автореферат диссертации по информатике, вычислительной технике и управлению, 05.13.01, диссертация на тему:Системный анализ перспективной энергетической установки на основе ядерно-оптического преобразования излучения радиоактивных отходов

На правах рукописи

Хиблин Иван Николаевич

Системный анализ перспективной энергетической

установки на основе ядерно-оптического преобразования излучения радиоактивных отходов

Специальность 05.13.01

«Системный анализ, управление и обработка информации» (в технике)

АВТОРЕФЕРАТ диссертации на соискание ученой степени кандидата технических наук

005560035

Москва - 2015 г.

005560035

Работа выполнена в открытом акционерном обществе «Научно-производственная корпорация «Космические системы мониторинга, информационно-управляющие и электромеханические комплексы» им. А. Г. Иосифьяна» (ОАО «Корпорация «ВНИИЭМ»)

Научный руководитель: Доктор физико-математических наук,

старший научный сотрудник Карелин Александр Витальевич

Официальные оппоненты: Доктор физико-математических наук, профессор

Харитонов Владимир Витальевич

Доктор физико-математических наук, доцент Чеботарев Геннадий Дмитриевич

Ведущая организация: ФГУП Государственный научный центр

Российской Федерации - Физико-энергетический институт имени А.И. Лейпунского г. Обнинск, Калужской обл., пл. Бондаренко, 1

Защита состоится «15» апреля 2015 года в 12.00 на заседании диссертационного совета Д 403.005.01 при ОАО «Корпорация «ВНИИЭМ» по адресу: Москва, Хоромный тупик, д.4.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ОАО «Корпорация «ВНИИЭМ».

Автореферат разослан «2/» 2015 года.

Ученый секретарь

диссертационного совета, к.в.н.,(доцент

~Пинчук А.В.

Общая характеристика работы

Актуальность. В 30 странах мира эксплуатируются 193 атомные электростанции с 435 энергоблоками общей электрической мощностью 372751 МВт, 72 энергоблока находятся на стадии сооружения, 149 энергоблоков закрыты, ещё 2 не работают, однако решение об окончательном закрытии пока не принято.

В настоящее время на территории России на десять действующих промышленных АЭС (Балаковская АЭС, Белоярская АЭС, Билибинская АЭС, Кольская АЭС, Калининская АЭС, Курская АЭС, Ленинградская АЭС, Нововоронежская АЭС, Ростовская АЭС, Смоленская АЭС) эксплуатируется 33 энергоблока общей мощностью до 24 тысяч МВт. В России действует большая программа по развитию атомной энергетики, включающей строительство 26 ядерных реакторов, в планах увеличить долю выработки электроэнергии с 17 % в настоящее время до 25 % от всей электроэнергии вырабатываемой в России. В современных условиях растущего энергопотребления в России, по-видимому, трудно найти альтернативу дальнейшему развитию ядерной энергетики. Атомная энергетика позволяет повысить уровень энергетической безопасности России, поскольку сберегает органическое сырье и стабилизирует электроэнергетику в целом, а также уменьшить выбросы парниковых газов и увеличить экономическую эффективность топливно-энергетического комплекса России. Ядерная энергетика должна стать главным энергоисточником двадцать первого века, не став таковым по ряду причин в конце двадцатого и, прежде всего, из-за наличия достаточного количества нефти и природного газа на мировом рынке по умеренным ценам, аварий на атомных станциях, вызвавших недоверие к ним общества. В то же время, согласно Энергетической стратегии России, увеличение потребности в электроэнергии целесообразно покрывать за счет роста ее выработки на АЭС в основном в Европейской части страны. Кроме того, планируется переходить к производству тепловой энергии на атомных тепловых станциях. В Росэнергоатоме реализуется также инновационный проект строительства реакторов малой мощности (около 300 МВт) не только в Европейской части, но и в отдаленных районах Сибири и Дальнего Востока. Планируется также тиражировать энергоблоки совсем малой мощности (50-70 МВт) и доставлять в труднодоступные и энергодефицитные регионы, а может быть, и экспортировать их.

Отрицательной стороной ядерной энергетики являются радиоактивные отходы (РАО). Газообразные и жидкие радиоактивные отходы, очищенные от высокоактивных примесей, сбрасывают в атмосферу или водоемы. Высокоактивные жидкие радиоактивные отходы хранят в виде солевых концентратов в специальных резервуарах в поверхностных слоях земли, выше уровня грунтовых вод. Твердые радиоактивные отходы хранят в контейнерах из нержавеющей стали в подземных выработках, соляных пластах, на дне океанов.

Актуальность темы диссертации обусловлена тем, что радиоактивные отходы можно рассматривать как сырьё для энергетики, поскольку радиация

является жестким излучением, которое можно использовать как источник энергии в ядерно-оптических преобразователях с дальнейшей конверсией оптического излучения в электроэнергию с помощью фотоэлектрических преобразователей. При этом электричество может вырабатываться в постоянном режиме в течение многих лет практически без смены источника излучения, если уровень остаточной радиоактивности и периоды полураспада компонент достаточно высоки.

Исторически ядерно-оптический преобразователь (ЯОП) рассматривают как способ выведения энергии из ядерного реактора, путь прямого преобразования ядерной энергии в световую энергию. Такой подход открывает возможность качественно новой энергетики.

Активная среда в ЯОП возбуждается жестким излучением. Жестким принято называть такое корпускулярное или электромагнитное излучение, которое ионизует и возбуждает газ, но слабо взаимодействует непосредственно с электронами образовавшейся плазмы. Конкретнее говоря, речь идет об электронных и ионных пучках, продуктах ядерных реакций, потоках коротковолновых фотонов (вплоть до гамма-квантов, получаемых при ядерном взрыве). "Жесткие частицы" (электроны, ионы, фотоны) как бы "выдергивают" электроны из основного состояния атомов, создавая плазму с повышенной степенью ионизации.

