Повышение характеристик АСММ за счет использования высокотемпературных РУ с газотурбинным циклом
ОТЧЕТ по практике
|
Наименование практики: |
Производственная практика: научно-исследовательская работа |
«Повышение характеристик АСММ за счет использования высокотемпературных РУ с газотурбинным циклом»
Список использованных сокращений………………………………….......…3
Введение……………………………………………………………………......…4
1. Особенности высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов и области их применения ……………………………………………….…..6
2. Основные тепловые циклы для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов ……………………………………………………………...……….….8
2.1. Классический цикл Брайтона …………………………….………………...10
2.2. Замкнутый цикл Брайтона …………..…………………………………...…11
2.3. Замкнутый цикл Брайтона на сверхкритической углекислоте ………………………………………………………………………………….…13
3. Рабочие тела для замкнутого цикла Брайтона …...……………………..…....14
4. Микротвэлы ВГТР ……………………..……………………….……………..16
5. Отечественная установка малой мощности с замкнутым газотурбинным циклом …..…..…………………………………………………………………....18
6. Возможности применения двуокиси углерода сверхкритических параметров в ВГТР для АСММ …...………………………...………………....21
Заключение…………………………………………………….………………..25
Список литературы…………………………………………………………….28
Список использованных сокращений
АС – атомная станция;
АСММ – атомная станция малой мощности;
АТГУ – атомная турбогенераторная установка
АЭС – атомная электрическая станция;
ВБЭР – водяной-блочный энергетический реактор;
ВВЭР – водо-водяной энергетический реактор;
ВТГР — высокотемпературный газовый реактор
ГЦН – главный циркулирующий насос;
ГПД – газообразные продукты деления;
КПД – коэффициент полезного действия;
МТ— Микротвэл;
НИОКР — научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы
ПГ – парогенератор;
РУ – реакторная установка;
САОР – аварийного охлаждения реактора;
САР – системы аварийного расхолаживания;
СУЗ – стержни управления защиты;
СЦР- самоподдерживающаяся цепная реакция;
ТВЭЛ – тепловыделяющий элемент;
ЭУ – энергетическая установка.
Введение
Одной из важнейших задач, связанных с производством электрической и
тепловой энергии на атомных станциях, является улучшение их конкурентоспособности, включающей в себя такой показатель как коэффициент полезного действия (КПД).
Сегодня большинство стран используют корпусные и канальные реакторы, КПД которых не превышает 33%, установках с натриевыми реакторами на быстрых нейтронах до 40%. Дальнейшее повышение эффективности требует расширения температурных уровней, в которых работает атомная энергетическая установка.
На сегодняшний день активно ведется разработка современных высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР), такие реакторы смогут достигать температуры гелия до 700-950 ºC и, в конечном итоге, до 1000 °C. [3] Их применение возможно либо в качестве источников тепла использованием дополнительных теплообменников (по типу АСТ), либо для генерации пара во втором контуре через парогенераторы или непосредственно для приведения в действие газового цикла Брайтона для получения электричества с термическим КПД почти 50 % (эффективность увеличивается примерно на 1,5 % при каждом приращении на 50 °C). [3] Но пониженный интерес к проведению прямого брайтонского цикла обусловлен очень высоким технологическим риском. Опасность заключается в том, что трение топлива приводит к образованию радиоактивной графитовой пыли. Разработанные в последнее десятилетие технологии и инновации в металлургии делают ВТГР заметно практичнее, чем в прошлом, однако высокая надежность компонентов топлива и реакторов возможна только благодаря прямому циклу работы.
В числе преимуществ высокотемпературных реакторов называют также то, что, помимо электроэнергии и тепла, они могут также непосредственно вырабатывать водород и другие полезные продукты без как-либо выбросов CO2.
Преимуществом высокотемпературных реакторов, также является присущая их конструкции «естественная безопасность». Если нынешние легководные реакторы снабжены многоуровневыми дублирующими друг друга системами безопасности, что значительно удорожает стоимость производимой электроэнергии, то стоимость электроэнергии, производимой на высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах, может оказаться вдвое ниже, что позволит им успешно конкурировать с угольными электростанциями. Кроме того, имеется большой ресурс для увеличения их КПД.
1. Особенности высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов и области их применения.
Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы могут быть одним из вариантов АСММ в силу следующих особенностей:
- возможности достижения высокой температуры теплоносителя первого контура;
- внутренне присущей безопасности в отношении остановки реактора и его расхолаживания, гарантированно исключающей повышенный выход активности и плавление активной зоны.
- гибкий топливный цикл технологии ВТГР позволяет использовать топливо на основе урана, плутония, тория, включая МОХ без изменения конструкции активной зоны и обеспечивать его глубокое выгорание. Глубокое выгорание исключает возможность использования начинки твэл в военных целях.
- совместная выработка электро- и теплогенерации. Широкий диапазон возможностей генерирования и утилизации энергии приближают коэффициент использования тепла ВТГР к 100 %
Высокая температура теплоносителя открывает возможность производства электроэнергии с высоким КПД, производства энергоносителей, коммунального и промышленного тепла для технологических целей. Уникальные свойства безопасности позволяют размещать АСММ с ВТГР вблизи промышленных предприятий и крупных населенных пунктов. Установки малой мощности с замкнутым газотурбинным циклом.
Высокий уровень безопасности ВТГР достигается следующими техническими решениями:
• используется однофазный гелиевый теплоноситель, не влияющий на реактивность;
• используется графит в качестве замедлителя и конструкционного материала активной зоны, что определяет высокую теплоемкость, тепловую инерцию и структурную стабильность при очень высоких температурах (больше 3000°С);
• топливо на основе микрочастиц с терморадиационностойкими покрытиями способно удерживать продукты деления при температурах, значительно превышающих температуру топлива при нормальной эксплуатации и авариях;
• низкий уровень энергонапряженности и конфигурация активной зоны рассчитаны таким образом, что отвод остаточных тепловыделений обеспечивается через боковую поверхность корпуса реактора за счет теплопроводности и излучения; при этом не требуются источники энергии или вмешательство персонала, плавление активной зоны исключено, продукты деления удерживаются внутри топлива.
Перечисленные особенности АСММ с ВТГР открывают возможности для замещения ими существующих электростанций на органическом топливе для обеспечения энергией и теплом крупных городов.
Другой вариант — использование в зонах децентрализованного энергоснабжения, где размещены предприятия добывающих отраслей (Сибирь, Крайний Север, Дальний Восток). Для таких регионов энергоснабжение должно обеспечивать нужды в электроэнергии, а при необходимости — в технологическом тепле для промышленных предприятий, коммунальном тепле, горячей воде и топливе для транспорта [1].
Учитывая изложенные выше факторы, во многих страх мира в последние десятилетия начато или возобновляется проектирование и строительство модульных ВТГР малой и средней мощности. Обращает на себя внимание тот факт, что наряду с Россией, ФРГ, США, Францией, Японией – странах с традиционно развитой ядерной энергетикой, наиболее ускоренными темпами ВТГР разрабатываются в Юго-Восточной Азии (Южная Корея, Китай, Индия), а 19 также в Южно-Африканской Республике (ЮАР). Япония в 1998 и Китай в 2003 г. пустили в эксплуатацию экспериментальные реакторы соответственно HTTR и HTR-10 [4], на которых исследуется их применение для получения высокопотенциального тепла, теплоснабжения промышленности, производства электроэнергии в газотурбинном цикле, коммерческого использования. Температура гелия на выходе из HTTR достигла 950 °С. Работы по проектам установок с ВТГР ведутся во Франции и Нидерландах.
Таблица №1 Инновационные проекты ВТГР
|
Страна разработчик |
Название установки |
Мощность тепл./эл., МВт |
Назначение |
|
Южная африка |
PBMR |
400/165 |
Многоцелевое |
|
Россия |
МГР-ГТ |
215/100 |
Многоцелевое |
|
Япония |
GTHTR-300 |
600/274 |
Многоцелевое |
|
Китай |
HTR-PM |
380/160 |
Производство электроэнергии |
|
Япония |
FAPIG-HTGR |
220/100 |
Многоцелевое |
|
Нидерланды |
ACACIA |
60/23 |
Производство электроэнергии |
2. Основные тепловые циклы для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.
2.1. Классический цикл Брайтона.
Цикл Брайтона используется в газотурбинных установках со сгоранием при постоянном давлении, различают открытый и замкнутый цикл.
