Содержание к диссертации
Введение
ГЛАВА 1. Анализ и оценка факторов, определяющих технико-экономическую эффективность энергетической установки по преобразованию энергии излучения радиоактивных отходов 11
1.1. Основные физические процессы, характеризующие ядерно оптическое преобразование энергии 11
1.2. Состояние научных исследований в области ядерно-оптического преобразования энергии 15
1.3. Отработанное ядерное топливо - различия, хранения, объемы производства 20
1.4. Состояние научных разработок в области исследования и производства фотопреобразователей 25
1.5. Постановка научной задачи 35
Выводы к главе 1 36
ГЛАВА 2. Энергетические характеристики и теплофизические ограничения установки с ядерно оптическим преобразованием энергии 37
2.1. Энергетические характеристики ЯОП-установки 37
2.2. Теплофизические ограничения для энергетической установки с ядерно-оптическим преобразователем 43
2.3. Газодинамические ограничения ЯОП-установки 51
Выводы к главе 2 54
ГЛАВА 3. Расчет основных физических характеристик энергетической установки требуемой эффективности ... 55
3.1. Теплофизический расчёт активной зоны 55
3.2. Оценочный расчет теплообменника
3.3. Расчет мощности на прокачку воды через теплообменник 69
3.4. Прочностной расчет 73
Выводы к главе 3 77
ГЛАВА 4. Определение конструкционных характеристик и экономическая опенка энергетической установки 79
4.1. Рекомендации по принципиальной конструкции энергетической установки 79
4.2. Расчет конструкции активной зоны энергетической установки на действие сейсмических нагрузок
4.2.1. Расчетные нагрузки 85
4.2.2. Конечно-элементная модель 87
4.3. Экономическая оценка энергетической установки 92
Выводы к главе 4 115
ГЛАВА 5. Разработка рекомендаций по эксплуатации энергетической установки предлагаемой конструкции 116
5.1. Рекомендации по сборке и общей эксплуатации энергетической установки со сферической оболочкой активной зоны 116
5.2. Рекомендации по обеспечению безопасности при загрузке и эксплуатации энергетической установки 120
Выводы к главе 5 130
Заключение 131
Список сокращений 134
Список литературы 1
- Состояние научных исследований в области ядерно-оптического преобразования энергии
- Теплофизические ограничения для энергетической установки с ядерно-оптическим преобразователем
- Расчет мощности на прокачку воды через теплообменник
- Расчет конструкции активной зоны энергетической установки на действие сейсмических нагрузок
Состояние научных исследований в области ядерно-оптического преобразования энергии
Несмотря на благоприятные предпосылки ядерной накачки газовых лазеров, эффект лазерной генерации долгое время не был достигнут, что можно объяснить как спецификой ядерной накачки, так и сложностью экспериментов в условиях интенсивных полей ядерных излучений.
В переходный период, конец 60-х - начало 70-х годов, специалисты заинтересовались использованием ионизирующих излучений для подсветки активной лазерной среды в обычных электроразрядных газовых лазерах. Такой метод возбуждения получил название электроионизационного и открыл новые возможности в технике лазеров. При этом энергия ионизирующего излучения, поглощенная в активной газовой среде, не преобразовывалась напрямую в лазерное излучение, а затрачивалась на образование ионов и электронов в активном объеме, которые облегчали условия прохождения электрического тока в плотных лазерных газах, а он, в свою очередь, возбуждал атомы. Первые успешные эксперименты по ядерной накачке газовых лазеров во ВНИИЭФ были проведены в 1972 году, однако опубликовать эти работы удалось только в 1979 году [8], при этом приоритет в создании первых лазеров с ядерной накачкой пришлось уступить американским ученым.
