Введение к работе
Актуальность темы. На протяжении последних тридцати лет как отечественные, так и зарубежные исследователи неоднократно обращались к попыткам создания атомных энергетических установок с гелиевым, теплоносителем, причем нужно отметить, что эти работы проводились в промышленно развитых странах США. Западной Европы и Японии. Однако, в начальный период, в связи с отсутствием реальных технических решений по тепловыделяющим элементам, а также сложности создания работоспособного оборудования на гелии, это направление не получило широкого развития, как, например, атомные энергетические установки с водой под давлением. В то же время, штерес, наряду с западными странами, к стационарной и транспортной атомной энергетике с гелиевым теплоносителем проявляется и в России, учитывая ряд вакнейших преимуществ гелия:
фазовая стабильность молекулы гелия, являющаяся предпосылкой достижения самых высоких температур в цикле, а стало быть, и наивысшего к. п. д. установки;
химическая инертность гелия по отношению к конструкционным материалам, приводящая к повышению стойкости и ресурса оборудования при высоких температурах;
неактивируемость гелия, что открывает возможность существенного уменьшения биологической и противорадиационной защиты вокруг оборудования установки и дает шанс создания одноконтурной установки, а следовательно резкого сокращения ее массы и габаритов;
отсутствие наведенной радиоактивности и токсичности, что способствует резкому улучшению радиационной обстановки, особенно при утечках теплоносителя;
гелий на горюч, доступен, его утечка (или впрыск) не вносят изменений в реактивность системы, что повышает безопасность реактора;
возможность любой ориентации реактора из-за отсутствия уровня и стало быть отсутствия обнажения твэлов в активной зоне в аварийных ситуациях. Естественно ожидать, что сочетание таких свойств позволит ожидать широкого применения
гелиевых атомных газотурбинных установок на транспортных судах различного назначения, где применение традиционных АЭУ невозможно или не эффективно. С большой долей оптимизма можно прогнозировать в будущем переход от паросиловых атомных энергетических установок к одноконтурным атомным газотурбинным установкам с гелиевым теплоносителем. Однако, переход к атомным газотурбинным установкам (АГТУ) с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (ВТГР) предполагает переход на более высокий уровень знаний и технологий по основному набору оборудования и физических процессов, на которых основано их функционирование. А учитывая существенные ограничения по массе и габаритам, а также тот факт, что установка должна быть безопасной, и дополнить возможности атомной энергетики, заполняя ту нишу, в которую не могут попасть атомные энергетические установки ни с водо-водяными реакторами (ВВР), ни с жидкометаллическими реакторами (НМТ), эта задача значительно усложняется. И только после исследований и отработки оборудования АГТУ. основанного на новых принципах, возникнут возможности по более широкому внедрению АГТУ с гелиевым ВТГР.
Цель работы. Ввиду того, что основные элементы как ВТГР, так и контура АГТУ имеют существенные отличия от применявшихся в атомной энергетике. Основной целью исследования было получение объективных, прежде всего экспериментальных данных о физических процессах, происходящих в оборудовании. Эта задачи укрупненно подчинены трем направлениям:
- исследованию газодинамических, гидравлических и диффузионных характеристик оборудования ВТГР и АГТУ. в частности, газодинамики и теплообмена в коллекторных тепловыделяющих каналах, гидравлических характеристик активной зоны, схемных решений газовой системы регулирования, механизма диффузии осколков деления из твэлов и их массоперенос, характеристик водяного уплотнения вала при различных режимах эксплуатации, режимов обтекания трубной системы концевого теплообменника при поверхностном кипении теплоносителя, динамики АГТУ при различных режимах, в том числе и режима естественной циркуляции при расхолаживании останов-
ленного реактора;
исследованию механического воздействия при функционировании узлов оборудования, в основном, сложного напряженно деформированного состояния оболочки шарового твэла в условиях давления образующихся при делении нуклидов и прежде всего радиационных благородных газов (РБГ). характеристик трущихся поверхностей исполнительного механизма СУЗ и прежде всего стопорного устройства, микроударного воздействия водяного теплоносителя при поверхностном кипении на трубках концевого теплообменника;
исследованию физических характеристик активных зон различных конструкций и состава без разогрева и с разогревом с учетом решаемых выше вопросов газодинамики и гидравлики таких, как экспериментальная отработка твэлов. ТВС и блоков твердого замедлителя, включая энергетические и тепловые испытания, выявление основных факторов, определяющих подкри-тичность конструкции активной зоны, определение эффектов реактивности, распределение энерговыделения по объему, оценку температурных эффектов и выявление особенностей их формирования с выгорающими поглотителями различного типа, выяснение знака эффекта реактивности активной зоны принятой конструкции, измерения спектральных характеристик активной зоны и распределение плотности нейтронного потока по высоте и соотношение энерговыделения в твэлах по радиусу ТВС. оценку эффективности стержней выгорающего поглотителя при попадании воды в активную зону.