Рабочее тело поступает в компрессор (рис.1) через входное устройство, где происходит адиабатное сжатие воздуха, далее топливо сгорает в камере сгорания при постоянном давлении, после чего продукты сгорания поступают в турбину и адиабатно расширяются. Горячие продукты сгорания изобарно охлаждаются, происходит отвод тепла при постоянном давлении, затем тепло отводится в окружающую среду.
Рис. 1. Тепловая схема ГТУ с открытым циклом Брайтона
При рассмотрении идеального цикла Брайтона рабочим телом является идеальный газ, имеющий постоянную теплоемкость; все процессы, протекающие в цикле, являются обратимыми; трение и тепловые потери отсутствуют.
Рис. 2. P,v - и T,S - диаграммы цикла Брайтона
2.2. Замкнутый цикл Брайтона.
В тепловую схему цикла Брайтона может быть включен теплообменник-рекуператор в том случае, если температура газа на выходе из турбины оказывается много выше температуры окружающей среды. Для предотвращения потери полезной энергии воздух, выходящий из компрессора, нагревается с помощью рекуперации перед подачей в камеру сгорания.
В идеальном цикле Брайтона из-за обратимости протекающих процессов коэффициент рекуперации равен 1, а в реальных устройствах он лежит в пределах 0.6 – 0.8, однако его можно увеличить с помощью увеличения площади теплообменной поверхности.
Рис. 3. Тепловая схема и T,S - диаграмма ГТУ с замкнутым циклом Брайтона с использованием рекуперации.
В замкнутом цикле цикле Брайтона выхлопные газы турбины не выбрасываются, а рециркулируются. Схема компоновки и температуры–энтропии (T–S) простой регенеративной замкнутого цикла показана на (рис. 3). Рабочая жидкость сжимается в компрессоре от точки 1 до точки 2. Затем она поступает в рекуператор где часть теплосодержания выхлопных газов турбины регенерируется (пункт 2-2p). После регенерации жидкость проходит через источник тепла (активная зона реактора), промежуточным теплообменником или газовым нагревателем (точка 2p-3). В источнике тепла жидкость достигает самой высокой температуры в цикле. За этим следует расширение турбины (пункт 3-4). Турбина обеспечивает работу компрессора и генератора. Затем выхлоп турбины используется для предварительного нагрева жидкости, выходящей из компрессора в рекуператоре (пункт 4-4p). Наконец, тепло отводится из цикла в охладитель, где жидкость охлаждается до начальных условий.
Преимущества замкнутого цикла Брайтона:
- Замкнутый цикл Брайтона может достичь более высокой эффективности, чем паровой цикл при высокой температуре.
- Проще, чем паровой цикл Ренкина, который имеет много теплообменников и насосов, а также много трубопроводов.
- Возможность работы при более высоком давлении дает компактные компоненты и меньшую площадь установки по сравнению с паротурбинной установкой. При этом достигается более высокое соотношение мощности к размеру и снижение капитальных затрат.
- Использование различных рабочих жидкостей с благоприятными тепловыми и транспортными свойствами, например, гелий, азот, углекислый газ, аргон, неон и газовые смеси.
- Отсутствие коррозии компонентов системы.
- Отсутствие необходимости в фильтрации воздуха в загрязненной среде.
Именно замкнутый цикл Брайтона получил широкое применение в современных проектах АСММ с высокотемпературными РУ.
2.3. Замкнутый цикл Брайтона на сверхкритической углекислоте.
Для увеличения коэффициента полезного действия при относительно невысокой температуре (до 700 ◦С) применяется цикл Брайтона на сверхкритической углекислоте (SCO2). Сверхкритический диоксид углерода имеет следующие преимущества: доступность и невысокая цена, не взрывоопасен и не токсичен. Благодаря высокой плотности и теплоемкости, а также несжимаемости вблизи критической точки, энергоемкость рабочего тела и эффективность цикла повышаются. Также использование сверхкритической углекислоты при высоком давлении позволяет уменьшить размеры турбоустановки [9, 10]. Как ожидается, экономия на габаритах турбоустановки позволит покрыть рост стоимости увеличенной площади теплообмена.