В этих первых опытах во ВНИИЭФ удалось осуществить непосредственно возбуждение газовых смесей гелия и ксенона осколками деления урана-235, нанесенного в виде тонкого слоя на внутреннюю поверхность лазерной кюветы, помещенную в нейтронный поток импульсного ядерного реактора ВИР-2. Максимальная мощность лазерного излучения с А«3 мкм в этих опытах составила
В дальнейших экспериментах на реакторе ТИБР-1М, проводившихся в 1974-1976 годах, была использована горизонтально расположенная кювета и более прочные к механическим нагрузкам слои из окиси-закиси урана-235. При этом были увеличены, насколько это было возможно в условиях этих опытов, предельная удельная мощность накачки лазерной среды до «1 кВт/см при длительности нейтронного импульса «10"3 с и степень предварительной откачки кюветы до 10 -10 Торр. В исследованиях, проведенных на этой установке, удалось получить лазерную генерацию на различных смесях благородных газов на переходах возбужденных атомов Xel, KrI и Arl в диапазоне длин волн от 1,15 до 3,5 мкм. Причем мощность лазерного излучения достигала значений 1-2 кВт, энергия излучения за импульс 1-2 Дж, а КПД по отношению к вложенной энергии - 0,6-0,8 %.
На базе существующих во ВНИИЭФ импульсных ядерных реакторов создано несколько экспериментальных комплексов для проведения исследований по проблемам прямой ядерной накачки. Основные из них созданы на базе импульсных ядерных реакторов (ИЯР) ВИР-2М и БИГР [8].
Одна из них, двухканальная лазерная установка ЛУНА-2М, была разработана и создана вскоре после первых успешных опытов по получению генерации в газах и нацелена на поиск лазерных сред и углубленное изучение характеристик лазеров с ядерной накачкой. Установка содержит два идентичных лазерных канала прямоугольного сечения размерами 20x60 мм, активная длина (по урановым слоям) - 2000 мм. В разное время использовались слои закиси-окиси, двуокиси и металлического урана толщиной 2-3 мкм. В опытах установка ЛУНА-2М размещалась на транспортной тележке в зоне облучения импульсного ядерного реактора ВИР-2М. При штатных импульсах реактора ВИР-2М плотность потока тепловых нейтронов в каналах установки составляла (2-3)-10 нейтр./см -с при длительности импульса (3-5)-10- с. Удельная мощность накачки при этом составляла 20-100 Вт/см3 [8].
Основные результаты проведенных на установке ЛУНА-2 и других установках исследований представлены в [7, 8].
В реакторах-лазерах промышленного применения для снижения энергонапряженности и увеличения ресурса работы целесообразно выбирать лазерные среды, имеющие значительные КПД при низких мощностях накачки. К таким средам относятся, в частности, смеси газов типа (He,Ne) - Аг-Хе с длинами волн генерации X = \,1Ъ; 2,026; 2,65 мкм на переходах атома ксенона. При этом наибольшим КПД обладает смесь Аг-Хе.
Для решения этих задач был разработан и изготовлен лазерный четырехканальный модуль ЛМ-4. Установка ЛМ-4 состоит из четырех лазерных каналов сечением 20x60 мм и активной длиной 1000 мм, включенных совместно с размещенными между каналами пластинчатыми радиаторами в единую газовую петлю, в которой осуществляется поперечная прокачка. Активная длина каналов, определяемая протяженностью урановых слоев вдоль оптической оси, равна LA=\ м. Размер каждого канала в направлении, перпендикулярном потоку газа, составляет d = 2 см, в направлении, параллельном потоку, - Ъ = 6 см. Средняя толщина уранового слоя равна Ьи= 5 мг/см . Этот слой покрыт защитной пленкой алюминия толщиной 8,4 = 0,5 мкм. Возбуждение системы осуществлялось потоком нейтронов от импульсного реактора БИГР длительностью 1,5 с. Плотность потока тепловых нейтронов в месте расположения каналов в максимуме импульса накачки достигала значения 3,510 н/см -с. Система прокачки, основанная на движении с помощью гидропневматического привода поршня прямоугольного сечения, обеспечивала однородную по длине канала скорость газа. Она включалась примерно за 0,3 с до генерации нейтронного импульса и за этот интервал времени доводила скорость газа до ее максимального значения 4,5 м/с. Прокачка газа прекращалась сразу по окончании нейтронного импульса. При таких условиях после превышения порога генерации примерно в 2-3 раза форма импульса генерации довольно близко повторяла форму импульса накачки.
Впервые в мире на практике продемонстрирована непрерывная генерация в лазерах с ядерной накачкой и показана эффективность способа поперечной прокачки газа. Решены основные конструкторские и технологические проблемы организации такой прокачки. Длительность генерации определялась длительностью импульса облучения реактора БИГР. Генерационные параметры в канале и при перетекании газа из канала в канал не ухудшались во времени. Реализован Хе - лазер с прокачкой активной среды лазера через ядерно-активную зону (длительность генерации 1-1,5 с, мощность генерации достигала значений 15-25 Вт из каждого канала, энергия в импульсе 40 Дж).
