Исследование нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик в обоснование быстрого реактора с газовым теплоносителем тема диссертации и автореферата по ВАК РФ 00.00.00, кандидат наук Семишин Виктор Вадимович

• Семишин Виктор Вадимович
• кандидат наук
• 2026

Оглавление диссертации кандидат наук Семишин Виктор Вадимович

Введение

1. Обзор имеющихся проектов ядерных реакторов, инновационных проектов и проектов поколения IV

1.1. Водоохлаждаемые ядерные реакторы на тепловых нейтронах

1.2. Реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

1.3. Газоохлаждаемые ядерные реакторы

1.4. Проекты ядерных реакторов поколения IV

1.5. Основные положения концепции предлагаемой РУ

1.5. Выводы по главе

2. Применяемые программные средства и постановка задачи на проведение расчетных исследований

2.1 Используемые программные средства для теплогидравлических и

нейтронно-физических расчетов

2.2. Модификация программного средства Десна-8 для многогрупповых расчетов активных зон реакторов на быстрых нейтронах

2.2.1. Изменение модулей решения уравнения кинетики реактора

2.2.2. Подпрограмма считывания библиотеки нейтронно-физических сечений

2.3. Верификация программных средств, применяемых для НФР

2.3.1 Расчет критсборок на стендах БФС-1 и БФС-2 по ПС САПФИР-РФ

2.3.2. Расчет ячеек с быстрым спектром нейтронов по ПС Десна-9Т и САПФИР-РФ

2.4. Постановка задачи и определение перечня необходимых расчетных

исследований

2.5 Выводы по главе

3. Разработка модели энергоблока и определение параметров теплообменного оборудования и номинальных параметров исследуемой РУ

3.1. Выбор газового теплоносителя

3.2. Модель РУ с граничными условиями по второму контуру

3.3. Полномасштабная модель энергоблока с турбоустановкой

3.4. Выводы по главе

4. Исследование топливных циклов и нейтронно-физических свойств реактора

4.1. Нейтронно-физический расчет активной зоны с урановым топливом

4.2. Исследование изменения изотопного состава топлива, выгружаемого из реакторов ВВЭР-1000

4.3. Нейтронно-физический расчет активной зоны с регенерированным

топливом разного вида

Выводы по главе

5. Обоснование безопасности проектируемой реакторной установки

5.1. Реактивностные аварии

5.2. Аварии с потерей теплоносителя первого контура

Выводы по главе

6. Исследование характеристик проектируемой реакторной установки в различных динамических режимах

6.1. Работа установки в режиме поддержания графика нагрузки электросети

6.2. Пуск энергоблока из состояния горячего останова

6.3. Работа реакторной установки на неполном числе петель

Выводы по главе

Заключение

Список сокращений и условных обозначений

Список литературы

Приложения

Приложение 1. Акт о внедрении результатов исследования

Приложение 2. Акт о внедрении ПС Десна-9Т

Приложение 3. Патент на полезное изобретение

Введение

Потребление энергии в мире постоянно растет, и единственным безопасным, экологичным и эффективным способом удовлетворить эти растущие потребности является широкое использование атомных электрических станций (АЭС). К 2040 году ожидается рост потребности в электроэнергии на 30% за счет активной индустриализации таких стран как Индия, Китай и других развивающихся стран. Наращивание темпов генерации электроэнергии за счет сжигания органического ископаемого топлива приведет к его огромному расходу и загрязнению окружающей среды. Широкое использование источников энергии, основанных на возобновляемых энергоресурсах, таких как солнечная энергия, энергия приливов, ветра и т.д. в масштабах, способных удовлетворить растущие потребности в энергии, невозможно, как как их применение в больших масштабах связано с такими проблемами как отчуждение больших территорий, загрязнения, связанные с производством различных элементов оборудования, например солнечных панелей или лопастей для ветрогенераторов. Кроме того, широкое применение подобных источников электроэнергии ограничено необходимостью покрытия базовой нагрузки, что требует постоянной выдачи в сеть определенной мощности, что не может быть на достаточном уровне обеспечено указанными выше способами, так как они в большой степени зависят от состояния атмосферы или инсоляции земной поверхности. А экономически оправданных методов запасания большого количества энергии, за исключением гидроаккумулирующих электрических станций, строительство которых не везде осуществимо и экономически выгодно, до сих пор не разработано.