Поскольку все процессы цикла Брайтона на сверхкритической углекислоте протекают без изменения фазы, и рабочее тело имеет плотность, подобную жидкости, а вязкость, подобную газу, то для преобразования заданного количества теплоты в электроэнергию потребуется меньше работы. Таким образом, будет возможно снизить капитальные вложения и затраты на топливо, эксплуатацию и обслуживание станции, что приводит к снижению себестоимости электроэнергии [9, 10,].
Несмотря на заявленные преимущества, при использовании сверхкритического диоксида углерода необходимо решить проблемы, связанные с повреждениями из-за высоких температур и окисления. Для этого применяются различные сплавы на основе никеля, керамика и др. [9].
3. Рабочие тела для замкнутого цикла Брайтона.
Выбор рабочего тела для замкнутого цикла Брайтона сильно повлияет на размер, геометрию и производительность установки. Некоторые рабочие жидкости, которые обычно рассматриваются для данного теплового цикла, включают воздух, азот, углекислый газ, гелий.
При выборе теплоносителя должна учитываться вся совокупность свойств: теплофизических (плотность, теплоемкость, вязкость, теплопроводность и др.); ядерно-физических (влияние на критичность, радиационная стойкость, активация и т. п.); химических (совместимость с конструкционными материалами); технологических (способы получения, токсичность, термостойкость, текучесть, взрыво- и пожароопасность, стоимость, доступность и т. п.). Поскольку назначением ВТГР является получение высокотемпературной тепловой энергии и температура теплоносителя может достигать 1000 ◦С, то выбор среди возможных теплоносителей ограничен гелием [5].
Использование других газов в качестве теплоносителя энергетического реактора было отклонено по ряду соображений. Использование водорода весьма проблематично, несмотря на его хорошие (по сравнению с другими газами) теплофизические свойства. Это объясняется прежде всего его взрывоопасностью при смешении с воздухом и высокой химической активностью по отношению к конструкционным материалам активных зон при температуре от 800 ◦С и выше.
Применение азота в атомной энергетике затруднено из-за его низких теплофизических свойств, высокой химической активности в области высокой температуры и влияния на реактивность.
Применение углекислоты показало её достаточно хорошие теплофизические свойства, но тем не менее рассматривать углекислоту как полноценный теплоноситель ВТГР нельзя (разве что ограничиться температурой в 700 ◦С), поскольку при высокой температуре СО2 диссоциирует, а продукты диссоциации интенсивно взаимодействуют с основным конструкционным материалом активной зоны ВТГР - графитом, что приводит к массопереносу углерода из активной зоны в холодные места контура. Но данный факт не мешает активному использованию данного газа в качестве теплоносителя. Особенности использование и другие моменты будут рассмотрены несколько позже в данной работе.
В таблице 2 обобщены относительные преимущества и недостатки рабочих тел.
Таблица №2 Преимущества и недостатки рабочих тел замкнутого цикла Брайтона.
|
Рабочее тело |
Преимущества |
Недостатки |
|
Воздух |
Имеется значительный опыт проектирования Воздух в изобилии и недорогой |
Высокая потеря давления Требует высокой температуры на входе в турбину для достижения привлекательной эффективности Плохой коэффициент теплопередачи по сравнению с гелием Вероятное окисление материалов при высокой температуре |
|
Азот |
Состав и свойства частично аналогичны воздуху |
Высокая потеря давления Требует высокой температуры на входе в турбину Плохое свойство теплопередачи Вероятное азотирование и охрупчивание материала при высокой температуре
|
|
Гелий |
Низкие потери давления Хороший коэффициент теплопередачи Инертный и нетоксичный Нет ограничения числа Маха в конструкции турбомашин
|
Требуется больше ступеней турбомашины Весьма текуч Ограниченный опыт проектирования турбомашин Требует высокой температуры на входе в турбину
|
|
S-CO2 |
Хорошая эффективность при умеренной температуре на входе в турбину Нетоксичен, относительно хорошая термическая стабильность и инертность Низкий уровень утечки Хорошая критическая точка (7.3773 MPa, 30.978 °C) Компактные и небольшие турбомашины
|
Более агрессивный, чем гелий при высокой температуре Ограниченный опыт проектирования Вероятные проблемы эксплуатации и проектирования из-за быстро меняющегося свойства вблизи критической точки Возможность энергетической химической реакции с натрием в реакторе с натриевым охлаждением
|
Итак, наиболее перспективен в качестве теплоносителя для ВТГР - гелий. Во всех энергетических установках (ЭУ) с ВТГР, находящихся в эксплуатации, на стадиях строительства или проектирования используется гелий. Гелий - практически единственный теплоноситель, удовлетворяющий большинству требований, предъявляемых к теплоносителям ВТГР.