Одним из основных источников проникающей радиации радиоактивных отходов является у-излучение Cs137 (период полураспада 30 лет) с энергией EY = 662 кэВ. В этом случае задача создания источника энергии на основе ЯОП сводится к поиску термически устойчивой и химически инертной среды с достаточно высоким КПД преобразования ядерной энергии в оптическое излучение в удобном для фотоэлектрических преобразований диапазоне спектра.

В работах Карелина A.B. (Карелин, A.B. Радиоактивные отходы как источник дешевой электроэнергии/ Карелин, A.B., Р.В. Широков // Альтернативная энергетика и экология. 2006. - № 9. - С. 90-92; «Способ преобразования энергии излучения радиоактивных отходов в электрическую энергию»: пат. 2388087 /Карелин A.B., Новоселов Ю.Н., Чолах С.И.; опубл. 27.04.10 . Бюлл. № 12) в качестве активной среды для ЯОП в установке по использованию излучения РАО была предложена смесь Ar-N2, излучающая преимущественно в диапазонах длин волн 350-410 и 750-1050 нм на переходах С-»В и В-»А молекулы азота N2.

Перспективы получения тепловой и электрической энергии на основе ядерно-оптических и фотоэлектрических преобразователей с учетом конструктивных особенностей и теплофизических ограничений определяют актуальность данной работы. Изложены научно-технические решения имеющие существенное значения для развития новых подходов по утилизации радиоактивных отходов в Российской Федерации.

Теоретические исследования возможности использования радиоактивных отходов как источника энергии позволили определить цель исследования.

Целью исследований является формирование теоретической базы, обеспечивающей проектирование и последующие опытно-конструкторские работы по созданию перспективной энергетической установки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов.

В соответствии с целью исследований и результатами предварительного анализа состояния исследуемого вопроса сформулирована следующая научная задача - на основе системного анализа факторов, определяющих перспективы использования радиоактивных отходов в качестве источника энергии, обосновать и рассчитать примерные физические и конструкционные характеристики перспективной энергетической установки с ядерно-оптическим преобразованием энергии излучения радиоактивных отходов, отвечающей требованиям экономичности и безопасности.

Для решения данной научной задачи определены следующие основные вопросы исследования:

1. Анализ и оценка факторов, определяющих перспективы создания энергетической установки с ядерно-оптическим преобразованием энергии излучения радиоактивных отходов (в т.ч., оценка теплофизических и газодинамических ограничений для перспективной энергетической установки).

2. Расчет основных физико-технических характеристик перспективной энергетической установки с ядерно-оптическим преобразованием энергии излучения радиоактивных отходов: расчет активной зоны и теплообменника, прочностной расчет.

3. Определение конструкции и экономическая оценка перспективной энергетической установки (обоснование принципиальной конструкции, расчет реакции конструкции активной зоны на действие сейсмических нагрузок, экономическая оценка).

4. Разработка рекомендаций по сборке и общей эксплуатации предлагаемой энергетической установки с учетом обеспечения ее безопасности.

Объектом исследования является энергетическая установка, основанная на утилизации радиоактивных отходов путем ядерно-оптического преобразования энергии их излучения.

Предмет исследования - параметры энергетической установки с ядерно-оптическим преобразованием энергии излучения радиоактивных отходов, необходимые для ее проектирования: технико-экономические характеристики энергоустановки, требования к ней, связи и закономерности процессов, протекающих в ней.

Теоретическая и методологическая база исследования опирается на системный анализ энергетической установки, использующей излучение радиоактивных отходов для получения тепла и электричества с помощью ядерно-оптического преобразования энергии, путем увязки ядерно-физических, теплофизических и прочностных характеристик с экономической эффективностью и охраной окружающей среды.

Новизна научных результатов заключается в следующем:

1. Впервые предложена конструктивная схема энергетической установки на основе ядерно-оптического и фотоэлектрического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов в электроэнергию.

2. Впервые выявлены и системно оценены состав и физико-технические характеристики активной зоны и основного оборудования энергетической установки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов в электроэнергию.

3. Выявлены и оценены экономические характеристики энергетической установки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов в электроэнергию и тепло.

4. Сформулированы условия обеспечения радиационной и сейсмической безопасности при загрузке и эксплуатации энергетической установки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов в электроэнергию.

Практическая значимость полученных научных результатов заключается в том, что ее результаты являются основой для разработки эскизного проекта опытно-конструкторской работы с целью создания экономически выгодной промышленной установки по преобразованию энергии излучения радиоактивных отходов для нужд социально-экономической сферы.

Научная ценность работы заключается в развитии теоретических положений, относящихся к основам технологии и проектирования в области утилизации радиоактивных отходов с преобразованием энергии их излучения для социально-экономических нужд.

Личный вклад автора:

Научные результаты, выводы и рекомендации, изложенные в данной диссертационной работе, являются итогом научно-исследовательских работ, проведенных И.Н. Хиблиным на протяжении 2009 - 2014 гг. Автором лично выбрал направление исследования и постановку задачи. Проведен анализ имеющихся отечественных и зарубежных работ авторов по теме диссертационной работы, проведено численное моделирование ЯОП -установки с учетом полученных ограничений. После разработки и проведение анализа были получены экономические характеристики и проведено моделирование перспективной энергетической установки.