С точки зрения солнечной энергии и широкого применения солнечных панелей для удовлетворения потребностей в электроэнергии, несмотря на широкую государственную и общественную поддержку, множество отрицательных эффектов данного способа генерации электроэнергии игнорируется. Если сам процесс генерации электричества на солнечных электростанциях в меньшей степени загрязняет окружающую среду, чем,

например, работающая тепловая электростанция (ТЭС) на угле, то процессы производства и утилизации солнечных панелей могут нанести значительный вред окружающей среде. В процессе производства солнечных панелей возникают жидкие отходы, содержащие хром, кремний, фториды и т.д. Помимо жидких отходов, производство солнечных панелей также сопровождается выбросом газообразных отходов, содержащих, например, тетрахлорид кремния, длительное загрязнение которым при массовом производстве солнечных панелей может привести к болезням у людей, контактирующих с ним, и к обеднению плодородных свойств почвы. В общем случае, в ближайшем будущем не планируется такого темпа роста генерации от возобновляемых источников энергии и не ожидается внедрения новых энергосберегающих технологий, которые бы позволили заменить генерацию от традиционных источников энергии, как органических, так и ядерных.

Удовлетворить спрос человечества на энергию без нанесения существенного вреда экологии возможно с помощью использования таких источников энергии как, например, гидроэлектростанции (ГЭС) или АЭС. Однако потенциал развития гидроэнергетики практически выработан. Существенно нарастить выработку электроэнергии за счет ввода большого количества новых ГЭС большой мощности не получится. Потенциал применения проточных малых гидроэлектростанций для электрификации удаленных поселений существует, однако для удовлетворения потребностей промышленности и больших городов такие ГЭС не подходят в силу малой мощности. Помимо этого, строительство ГЭС большой мощности также как и применение солнечной электроэнергии ведет к отчуждению больших территорий и выведению их из практического употребления. А в случае аварий риск затопления прилегающих территорий и большого количества жертв не исключен.

Таким образом, остается лишь один способ значительного увеличения энерговыработки без существенного влияния на окружающую среду - широкое применение АЭС. Увеличение числа эксплуатируемых АЭС и генерируемых ими мощностей позволит сократить расход органического топлива, сжигаемого на

угольных, газовых электростанциях и направить его излишки в промышленность. Помимо увеличения запасов органического сырья, доступного для применения в промышленности, генерация электроэнергии на АЭС наносит существенно меньше вреда окружающей среде и сопровождается меньшим количеством выбросов вредных веществ в атмосферу по сравнению с традиционными ТЭС (при работе энергоустановки в номинальном режиме).

По данным Всемирной ядерной ассоциации [1] на конец 2023 г., количество действующих энергоблоков в мире составило 437, а их общая установленная мощность достигла цифры в 368 ГВт(э). В стадии строительства находился 61 реактор. Из этих строящихся реакторов большая часть находятся в Китае, 8 - в Индии, 3 - в России. Запланировано строительство ядерных реакторов, в том числе, в странах, ранее не обладавших ядерной энергетикой, например, в Узбекистане. Таким образом, на данный момент ядерная энергетика активно развивается как в странах, уже имеющих опыт владения и эксплуатации АЭС, так и в странах - новичках в области использования ядерной энергии.

Однако, несмотря на малое количество выбросов в окружающую среду в номинальном режиме работы, крупные аварии на объектах использования атомной энергии с выходом радиоактивных веществ в окружающую среду такие как пожар на промышленном реакторе Windscale в Великобритании, Three-Mile-ЫвЫ в США, Чернобыль в СССР, Фукусима-Дайичи в Японии, радиационная авария в бухте Чажма и др. показали, что атомные установки, как энергетические, так и промышленного и транспортного назначений, являются потенциальным источником радиационного заражения местности и крупных выбросов радиоактивных веществ в атмосферу, что несет угрозу как окружающей среде, так и персоналу этих установок и населению.

Опыт эксплуатации АЭС и предприятий ядерного топливного цикла, статистика аварий, аварийных ситуаций и инцидентов, происходивших на АЭС, показывает, что проблема обеспечения безопасности объектов ядерной энергетики остается актуальной, несмотря на относительно длинный период развития ядерных энергетических технологий и накопленный опыт в области

предотвращения аварийных ситуаций и ликвидации их последствий. Эта проблема может решаться и решается как дальнейшим совершенствованием систем нормальной эксплуатации энергоблоков нового поколения, расширением круга анализируемых исходных событий, являющихся исходными данными для разработки систем безопасности со все более усложняющейся структурой, так и внедрением в новых проектах свойств безопасности, основанных на различных физических принципах, которые не требуют для своего действия вмешательства оператора или срабатывания каких-либо активных устройств, так называемых, внутренне присущих свойств.

