авторефераты диссертаций БЕСПЛАТНАЯ РОССИЙСКАЯ БИБЛИОТЕКА - WWW.DISLIB.RU

АВТОРЕФЕРАТЫ, ДИССЕРТАЦИИ, МОНОГРАФИИ, НАУЧНЫЕ СТАТЬИ, КНИГИ

 
<< ГЛАВНАЯ
АГРОИНЖЕНЕРИЯ
АСТРОНОМИЯ
БЕЗОПАСНОСТЬ
БИОЛОГИЯ
ЗЕМЛЯ
ИНФОРМАТИКА
ИСКУССТВОВЕДЕНИЕ
ИСТОРИЯ
КУЛЬТУРОЛОГИЯ
МАШИНОСТРОЕНИЕ
МЕДИЦИНА
МЕТАЛЛУРГИЯ
МЕХАНИКА
ПЕДАГОГИКА
ПОЛИТИКА
ПРИБОРОСТРОЕНИЕ
ПРОДОВОЛЬСТВИЕ
ПСИХОЛОГИЯ
РАДИОТЕХНИКА
СЕЛЬСКОЕ ХОЗЯЙСТВО
СОЦИОЛОГИЯ
СТРОИТЕЛЬСТВО
ТЕХНИЧЕСКИЕ НАУКИ
ТРАНСПОРТ
ФАРМАЦЕВТИКА
ФИЗИКА
ФИЗИОЛОГИЯ
ФИЛОЛОГИЯ
ФИЛОСОФИЯ
ХИМИЯ
ЭКОНОМИКА
ЭЛЕКТРОТЕХНИКА
ЭНЕРГЕТИКА
ЮРИСПРУДЕНЦИЯ
ЯЗЫКОЗНАНИЕ
РАЗНОЕ
КОНТАКТЫ

Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 | 6 |

Курчатовский институт столяревский анатолий яковлевич хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных энергоисточников

-- [ Страница 4 ] --

Проект энерготехнологического комплекса МГР-Т разрабатывается в соответствии с требованиями ТЗ и с учетом источников разработки, а также в соответствии с федеральными нормами и правилами в области использования атомной энергии, другими нормативными документами и государственными стандартами РФ, применяемыми в атомной энергетике и химической промышленности (в дальнейшем НД).

Требуемая тепловая мощность ВТГР при реформинге метана составляет в расчете на 5 млн. т водорода в год около 9 ГВт, то есть примерно в 15 раз меньше, чем в случае электролиза воды на базе LWR или примерно в 8-9 раз меньше, чем в случае цикла I-S, что отражается, естественно, и на экономических показателях. В перспективе, когда стоимость природного газа превысит 350-500 долл./103 нм3, доля получаемого из воды водорода, производимого с помощью термохимического цикла паровой конверсии метана, может быть доведена до 100% за счет дополнительных стадий замыкания цикла путем электрохимического восстановления метана из промежуточного продукта-метанола (так называемый метанольно-йодидный термохимический цикл) или путем перехода на описанный выше метан-сернокислотный цикл или путем получения метана (синтетического газа) из угля. Устранение подпитки сырьевого метана из процесса получения водорода, например, при использовании цикла I-S, потребует увеличения мощности ВТГР примерно на порядок для выпуска того же объема водорода.

В разделе 3.3 представлены результаты разработки эффективных систем передачи ВТТ.

В разработанной схеме производства водорода предусматривается:

утилизация тепла реактора с гелиевым теплоносителем на нагрев реакционной парогазовой смеси перед адиабатическим реактором конверсии природного газа;

утилизация тепла конвертированного газа на получение технологического пара давлением 8.0 и 0.7 МПа.

В разделе 3.4 представлено обоснование системы прямой передачи ВТТ по факторам безопасности.

Рассмотрены результаты расчетов аварии разгерметизации ТКА, размещаемого в первом контуре ЯЭУ, с разры­вом отдельной трубки 1ой секции сотового технологического теплообменника (СТТ) ТКА, размещаемого в первом контуре.

В соответствии с параметром = Р2 / Р1, где Р2 - давление окружаю­щей среды; P1 - начальное давление:

= 7.3/7.8 ~0,93, l> > Kp, (15)

истечение газов происходит в дозвуковой области:

Kp ~ (2/(К+1))1/(К-1) ~0.546, перегретый пар.