Преимуществом гелия перед другими теплоносителями, применяемыми в атомной энергетике, является его химическая инертность, благодаря чему ядерное топливо и конструкционные материалы активной зоны могут работать при высокой температуре. Гелий обладает хорошими ядерно-физическими свойствами: он практически. не поглощает и не рассеивает нейтроны и не активируется под облучением. Хотя по удельной теплоемкости и затратам мощности на прокачку гелий уступает некоторым теплоносителям (Н2, СО2), однако, обладая хорошей теплопроводностью, он даже при умеренном давлении (40-50 кгс/см2) обеспечивает отличные условия для отвода и переноса тепловой энергии в первом контуре. Это позволяет получать более высокую энергонапряженность активной зоны и требует значительно меньшей поверхности теплообменного оборудования (по сравнению, например, с СО2) [7].
4. Микротвэлы ВГТР.
Микротвэл (МТ) – это шарообразная частица ядерного топлива, также называемая керном, покрытая барьерными слоями, предотвращающими выход продуктов деления за пределы МТ. Топливо на основе МТ является основным для ВТГР, но рассматриваются варианты его применения и в других типах реакторов.
Применение микросферического топлива с защитными слоями покрытий типа TRISO (TRistructural ISOtropic – трехструктурное изотропное покрытие из пироуглерода и карбида кремния на топливных частицах) обеспечивает длительную работу реактора без перезагрузки, большой коэффициент выгорания топлива. Кроме этого, обеспечивается максимальная безопасность эксплуатации атомного реактора, так как микросферическое топливо с многослойным керамическим покрытием типа TRISO эффективно удерживает продукты деления внутри топливных микросфер как при нормальных условиях эксплуатации, так и при условиях максимальной проектной аварии с потерей теплоносителя, когда температура топлива может достигать 1600 °C.
Для размещения ядерного топлива в активной зоне реактора, генерирования тепловой энергии и удержания продуктов деления, МТ размещаются в топливном компакте. Топливный компакт является тепловыделяющим элементом реакторной установки, имеет цилиндрическую форму, состоит из карбонизированной графитовой матрицы и равномерно распределенных в ней топливных частиц [6].
Покрытия в МТ решают сразу несколько важных задач: предотвращают выход ПД в теплоноситель, защищают керн от воздействия теплоносителя, повышают механическую прочность МТ в целом, уменьшают диффузию и миграцию топлива при высоких температурах, защищают матрицу дисперсных композиций от радиационных повреждений продуктами деления, предохраняют топливо от контакта с воздухом и влагой при технологических операциях и способствуют более равномерному распределению топлива в матрице.
Каждый слой покрытия выполняет определенную функцию:
− BPyC – пористый буферный слой создает объем, в котором собираются ГПД и СО/СО2, защищает IPyC слой от прямого воздействия «горячих» осколков деления, α и β-излучений;
− IPyC слой – прежде всего защищает керн от хлористого водорода при нанесении SiC покрытия, снижает возможное повреждение SiC продуктами деления и СО/СО2 при эксплуатации;
− SiC слой – является основным силовым слоем, удерживающим ГПД , сохраняет большую часть своих свойств при высоких температурах;
− OPyC слой – обеспечивает защиту хрупкого SiC слоя от повреждений при производстве топлива.
На рисунке 4 представлено схематичное изображение микротвэла, топливного компакта и топливного блока в разрезе.