Автором получены лично и выносятся на защиту следующие основные положения и результаты:

1. Физико-технические параметры активной зоны и теплообменника перспективной энергоустановки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов.

2. Основные показатели конструкции перспективной энергоустановки на основе ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов.

3. Экономическая оценка энергоустановки по преобразованию энергии излучения радиоактивных отходов в тепло и электричество.

4. Рекомендации по сборке и общей эксплуатации предлагаемой энергоустановки с учетом обеспечения ее безопасности в сейсмически опасных регионах.

Детальный перечень полученных результатов приведен в Заключении.

Достоверность научных результатов подтверждается результатами расчетов с использованием апробированных передовых методов численного моделирования прочности, теплофизики, плазмохимической кинетики газовых сред, а также результатами численного моделирования и экспериментальных исследований лазеров с ядерной накачкой (Карелин A.B. Физические основы реактора-лазера. М.: ФГУП "НПП ВНИИЭМ", 2007; Мельников С.П., Сизов А.Н., Синянский A.A. Лазеры с ядерной накачкой. Саров: ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ", 2008).

Апробация работы. Результаты работы докладывались и обсуждались на пяти конференциях и двух симпозиумах: Материалы конференции: «XII Международный форум «Высокие технологии XXI века», г. Москва, 2011 г; Конференция «Молодёжь и будущее авиации и космонавтики - 2011» III Международный межотраслевой молодёжный научно-технический форум. Москва, 2011 г.; Симпозиум «Лазеры на парах металлов» (ЛПМ-2012), г. Ростов-на-Дону, 2012 г.; Конференция «10-ая Курчатовская молодежная научная школа», г. Москва, 2012 г.; Первая молодёжная конференция «Инновационная деятельность в науке и технике», г. Истра, 2012 г.; Третья научно-техническая конференция молодых ученых и специалистов «Инновационный арсенал молодежи», г. Санкт-Петербург, 2012 г.; Симпозиум «Лазеры на парах металлов» (ЛПМ-2014), г. Ростов-на-Дону, 2014 г., а также, на научно-технических советах ОАО «Корпорации «ВНИИЭМ», ФГУП ЦНИИмаш, ГНЦ ФЭИ.

Публикации. Основные результаты диссертационной работы опубликованы в 14 научных работах, в том числе в 7 статьях в рецензируемых научных изданиях, входящих в Перечень ВАК.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из введения, пяти глав основного текста, заключения, списка литературы. Объём диссертации составляет 142 страниц, включая 11 таблиц, 54 рисунка, список литературы из 68 наименований.

Основное содержание работы

Во введении обоснована актуальность темы диссертации, определены объект и предмет исследования; сформулированы цель работы и научная задача, основные положения, выносимые на защиту, практическая значимость; дана общая характеристика работы; отражена апробация результатов работы.

В главе 1 проводится анализ основных физических процессов, характеризующих ядерно-оптическое преобразование энергии. Ядерно-оптические преобразователи - это ядерно-физические устройства, в которых происходит прямое преобразование ядерной энергии в световую (когерентное или спонтанное излучение). На этом принципе, в частности, основаны лазеры с ядерной накачкой (ЛЯН).

Успешное развитие работ по ядерной накачке лазерных элементов, работающих в непрерывном режиме, поставило вопрос о возможности создания на их базе автономных лазерно-ядерных устройств с критической АЗ, т.е. реакторов-лазеров. Для этого были проведены расчеты критмассовых характеристик таких многоэлементных гетерогенных систем и показана возможность достижения критической массы активной зоны.

В России работы по исследованию активных сред для ядерно-оптических преобразователей продолжаются до настоящего времени.

Рассмотрим вопрос об использовании радиоактивных отходов в качестве сырья для энергетики. Для проведения анализа основных физических процессов и выбора направления исследования была рассмотрена принципиальная схема энергоустановки (рисунок 1), где в центре активной зоны располагаются бочки заполненные радиоактивными отходами, среда активной зоны - смесь аргона и азота, по краям активной зоны располагаются фотоэлектрические преобразователи.

Рисунок 1 - Принципиальная схема активной зоны ядерно-оптической установки для утилизации радиоактивных отходов: 1 - фотоэлектрические преобразователи;2 - бочки с радиоактивными отходами.

Источником возбуждения активной среды является проникающее излучение радиоактивных отходов, полученных после переработки облученного ядерного топлива с выделением из него урана, плутония и других изотопов, полезных для социально-экономической сферы. В связи с этим, основным источником проникающей радиации оставшихся РАО является гамма-излучение Cs137 (период полураспада 30 лет) с энергией Еу = 662 кэВ.

В качестве активной среды мы предлагаем использовать смесь Аг - N2, излучающую преимущественно в диапазонах длин волн 350 - 410 и 750 - 1050 нм на переходах С—»В и В-»А молекулы азота N2 соответственно. Упрощенная схема плазмохимических реакций в смеси аргон-азот приведена на рисунке 2.

Под действием ионизирующего излучения и вторичных электронов образуются ионы и возбужденные атомы аргона. Возбужденные атомы аргона

образуются также в результате тройной ударно-излучательной рекомбинации атомарных и диссоциативной рекомбинации молекулярных ионов аргона. Последние образуются в результате трехчастичной конверсии атомарных ионов в молекулярные. Возбужденные атомы аргона вследствие радиационных переходов и неупругих столкновений заселяют метастабильные и резонансно-связанные с основным и 4б' состояния. Если давление аргона порядка атмосферного, резонансно-связанные состояния сильно зареабсорбированы и фактически являются метастабильными. Далее энергия от возбужденных атомов аргона в бинарных столкновительных реакциях передается молекулам азота в состоянии N2 (С) с последующим излучением на переходах С—»В и

Фотопреобразователи - один из ключевых элементов промышленной ЯОП-установки. Разработка фотоэлектрических преобразователей (ФЭП) для эффективного преобразования солнечной энергии - одно из перспективных направлений развития энергетики, где достигнуты значительные успехи.

