DOI: 10.55176/2414-1038-2021-3-158-166
Авторы
Логинов Н.И., Михеев А.С., Верещагина Т.Н.
Организация
АО «Государственный научный центр Российской Федерации – Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского», Обнинск, Россия
Логинов Н.И. – главный научный сотрудник, доктор технических наук. Контакты: 249033, Калужская обл., Обнинск, пл. Бондаренко, 1. Тел.: (484) 399-85-55; e-mail: Адрес электронной почты защищен от спам-ботов. Для просмотра адреса в браузере должен быть включен Javascript..
Михеев А.С. – старший научный сотрудник
Верещагина Т.Н. – главный научный сотрудник, доктор технических наук.
Аннотация
В статье обсуждаются две разработки ядерных реакторных установок, охлаждаемых тепловыми трубами с жидкометаллическими теплоносителями, выполненные в ГНЦ РФ – ФЭИ. Первая – экспериментальная реакторная установка мощностью 1,2 МВт. В активной зоне в качестве теплоносителя используется испаряющийся натрий. В качестве теплоносителя второго контура используется испаряющийся эвтектический сплав натрий-калий. Третий контур содержит газ – рабочее тело цикла Стирлинга или Брайтона. В статье представлены результаты теплогидравлических экспериментов, подтвердившие основные расчетные параметры установки. Показано, что использование тепловых труб с жидкометаллическими теплоносителями позволяет существенно снизить количество жидкого металла, исключить оборудование для его циркуляции и очистки, а также осуществить полностью пассивное аварийное охлаждение и отвод остаточного тепла. Это особенно важно для повышения конкурентоспособности электростанций малой и сверхмалой мощности.
Вторая разработка РИФМА – проект инновационной реакторной установки сверхмалой мощности с прямым преобразованием тепловой энергии в электрическую для использования в арктическом регионе. Тепловая мощность 100 кВт, кпд не менее 10 %. Для передачи тепла из активной зоны используются молибденовые тепловые трубы, заполненные литием. Для преобразования энергии предлагается использовать термофотовольтаические преобразователи, охлаждаемые низкотемпературными тепловыми трубами, отводящими остаточное тепло в воздушные радиаторы. Представлена концепция АЭС и три варианта активной зоны. Показано, что использование высокотемпературных тепловых труб позволяет создать автономную ядерную установку сверхмалой мощности с прямым преобразованием тепла в электричество практически без движущихся частей для Арктики и других удаленных регионов.
Ключевые слова
тепловые трубы, ядерный реактор, теплоноситель, жидкий металл, активная зона, секторная модель, теплогидравлические испытания, прямое преобразование, термофотовольтаика
Полная версия статьи (PDF)
Список литературы
- Grover G.M. Evaporation-condensation Heat Transfer Device. Patent US, no. 3229759, 1966.
- Ивановский М.Н., Сорокин В.П., Ягодкин И.В. Физические основы тепловых труб. М.: Атомиздат, 1978. 256 с.
- Ивановский М.Н., Сорокин В.П., Чулков Б.А., Ягодкин И.В. Технологические основы тепловых труб. М.: Атомиздат, 1980. 160 с.
- Loginov N., Mikheyev A., Chulkov B. et al. Heat Pipes for Thermionic Energy Converters (TEC). Preprints of 8th International Heat Pipe Conference. China, 1992, E-P52.
- Безродный М.К., Пиоро И.Л., Костюк Т.О. Процессы тепломассообмена в двухфазных термосифонных системах. Киев: ФАКТ, 2005. 704 с.
- Loginov N., Mikheyev A. On Concept of Heat-pipe Emergency Core Cooling System for Fast Sodium Fission Reactors. Proc. 12th Int. Heat Pipe Conference. Moscow-Kostroma-Moscow, 2002, pp. 444–447.
- Ярыгин В.И., Купцов Г.А., Ионкин В.И. и др. Термоэмиссионный электрогенерирующий модуль для активной зоны ядерного реактора с вынесенной термоэмиссионной системой преобразования тепловой энергии в электрическую (варианты). Патент РФ, № 2187156, 2002.
- El-Genk M.S. Space Reactor Power Systems with no Single Point Failures. Journal Engineering and Design, 2008, vol. 238, issue 9, pp. 2245–2255.
- Sabharwall P., Gannerson F. Engineering Design Elements of Two-phase Thermosyphon for the Purpuse of Transfering NGNP Thermal Energy to a Hydrogen Plant. Nuclear Engineering and Design, 2009, vol. 239, issue 11, pp. 2293–2301.
- Засорин И.И., Ивановский М.Н., Логинов Н.И. и др. Способ изготовления теплообменного оборудования с жидкометаллическим теплоносителем. Авторское свидетельство №2175102. Бюллетень «Открытия, изобретения и товарные знаки», № 29, 2001.
- Беренский Л.Л., Ивановский М.Н., Логинов Н.И. и др. О влиянии дисперсной фазы на поверхностное натяжение натрия. Теплофизика высоких температур, 1997, т. 35, № 2, с. 346–348.
- Mcclure P.R. et al. Mobile Heat Pipe Cooled Fast Reactor System. Patent US, no.10643756, 2020.
- Логинов Н.И., Пышко А.П., Михеев А.С., Денежкин И.А. Ядерный реактор с прямым преобразованием энергии за пределами активной зоны. Патент РФ, № 2650885, 2018.
- Логинов Н.И., Кротов А.Д., Михеев А.С. Активная зона ядерного реактора. Патент РФ, № 2660942, 2018.
- Gibson M., Poston D., Mcclure P. R., Godfroy T., Sanzi J., Briggis M.H. The Kilopower Reactor Using Stirling TechnologY (KRUSTY) Nuclear Ground Test Results and Lessons Learned. Proc. 2018 International Energy Conversion Engineering Conference.Cincinnati, USA, 2018,AIAA 2018-4973. DOI: https://doi.org/10.2514/6.2018-4973.
УДК 621.039.52.034.6
Вопросы атомной науки и техники. Cерия: Ядерно-реакторные константы, 2021, выпуск 3, 3:12