В настоящее время продолжаются исследования на комплексе ЛМ/БИГР с усовершенствованными и новыми лазерными модулями, направленные на конструкторско-технологическое совершенствование лазерных ячеек и повышение генерационных характеристик, создаются экспериментальные комплексы по физико-техническим параметрам непосредственно приближенные к полноценным энергетическим реакторам-лазерам.
Теплофизические ограничения для энергетической установки с ядерно-оптическим преобразователем
Зависимость перепада температур от стенки к газу (р=5 атм) At3 от скорости прокачки w через активный объем ЯОП при удельной мощности тепловыделения в бочках q=0. 001 (1); 0.1 (2) и 1 (3) Вт/см3. Из рисунка 2.12 следует, что при плотности мощности тепловыделения в бочке менее 0,1 Вт/см основной вклад в нагрев теплоносителя дает удельное тепловыделение в самом газе. Кроме того, видно, что скорость прокачки газа при заданной активности цезия-137 должна быть не менее w = 1 м/с, а плотность мощности тепловыделения в бочках не должна превышать qmax= 0,1 Вт/см . Поэтому в дальнейших расчетах в качестве базовой использовалась плотность мощности тепловыделения в бочках равная qmax.
Перепад температур в стенке бочки оценивается по формуле: (2.8) Л/„ q-d2 , J, In—. олс d где Хс = 20 Вт/(мК) - теплопроводность стенки бочки; d2 = d- внешний диаметр бочки; d\ = (d-b)- внутренний диаметр бочки. Зависимость перепада температур в стенке бочки от плотности мощности тепловыделения радиоактивных отходов в бочке приведена на рисунке 2.14. Перепад температур между осью бочки и её внутренней стенкой при условии идеального контакта оценивается по формуле где Xt - теплопроводность радиоактивных отходов (для оценки полагалась равной 20 Вт/(мК), в соответствии с примерным значением теплопроводности различных видов высокотемпературного ядерного топлива [36]).
Зависимость перепада температур внутри стенки бочки At2 от удельной мощности тепловыделения в бочках q. Зависимость перепада температур между осью бочки и её внутренней стенкой от плотности мощности тепловыделения радиоактивных отходов в бочке приведена на рисунке 2.15.
Результирующий перепад температур между осью бочек и начальной температурой газа в наиболее теплонапряженном сечении At приведен на рисунке 2.16. Видно, что во избежание расплавления отходов и разрушения бочек при плотности мощности тепловыделения радиоактивных отходов 0,1 Вт/см скорость прокачки должна быть не менее 2-3 м/с. Atb С
Перепад температур между центром бочки и газовой смесью Ar-N2 At в зависимости от скорости прокачки w газа (р=5 атм) через активный объем ЯОП при удельной мощности тепловыделения в бочках q=0.1 Вт/см . 2.3. Газодинамические ограничения ЯОП-установки.
Для обеспечения работы установки в стационарном режиме необходимо обеспечить прокачку газа по замкнутому контуру, включающему, кроме активной зоны, холодильник, трубы и компрессор. Вследствие трения движущегося газа о стенки каналов, повороты в контуре, выхода из трубы в больший объем, входа из большего объема в трубу и его ускорения при нагревании в активной зоне, давление и концентрация атомов газа уменьшается в направлении течения газа:
В случае выхода из прямого участка трубы постоянного сечения в большой объем полные потери сводятся только к потерям динамического давления на выходе. При равномерном распределении скоростей общий коэффициент сопротивления равен единице, в остальных случаях всегда больше единицы [37].
В случае входа потока из большого объема в прямую трубу минимальное значение коэффициента сопротивления , может быть достигнуто 0,5 при заделке трубы заподлицо со стенкой объема.
Существенно уменьшить коэффициенты гидравлического сопротивления можно в том случае, если сделать вход и выход в виде диффузоров с большим выходным сечением и закругленными краями. В этом случае коэффициент сопротивления , можно уменьшить до 0,25 - 0,35.