Поэтому наиболее остро стоит проблема проектирования и строительства АЭС с реакторными установками (РУ), которые будут обеспечивать безопасность во всех режимах работы, включая и аварийные ситуации, как с помощью специально для этого спроектированных систем безопасности, которые будут поддерживать работоспособное состояние установки и препятствовать выходу радиоактивности сверх установленных норм за пределы контура, так и за счет внутренне присущих свойств безопасности и самозащищенности [2].

Данные свойства внутренней безопасности РУ (благоприятные коэффициенты реактивности, тепловая инерционность системы, возможность естественной циркуляции теплоносителя, возможность пассивного отвода тепла в аварийных режимах и т.д.) должны надежно переводить РУ в безопасное, контролируемое состояние и способствовать недопущению повышения температур в активной зоне до температур повреждения топливного сердечника и оболочек твэлов. Причем, наличие в проекте АЭС таких свойств безопасности, заложенных на физическом уровне, основанных на пассивном принципе действия не менее важно, чем проектирование комплексных систем безопасности, поскольку они гарантируют поддержание установки в безопасном состоянии независимо от срабатывания или отказа той или иной системы безопасности или действий оператора, которые, как показали практика в стрессовых условиях аварийного реагирования могут быть неверны.

С учетом постоянно растущих требований к безопасности эксплуатации РУ все более сложные системы безопасности требуют значительных капитальных затрат на этапе строительства энергоблока [3]. И, несмотря на значительную стоимость и инженерную сложность, данные системы не обеспечивают полной гарантии отсутствия повреждения активной зоны в случае наложения множества неблагоприятных исходных событий (например, полное обесточивание плюс разгерметизация контура и т.д.), ошибок в действиях оперативного персонала и т.д. В лучшем случае у оперативного персонала есть некоторый запас времени, который обеспечивается работой систем безопасности для оценки текущей ситуации и принятия соответствующих мер для восстановления подачи теплоносителя, восстановления электроснабжения собственных нужд и т.д.

Если говорить о новых проектах реакторных установок, которые должны удовлетворять повышенным требованиям к безопасности, в том числе обладать широко развитыми свойствами внутренне присущей безопасности, то в перспективных проектах реакторов поколения 4, разрабатываемых в рамках программы GEN-IV МАГАТЭ, присутствуют проекты реакторов с тяжелым (LFR), легким жидкометаллическими теплоносителями (SFR), газовый (GCR), жидкосолевый (MSR), водный со сверхкритическими параметрами (SCWR) и высокотемпературный газоохлаждаемый реакторы (VHTR).

Среди этих шести проектов пять реакторов имеют быстрый спектр нейтронов и предполагаются к использованию в замкнутом ядерном топливном цикле. То есть, новые проекты перспективных ядерных реакторов должны как удовлетворять повышенным требованиям к их безопасности, так и иметь возможность широко вовлекать в топливный цикл переработанное ядерное топливо для его повторного использования без существенных изменений параметров активной зоны, влияющих на безопасность эксплуатации.

Необходимость замыкания ядерного топливного цикла вызвана стремлением расширить доступную для использования топливную базу в условиях расширения атомной энергетики. Помимо возможности сокращения расхода природного урана за счет использования урана и плутония, находящихся

в отработанном ядерном топливе, это также позволит решить проблему с хранением большого количества накопленных минорных актинидов, вносящих основной вклад в радиотоксичность отработанного ядерного топлива на длительном промежутке времени.

Анализ тенденций изменения характеристик реакторов на быстрых нейтронах показывает, что энергонапряженность активных зон имеет тенденцию к снижению, запасы реактивности уменьшаются до величин, необходимых для эксплуатации в требуемом диапазоне мощностей, при потере возможности теплоотвода через второй контур используются системы аварийного охлаждения с атмосферным воздухом в качестве теплоносителя и конечного поглотителя тепла. Отмеченные тенденции снижения удельной энергонапряженности увеличивают стоимость топливной загрузки, но повышают длительность топливной кампании, а использование воздуха как конечного поглотителя тепла при расхолаживании и в аварийных ситуациях приводит к значительному увеличению поверхностей теплообменных аппаратов. В результате габариты и металлоемкость реактора и оборудования увеличиваются, длительность кампании реакторных установок и АЭС возрастает.

