.Б. Расчет случайных отклонений температур в активной зоне. Препринт ФЭИ-1090. Обнинск, 1980.
53. Carelli M.D., Friedland A.J. Hot Channel Factors for Rod Temperature Calculations in LMFBR Assemblies. Nuclear Engineering and Design, 1980, vol. 62, no. 2, pp. 155–180.
54. 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, c. 128–139.
55. Кнут Д. Искусство программирования для ЭВМ (получисленные алгоритмы). М.: Мир, 1977.
56. Богословская Г.П., Жуков А.В., Поплавский В.М., Сорокин А.П., Титов П.А. и др. Метод расчета температурного поля в кассете твэлов быстрого реактора при случайном распределении параметров по методу Монте-Карло. Препринт ФЭИ-1340. Обнинск, 1982.
57. Богословская Г.П., Жуков А.В., Сорокин А.П. и др. Расчет температурного поля в тепловыделяющих сборках быстрых реакторов. Атомная энергия, 1983, том 55, вып. 5, с. 281–285.
58. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Исследование перемешивания теплоносителя в раздающих коллекторных системах быстрых реакторов и ВВЭР. Атомная энергия, 1994, вып. 5, с. 340–344.
59. Дельнов В.Н. Свойство подобия гидродинамики раздающих коллекторных систем с различными условиями подвода жидкости в коллектор. Вопросы атомной науки и техники. Серия: ядерно-реакторные константы, 2018, вып. 5, с. 208–222.
60. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Особенности гидродинамики проточных частей коллекторных систем теплообменников и реакторов ЯЭУ. Саров: ФГУП «РФЯЦ-ВННИИЭФ», 2016.
61. Дельнов В.Н., Габрианович Б.Н., Юрьев Ю.С. Закономерности распределения жидкости на выходе из проточных частей раздающих коллекторных систем. Свидетельство на открытие, установленное в Физико-энергетическом институте имени А.И. Лейпунского (АО «ГНЦ РФ – ФЭИ»). Международная академия авторов научных открытий и изобретений на основании результатов научной экспертизы заявки на открытие. Москва. Регистрационный № 670 от 27 ноября 2019. Диплом № 518. Приоритет открытия 26 октября 2012.
62. Grunwald G. Stromengaprobleme an Kernkraftwerksreaktoren. Kernenergie, 1979, no. 4, pp. 113–117.
63. Гусев Б.Д., Калинин Р.И., Благовещенский А.Я. Гидродинамические аспекты надежности современных энергетических установок. Л.: Энергоатомиздат, 1989.
64. Габрианович Б.Н., Миловидов Н.В., Рухадзе В.К., Щербаков С.И. Расчетные и экспериментальные исследования перемешивания теплоносителя в нижней камере реактора на быстрых нейтронах. Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерная техника и технология, 1989, вып. 3, с. 18–22.
65. Щербаков С.И. Расчет течения и температурных полей в проточных частях теплотехнического оборудования. Препринт ФЭИ-1368. Обнинск, 1988.
66. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Гидродинамические неравномерности теплоносителя на входе в активную зону ядерного реактора, обусловленные коллекторным эффектом. Атомная энергия, 2011, том 111, вып. 3, с. 177–180.
67. Габрианович Б.Н., Дельнов В.Н. Закономерности формирования гидродинамических неравномерностей на выходе из коллекторной системы реакторной установки. Теплоэнергетика, 2014, № 5, с. 54–59.
68. Ушаков П.А., Сорокин А.П. Проблемы моделирования на воде аварийного тепловыделения естественной конвекцией в камерах быстрых реакторов. Препринт ФЭИ-2585. Обнинск, 1997. 35 с.
69. Ушаков П.А., Сорокин А.П. Роль критерия Рейнольдса при моделировании естественной конвекции в жидких металлах. Атомная энергия, 1998, том 84, вып. 5, с. 388–394.
70. Ushakov P.A., Sorokin A.P. Modeling problems of emergency natural convection heat removal in the upper plenum of LMR using water. Proc. 9th Int. Topical Meeting on Nuclear Reactor Thermal-Hydraulics NURETH–9. San Francisco, California, 1999.
71. 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, c. 1–10.
72. Сорокин А.П., Опанасенко А.Н., Кузина Ю.А., Денисова Н.А., Разуванов Н.Г., Свиридов Е.В., Беляев И.А. Экспериментальные исследования стратификационных процессов в элементах контура циркуляции ЯЭУ различного типа. Труды V Международной научно-технической конференции «Инновационные проекты и технологии атомной энергетики (МНТК НИКИЭТ-2018)». Москва, 2018.
73. Опанасенко А.Н., Сорокин А.П., Зарюгин Д.Г., Федоров А.В. Экспериментальные исследования полей температуры и структуры движения теплоносителя на модели быстрого реактора на стенде В-200 в элементах первого контура при переходе к расхолаживанию естественной циркуляцией. Обнинск, ГНЦ РФ – ФЭИ, 2015. 7 с.
74. Кузнецов И.А., Поплавский В.М. Безопасность АЭС с реакторами на быстрых нейтронах. М.: ИздАт, 2012.
75. Уолтер А., Рейнольдс А. Реакторы-размножители на быстрых нейтронах. М.: Энергоатомиздат, 1986. 623 с.
76. Сорокин А.П. Теплогидравлические исследования безопасности ЯЭУ с реакторами на быстрых нейтронах. Теплоэнергетика, 2007, № 12, c. 29–36.