Для создания экономически выгодной энергетической установки, в рамках рассматриваемой в данной работе задачи, срок службы ФЭП не должен быть меньше 9-10 лет в условиях достаточно высокой радиоактивности при выходной электрической мощности не менее 90-95% от мощности в начале срока эксплуатации (относительно неизменной интенсивности и неизменного спектрального состава оптического излучения).

ФЭП должны сохранять работоспособность при температуре газа в зоне ФЭП от 30°С до =133°С (на выходе из активной зоны) при давлении 10 атм и скорости течения газа 3 м/с. КПД ФЭП должен быть не менее 20%. Условия работы ФЭП получены в результате анализа физико-технических характеристик активной зоны ЯОП-установки.

Наиболее подходящими для ЯОП-установки в настоящее время являются халькопиритные CuInSe2 и Cu(In,Ga)Se2 (CIS и CIGS)

В—»А.

Рисунок 2 - Схема плазмохимических процессов в смеси Ar-N2

фотопреобразователи. Длины волн оптического излучения ЯОП-установки (350^10 и 750-1050 нм) находятся в диапазонах спектральной чувствительности (рисунок 3) халькопиритных ФЭП.

Экспериментальная ЯОП-установка должна содержать минимум РАО, но достаточно хорошо воспроизводить температурный и радиационный режим в газовой активной среде (смесь Аг-Иг, соотношение концентраций [Аг|:[Ы2]= 45:1, давление 10 атм). Необходимо проверить сохранение прочности и герметичности корпуса, сохранение работоспособности датчиков, кабельной сети и других элементов (относящихся к электрической и электронной части).

Глава завершается постановкой задач исследования, результаты которых изложены в последующих главах диссертации

2500

2S0 500 750 1000 1250 1500 1750 2000 2250

Длинна волны,нм

Рисунок 3 - Распределение интенсивности по спектру солнечного излучения (AM 1.5 Global) и спектральная чувствительность CIGS (3 р-n перехода).

2

я

s

Н

CQ

8?

X

1»

з-

$ 1 м

X S

-о -с

1 р- b

С- 0

Е Я

л О В i

и с

2000 •

1500 -

1000 -

Земная солнечная радиация (АМ1.5)

CIGS спектр

Идеальное черное тело (температура 5900К)

Внеземная солнечная радиация (AMO)

В главе 2 получены энергетические характеристики и теплофизические ограничения установки с ядерно-оптическим преобразованием энергии. Основным источником проникающей радиации отработанного топлива ядерных реакторов является у-излучение Сэ137 (период полураспада 30 лет) с энергией Еу = 662 кэВ. В этом случае задача создания источника световой энергии на основе ЯОП сводится к поиску инертной и термически устойчивой, а также химически инертной среды с достаточно высоким КПД преобразования ядерной энергии в оптическое излучение в удобном для фотоэлектрических преобразователей диапазоне спектра. В качестве активной среды предлагается использовать смесь Аг - Ы2, излучающую преимущественно в диапазонах длин волн 350 - 410 и 750 - 1050 нм на переходах С->В и В^А молекулы азота N2, соответственно.

Оптимальное содержание азота и КПД почти не зависят от частоты ионизации в рассматриваемом диапазоне радиоактивности при

фиксированном полном давлении смеси. Кроме того, КПД и удельная мощность излучения достаточно слабо зависят от давления смеси в достаточно широком диапазоне изменения.

Для оценки выходных характеристик предлагаемой установки будем рассматривать сборку, состоящую из двухсот бочек с РАО диаметром с/=0,5 м и высотой /¡=1 м, выполненных из реакторной стали 12Х18Н9Т, складированных в три этажа.

Давление аргон-азотной смеси р примем равным 5 атм (соотношение концентраций [Аг] : [N2] = 45 : 1). Характерная длина пробега гамма-квантов по отношению к фотоионизации в газе составляет 80 м. Таким образом, характерные размеры активной зоны - радиус #=40 м, высота Н= 3 м (бочки с РАО расположены в центре активной зоны), принципиальная схема установки показана на рисунке 1. При этом обеспечивается высокая однородность энерговыделения в газе (свыше 95%). Далее будем полагать, что бочки заполнены радиоактивными отходами после переработки, с выделением из них урана, плутония и актинидов. Радиоактивные отходы должны обладать гамма-активностью со скоростью /=1017 распадов/(м3-с), что соответствует частоте ионизации газовой смеси в принятой конфигурации сборки у=1-10~5 с-1 (или удельной мощности объемного тепловыделения в газе = 5,5 мВт/см3). В этих условиях полный расчетный КПД смеси при облучении составляет т) = 6% с примерно равным распределением энергии между рассматриваемыми диапазонами длин волн. Принимая КПД современного двухслойного фотоэлектрического преобразователя равным примерно 20%, получим, что ожидаемая удельная электрическая мощность энергосъема с отработанного топлива составляет 1 Вт(электрических)/кг, а полная постоянная электрическая мощность одной сборки радиусом 40 м и высотой 3 м из 200 контейнеров диаметром 0,5 м <2ег 1 МВт. Фотоэлектрические преобразователи должны располагаться вдоль стенки активной зоны ЯОП - установки.

Теплофизические ограничения обусловлены тепловыделением в результате радиоактивного распада в бочках с отходами и в газовой среде, в результате чего возможно плавление и коррозия бочек и отходов. Газовая среда при этом является также теплоносителем, используемым для охлаждения бочек.