Рис. 4. Схематичное изображение микротвэла, топливного компакта и топливного блока в разрезе
В жестком спектре нейтронов решающее влияние на целостность МТ оказывают радиационно-химические повреждения покрытий. Причем влияние этих повреждений будет сказываться уже на низких уровнях выгорания топлива, т.е. при относительно небольших давлениях ГПД внутри МТ. Наиболее существенные изменения на ранних стадиях облучения произойдут в пироуглеродных слоях и особенно в низкоплотном и среднеплотном РуС. Следует отметить, что предельная стойкость РуС ограничена значениями флюенса быстрых нейтронов 4·1021 н/см2, в то время как в быстрых газоохлаждаемых реакторах можно ожидать радиационное повреждение более 200 смещений на атом (флюенс более 2·1023 н/см2 ). При таком уровне повреждений следует учитывать образование 4Не (по реакции n,α), образование пор и распухание SiC, что в конечном итоге будет сказываться на изменении прочности SiC-слоя.
5. Отечественная установка малой мощности с замкнутым газотурбинным циклом.
Для АСММ предлагается высокотемпературный модульный реактор с гелиевым теплоносителем и прямым газотурбинным циклом преобразования энергии. Реакторная установка МГР-ГТ включает реактор, размещенный в вертикальном корпусе, и систему преобразования энергии в смежном корпусе. Реактор и система преобразования энергии соединены горизонтальным корпусом, обеспечивающим подачу горячего гелия в систему преобразования энергии и холодного гелия в реактор (рис. 5). Тепловая схема установки с прямым газотурбинным циклом представлена на рисунке 6.
Рис.5. Реакторный блок установки МГР-ГТ
Преобразование энергии осуществляется в границах первого контура, являющегося одновременно контуром теплоносителя реактора и рабочего тела цикла преобразования энергии, и происходит следующим образом: при работе реактора на мощности тепловая энергия, выделяющаяся в активной зоне, отводится циркулирующим в контуре гелием к турбине. Мощность, вырабатываемая турбиной, приводит в действие компрессоры низкого и высокого давления и генератор, которые расположены на одном валу с турбиной. Высокоэффективный рекуператор используется для возврата в цикл большей части тепловой энергии гелия, выходящего из турбины, и передачи ее к гелию, поступающему на вход в реактор. Для повышения эффективности газового цикла осуществляется охлаждение гелия в промежуточном холодильнике перед входом в компрессор высокого давления. Рекуператор позволяет реактору и турбине работать при высоких температурах, тогда как компрессоры работают при низких температурах. Сбросное тепло отводится от первого контура в предварительном и промежуточном холодильниках системой охлаждающей воды и далее к атмосферному воздуху в сухих вентиляторных градирнях. Высокая температура сбросного тепла газотурбинного цикла (более 100 °C) позволяет использовать его для теплоснабжения и горячего водоснабжения.
Рис. 6. Схема реакторной установки с основными регуляторами
Реакторная установка может эксплуатироваться в двух режимах: производства только электроэнергии и комбинированного производства электро- и тепловой энергии. Таким образом, кроме более высокого КПД производства электроэнергии реакторная установка предоставляет потенциальную возможность получить коэффициент использования тепловой энергии более 90%. При работе установки в комбинированном режиме сбросное тепло отводится к теплоносителю сетевого контура в сетевых теплообменниках. В режиме производства только электроэнергии сетевой контур отключен, и сбросное тепло отводится к атмосферному воздуху в сухих вентиляторных градирнях. Чтобы не допустить в комбинированном режиме повышения температуры гелия на входе в рекуператор сверх допустимых пределов (600°С), организована байпасная ветка с регулируемым перепуском гелия первого контура помимо рекуператора (с выхода компрессора высокого давления на выход рекуператора по стороне высокого давления).
Перспективным направлением является использование высокотемпературных реакторов для обеспечения энергией крупных промышленных потребителей, требующих длительного и надежного снабжения теплом и электроэнергией. Это могут быть производства, связанные с добычей и переработкой нефти, синтезом аммиака, металлургией, разработкой различных месторождений, газификацией угля и др. Для труднодоступных районов возможно создать на основе ВТГР энергоисточник для производства водорода из воды, электроэнергии в прямом газотурбинном цикле, коммунального теплоснабжения. Производимый водород может быть использован как топливо для транспорта. В этом случае изолированный регион может быть обеспечен всеми видами энергии за счет собственного энергоисточника с ВТГР. Схема такого энергоисточника показана на рисунке 7.