Изложенные в данном разделе соображения и выделенные тенденции в современном реакторостроении привели автора к выводу об актуальности темы диссертационной работы, состоящей в определении облика активной зоны и контура циркуляции реакторной установки повышенной безопасности с теплоносителем в виде диоксида углерода с абсолютным давлением в первом контуре, близким к атмосферному и определению основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик рассматриваемой реакторной установки [55]. Исходя из современных требований к безопасности разрабатываемый проект должен обладать внутренне присущими свойствами безопасности, позволяющими снизить вероятность или полностью исключить возможные аварийные процессы, приводящие к повреждению топлива вследствие нарушения теплоотвода и выходу активности за пределы контура циркуляции теплоносителя.

Введение диссертации (часть автореферата) на тему «Исследование нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик в обоснование быстрого реактора с газовым теплоносителем»

Цель работы:

Диссертационная работа посвящена:

Исследованию возможности создания реакторной установки с газоохлаждаемым ядерным реактором на быстрых нейтронах с давлением теплоносителя первого контура, близким к атмосферному;

Определению основных параметров предлагаемой реакторной установки и обоснованию ее нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик, как при нормальной эксплуатации, так и при аварийных переходных процессах.

Для достижения цели исследования решались следующие задачи:

1. Определения технических решений для разрабатываемого ядерного реактора с учетом наработок и опыта проектирования реакторов других типов и энергоблоков тепловых электростанций.

2. Расчетные исследования для определения геометрических, нейтронно-физических и теплогидравлических параметров реактора, позволяющих добиться повышенной безопасности при авариях, связанных с нарушением теплоотвода от активной зоны.

3. Разработка модели энергоблока АЭС с предлагаемым реактором и стандартной паротурбинной установкой для исследования динамических характеристик энергоблока в различных режимах.

Объект исследований:

Объектом исследования данной работы является энергоблок АЭС с ядерным реактором на быстрых нейтронах с диоксидом углерода в качестве теплоносителя с абсолютным давлением в первом контуре, близким к атмосферному.

Предмет исследований:

Предметом исследования данной работы являются нейтронно-физические и теплогидравлические характеристики предлагаемого ядерного реактора с целью:

- определения геометрических параметров активной зоны и теплообменного оборудования и тракта циркуляции теплоносителя первого контура;

- определения топливной загрузки и кампании активной зоны при использовании топлива различного состава;

- определение необходимого числа и размещения органов управления реактивностью;

- анализа переходных процессов в энергоблоке АЭС (пуск реактора из горячего состояния, потеря электроснабжения, маневрирование мощностью и т.д.).

Научная новизна работы:

1. Впервые предложена реакторная установка с ядерным реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым диоксидом углерода при давлении, близком к атмосферному, рассчитанная на работу с серийной турбоустановкой со сверхкритическими параметрами рабочего тела;

2. Впервые проведено исследование нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реакторной установки с предлагаемым ядерным реактором.

3. Показана возможность пассивного охлаждения активной зоны реактора большой мощности атмосферным воздухом при естественной циркуляции теплоносителя в случае разгерметизации контура и заменой основного теплоносителя атмосферным воздухом.

Практическая значимость работы:

1. Предложен новый тип атомной электростанции с реакторной установкой на быстрых нейтронах, охлаждаемой углекислым газом при давлении, близком к атмосферному. В качестве турбоустановки предложена серийно производимая для тепловой энергетики турбина на сверхкритических параметрах рабочего тела.

2. Проведены расчетные нейтронно-физические и теплогидравлические исследования, подтверждающие возможность создания энергоблока АЭС с указанным типом реактора и его безопасность.

3. Разработана модель энергоблока, позволяющая выполнять исследования его работы в динамических режимах.

4. Разработано программное средство Десна-9Т для связанных нейтронно-теплогидравлических расчетов активных зон реакторов на быстрых нейтронах с газовыми теплоносителями в многогрупповом диффузионном приближении.

5. Зарегистрирован патент ИЗ №2848005 на полезное изобретение.

Достоверность полученных результатов определяется:

1. Использованием международного и отечественного опыта разработки и эксплуатации ядерных энергетических установок и тепловых электростанций при формировании облика предлагаемой реакторной установки.

2. Применением верифицированных программных средств для расчетного моделирования теплогидравлических и нейтронно-физических процессов в реакторной и паротурбинной установках.

Основные положения, выносимые на защиту:

1. Выбор принципиальной тепловой схемы и теплоносителя для проектируемого ядерного реактора, расчетное обоснование работоспособности предполагаемой конструкции реактора.

2. Исследование основных нейтронно-физических и теплогидравлических характеристик реакторной установки и энергоблока в целом.

3. Расчетное обоснование работоспособности проектируемой установки при работе в номинальных и аварийных режимах.