Для оценок полагалось, что удельная мощность тепловыделения в бочках меняется в диапазоне <7 = Ю-6...! Вт/см3, толщина стенки бочек 5 = 0,5 см, а скорость прокачки газа н'= 10~3... 10 м/с. Размеры активной зоны (АЗ) и количество бочек указаны выше.

Результаты предварительных расчетов мощности Qpn требуемой для прокачки теплоносителя через замкнутый контур, приведены на рисунке 4. Видно, что при скорости прокачки 5 м/с Qpr сравнивается с электрической мощностью <2е1 рассматриваемой установки. С этого момента данная установка становится энергетически убыточной.

МО7

Ор.. В1

МО6 МО5

1-104

МО*

0123456789 10

м С

Рисунок 4- Зависимость мощности Орг, требуемой для прокачки газовой смеси через весь газодинамический контур ЯОП - установки, от скорости прокачки газа (р=5 атм) при удельной мощности тепловыделения в бочках q=0.1 Вт/см3.

Результаты проведенных исследований представлены в заключении.

В главе 3 представлен расчет основных физических и прочностных характеристик установки. Для теплофизического расчёта установки примем:

- внутренний диаметр активной зоны О = 80 м;

- высота активной зоны Я = 3 м;

- температура аргона на входе в активную зону Г,„= 30°С;

-теплопроводность радиоактивных отходов А.от= 20 Вт/(м К);

- давление аргона в активной зоне р= 10 атм;

- количество бочек N = 207;

- удельное тепловыделение в бочке д = 10"' Вт/см3;

- толщина стенки бочки 5 = 0,5 см;

- высота бочки А = 1 м;

- диаметр бочки й = 0,5 м;

- материал стенки бочки сталь 12X18Н9Т;

- предел текучести от = 137' 106 Па.

Бочки складированы в три этажа в центре активной зоны, в трёх кольцах (рядах) по 23 сборки (Л*) из трёх бочек (рисунок 5).

Такое расположение бочек вызвано тем, что аргон подаётся в активную зону поперечно для лучшего теплосъёма.

Основной вклад в нагрев теплоносителя даёт объёмное тепловыделение в самом газе. Подогрев теплоносителя при прокачке через активную зону составляет 103 °С.

Для работы ЯОП-установки в стационарном режиме необходимо отводить тепло мощностью 87 МВт. Применение вторичных энергоресурсов в таких количествах представляется перспективным для нужд теплоснабжения промышленных и жилых зданий, в тепличных хозяйствах и др.

= — == -1- ш

== ------- 6 Ц < ф — — — =3 -

— =г 1 ■ фа — N

- - — —

При скорости прокачки аргона (абсолютное давление 10 атм) через зону сборок 3 м/с, охлаждённого до 30°С, и нагреве до 133°С мощность на прокачку аргона составляет около 280 кВт (если КПД насосной установки 80%).

Мощность на прокачку воды (имеющую начальную температуру 30°С) через все теплообменники 2—3 кВт, но при присоединении местной системы теплоиспользования требуемая мощность может достигать 500 кВт.

Теплоты, отводимой от теплообменников, хватит, чтобы обеспечить потребности в тепле небольшого города численностью около 40тысяч человек.

При профилактических работах на теплообменниках при отключении одного теплообменника (всего в установке их 36 теплообменников) установка будет работоспособна, так как характеристики установки изменятся не значительно.

В главе 4 получены конструкционные характеристики и экономическая оценка энергетической установки.

Существенное значение при создании и эксплуатации установки имеет форма активной зоны. Так, например, активная зона дискообразной формы при внутреннем давлении 10 атм должно иметь внешние стенки толщиной 16 — 40 см и внутренние продольные перегородки для повышения жёсткости; для выполнения условий прочности необходимо использование высокопрочных сталей с вязким характером разрушения (с пределом прочности не менее 800 МПа). Масса несущей конструкции дискообразной активной зоны -21 000 т.

По технико-экономическим соображениям представляется, что активную зону объёмом V = 15000 м3 целесообразно выполнить в виде сферического газгольдера с радиусом оболочки Я = 15 м (для получения объема 15000 м3).

Масса рассматриваемой сферической оболочки активной зоны - 1100 т. Напряжения на внешних поверхностях конструкции не превышает 150 МПа.

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 конструкции ЯОП-установки следует руководствоваться требованиями, предъявляемыми к АЭС, так как данная установка служит «хранилищем» для радиоактивных отходов АЭС.

Рассматриваются два варианта опорной части конструкции активной зоны ЯОП-установки - стандартная и усиленная (рисунок 6).

а б

Рисунок 6 - Конечно-элементная модель конструкции активной зоны (а -стандартная, б - усиленная) ЯОП-установки и схема крепления

В РФ наиболее применяемым стандартом при подтверждении сейсмостойкости электротехнических изделий является ГОСТ 17516.1-90.

Расчёт собственных частот стандартной конструкции показал, что низшая собственная частота имеет значение около 2 Гц. Максимальные напряжения возникают в месте крепления опор к сферической поверхности ЯОП-установки и составляют 120 МПа. Коэффициент запаса по пределу прочности-6,54.

Расчёт собственных частот усиленной конструкции показал, что низшая собственная частота имеет значение 4,4 Гц, что позволяет сделать вывод о значительно более высокой жёсткости усиленной конструкции в сравнении с конструкцией стандартной. Максимальные напряжения возникают в месте опор к сферической поверхности ЯОП-установки и составляют61 МПа. Коэффициент запаса по пределу прочности - 12,9.

