ВОПРОСЫ АТОМНОЙ НАУКИ И ТЕХНИКИ
ВАНТ. Серия: Ядерно-реакторные константы


Расширенное продолжение серии: Ядерные константы c 1971 года
ISSN 2414-1038 (online)

Авторы

Сорокин А.П., Иванов А.П., Кузина Ю.А., Морозов А.В., Денисова Н.А.

Организация

АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия

Сорокин А.П. – главный научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: +7 (484) 399-84-47; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в вашем браузере должен быть включен Javascript..
Иванов А.П. – ведущий научный сотрудник.
Кузина Ю.А. – директор отделения ядерной энергетики, кандидат технических наук.
Морозов А.В. – ведущий научный сотрудник, доктор технических наук, профессор.
Денисова Н.А. – ведущий инженер.

Аннотация

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.

Ключевые слова
высокотемпературный ядерный реактор, натрий, водород, нейтронно-физические и теплофизические процессы, активная зона, твэл, циркуляционный контур, промежуточный теплообменник, входной коллектор, верхняя камера, безопасность, система аварийного отвода тепла

Полная версия статьи (PDF)

Список литературы

УДК 621.039.51

Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2020, выпуск 4, 4:10