Тепловая энергия реактора преобразуется в перегретый пар, который отводится в установку высокотемпературного электролиза на твердооксидных электрохимических элементах, где производятся водород и кислород, и в электроэнергию, которая вырабатывается в прямом замкнутом газотурбинном цикле и отводится к установке высокотемпературного электролиза и потребителям. Не использованное в газотурбинном цикле тепло отводится на 
коммунальные нужды.
Рис.7. Схема энергоисточника для тригенерации электроэнергии, водорода и коммунального тепла.
Такая схема позволяет обеспечить при необходимости работу реактора с постоянными параметрами, перераспределяя мощность между газотурбинной и водородной установками.
6. Возможности применения двуокиси углерода сверхкритических параметров в ВГТР для АСММ.
На основе публикаций [8-10], в которых рассматривается конкурентоспособность производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле на углекислом газе со сверхкритическими параметрами
В данной работе приведено предварительное исследование одноконтурной ядерной энергетической установки относительно небольшой энергетической мощности (100 МВт). Применение углекислого газа ограничивает максимальную температуру в цикле величиной 650°С, что обусловлено его термической нестабильностью. Применение сверхкритических давлений позволяет повысить эффективность преобразования энергии благодаря уменьшению работы сжатия вблизи критической точки (30,98°С, 7,38 МПа). При этом удается избежать конденсации рабочего тела и использовать воду при температуре окружающей среды для охлаждения концевого холодильника. В простом регенеративном цикле при минимальной температуре 305— 310 К, степени рекуперации 0,87 и давлении 7,75—8 МПа могут быть достигнуты КПД примерно 32% и удельная мощность 240— 280 кДж/кг. В установке мощностью 100 МВт с учетом КПД, а также перетечек расход углекислоты может составлять от 1000 до 1400 кг/с. Низкая работа сжатия позволяет реализовать одно-двухступенчатые турбомашины, что существенно сокращает длину ротора и делает его достаточно жестким. При этом наиболее сложным является вопрос согласования частот вращения турбомашин и генератора. Если с последним при нынешних темпах развития силовой электроники проблемы могут быть решены, то для создания эффективного компрессора необходима частота вращения в диапазоне 12—18 тыс. мин–1 (окружная скорость рабочего колеса центробежного компрессора 160—220 м/с в зависимости от напора). Осевую турбину можно реализовать, начиная с частоты вращения 3000 мин-1, т. е. используя стандартный генератор без системы преобразования электрического тока. Вопрос об определении оптимального числа валов требует дополнительного исследования.
Сравнительный анализ, представленный в таблице 3, показывает, что применение углекислого газа вместо гелия позволяет ограничиться в турбине одной-двумя ступенями, а в компрессоре — одной центробежной. В то же время высокое максимальное давление в контуре (около 20 МПа) и низкие коэффициенты теплопередачи приводят к существенному росту массогабаритных характеристик теплообменного оборудования, прежде всего рекуператора, на которые также влияет немонотонная зависимость теплоемкости от температуры. Ограничение максимальной температуры в цикле по сравнению с гелием снижает общую эффективность установки.
Таблица №3. Сравнительный анализ применения теплоносителей
|
Характеристика |
He |
CO2 |
|
Электрическая мощность, МВт |
100 |
|
|
Мощность реактора, МВт |
215 |
315 |
|
Температура теплоносителя на выходе из реактора, °С |
850 |
650 |
|
Давление теплоносителя, МПа |
5 |
20 |
|
Число ступеней турбокомпрессора при заданной периферийной окружной скорости (турбина плюс компрессор) |
21 |
80 |
|
Масса турбомашины, т |
360 |
80 |
|
Поверхность нагрева рекуператора, м2 |
15 768,0 (при степени рекуперации 0,95) |
8700 (при степени рекуперации 0,87) |
|
Поверхности нагрева холодильников, м2 |
3757,4 |
8000 |
|
КПД цикла, % |
48 |
32 |
Заключение
В мире происходит неуклонно развивающийся процесс подготовки проектов АСММ к этапу коммерциализации: оцениваются рынки; разрабатываются инновационные проекты; строятся первые пилотные станции; решаются вопросы нормативно-правового регулирования, нераспространения ядерных материалов; ищутся пути практичного и экономичного внедрения.
В данной работе были рассмотрены, конечно, не все проекты малых реакторных установок, зарегистрированных в МАГАТЭ, но рассмотренных вариантов достаточно для понимания эксплуатационных, производственных и конструкционных особенностей, которые в свою очередь обосновывают весомые перспективы малой атомной энергетики в современных реалях.