Для дозвуковой области, пренебрегая начальной скоростью и трением газа о стенки сопла, расход из неограниченного объема можно записать как :

GH2O =Fi (P1/V1) ( =1); (16)

i =(2К/(К-1){( P2/P1)2/R –( P2/P1)R+1/R }, (17)

где К — показатель адиабаты истекающего газа; V1 — удельный объем (величина, обратная плотности газа в выходном сечении); F — площадь поперечного сечения сопла. Для принятых параметров GН2О = 3,89 кг/с.

Выполнены расчеты изменения массы водяного пара, находящегося в активной зоне, со временем для двух моделей — линейной и дискрет­ной. В дальнейшем использовались результаты, полученные для дискрет­ной модели, как наиболее полно отражающей физику процесса.



Расчеты аварийных эффектов реактивности при попадании ПГС в активную зону реактора должны быть выполнены в предположении однород­ного гомогенного распределения водяного пара по объему активной зоны. Выполнен параметрический анализ предполагаемых диапазонов загрузки урана, обогащения и диаметров кернов. Принимая скорость срабатывания всей цепочки отсечной арматуры-сброс на факел-инертизация контура равной 60 с, за первые 60 с аварийного процесса в первый контур попадает приблизительно 233 кг водяного пара, из которых собственно в пределах активной зоны будет находиться около 4-5%, т.е. около 10 кг, что, как показали ранее выполненные анализы, пренебрежимо мало в сравнении с массами основного замедлителя – графита и, в силу этого, при различных ядерных соотношениях топлива и графита и различных диамет­рах керна не приведет к сколь-нибудь значительному выбегу положительной реактивности, который будет невелик и не приведет к заметному росту мощности. В активной зоне температура твэлов увеличится за 60 с процесса незначительно (менее чем на 5-10 градусов). Рост температуры твэлов в актив­ной зоне, благодаря наличию отрицательных обратных температурных связей, приведет к введению отрицательной реактивности, в результате чего будет наблюдаться некоторое уменьшение мощности реактора.

Таким образом, на данной стадии разработки показано, что радиационные последствия, связанные с попаданием парогазовой смеси из аварийного ТКА, размещенного в первом кон­туре, не выходят за допустимые пределы, что позволяет обеспечить ядерную безопасность данного проектного варианта.

Важный вопрос, связанный с рассмотрением возможности размеще­ния ТКА в первом контуре, — предотвращение загрязнения технологи­ческой продукции (конвертированного газа) радионуклидами, генери­руемыми в первом контуре.

Наиболее важным радионуклидом с этой точки зрения является три­тий вследствие его относительно большого периода полураспада (12.46 года), генетической значимости и высокой диффузионной проникающей способности.

Для МГР-Т приняты следующие параметры, определяющие потоки трития:

Общая масса графитовых конструкций реактора составляет ~ 860 т, из них:

~ 400 т составляют блоки графитовой кладки, срок службы которых 60 лет; ~ 460 т составляют графитовые блоки активной зоны (блоки ТВС и заменяемого отражателя), включая блоки ТВС типа 1 (без отверстия для ПС СУЗ или ПЭЛ РСО) - 88,27 т, блоки ТВС типа 2 (с отверстием для ПС СУЗ или ПЭЛ РСО) – 27,6 т (срок пребывания в реакторе – 900 сут); блоки заменяемого отражателя с различным сроком службы: 3 года – блоки ЦЗО массой 40,89 т; 6 лет – блоки НЗО и часть блоков БЗО массой 87,2 т; 15 лет – для блоки ЦЗО массой 78,4 т;

30 лет – для блоки ВЗО и часть блоков БЗО массой 136,96 т.

Ориентировочное содержание Li6 в реакторном графите составляет от 0,1 ppm до 1 ppm при точности измерения нейтронно-активационным методом 0,04 ppm.

Воздействию нейтронного потока в реакторе подвергается В-10, содержащийся в материале поглотителя В4С в ТВС, ПС СУЗ, верхнем слое блоков а.з., блоках графитовой кладки, а также в виде примесей в графитовых конструкциях. Содержание В-10 в указанных элементах конструкции составляет: в ТВС а.з. 3 кг; в верхнем слое блоков а.з. 160 кг; в виде примесей в графитовых блоках 0,2 кг; во всех ПС СУЗ 300 кг; в блоках графитовой кладки 260 кг.

Масса гелия в первом контуре (реактор, ВТО, БПЭ, газоходы) ~ 5000 кг. Расход теплоносителя на систему очистки (СО) ~ 700 кг/ч (включение СО по мере необходимости).