Научная новизна и основные положения. В диссертации представлена целостная концепция создания атомной газотурбинной установки транспортного типа с высокотемпературным газо-охлаждаемым реактором с гелиевым теплоносителем.
На защиту выносятся следующие научные результаты:
модели физических процессов, происходящих в оборудовании высокотемпературного газоохлаждаемого реактора и атомной газотурбинной установки и их математические описания;
результаты экспериментальных исследований, обосновывающих работоспособность элементов реактора и оборудования контура;
анализ расчетно-теоретической и экспериментальной отработки элементов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора и атомной газотурбинной установки и принятых на его основе схемных и конструктивных решений;
образцы уникальной экспериментальной базы и оборудования перспективной атомной газотурбинной установки;
проблемные проектные решения по атомной газотурбинной установке для заказов различного назначения.
Достоверность полученных результатов обеспечивается экспериментальным характером постановки исследований и комплексным подходом к решению задач.
Практическая значимость и внедрение результатов. Проведенные исследования и полученные результаты подтвердили возможность создания компактной -транспортной атомной газотурбинной установки с высокотемпературным газоохлаздаемым реактором с гелиевым теплоносителем. Сформулированные автором и подтвержденные экспериментами требования по элементам и параметрам установки позволяют проектировать унифицированную АГТУ с ВТГР,конкурентоспособную с лучшими образцами атомных .энергетических установок с различными теплоносителями. На основе проведенных исследований автором получено около 20 авторских свидетельств на изобретения. Результаты работ использованы ЦКБ судостроительной отрасли при проектной проработке ряда заказов, ряд технических решений нашел свое воплощение при создании стендового оборудования в ГНЦ ?Ф ЦНИИ им. акад.А.Н.Крылова, причем надо отметить, что отдельные разработки имеют самостоятельное значения и могут использоваться без привязки к АГТУ с ВТГР. Работа выполнена в рамках госбюджетной тематики.
Апробация работы. Результаты научных исследований докладывались на секциях НТС ЦНИИ им. акад.А. И. Крылова, в Мин-судпроме и Минсредмаше:
- по теме "Исследование в стендовых условиях инженер
но-физических вопросов применения ВТГР..." на секции Мин-
судпрома в 1986 г.;
no теме "Исследование основных элементов атомной энергетической установки с гелиевым теплоносителем с целью оптимизации их характеристик..." на секции Минсудпрома в 1990 г.;
"состояние, работ и технические решения по стенду Г-1 и его автоматизации" на НТС N 5 Минсредмаша в 1984 г.
На конференциях и семинарах:
на научных семинарах ядерного общества "Автономные атомные знергоисточники малой мощности для децентрализованного теплоэнергоснабжения. Опыт разработки и перспективы применения" в 1991 г. и "Ядерные технологии в завтрашнем мире" в 1992 г.;
на международной юбилейной конференции ЦНИИ им.акад.А. Н. Крылова (YSC) в 1994 г.
В организациях:
на межведомственном совещании в НПО "Луч" в 1989 г.;
на совещании в МНПК "Конверсия" в 1992 г.: -
на совещании в ПО "Атоммаш" в 1992 г.
Структура и объем работы. Диссертация состоит из семи разделов, заключения, шести приложений и списка литературы, содержащего 93 наименования работ. Общий объем работы составляет 238 страниц.