Сорокин А.П., Алексеев В.В., Иванов А.П., Кузина Ю.А.
Представлены результаты поисковых расчетных и экспериментальных исследований, направленных на формирование облика, конструктивных и технологических решений высокотемпературной реакторной установки с реактором на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем для производства электроэнергии с высоким к. п. д (40–50 %), водорода и других инновационных приложений. Предложена интегральная компоновка основного оборудования первого контура в баке реактора с основным и страховочными корпусами, что способствует достижению высокого уровня безопасности и позволяет исключить боксы вспомогательных систем I контура. Схема реакторной установки обеспечивает возможность производства как электроэнергии, так и водорода на основе использования технологии твердооксидного электролиза воды, а также осуществления важных технологических процессов при газификации и ожижении угля, углублённой переработке нефти, преобразовании биомассы в жидкое топливо, в химической промышленности, металлургии и т. д. Температура натриевого теплоносителя на выходе из активной зоны в этих реакторах достигает 900–950°С. Выполненные концептуальные исследования по выбору облика энергетического высокотемпературного быстрого натриевого реактора при соблюдении требований безопасности показали, что создание такого реактора является сложной, но реальной технической задачей. Относительная малогабаритность, вид теплоносителя, выбор делящегося вещества и конструкционных материалов позволяют создать реактор с внутренними присущими ему свойствами. Принципиальными проблемами являются создание технологии натриевого теплоносителя при высоких температурах и концентрациях водорода на длительные ресурсы, а также применение жаропрочных радиационно стойких высокотемпературных конструкционных материалов, обеспечение их коррозионной стойкости при содержании кислорода в натриевом теплоносителе на уровне 0,1 ppm.
1. Морозов А.В., Сорокин А.П. Способы получения водорода и перспективы использования высокотемпературного быстрого натриевого реактора для его производства. 21-я конференция по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT-21), 2011. Доклад на семинаре по высокотемпературным проектам. Калпаккам, Индия, 14–15 ноября 2011.
2. International Atomic Energy Agency. Hydrogen as an Energy Carrier and its Production by Nuclear Power. IAEA–TECDOC–1085, IAEA, Vienna, 1999.
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. Сборник докладов конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2013)», Обнинск, 30 октября – 1 ноября 2013 г., т. 1, с. 9–22.
7. 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.
8. Сорокин А.П., Козлов Ф.А. Состояние и задачи исследований по технологии высокотемпературного натриевого теплоносителя. 21-я конференция по структурной механике в реакторной технологии (SMIRT-21), 2011. Доклад на семинаре по высокотемпературным проектам. Калпаккам, Индия, 14–15 ноября 2011.
9. Sorokin A.P., Trufanov A.A., Ivanov A.P., Kozlov F.A., Kamaev A.A., Alekseev V.V., Morozov A.V. Investigations in a substantiation of high-temperature nuclear energy technology with fast-neutron reactor cooled by sodium for manufacture of hydrogen and other innovative applications. Proc. of the International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles: Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development (FR17). Yekaterinburg, Russian Federation. 26–29 June 2017, paper 436.
10. 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. Сборник докладов 11-й Международной научно-технической конференции «Безопасность, эффективность и экономика атомной энергетики» (МНТК-2018). Москва, АО «Концерн Росэнергоатом», 23–24 мая 2018 г., 10 с.
11. Казанский Ю.А., Троянов М.Ф., Матвеев В.И. и др. Исследование физических характеристик реактора БН-600. Атомная энергия, 1983, т. 55, вып. 1, с. 9–14.
12. Матвеев В.И., Хомяков Ю.С. Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. Учебное пособие для ВУЗов. Под редакцией чл.-корр. РАН В.И. Рачкова. М.: Издательский дом МЭИ, 2012. С. 38–42.
13. 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 06.10.2022).
14. Левич В.Г. Физико-химическая гидродинамика. М.: ГИФМЛ, 1959. 700 с.
15. Kozlov F.A., Sorokin A.P., Alekseev V.V. et al. The High-Temperature Sodium Coolant Technology in Nuclear Power Installations for Hydrogen Power Engineering. Thermal Engineering, 2014, vol. 61, no. 5, pp. 348–356.
16. Козлов Ф.А., Коновалов М.А., Сорокин А.П., Алексеев В.В. Особенности массопереноса трития в высокотемпературной ЯЭУ с натриевым теплоносителем для производства водорода. Сборник докладов конференции «Теплофизика реакторов на быстрых нейтронах (Теплофизика-2013)». Обнинск, 30 октября – 1 ноября 2013 г., 2014, т. 2, с. 558–566.
17. Беловодский Л.Ф., Гаевой В.К., Гришмановский В.И. Тритий. М.: Энергоатомиздат, 1985. 248 с.
18. 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. 264 с.
19. Бескоровайный Н.М., Иолтуховский А.Г. Конструкционные материалы и жидкометаллические теплоносители. М.: Энергоатомиздат, 1983. 163 с.
20. 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.
21. Zhang J., Marcille T.F., and Kapernick R. Theoretical Analysis of Corrosion by Liquid Sodium and Sodium-Potassium Alloys. Corrosion, 2008, vol. 64, no. 7, pp. 563–573.
