Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции
ГАЗООХЛАЖДАЕмЫЙ РЕАКТОР УЧЕБНО-ИССЛЕДОВАТЕЛЬСКИЙ МНОГОЦЕЛЕВОЙ (ГРУМ) — БАЗА ПОДГОТОВКИ СПЕЦИАЛИСТОВ ДЛЯ АТОМНО-ВОДОРОДНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ
Васяев А.В., Кузнецов Л.Е., Кодочигов Г.Н., Холзаков А.С.
ФГУП ФНПЦ «ОКБМ им. И И. Африкантова»
В мире постоянно растет напряженность на рынке энергетических ресурсов. Ядерные реакторы могут решить множество важных для человечества проблем: эффективно получать электричество и тепло, сохраняя невозобновляемые источники энергии для будущих поколений, опреснять воду, производить водород из воды, резко сократить вредные выбросы от сжигания органического топлива.
Эффективное промышленное производство водорода могут обеспечить высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) с температурой на выходе до 1000оС. В мире накоплен большой теоретический и практический опыт в области ВТГР. Сегодня, на базе новейших технологий, необходим качественный рывок в создании промышленных ВТГР нового поколения.
В апреле 2004 г. в Японии, на реакторе HTTR достигнута выходная температура теплоносителя 950oС, что обуславливает применение высокопотенциального тепла ВТГР для множества технологических процессов, в том числе — эффективного производства электричества и водорода. В США аналогичный проект HT3R уже запущен — такой реактор предполагают строить в Техасском университете.
Настоящему и будущему поколениям ученых и инженеров просто необходим такой реактор уже сейчас. Поэтому, возникла идея построить учебный реактор, работающий при высокой температуре, рядом с которым были бы установки для производства водорода.
Технической основой учебно-исследовательского комплекса подготовки специалистов для атомно-водородной энергетики является разработка высокотемпературного газоохлаждаемого реактора, системы производства электроэнергии на основе прямого замкнутого газотурбинного цикла и системы транспорта высокопотенциального тепла от реактора к производству водорода или другим технологическим процессам.
Выбор типа реактора определяется его уникальными свойствами безопасности:
• химически инертный к материалам гелий не влияет на нейтронный баланс реактора при изменении температуры или потере теплоносителя;
• материалом активной зоны и отражателей является графит, с температурой сублимации более 3000°С, что обуславливает не расплавление активной зоны в любой аварийной ситуации, так как конструктивно исключено превышение температуры 1600°С;
• топливо из сферических микрочастиц с многослойными термо- и радиационно-стойкими покрытиями надежно удерживает продукты деления до уровня температур 1600°С;
• высокая теплоемкость активной зоны способствует медленному изменению параметров реактора в аварийных условиях;
• отрицательные обратные связи обеспечивают безопасное самоглушение реактора при аварийном разогреве активной зоны в случае отказа активных систем останова;
• конструкция топлива, активной зоны, применяемые неметаллические материалы и параметры установки обеспечивают аварийное расхолаживание активной зоны при любых аварийных ситуациях за счет только естественных процессов (конвекция, излучение, теплопроводность) без вмешательства персонала.
Миссия ГРУМ:
• обучение студентов в области атомно-водородной энергетики, подготовка и переподготовка специалистов;
• исследование новых процессов и аппаратов для производства водорода;
• исследование перспективных способов производства электроэнергии, в т.ч. замкнутого газотурбинного цикла;
• исследование режимов эффективной эксплуатации ВТГР;
• исследование в области перспективного топлива и топливных циклов (U–Pu, U–Th и др.);
• испытания и исследования новых материалов, компонентов и систем;
• исследования по безопасности;
• исследования по применению высокотемпературного тепла;
• исследования по выжиганию радиоактивных отходов в реакторе.
Представлен опыт разработки ВТГР, приведены основные характеристики и этапы решения основных задач учебно-исследовательского реактора.