В предполагаемом замкнутом контуре ожидается наличие четырех прямоугольных колен. Основная часть потерь в изогнутых трубах вызывается вихреобразованием у внутренней стенки, которое вместе со вторичными потоками определяет в основном и характер распределения скоростей за поворотом. При прочих равных условиях изогнутая труба создает наибольшее сопротивление в том случае, когда кромка изгиба на внутренней стенке острая; отрыв потока от этой стенки происходит наиболее интенсивно. Сопротивление прямых колен может быть существенно уменьшено путем установки на внутренней кромке круговых обтекателей. При оптимальном обтекателе коэффициент сопротивления , прямого колена снижается до 0,55. Однако наилучшим способом существенно уменьшить гидравлическое сопротивление при движении по изогнутым траекториям можно сделав контур в виде кольца. В этом случае коэффициент сопротивления , можно уменьшить до 0,1.
Коэффициент гидравлического трения для гладких труб оценивается по формуле Блаузиуса Результаты предварительных расчетов мощности Qpr, требуемой для прокачки теплоносителя через замкнутый контур, приведены на рисунке 2.17 (при этом полагается, что длина контура Н0= 235 м, отношение поперечных сечений A3 и остального контура SJSK0H = 3,4, плотность теплоносителя после выхода из A3 существенно не меняется). Видно, что при скорости прокачки 5 м/с Qpr сравнивается с электрической мощностью Qei рассматриваемой установки. С этого момента данная установка становится энергетически убыточной.
Расчет мощности на прокачку воды через теплообменник
На этапе проектирования и расчёта ЯОП-установки для утилизации радиоактивных отходов одними из основных требований являются размещение на территории РФ и привязка к конкретным объектам, требующим энергообеспечение. В связи с тем, что около крупных городов строительство таких установок проблематично и нецелесообразно, следует рассматривать: - нефте- и угледобывающие районы; - районы с невысокой плотностью населения, где имеется градообразующее предприятие. При расчёте ЯОП-установки следует руководствоваться требованиями, предъявляемыми к АЭС, так как данная установка служит «хранилищем» для ядерных отходов АЭС.
Территория РФ характеризуется в целом умеренной сейсмичностью. Исключение составляют регионы Северного Кавказа, юг Сибири и Дальний Восток (рисунок 4.2), где интенсивность сейсмических сотрясений достигает 8 - 9 и 9 - 10 баллов по шкале MSK-64. Определённую угрозу представляют 6-7-балльные зоны в европейской части страны. в высокогорном Кош-Агачском районе (2003 г., М=7.5,10=910 баллов) Составная часть протяженном Крым-Кавказ-Копетдагской зоны Иран-Кавказ-Анатолийского сейсмоактивного региона на глубине до 80 км в сравнительно узкой полосе между океаническим желобом, Камчаткой и Курильскими островами (1737,1780,1792,1841,1918, 1923,1952,1958,1963,1969,1994,1997 гг. и др., М=8.0-8.5,10=10-11 баллов). Большинство из них сопровождалось мощными дунами высотой 10-15 м и выше
Сейсмически активные зоны на территории РФ В сейсмическом отношении территория России принадлежит Северной Евразии, сейсмичность которой обусловлена интенсивным геодинамическим взаимодействием нескольких литосферных плит - Евроазиатской, Африканской, Аравийской, Индо-Австралийской, Китайской, Тихоокеанской, Северо-Американской и Охотоморской [46].
В настоящей работе рассматривается два варианта опорной части конструкции активной зоны ЯОП-установки для определения мест расположения на территории РФ, в частности, в сейсмически опасных регионах.
В настоящее время на территории РФ в части сейсмостойкости действует несколько нормативных документов, регламентирующих процедуру подтверждения сейсмостойкости оборудования. Для АЭС, введённых в эксплуатацию, используется ГОСТ 17516.1-90 [47], который содержит информацию о требуемых спектрах ответа и режимах испытаний для всех строительных площадок и конструкций зданий АЭС в обобщённом виде. В РФ наиболее применяемым стандартом при подтверждении сейсмостойкости электротехнических изделий является ГОСТ 17516.1-90. Изделия электротехнические. Общие требования в части стойкости к механическим внешним воздействующим факторам. Этот стандарт охватывает широкий спектр изделий различного назначения, в нём содержатся общие технические требования по стойкости к воздействию внешних механических факторов.