Генерация Т в первом контуре МГР-Т проходит по следующим основным каналам : деление (тройное) ядерного топлива 23S U (~10-4 ат.Т/дел); реакция 3Не (п, р) Т при облучении гелия нейтронами (а ~ 5,400 б); реакции 6Li(п, а)Т и 7Li(и, п,а)Т (при взаимодействии с примеся­ми лития в реакторном графите); за счет 10В, облучаемого тепловыми и быстрыми нейтронами (стержни СУЗ, пэлы, примеси в графите); за счет 9Ве, 12С и других нуклидов.

Вклад Т по третьему каналу определяется в основном содержанием Li в реакторном графите и темпом перегрузки активной зоны. Содер­жание Li в реакторном графите лежит на уровне технически достижимой чистоты 10-6 – 10-5 %. В результате при темпе перегрузки графитовых элементов активной зо­ны ~ 155 кг ТВС в сутки расход Li составит около 16.10-3 г, или в пересчете на 6Li (а ~ 930 б) примерно 1.10-3 г. При полной конверсии этого изотопа, в пренебрежении реакцией 7Li (п, п’, ) Т, образуется 5.10-4 г Т активностью 725 Ки (в пересчете на год).

Активность Т, генерируемого за счет 10В, составит 138- 127 Ки/год. Принято, что в контуре ВТГР на вклад деления приходится 51%, лития – 34% и теплоносителя – 15%.

Bсе расчеты проводились в консервативном допущении о содержании 3Не в теплоносителе (брался состав гелия, получаемого из воздуха, а не из природного газа, являющегося основным природным промышленным сырьем производства гелия, в котором изотопа 3Не на порядок меньше).

Из результатов работы опытных реакторов типа ВТГР в США и ФРГ известно, что большая часть (~ 65 %) Т, генерируемого в топливе, вы­ходит из микротвэлов и перераспределяется в графите, несмотря на ма­лую долю (менее 1 %) микрочастиц, получивших повреждение покры­тия. В то же время исследование балансов Т в контурах ВТГР (с учетом адсорбции в графите) показало, что, например, в реакторе "Форт-Сент-Врейн" в теплоносителе и в системе очистки около 85 % трития опреде­ляется реакцией 3Не (n, р) Т, остальное количество: реакцией 6 Li (n, ) Т (~ 4 %); тройным делением 23S U (~ 10%); генерацией из 10В (~ 1 %).

Соответствующий баланс для ВТГР типа МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл.) дает выход Т в контур (RI) на уровне 250-300 Ки/год. В дальней­шем используется верхняя оценка (300 Ки).

В величину удельной активности первого контура (CI), как было по­казано, даже при весьма завышенной диффузионной утечке Т из первого контура основной вклад вносит баланс "источник—система очистки". В связи с этим

CI = RI /G 1CO = 12.10-5 Ки/кг (18)

В расчете принята система очистки с расходом G 1CO 0.1 кг/с (r=0.072). В пере­счете на удельную активность СI= 35.10-5 Ки/м3, при этом парциаль­ное давление Т составит около 1.3.10-9 МПа. Это значение примерно соответствует экспериментально полученному значению для реактора AVR, что можно считать далее консервативной оценкой в связи с существенно более низкой кратностью очист­ки на реакторе AVR (r = 0,025). В то же время расчетная объемная концентрация Т в первом контуре сопоставима с опытом работы АЭС с ВТГР «Пич-Боттом», характерные концентрации трития в теплоносителе которой составляли 10-6 –10-5 Ки/м3 /GEFR-00602/. Интересно отметить, что утечка Т в парогенератор и атмосферу на этой АЭС не превышала 0.4-0.67 Ки/МВттепл.год.

Соответствующий выброс трития с гелием, утекающим из первого контура, составит для МГР-Т (при средней скорости утечки гелия, включающей перегрузки, неорганизованные протечки, профилактику и замену оборудования, уплотнения и т.д., на уровне 0.5 кг гелия /ч ) не более 6. 10-5 Ки/ч.

Удельный поток трития в ТКА определен как:

IT=2.04 exp(-7450/Tэфф).1/2.56 ~7.5 мкКи.мм/(м2.ч) (19)

Для условий стационарного установившегося потока трития I=3.75.10-3 Ки/ч.

В расчете на производимый влажный конвертированный газ концентрация трития составит:

СКГ=3.75. 10-3 /0.15.106 =2.5.10-8 Ки/м3 ; (20)

принимая, что весь тритий связан в газе в СН3Т, НТО, НТ и единственный канал его выхода – вместе с производимым водородом.

Полученное значение удельной активности не превышает международных и национальных норм по ПДК в воздухе для населения, поэтому с учетом неизбежного разбавления водорода при его утечке в атмосферу следует признать рассчитанный уровень активности вполне безопасным.