4. Обоснование работоспособности с точки зрения нейтронно-физических параметров активной зоны при использовании переработанного ядерного топлива различного состава.

Личный вклад автора:

1. Предложена концепция ядерного реактора повышенной безопасности.

2. Выполнена разработка принципиальной тепловой схемы реакторной установки с реактором указанного типа.

3. Разработана полномасштабная модель энергоблока АЭС

4. Выполнено обоснование теплогидравлической и нейтронно-физической характеристик реакторной установки.

5. Выполнен анализ возможности применения разрабатываемой реакторной установки в замкнутом ядерном топливном цикле.

6. Выполнен расчетный анализ безопасности реакторной установки в условиях аварий с потерей теплоносителя.

7. Разработано многогрупповое программное средство Десна-9Т для моделирования активных зон реакторов на быстрых нейтронах.

Апробация результатов работы:

Результаты докладывались на следующих конференциях:

- VI Российская научно-техническая конференция молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике», 2019.

- Всероссийская студенческая конференция «Студенческая научная весна», посвященная 175-летию Н.Е. Жуковского», 2022.

- Научно-техническая конференция «Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика - 2022)», 2022.

- VI Международная научно-технической конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики», 2023.

- Научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника - 2024)», 2024.

- Международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика», 2025.

- Доклады на заседаниях кафедры Ядерных реакторов и установок МГТУ им. Н.Э. Баумана, (Москва, 2021 - 2025 гг.).

Публикации:

По теме диссертации опубликовано 14 работ в научных журналах и сборниках трудов Российских и международных конференций, включая 3 статьи во включенных в перечень ВАК РФ рецензируемых научных изданиях, из них 2 -в изданиях, входящих в международную систему цитирования Scopus, а также зарегистрирован патент на полезное изобретение ИЗ №2848005.

Структура и объем работы:

Диссертационная работа состоит из введения, 6 глав, заключения, библиографического списка, включающего 66 наименований. Общий объем диссертации составляет 175 страниц.

1. Обзор имеющихся проектов ядерных реакторов, инновационных проектов и

проектов поколения IV

На конец 2023 года в мире эксплуатировалось 437 ядерных реакторов суммарной установленной мощностью 368 ГВт(э) [1]. В настоящее время в мире промышленно эксплуатируется несколько основных типов ЯЭУ для генерации электроэнергии (рисунок 1.1). К ним относятся реакторные установки с водо-водяными ядерными реакторами (PWR), тяжеловодными ядерными реакторами (PHWR), ядерными реакторами на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (ЕБЯ), водо-графитовыми ядерными реакторами (LWGR) и газоохлаждаемыми ядерными реакторами ^СЯ, НТСЯ).

Рассмотрим основные типы эксплуатируемых ядерных энергетических установок (ЯЭУ), вопросы, связанные с безопасной эксплуатацией РУ и проблемы, которые могут возникнуть при нарушениях условий нормальной эксплуатации, а также постараемся выявить основные тенденции в развитии РУ, в том числе, перспективных проектов поколения IV

н

3

кТ

0 а

1

ев <и Л О

4

о 8

¡Г1

350 300 250 200 150 100 50 0

41

11

46

304

BWR

GCR

HTGR LWGR PHWR

PWR

8

2

1

Рисунок 1.1 - Эксплуатируемые в мире ядерные реакторы

Основным, с точки зрения обеспечения безопасности РУ, исходным событием будем считать разгерметизацию контура циркуляции теплоносителя первого контура с потерей теплоносителя без возможности его компенсации и с потерей электроснабжения собственных нужд энергоблока. Данная ситуация является консервативной с точки зрения возможности ее возникновения, поскольку требует одновременного возникновения нескольких маловероятных самих по себе исходных событий. Однако, как показал опыт аварий на объектах использования атомной энергии, именно отвод остаточных энерговыделений на остановленном реакторе в условиях возможной потери электроснабжения несет наибольшую угрозу с точки зрения возможности плавления активной зоны и выходу большого количества радиоактивных веществ в окружающую среду. Повышенная опасность данного этапа развития рассматриваемого сценария связана с его большой длительностью. В различных аварийных ситуациях, например, обнаружении течи или потери электроснабжения собственных нужд, срабатывание аварийной защиты обычно переводит реактор в подкритическое состояние в течение нескольких секунд и поддержание подкритичности реактора в течение длительного времени само по себе не является проблемой. Отвод тепла же от остановленного реактора необходимо обеспечивать в течение длительного времени после его останова, в течение которого могут дополнительно к исходному произойти события, влияющие на работоспособность активных систем безопасности или устройств, обеспечивающих энергоблок энергией и теплоносителем, как активных, так и пассивных. Таким образом, для обеспечения безопасности и минимизации возможности повреждения активной зоны вследствие перегрева топлива в условиях различных аварийных ситуаций, длительный отвод тепла от остановленного энергоблока должен обеспечиваться полностью пассивными системами, в идеальной ситуации с неограниченным запасом легкодоступного теплоносителя.