Поскольку информация о требуемых спектрах ответа обобщается для всех строительных площадок и конструкций зданий АЭС, то для выбора соответствующего режима испытаний достаточно знать интенсивность землетрясения в баллах и высотную отметку установки оборудования.
Обобщённые уровни испытаний на сейсмостойкость (рисунок 4.3) для систем управления технологическими процессами атомных станций существенно (в 2 раза) увеличены в низкочастотной области в сравнении с требованиями, применяемыми в промышленности. 25 Режимы испытаний для систем управления технологическими процессами АЭС и изделий общепромышленного назначения
В зависимости от высоты установки оборудования над уровнем нулевой отметки и сейсмичности площадки строительства (по шкале MSK-64) базовый режим испытаний пересчитывается в соответствии с таблицей.
Современной тенденцией является переход от обобщённых способов задания сейсмической информации к индивидуальным, заданным отдельно для каждого места установки оборудования. Сейсмические воздействия задаются в виде требуемых спектров ответа для каждой отметки установки оборудования. Для задания требований используется конечно-элементная модель здания АЭС, с помощью которой производится расчёт спектров реакций для каждого этажа станции, по которым в дальнейшем формируются режимы испытаний. Такой подход позволяет с максимальной точностью оценить сейсмическую нагрузку, действующую на оборудование и не подвергать оборудование избыточным нагрузкам при виброиспытаниях [48].
Более современным стандартом в части сейсмической безопасности АЭС являются «Нормы проектирования сейсмостойких атомных станций НП-031-01». Этот стандарт применяется для вновь строящихся блоков АЭС и подготовлен с учётом современных подходов к обеспечению сейсмостойкости АЭС, индивидуальных строительных особенностей каждой строительной площадки АЭС (использование поэтажных спектров ответа), в нём вводится понятие категорий сейсмостойкости и др. Стандарт обязателен к использованию на вновь строящихся АЭС. Для действующих АЭС решение о его использовании принимается в каждом конкретном случае.
Стандарт вводит ряд важных положений, касающихся проектирования, классификации оборудования, подтверждения сейсмостойкости. В стандарте вводится понятие категории сейсмостойкости оборудования.
Введение в действие стандарта НП-031-01 приближает отечественные нормы проектирования АЭС к международным стандартам в области сейсмостойкости, которые используют индивидуальный подход в задании сейсмической информации.
Расчет конструкции активной зоны энергетической установки на действие сейсмических нагрузок
С целью обеспечения доступа к нижней части сферы при загрузке и выгрузке бочек и для уменьшения температурных напряжений опоры сферической активной зоны выполняются в виде стоек-колонн (12 шт.), прикреплённых к шару по экваториальной линии и подкреплённых растяжками [61, 62]; высота стоек принята 25 м, внутренний диаметр стойки 1 м, толщина стенки стойки - 10 мм. К оболочке активной зоны стойку присоединяют при помощи стальной накладки, отвальцованной по форме шаровой поверхности.
Нагрузка через колонны передаётся на железобетонный кольцевой фундамент с отдельными тумбами под каждую стойку. На тумбы, в месте установки колонн, укладывают опорную стальную плиту и анкерными болтами закрепляют башмаки стойки.
Предполагается, что бочки (216 шт.) устанавливаются в центральной части сферической активной зоны, занимая по высоте 8 м снаружи боковой поверхности цилиндра диаметром около 5 м. Подъём и опускание бочек, заранее уложенных по 18 шт. в корзины, выполняется кранами через быстрооткрываемые люки типа «Локаут» (в нижней части сферы) диаметром 1,75 м (снабжённые герметично закрывающимися крышками). При этом поперечный зазор между бочками около 0,7 м. Поперечные смещения корзин при подъёме и опускании ограничиваются (нижними) тросами, проходящими сквозь основание контейнера для корзин; предполагается, что нижние тросы всегда натянуты.
При транспортировке бочек важно обеспечить надёжное и непрерывное охлаждение. Учитывая высокий уровень гамма-излучения, бочки можно перевозить в модифицированных стандартных контейнерах для перевозок отработавшего топлива. Монтаж корзин с бочками в активной зоне производится после выхода на рабочий режим разомкнутой воздушной системы охлаждения.