Оксидные пленки, образующиеся на теплообменных поверхностях, диффузионный поток трития, как показал автор, снижают, что подтвердили эксперименты на стенде МИКСЕР в РНЦ «Курчатовский институт», в которых присутствие оксидной пленки на металле снизило при температурах выше 600 оС диффузионный поток изотопов водорода примерно на 3-4 порядка.

Допустимой концентрации содержания трития в атмосферном воздухе CА=7 Бк/л соответствует массовая концентрация 1.9·10-8 мг/м3. Содержанию трития в воде CВ=6.3·104 Бк/л соответствует массовая концентрация 1.7·10-10 г/л.

В соответствии с НРБ-99 ДОАнас по тритию для воздуха составляет 1.9 Бк/л или 5.1.10-11Ки/л или 5.1.10-8 Ки/м3. Коэффициент пересчета принят равным 2.7х10-10 Зв/Бк.

Поскольку даже консервативная концентрация трития в газовом продукте составляет 2.5.10-8 Ки/м3 следует считать, что при производстве водорода на ЯТК с МГР-Т в варианте ПКМ с прямой передачей тепла без использования промежуточного контура критерии, предъявляемые НРБ-99, выполнены.

Возможность утечки конвертированного газа потребует создания в закрытых помещениях усиленной вентиляции, мер по пожаровзрывобезопасности (например, использования каталитических окислителей) и т.д., что дополнительно обеспечит защиту от тритиевого загрязнения.

Аналогичные оценки, сделанные для утечки НТО, образующейся в метанаторах ХТС, подтвердили, что в этом случае ПДК соблюдаются с достаточным запасом даже при консервативных оценках.

Анализ показывает, что все другие варианты энерготехнологического использования ЯТК (дальнее теплоснабжение, получение метанола, металлургия и т. д.) также удовлетворяют требованиям чистоты техно­логического продукта по тритию. Это позволяет сделать вывод о том, что при принятии конструктивно-технологических мер по предотвраще­нию прямого (не диффузионного) попадания радионуклидов первого контура в технологический продукт возможно включение СТТ (ТКА) в первый контур без использования промежуточного контура со своей системой очистки. Аналогичный вывод можно сделать и по результатам исследований возможного диффузионного загрязнения теплоносителя первого контура водородом, поступающим через теплообменные повер­хности ВТТ.





В составе среды ХТБ водород занимает домини­рующее положение лишь на выходе из ТКА, именно он будет определять химический состав газа, диффузионно проникающего через металли­ческие поверхности ТКА в первый контур ЯЭУ, что обусловлено низкими коэффициентами диффузии всех остальных газовых компонен­тов среды ХТБ. Наиболее близкую к водороду проницаемость в металле имеет азот, однако его содержание в среде ХТБ невелико, что с учетом соотношения коэффициентов диффузии (Di) азота и водорода (для железа, например, при T= 1173 К Dh2/Dn2 = 2,74.102) позволяет ог­раничиться в дальнейшем рассмотрении одним водородом.

Экспериментально автором были определены значения коэффициента диффу­зии водорода D по методике (см. Журн. ФХММ, 1972, № 1. С. 95 - 99), заключающейся в определении D из зависимости I(), где -время, на основании уравнения Беррера:

D = 2/6 3. (21)

Здесь - толщина образца; 3 - время "запаздывания" при выходе потока на установившееся значение. Приведем полученные значения параметра D (средние): 3.61.10-10 м2/с при Т =823 К; 3.80. 10-10 м2/с при Т = 873К.

Сопоставляя эти значения с результатами экспериментального изуче­ния диффузии водорода через керамические материалы, можно прийти к выводу об относительно слабом влиянии окисной пленки на резуль­тирующее значение коэффициента диффузии, приведенное выше. Так, для А12О3 при Т = 873 К,D= 10-14 - 10-16 м2.с-1, что обусловлено молекулярным характером диффузии водорода через керамические материалы, в которых он не растворяется.

Таким образом, толщина окисной пленки, образовавшейся за счет окисления образца примесями гелия, не превысила нескольких микро­метров.

Образование в среде влажного конвертированного газа окисных пленок приводит к снижению водородопроницаемости на 3-4 порядка. Новое значение водородопроницаемости устанавливается за период 0.5 - 30 сут в зависимости от материала, среды и температуры. Аналогичные значения (снижение на 2-3 порядка диффузии для окисленных поверхностей) приняты и в разработках, проводимых Центром в Юлихе, в частности, применительно к условиям стыковки аппарата ПКМ на реакторе НТТR.