Экономическая оценка энергетической установки

Рассмотрим затраты на сооружение основных конструкций, приобретение и установку систем в ЯОП (рисунок 7).

18

9 (0 1,75 м, 12 шт.) для подъёма и опускания корзин с бочками, люки 8 (0 3,2 м) и 13 (0 5 м), патрубки 11 (0 0,64 м, 36 шт.) для подвода газа и патрубки 12 для отвода газа (0 1,1 м, 36 шт.); 10 — опоры активной зоны (30 м, 12 шт.); 14 — кольцевая рама; 15 - растяжки (12 шт.); 16 - газораспределитель; 17 - корзины (12 шт.) с бочками; 18 — конструкция корзины; 19 - модуль ФЭП (12 шт.); 20 -основание контейнера для корзин; 21 — вентилятор (36 шт.); 22 - теплообменник (36 шт.).

ЯОП - установка может вырабатывать 220 - 720 кВт электроэнергии для продажи (из 1 МВт получаемой мощности - 280 кВт для прокачки аргона, от 3 до 500 кВт для прокачки воды, в зависимости от отпуска тепла). При тарифе 3,6 руб./кВт-ч за электроэнергию получится выручка ~ от 6,7 до 22,7 млн. руб./год.

При отпускной цене 1000 рубУГкал = 2,4-10~7 руб./Дж на теплоснабжение ЯОП - установка вырабатывает тепла (87 МВт) на сумму 658,5 млн. руб./год.

Капитальные затраты (сооружение активной зоны, насосы для прокачки воды и др.) на сооружение ЯОП - установки, составляет ~ 2 млрд. руб., а эксплуатационные затраты (за 40 лет) на ЯОП - установку составят 3,5 млрд. руб.

Отметим, что даже за 40 лет расходы на ЯОП - установку меньше расходов на сооружение и пуск ТЭЦ той же мощности (Железногорская ТЭЦ-2012 г. = 13,2 млрд. руб.).

На рисунке 8 показан рост затрат и выручки в зависимости от времени (для наглядности) при различной продолжительности сезона отпуска тепла или горячей воды в предположениях, что РАО не перегружались, но после 11 лет

работы теплоснабжение происходит за счет потребления электроэнергии из внешних источников (на прокачку воды).

Сумма V(t) капитальных затрат и осреднённых эксплуатационных расходов (млн. руб.) и выручка p(t, D) от отпуска тепла (87 МВт), Выручка Q(t, D) от отпуска тепла и электроэнергии рассчитаны по формулам:

V(t) = 1974 + 36,6?, p{t,D,El,Em)= — 1|б58,5 — + Е1— + -Y

1п2 ^ Д 12 12 12 У

е(/, D) = р([к, Д El, Em)+p(t, Д 0,0)+p(tk, Д 0,0)

p(t,ДEl,Em) = — -fl-27' ]• (б58,5^— + EL— + ,

7 In 2 ^ J { 12 12 12 J

где / - время эксплуатации ЯОП-установки, лет; D - продолжительность сезона отпуска тепла или горячей воды от 12 до 2 месяцев в год; Т = 30 лет - период полураспада l37Cs; El = 6,9 млн. руб. - выручка за электроэнергию (220 кВт) за первый год в режиме непрерывного отпуска тепла; Em = 22,7 млн. руб. -выручка за электроэнергию (720 кВт) за первый год в режиме без отпуска тепла,tk = 11 лет - время эксплуатации ЯОП-установки, за которое

/, дет

Рисунок 8 - Затраты и выручка в зависимости от времени: V(t) - без учёта потребления энергии из внешних источников; W(t) - с учётом потребления энергии из внешних источников.

Отметим, что при продолжительности сезона отпуска тепла или горячей воды равной Б=6 месяцам затраты на ЯОП-установку окупятся через 7 лет. Для поддержания мощности ЯОП-установки на уровне не хуже 90% целесообразно перегружать РАО каждые =4,5 года; стоимость перегрузки РАО и сопутствующих работ (контроль состояния конструкции, заправка активной зоны аргоном, замены в системе генерации и преобразования электроэнергии, замена вентиляторов и насосов, транспортные и операционные расходы) оценивается -300 млн. руб. Результаты расчётов показаны на рисунке 9, откуда следует, что работа ЯОП-установки экономически привлекательна при продолжительности О сезона отпуска тепла или горячей воды не менее 4-6 месяцев в год, что вполне реально в северных широтах и для промышленного потребления.

Рисунок 9 - Прибыль в случае регулярной перегрузки РАО для продолжительности £> сезона отпуска тепла или горячей воды, равной 12 — 2 месяцам (электроэнергия отпускается непрерывно).

В главе 5 разработаны рекомендации по эксплуатации энергетической установки. Сферическую оболочку (рисунок 6) собирают из отдельных поставляемых с завода сферических заготовок, размер которых определяется габаритом железнодорожного подвижного состава (длина 13,3 м; ширина 2,77 м; высота 1,81 м); сферическую поверхность заготовкам на заводе придают горячей штамповкой. Монтаж осуществляют методом укрупнительной сборки лепестков заводского изготовления в блоки на монтажной площадке и автоматической их сварки под слоем флюса или в среде защитного газа. Все крупногабаритные элементы конструкции (в том числе фотоэлектрические преобразователи в сборе с решетками) устанавливаются в активной зоне до замыкания верхней части оболочки.

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; 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.

