В. П. Сметанников, И. X. Ганев, В. Д. Колганов и др.; Под ред. чл.-кор. АН СССР И. Я. Емельянова. — М.: Энергоиздат, 1981, 232 с.
Рассмотрены вопросы проектирования энергетических установок (ЭУ) с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами, их технические и физические особенности, перспективы применения в атомной энергетике.
Обобщен и систематизирован отечественный и зарубежный опыт в разработке тепловых схем ЭУ, выборе параметров их работы в зависимости от целевого назначения установок. Рассмотрены экологические аспекты применения реакторов. Анализируются особенности физики активной зоны ВТГР и БГР, представлены методики теплогидравлического расчета и наиболее характерные конструкции реакторов. Излагаются материалы по вспомогательным системам установки и основным проектным принципам обеспечения требований безопасности. В приложениях приведен ряд методических материалов по расчету основных характеристик как отдельных элементов, так и всей установки в целом.
Для инженеров, занятых проектированием энергетических установок. Может быть использована студентами старших курсов вузов и аспирантами.
Владимир Петрович Сметанников, Игорь Христович Ганев, Вячеслав Дмитриевич Колганов, Андрей Леонидович Круглов, Евгений Михайлович Кузьмин,
Станислав Сергеевич Кочетков
ПРОЕКТИРОВАНИЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ УСТАНОВОК С ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМИ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМИ РЕАКТОРАМИ
ОТ РЕДАКТОРА
Предлагаемая читателю книга «Проектирование энергетических установок с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами» посвящена наиболее перспективным типам реакторных установок, которые могут сыграть важную роль в формировании структуры атомной энергетики будущего.
Современная атомная энергетика характеризуется интенсивным строительством АЭС и силовых энергетических установок для морских судов. Как в мировой, так и в отечественной практике в реакторных установках основного типа используется в качестве теплоносителя легкая вода, что предопределяет в принципе весьма умеренные параметры термодинамического цикла (за исключением параметров первых двух блоков Белоярской АЭС им. И. В. Курчатова, где предусмотрен ядерный перегрев пара) и как следствие этого недостаточно высокий коэффициент полезного действия этих установок (28—30%) и ограниченную область их использования. Создание и промышленное освоение реакторных установок с водяным теплоносителем, заложивших основы использования энергии атома в мирных целях, является только первым шагом на пути развития атомной энергетики.
Формирование новых задач, стоящих перед энергетикой будущего вообще и атомной энергетикой в частности, выдвигает и новые проблемы. Одна из них состоит в необходимости расширенного воспроизводства ядерного топлива, поскольку ресурсы природного делящегося топлива ограничены. Разработка реакторов-размножителей в нашей стране ведется по нескольким техническим направлениям (конвертеры на тепловых нейтронах, размножители на быстрых нейтронах, гибридные термоядерные реакторы), причем наиболее разработан вариант реактора-размножителя с натриевым теплоносителем. Однако при его освоении возникли значительные трудности, связанные с созданием оборудования и освоением его проектных мощностей, поэтому завершение намечавшейся ранее программы развития реакторов-размножителей несколько задерживается. Вместе с тем многочисленные отечественные и зарубежные исследования и технико-экономические расчеты показывают, что реакторы на быстрых нейтронах с гелиевым теплоносителем имеют определенные преимущества перед другими размножителями как в топливном обеспечении быстро развивающейся атомной энергетики, так и в создании экономичных АЭС.
Современный уровень развития энергетики характеризуется также расширением областей использования атомной энергии и, в частности, для производства высокопотенциального и низкопотенциального тепла, но для этого требуется повысить параметры теплоносителя в ЭУ и более эффективно использовать ядерное топливо. Возможное решение последней проблемы — создание новых типов реакторных установок, к которым относятся высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы на тепловых и быстрых нейтронах. Внимание ученых и инженеров к этому типу реакторов проявилось уже с первых лет освоения энергии атома. Так, в Великобритании были созданы графитовые реакторы на природном уране, охлаждаемые углекислым газом, которые затем были усовершенствованы (AGR). Однако режим работы твэлов в этих реакторах не позволяет поднять температуру теплоносителя более 560 °C. Кроме того, эти реакторы, равно как и легководные, имеют весьма малый коэффициент конверсии (воспроизводства) вторичных ядер деления. Повышение эффективности использования энергии деления тяжелых ядер возможно путем создания реакторов нового поколения, в которых бы отсутствовали недостатки, присущие предшествующим типам реакторов. Одним из наиболее изученных в настоящее время можно считать высокотемпературный реактор с гелиевым охлаждением. В реакторах такого типа достигнуты весьма высокая температура гелия (1000 °C и более) и выгорание топлива до (18— 20)-104 МВт-год/т; при этом теплоноситель не реагирует с реакторными материалами и не активируется под действием излучения. Именно в энергетических установках с такими реакторами можно решить одну из главных задач атомной энергетики — существенно снизить потребление природного урана в реакторах на тепловых нейтронах и создать высокоэффективный реактор-размножитель на быстрых нейтронах.
Уже созданы опытно-промышленные высокотемпературные реакторы с гелиевым охлаждением на тепловых нейтронах (ВТГР), и на повестке дня стоит вопрос о строительстве первых опытных газоохлаждаемых реакторов на быстрых нейтронах. Создание и освоение ЭУ нового типа всегда сопряжено с преодолением трудностей как технического, так и психологического характера. В начале 70-х годов в США были выданы заказы на строительство серии коммерческих АЭС с ВТГР единичной электрической мощностью до 1500 МВт(эл.), однако программа не была реализована. Это обусловлено тем, что практическое освоение АЭС с ВТГР потребовало значительно больше времени на решение технических проблем, чем предполагалось вначале, что привело к удорожанию этих станций.
К тому же последующие проектные разработки и экспериментальные исследования показали, что наиболее целесообразно использовать ВТГР не столько в электроэнергетике, сколько в энергоемких отраслях промышленности для обеспечения их высокопотенциальным (ВПТ) и низкопотенциальным (НПТ) теплом. Комплексное использование тепла ВТГР в свою очередь выдвинуло дополнительно ряд весьма сложных инженерно-технических проблем, таких, например, как создание высокотемпературных теплообменных устройств, высоконапорных и герметичных агрегатов перекачки теплоносителя, средств транспортировки ВПТ и пр. Это требует интенсификации усилий инженеров, конструкторов, технологов и экспериментаторов, связанных с изучением и поиском наиболее оптимальных технических решений создания ЭУ с ВТГР и БГР. Поэтому нужна широкая информация о результатах проведенных работ, чему в известной мере будет способствовать предлагаемая книга, которая написана специалистами в области разработки ЭУ с ВТГР и БГР. Из-за ограниченного числа зарубежных и отечественных публикаций по этим проблемам атомной энергетики выход в свет данной книги весьма полезен и своевременен.
Член-корреспондент АН СССР И. Я. ЕМЕЛЬЯНОВ