Во введении было сказано, что целью настоящей диссертационной работы является определение облика и технических решений для проекта РУ, которая бы позволяла максимально снизить вероятность повреждения активной зоны и

выхода радиоактивности за пределы контура циркуляции теплоносителя первого контура. Более точно эту задачу можно сформулировать так: предлагаемые для рассматриваемой РУ технические решения (с точки зрения компоновки и параметров теплообменного оборудования и активной зоны, выбора номинальных теплотехнических параметров и т.д.) должны обеспечивать возможность пассивного отвода тепла от активной зоны к конечному поглотителю (атмосферному воздуху) в условиях разгерметизации контура циркуляции, полной потере основного теплоносителя и его заменой на атмосферный воздух, в режиме естественной циркуляции как теплоносителя первого контура, так и охлаждающего воздуха в системе аварийного расхолаживания активной зоны.

Таким образом, в данной главе будет проведен анализ имеющихся и перспективных проектов РУ как с целью выделения некоторых тенденций в их развитии, так и с целью оценки подходов и возможных мер по минимизации вероятности повреждения активной зоны с точки зрения указанного выше переходного режима. Этот анализ необходим для выработки основных положений, которые лягут в формирование концепции предлагаемой РУ, определению ее основных параметров и предлагаемых конструктивных решений для систем нормальной эксплуатации и систем безопасности.

1.1. Водоохлаждаемые ядерные реакторы на тепловых нейтронах

Наибольшее количество эксплуатируемых на сегодняшний день ЯЭУ относятся к реакторам на тепловых нейтронах водо-водяного типа. Все реакторы такого типа как без кипения теплоносителя первого контура (ВВЭР, PWR), так и кипящие (BWR, ВК) работают при высоком давлении теплоносителя первого контура. В реакторах данного типа давление теплоносителя первого контура держит толстостенный корпус реактора. Для реакторов типа ВВЭР давление теплоносителя составляет около 160 атм., для реакторов типа BWR около 75 атм. В случае возникновения течи из первого контура происходит потеря теплоносителя, снижение уровня теплоносителя в реакторе. Помимо потери

уровня теплоносителя в корпусе реактора происходит падение давления в первом контуре, что может привести к закипанию теплоносителя и дальнейшему ухудшению теплоотвода от активной зоны.

В случае оголения ТВС активной зоны и падения давления вплоть до атмосферного при разопрессовке контура циркуляции отвод остаточных энерговыделений пассивным способом становится невозможным, так как при атмосферном давлении вода, нагретая до 280 - 300 оС, превращается в пар. В силу

-5

высокой удельной мощности активной зоны (порядка 100-110 МВт/м для реакторов типа ВВЭР большой мощности) отвод остаточных энерговыделений от активной зоны водяным паром при атмосферном давлении или атмосферным воздухом в случае полной потери теплоносителя первого контура физически невозможен. Системы, предназначенные для компенсации течи теплоносителя первого контура способны обеспечить поступление теплоносителя в активную зону в течение 72 часов [4]. Однако, как показала авария на АЭС Фукусима-Дайичи [5], возможны ситуации, в которых аварийный процесс будет развиваться существенно большее время и в течение всего этого времени должно быть обеспечено надежное функционирование систем, отвечающих за подачу теплоносителя первого контура и охлаждение активной зоны реактора. Помимо угрозы повреждения активной зоны из-за невозможности отвода остаточных энерговыделений существует вероятность образования гремучей смеси и взрыва водорода из-за пароциркониевой реакции оболочек твэлов с теплоносителем.

Аналогичная ситуация с водографитовыми реакторами типа РБМК. Состояние физических барьеров безопасности на пути распространения ионизирующего излучения при авариях с потерей теплоносителя определяется, главным образом, работоспособностью и производительностью системы аварийного охлаждения реактора. При запроектных авариях с потерей функции теплоотвода от ядерного топлива к конечному поглотителю при непринятии специальных мер происходит перегрев тепловыделяющих элементов и переход аварии в тяжелую стадию, разрушение активной зоны. Например, разгерметизация оболочек твэлов аварийной половины активной зоны при

перегреве твэлов выше критерия приемлемости по температуре оболочки (700 °0 происходит через 10 минут в случае разрыва напорного коллектора, через 17 минут в случае разрыва опускной трубы около барабан-сепаратора и через 40 минут в случае разрыва раздаточно-группового коллектора после обратного клапана [6].