В стационарном рабочем режиме давление аргон-азотной смеси должно быть равным Юатм, а соотношение концентраций [Аг] : [Ы2]= 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 фольг и связанную с этим высокую удельную мощность по весу 2,5 кВт/кг, предлагается установка ФЭП Си(1п,Оа)8е2 (СГСБ) общей площадью 4000 м2. 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

Монтаж и испытания крупногабаритного оборудования выполняются до замыкания оболочки газгольдера, который должен быть снабжен предохранительными устройствами от повышения давления выше допустимого

значения 1,2- 1,3 МПа, включая дистанционные средства регистрации и сброса давления.

После завершения всех работ с газгольдером (включая устройства защиты резервуаров от прямых ударов молнии и защиту от заноса высокого потенциала по подземным и наземным металлическим коммуникациям) до загрузки радиоактивных отходов проводятся пневматические испытания сжатым воздухом или инертным газом по инструкции, предусматривающей необходимые меры безопасности и утвержденной в установленном порядке при условии контроля этого испытания методом акустической эмиссии или другим, согласованным с Госгортехнадзором России методом.

До нагружения давлением должен быть выполнен радиографический и ультразвуковой контроль конструкции с целью выявления в сварных соединениях внутренних дефектов (трещин, непроваров, пор, шлаковых включений и др.).

Произошедшие аварии на промышленных объектах (включая случаи физического взрыва, которые были вызваны внезапным разрушением сосудов со сжатым газом) показали, что одним из возможных путей снижения риска является обеспечение безопасного расстояния от места взрыва до персонала и до жилой застройки. Из расчета избыточного давления на фронте ударной волны следует, что в данном случае промышленные здания следует располагать не ближе 250 м от активной зоны (газгольдера), а безопасное расстояние от места взрыва для персонала составляет 216 м. Эти требования должны выполняться и при проведении пневматических испытаний сжатым воздухом или инертным газом. Для размещения персонала (10 чел.), пульта управления с возможностью нести вахту, 2-х инверторов и аккумуляторной батареи должно быть построено здание площадью 120м и гараж - не ближе 250м от активной зоны (газгольдера).

До загрузки бочек с РАО для уменьшения риска их разгерметизации установка по утилизации радиоактивных отходов должна иметь несколько высоконадежных автономных источников электроэнергии (по 200 кВт) для обеспечения непрерывной работы насосов и вентиляторов на случай отказа выработки электроэнергии ЯОП - установкой.

При транспортировке бочек важно обеспечить надежное 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 надежное и непрерывное охлаждение бочек, далее повышают давление до 10 атм.

Для поддержания качества аргоновой смеси и очистки ее от различных примесей, часть смеси непрерывно прокачивается через фильтры; на случай разгерметизации нескольких бочек подключаются дополнительные фильтры

системы очистки (в каждой из 36 труб, по которым отводится аргоновая смесь из газгольдера).

Учитывая результаты расчётов, целесообразно разместить теплообменники и вентиляторы на расстоянии не менее 60 м от сферической активной зоны в 4-х железобетонных зданиях (по 9 теплообменников и по 9 вентиляторов в каждом); насосы для подвода воды к теплообменникам можно разместить на расстоянии не менее 250м (или большем удалении от активной зоны) в здании такой же конструкции (длиной 13 м) или объединить это здание с одним из 4-х, где размещены вентиляторы.

Заключение

В настоящей работе проведен системный анализ перспективной энергетической установки, сформулирован комплекс научных решений для обоснования использования метода ядерно-оптического преобразования энергии излучения радиоактивных отходов.

В работе отражена целесообразность использования ядерно-оптического преобразования энергии при утилизации радиоактивных отходов с получением электрической и тепловой энергии для нужд социально-экономической сферы, приведено технико-экономическое обоснование создания ЯОП-установки на основе газовой смеси аргон-азот (45:1) общим давлением 10 атмосфер.

Основные результаты:

1.Физико-технические характеристики перспективной энергетической

ЯОП-установки на основе смеси Аг-Ы2 (45:1) общим давлением 10 атм:

Источник ионизирующего излучения Cs-137 (Еу=662 кэВ)

Плотность мощности тепловыделения в бочках 0,1 Вт/см3

Скорость прокачки аргон-азотной газовой смеси 3 м/с

Нагрев газовой смеси в активной зоне 103°С

Спектр излучения ЯОП 350-410 и 750-1050 нм

КПД фотоэлектрического преобразователя не менее 20 %

Фотоэлектрические преобразователи (наиболее радиационностойкие) CuInSe2 или Cu(In,Ga)Se2 (CIS или CIGS)

Электрическая мощность ЯОП-установки 1 МВт

Тепловая мощность ЯОП-установки 87 МВт

Затраты электрической мощности на собственные нужды до 780 кВт

Оптимальный период перезагрузки РАО в АЗ 4,5 года

2. Основные показатели конструкции перспективной ЯОП-установки:

Параметры бочки с РАО высота 1 м х диаметр 0.5 м

Количество бочек с РАО 216 шт

Масса РАО в одной бочке 600 кг

Общая масса РАО в ЯОП - установке 130 т

Тип конструкции газгольдер

Материал конструкции сталь 12Х18Н9Т

Максимальная толщина стенки 50 мм

Диаметр 30 м

Масса газгольдера 1100 т

Сейсмическая устойчивость конструкции по шкале MSK-64 >7 баллов

3. Экономические характеристики перспективной ЯОП-установки: Расходы на капитальное строительство ~ 2 млрд. руб Расходы на эксплуатацию

(включая замену и ремонт оборудования) ~ 36,6 млн. руб/год

Прибыль максимальная за год (при 12 месяцев

отпуске тепла и отпуске электроэнергии 720 кВт) -680 млн. руб/год

Срок окупаемости при отпуске тепла:

6 месяцев 7 лет

8 месяцев 5 лет

12 месяцев 3,3 года

Удовлетворение потребностей в тепле 40 ООО человек.