Основным источником водорода в первом контуре ЯЭУ МГР-Т является СТТ (при отсутствии промежуточного контура передачи тепла от актив­ной зоны к СТТ). В связи с этим, а также с учетом того, что водород — одна из основных примесей теплоносителя первого контура, ответствен­ных за массоперенос и коррозионное повреждение материалов активной зоны, оценка возможных значений диффузионных потоков водорода из СТТ в первый контур приобретает важное значение для выбора пер­спективных схем и параметров ЯТК.

Для п труб СТТ с длиной "активной части" L радиусом Rтр и толщи­ной тр интегральный диффузионный поток водорода I можно запи­сать в виде

I = 2 Rтр n K0 / тр 0L ехр [- Q a/RT(x)] PH2(x)/dx, (22)

Переходя к новой переменной х = х/L и учитывая, что зависимости Т(х) иРH2 (х) для CТТ удовлетворительно аппроксимируются формулами

T(x)= То + (T1 - То) x, (23)

PH2(x) = Pвых x, (24)

где То - минимальная температура стенки CТТ; Т1 - максимальная температура стенки CТТ; Pвых - давление водорода на выходе из ВТТ, получаем

I = 2 Rтр n K0 Pвых / тр 01 ехр {- Q a/R[T0 +(T1 – T0) x]}x 0.25dx, (25)

Для ориентировочных конструктивных параметров СТТ (n, тр, Rтр ), приведенных в предыдущих разделах для диаметра трубки 30 мм, толщины трубки 2 мм и выходном парциальном давлении водорода во влажном конвертированном газе около 3.0 МПа при общей поверхности СТТ 103 м2, задавая среднюю длину трубки в спиральном змеевике 30м, суммарное количество трубок равно около 360. Поток I составит для условий окисленного металла типа ХН55МВЦ около 0.025. 10-3 м3/с или около 8 г/ч.

Уравнение баланса водорода в 1ом контуре может быть записано как:

I= RHe/RH2. CH2. GCO, (26)

Для CH2, заданной в ТЗ на разработку на уровне 35 vpm:

GCO =0.12 кг/с, т.е. 432 кг/ч, что означает, что принятая в МГР-Т система очистки с расходом 700 кг/ч обеспечит непревышение заданной концентрации водорода в первом контуре.

В схеме ЯТК МГР-Т нет парогенератора и кроме диффузии водорода в первый контур из реакцион­ных объемов CТТ другими источниками поступления водорода в первый контур могут стать только, в частности, окисление графита активной зоны приме­сями водяного пара, за счет протечек воды из системы водяного охлаждения (СОВ) гелиевых потоков в БПЭ. Более жесткие требования может накладывать на систему очистки необходимость снижения концентрации трития в первом контуре. В этой связи следует, по-видимому, признать, что наличие системы очистки суммарной производительностью около 1 кг гелия в секунду (типа ОГ-1-50) будет достаточно для поддержания концентрации водо­рода и трития в реакторном контуре на требуемом уровне (~ 0,005 %), даже при размещении ТКА в первом контуре АС.

Для ХТБ в составе АЭТС с МГР-Т применительно к производству водорода методом ПКМ возможность образования взрывоопасных концентраций возникает только в отделении выделения водорода методом КБА, которое располагается обычно на расстояниях 25-35 м от ТКА. В этой связи должен учитываться возможный процесс выхода метана или водорода из аппарата и образование ГВС с последующим ее взрывным сгоранием.

Согласно диаграмме горючести смесей «водород-водяной пар-воздух» при наличии водяного пара в концентрации более 60% пределы начала возгорания не достигаются в рассматриваемых условиях возможного образования смесей.

Таким образом, не возникает дополнительных требований к включению в состав системы передачи тепла к ХТБ промежуточного контура по соображениям удаления ТКА, поскольку формирование ГВС, опасных с точки зрения детонации, возникает только в отделениях ХТЧ, не связанных по передаче тепла с РУ, что позволяет отнести их на необходимое расстояние (100-200 м) от Главного здания АЭТС.

В Главе 4 представлены результаты исследования и разработки сорбционных систем утилизации низкопотенциального тепла.



Pages:     | 1 |   ...   | 2 | 3 || 5 | 6 |
 

Похожие работы:










 
© 2013 www.dislib.ru - «Авторефераты диссертаций - бесплатно»

Материалы этого сайта размещены для ознакомления, все права принадлежат их авторам.
Если Вы не согласны с тем, что Ваш материал размещён на этом сайте, пожалуйста, напишите нам, мы в течении 1-2 рабочих дней удалим его.