Помимо этого, особенностями реакторов РБМК являются: отсутствие внешней защитной оболочки, разветвленность контура циркуляции и большое число каналов в активной зоне, большая масса графита в активной зоне, что ведет к увеличению интервала времени разогрева активной зоны за счет большой теплоаккумулирующей способности графита [7]. Однако, несмотря на это, в случае отсутствия подпитки контура циркуляции при отводе остаточных энерговыделений для обеспечения безопасного температурного режима активной зоны необходима рабостоспособность одного из каналов быстродействующей подсистемы САОР и трех из пяти насосов подсистемы длительного расхолаживания САОР.

Таким образом, с точки зрения безопасности при потере теплоносителя в силу высоких значений удельной энергонапряженности активной зоны реакторов на тепловых нейтронах с водяным теплоносителем определяющим фактором является возможность подачи в активную зону теплоносителя из внешних источников, запас которых ограничен и может исчерпаться или быть недоступным в случае аварийных ситуаций с наложением различных отказов или исходных событий.

На сегодняшний день, тенденция развития реакторов на тепловых нейтронах с легководным теплоносителем заключается в увеличении объемов и количества емкостей с аварийным запасом теплоносителя, увеличением степени резервирования систем безопасности и важных элементов оборудования реакторной установки и т.д. То есть, внедрение более разветвленных и усложненных инженерных систем безопасности, без достаточного развития внутренне присущих свойств безопасности.

Помимо этого, в проектах реакторов типа ВВЭР большой мощности, например, реактора ВВЭР-1500 значительно снижена удельная мощность

Л

энерговыделения, до 88 МВт/м3 [8], по сравнению с реактором ВВЭР-1000. Аналогичная тенденция наблюдается и при разработке проектов реакторов типа ВВЭР средней мощности. Реактор ВВЭР, мощностью 600 МВт, планируемый к строительству на Кольской АЭС взамен мощностей реакторов ВВЭР-440 [9], будет иметь объемное энерговыделение ниже, чем в реакторах ВВЭР-1000, как и проект реактора со спектральным регулированием реактивности ВВЭР-С средней мощности [10].

Таким образом, можно выделить следующие тенденции в развитии ядерных реакторов на тепловых нейтронах:

• развитие и усложнение систем безопасности;

• увеличение аварийных запасов теплоносителя;

• снижение удельной энергонапряженности активной зоны.

1.2. Реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем

В отличие от ядерных реакторов на тепловых нейтронах, реакторы на быстрых нейтронах не так многочисленны. Энергетические ядерные реакторы на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением эксплуатировались в СССР/России, Франции, США и Японии.

Отличительными особенностями АЭС с реакторами на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем являются очень высокая удельная мощность

-5

активной зоны (порядка 400 МВт/м ) [11], а также высокая химическая активность теплоносителя [12]. Натрий - теплоноситель 1-го и 2-го контуров горит как в воздухе, так и в воде - теплоносителе 3-его контура. Несмотря на то, что давление натрия в первом контуре мало отличается от атмосферного, потеря теплоносителя первого контура не является невозможной - в случае разрушения корпуса реактора в нижней части натрий вытечет в разрыв за счет гидростатического напора столба. Охлаждение активной зоны реакторов

подобного типа атмосферным воздухом в принципе невозможно в силу очень высокой удельной мощности активной зоны. При этом, при рассмотрении аварийных процессов на стадии кипения натрия допускается возможность развития аварии, сопровождающегося осушением отдельных участков твэлов [13].

Зарубежный опыт эксплуатации реакторов на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением выявил некоторые их недостатки, такие как: повышенная пожароопасность в случае течи натрия, как первого, так и промежуточного контуров [14]. При утечке натрия второго контура на АЭС Мондзю в Японии произошел крупный пожар, что привело к повреждению конструкций здания цеха [15]. Французский реактор «Феникс» помимо протечек промежуточных теплообменников страдал скачками реактивности, что в итоге привело к решению о прекращении эксплуатации данного реактора [16].

В настоящее время все реакторы на быстрых нейтронах имеют высокую удельную мощность активной зоны (200-500 МВт/м3), и конструкции с возможностью пассивного охлаждения газом при атмосферном давлении ранее не рассматривались.