4. Разработаны рекомендации по сборке и общей эксплуатации предлагаемой энергетической установки с учетом обеспечения ее безопасности: сферическая активная зона собирается поэлементно, отдельными лепестками заводского изготовления; установка бочек с РАО в активную зону проводится через 12 люков. Бочки располагаются в 12 корзинах по 18 шт. Необходимо соблюдение действующих правил безопасности для объектов атомной энергетики; размещать насосы и теплообменники следует на расстоянии не менее 60 метров от активной зоны ЯОП-установки. Персонал размещается в отдельном здании не менее чем за 250 метров от активной зоны. Санитарно-защитная зона вокруг ЯОП-установки — не менее 1,1 километра.

Список публикаций по теме диссертационной работы

Статьи в изданиях из перечня ВАК:

1. Карелин А. В. Тегшофизические ограничения ЯОП-установки для утилизации радиоактивных отходов /А. В. Карелин, И.Н. Хиблин, Л.А. Амелин, Р.В. Широков// Вопросы электромеханики. Труды НПП ВНИИЭМ. - М.: ФГУП «НПП ВНИИЭМ», 2010. - Т. 117. - № 4. - С. 43 - 51.

2. Карелин A.B. Расчёт активной зоны и теплообменника ЯОП-установки для утилизации ядерных отходов с учётом теплофизических ограничений /А. В. Карелин, И.Н. Хиблин, Л.А. Амелин, И.Ю. Пугач// Вопросы электромеханики. Труды НПП ВНИИЭМ. - М.: ФГУП «НПП ВНИИЭМ», 2011. Т. 122. № 3. с. 4153.

3. Карелин А. В. Особенности конструкции сферического хранилища ЯОП-установки для утилизации ядерных отходов /А. В. Карелин, И.Н. Хиблин, Л.А. Амелин// Вопросы электромеханики. Труды НПП ВНИИЭМ. - М.: ФГУП «НПП ВНИИЭМ», 2012 , Том 127 ,№2. - С.49 - 53.

4. Карелин A.B. Экономические характеристики ЯОП-установки по утилизации радиоактивных отходов /А. В. Карелин, Л.А. Амелин, И. Н. Хиблин// Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - М.: ОАО "Корпорация "ВНИИЭМ", 2012. - Т. 131. - № 6. - С. 33 - 44.

5. Карелин A.B. Расчет конструкции активной зоны ЯОП-установки по утилизации радиоактивных отходов на действие сейсмических нагрузок /А. В. Карелин, И. Н. Хиблин, А.Ю. Рузаков// Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - М. : ОАО "Корпорация "ВНИИЭМ", 2013. - Т. 132. - № 1. - С. 35 -40.

6. Карелин A.B. Обеспечение безопасности при загрузке и эксплуатации ЯОП-установки по утилизации радиоактивных отходов на основе ядерно-оптических преобразователей /А. В. Карелин, JI.A. Амелин, И. Н. Хиблин// Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - М.: ОАО "Корпорация "ВНИИЭМ", 2013. - Т. 136. - № 5. - С. 39 - 42.

7. Карелин A.B. Фотоэлектрические преобразователи для ЯОП-установки /A.B. Карелин, Л. А. Амелин, И.Н. Хиблин// Вопросы электромеханики. Труды ВНИИЭМ. - М.: ОАО "Корпорация "ВНИИЭМ", 2014. -Т. 141. -№ 4. - С. 39-46.

Доклады на конференциях:

1. Хиблин И.Н. Радиоактивные отходы как источник энергии в дальнем космосе /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, JI.A, Амелин// Материалы конференции: «XII Международный форум «Высокие технологии XXI века», 2011г. стр 324.

2. Хиблин И.Н. Радиоактивные отходы, как альтернативный источник энергии в дальнем космосе /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, Л.А. Амелин// Конференция «Молодёжь и будущее авиации и космонавтики - 2011» III Международный межотраслевой молодёжный научно-технический форум. 2011г., стр. 166-167.

3. Хиблин И.Н. Конструкция установки для утилизации радиоактивных отходов на основе ядерно-оптического и фотоэлектрического преобразователя энергии /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, Л.А. Амелин// Сборник трудов Симпозиума «Лазеры на парах металлов» (ЛПМ-2012), Ростов-на-Дону, 2012 г. стр.43.

4. Хиблин И.Н. Конструкция установки для утилизации радиоактивных отходов на основе ядерно-оптического и фотоэлектрического преобразователя энергии /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, Л.А. Амелин// Сборник аннотаций работ «10-ой Курчатовской молодежной научной школы». 2012 г. стр. 49.

5. Хиблин И.Н. Альтернативный источник энергии в дальнем космосе /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, Л.А. Амелин// Материалы первой молодёжной конференции «Инновационная деятельность в науке и технике» 2012 г. стр. 18

6. Хиблин И.Н. Радиоактивные отходы, как альтернативный источник энергии в дальнем космосе /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин, Л.А. Амелин// Труды Третьей научно-технической конференции молодых ученых и специалистов «Инновационный арсенал молодежи». 2012 г. стр.86-89.

7. Хиблин И.Н. Энергетическая установка на основе ядерно-оптического преобразования излучения радиоактивных отходов. /И.Н. Хиблин, A.B. Карелин// Сборник трудов симпозиума «Лазеры на парах металлов» (ЛПМ-2014), Ростов-на-Дону, 2014, с.44-45.

Типография ОАО «Корпорация «ВНИИЭМ» Подписано в печать 12 .02.2015 Тираж 70 экз. Усл. п.л. 1,5