Проведен обзор перспективных и наиболее успешных проектов АЭС малой мощности, рассмотрены их основные физические свойства.
ВТГР позволяют заместить существующие электростанции на органическом топливе и обеспечить комплексное решение энергоснабжения регионов включая и регионы с дефицитом охлаждающей воды, электричеством, бытовым теплом и топливом в виде водорода для транспорта.
В качестве теплоносителей используются непосредственно газы. Интерес к ВТГР обусловлен их высокими тепловыми, физическими и экономическими характеристиками. Все потенциальные возможности ВТГР раскрываются именно при применении их в энергетической схеме замкнутого цикла с газовой турбиной. При тех же начальных температурах газа КПД нетто станции будет в этом случае на 10-20% больше, нежели ВТГР с паровым циклом.
Сравнение с газотурбинным циклом на углекислом газе со сверхкритическими параметрами демонстрирует преимущество использования гелиевого теплоносителя. ВТГР с гелиевым теплоносителем имеет перспективы, связанные с возможностью увеличения температурного потенциала теплоносителя, тогда как установки с теплоносителем на СО2 со сверхкритическими параметрами ограничены уровнем температур до 650°С, связанным с термической нестабильностью углекислого газа.
Однако, в наше время ВГТР пока не находят широкого применения на практике и носят исключительно экспериментальный характер.
Сложность решения данной задачи связана с высокими температурами газа, которые, в свою очередь, накладывают свои требования на конструкцию реактора, а в особенности, на конструкцию самой исследуемой газовой турбины; с выбором газовой среды, которая является и теплоносителем в реакторе, и рабочим телом газовой турбины; проблемы с проектированием теплообменных аппаратов, регулированием установки, системы уплотнений и смазки турбины и компрессоров и т.д.
Список литературы
- Кузнецов В. В. Обзор существующих и перспективных атомных станций малой мощности в Российской Федерации и за рубежом //Атомные станции малой мощности: новое направление развития энергетики/Под ред. Саркисова АА; М. – 2011.
- Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов // Атомная энергия. (URL: https://www.atomic-energy.ru/technology/73919)
- Худяков И. С., Власичев Г. Н. Обзор современных тенденций и основных конструктивных решений для реакторных установок малой мощности //Труды НГТУ им. РЕ Алексеева. – 2021. – №. 2 (133). – С. 50-59.
- Ашурко Ю. М. Перспективные реакторные технологии 4-го поколения и их развитие в рамках Международного Форума «Поколение IV» //Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика–2018): Сборник докладов научно-технической конференции «Теплофизика реакторов нового поколения»(Теплофизика–2018), 16–18 мая 2018 г., г. Обнинск/Обнинск, ГНЦ РФ–ФЭИ, 2018.–424 с. Сборник докладов включает материалы, представленные на конференции «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика–2018)», отражающие состояние и задачи НИОКР. – 2018. – С. 22.
- Иванова А. А., Беденко С. В., Луцик И. О. Выжигание младших актиноидов в эпитепловом спектре нейтронов // VIII школа-конференция молодых атомщиков Сибири: сборник тезисов докладов, Томск, 17-19 Мая 2017. – Томск: ТУСУР, 2017 – C. 130
- Четвертое поколение реакторов // Хабр (URL: https://habr.com/ru/post/368653)
- Wright S. A., Conboy Th. M., Rochau G. E. Overview of Supercritical CO2 Power Cycle Development at Sandia National Laboratories // 2011 University Turbine Systems Research Workshop/October 25—27, 2011. Columbus, Ohio.Li F. et al. One implementation of vented low pressure containment for HTR //Nuclear Engineering and Design. – 2020. – Т. 356. – С. 110412.
- Chordia L. Optimizing Equipment for Supercritical Applications // http:// www.sco2powercyclesymposium.org/resource_center/system_concepts/ optimizing-equipment-for-supercritical-applications.
- Kimball K. Overview of Supercritical CO2 Brayton Cycle Integrated System Test (1st) Тurbomachinery Development // Supercritical CO2 Power Cycle Symposium/May 24—25, 2011/Boulder, Colorado.