По окончании монтажа бочек и герметизации контуры системы охлаждения замыкают через охлаждаемые водой теплообменники, обеспечивая надёжное и непрерывное охлаждение бочек, далее повышают давление до 10 атм закачкой углекислого газа в активную зону и пропускают газовую смесь через поглотители кислорода, встроенные в часть отводящих (из активной зоны) газ труб. После 1 - 2 ч работы в таком режиме снижают давление до 1 атм выпуском смеси из активной зоны. Повторив несколько раз закачку углекислого газа с последующим выпуском смеси из активной зоны, вымораживают углекислый газ, поддерживая давление 10 атм закачкой аргона.
В стационарном рабочем режиме давление аргон-азотной смеси должно быть равным 10 атм, а соотношение концентраций [Аг] : [N2]= 45 : 1. Газ (смесь Аг - N2), охлаждённый в теплообменниках, закачивается в центральную часть активной зоны через 36 труб (внутренний диаметр 0,64 м ) в верхней части; насосные установки и теплообменники располагаются вне активной зоны. Отвод нагретого газа в теплообменники организован по 36 трубам (внутренний диаметр 1,1 м).
Учитывая, что фотоэлектрические преобразователи (ФЭП) на основе халькопиритов наименее подвержены воздействию радиации и принимая во внимание возможность создания лёгких и гибких элементов на основе металлических фолы и связанную с этим высокую удельную мощность по весу 2,5 кВт/кг [23], предлагается установка ФЭП Си (In, Ga) Se2 (CIGS) общей площадью 4000 м . Элементы на основе металлической фольги устанавливаются на 12 решётках (с двух сторон каждой решётки), контурная рама решётки закрепляется на оболочке активной зоны, решётки стянуты между собой для уменьшения низкочастотной вибрации. Каждый полностью собранный модуль ФЭП представляет собой сегмент (радиус 14 м, от хорды до центра дуги - 9 м), закреплённый в меридиональной плоскости. Модуль ФЭП собирают из отдельных поставляемых с завода заготовок, размер которых определяется габаритом железнодорожного подвижного состава.
Рекомендации по обеспечению безопасности при загрузке и эксплуатации энергетической установки
Для утилизации отработанного ядерного топлива (ОЯТ) и радиоактивных отходов (РАО) в ядерно-оптических преобразователях (ЯОП) с дальнейшей конверсией оптического излучения в электроэнергию с помощью фотоэлектрических преобразователей (ФЭП) необходимо ОЯТ или РАО, обладающие гамма-активностью(С8137) со скоростью /=8,6-1016 распадов/(м3с) [49, 50, 63]; ОЯТ или РАО размещены в 216 бочках по 0,2 м в центральной части сферической активной зоны (газгольдера). Учитывая результаты химической переработки РАО для выделения радиоактивных цезия и стронция в Хэнфэрде (США) в 1960-1970-е годы, для обеспечения возможности долговременного хранения РАО бочки следует выполнить в виде двойных цилиндров из реакторной стали 12Х18Н9Т или из циркониевого сплава [51]. Кроме коррозионной стойкости бочек и химической совместимости с содержимым, для безопасной эксплуатации установки существенно, чтобы теплопроводность содержимого бочек была не менее 20 Вт/(м-К).
Для минимизации нейтронного потока высокоактивные ядерные отходы, предназначенные для ЯОП-установки, следует подвергать специальной обработке после отделения урана, плутония и других актинидов. Известно, что цезий и стронций необходимо выделять при любом сценарии переработки; технической проблемы это не представляет.
Основным элементом конструкции ЯОП-установки, представляющим особую опасность, является сферический газгольдер объемом 15000 м , через который циркулирует аргон (точнее смесь с соотношением концентраций [Ar]:[N2]= 45:1), находящийся под давлением 1 МПа. Оболочка газгольдера является вторым защитным барьером на пути проникновения радиоактивных веществ в окружающую среду.
При возведении и эксплуатации установки этот газгольдер с радиусом оболочки R=15 м (рисунок 4.12 и 4.14) должен быть устойчивым к опрокидыванию при действии ветровой нагрузки и стойким к сейсмическим воздействиям [46]. Эти требования должны выполняться за счет достаточной жесткости и прочности конструкции, начиная с возведения газгольдера с применением специальной оснастки.