Преимуществом же ядерных реакторов на быстрых нейтронах является возможность широкого использования топлива на основе урана и плутония, извлеченных из отработанного ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах. Тенденцией является уменьшение запасов реактивности [17] и удельной энергонапряженности активной зоны.

Таким образом, с точки зрения развития технологий реакторов на быстрых нейтронах можно выделить следующие:

• снижением запасов реактивности на выгорание топлива;

• внедрение топлива на основе уран-плутониевой смеси из отработанного ядерного топлива реакторов на тепловых нейтронах;

• внедрение систем аварийного расхолаживания с воздушными теплообменниками, основанных на естественной циркуляции как жидкометаллического теплоносителя, так и охлаждающего воздуха.

1.3. Газоохлаждаемые ядерные реакторы

Широкий и длительный опыт эксплуатации газоохлаждаемых ядерных реакторов типа AGR в Великобритании показал их экономичными и надежными производителями электроэнергии [18]. В случае потери электроснабжения, но при сохранении давления в первом контуре теплоотвод от активной зоны осуществляется за счет работы газодувки и теплообменника отвода остаточных энерговыделений одной петли [19]. В случае отсутствия отвода тепла рост температур элементов активной зоны происходит достаточно медленно и в течение 10 часов температура не достигает критических значений.

Однако в случае аварий с потерей герметичности первого контура и течью теплоносителя при отсутствии охлаждения активной зоны происходит рост температуры и возможно повреждение элементов активной зоны, и выход радиоактивных продуктов деления за пределы контура.

В обоих случаях, с потерей герметичности и без потери необходимым условием сохранения целостности активной зоны является работа газодувок хотя бы одной из петель теплообмена, что в случае потери электроснабжения собственных нужд требует ввода в работу систем аварийного электроснабжения. Таким образом, безопасность реакторных установок данного класса обеспечивается работоспособностью активных элементов системы безопасности, что противоречит рассматриваемой концепции повышенной безопасности.

Что касается газоохлаждаемых реакторов типа ВТГР, то проблема остается та же - охлаждение реактора осуществляется гелием (или другим газом) при высоком давлении (примерно 40 атм.) [20]. Эволюционное развитие реакторов такого типа шло по пути увеличения энергонапряженности активной зоны и повышения давления в первом контуре для снижения мощности, затрачиваемой на прокачку теплоносителя и повышения экономичности энергоблока.

Помимо этого, так как указанные реакторы имеют тепловой спектр нейтронов, в активной зоне присутствует замедлитель, что кроме увеличения

объема активно зоны ведет в данном случае к необходимости введения метана в теплоноситель первого контура так как в реакторах, охлаждаемых С02, наблюдается коррозия графита [21].

Первые семь коммерческих реакторов типа МЛОКОХ имели корпуса из стали с расположенным вне корпуса теплообменным оборудованием. Последние два реактора сменили корпус из стали на корпус из предварительно напряженного железобетона (ПНЖБ) с интегральной компоновкой оборудования первого контура. Дальнейшее развитие газоохлаждемых реакторов в лице AGR унаследовало концепцию с интегрально расположенным оборудованием в корпусе из ПНЖБ.

Использование ПНЖБ в качестве конструкционного материала позволяет достичь ряд преимуществ: высокая надежность корпуса, возможность достижения больших размеров установки, что необходимо при поставленных условиях, корпус может выполнять функции биологической защиты. Корпуса из ПНЖБ применялись для реакторов в Великобритании, Франции и США. Пример характерных размеров и компоновки оборудования реактора в корпусе из ПНЖБ приведен на рисунках 1.2, 1.3 и 1.4. Оборудование может располагаться как в общем объеме, образованном корпусом, так и в специальных каналах или полостях. В случае расположения теплообменного оборудования и газодувок в отдельных полостях внутри корпуса реактора облегчается доступ к ним и их обслуживание. Однако, применение ПНЖБ требует исключения влияния высоких температур на бетон с целью предотвращения его обезвоживания.

Рисунок 1.2 - Схема и основные размеры корпуса из ПНЖБ АЭС «Хинкли-Пойнт

В»

Рисунок 1.3 - Схема и основные размеры корпуса из ПНЖБ АЭС «Хартлпул»

Рисунок 1.4 - Компоновка корпуса реактора АЭС «Форт-Сент-Врейн»: 1 -газодувка, 2 - модуль парогенератора, 3 - активная зона, 4 - канал для перегрузки топлива, 5 - канал для ионизационной камеры, 6 - опорная конструкция, 7 -

корпус реактора

С точки зрения аварий, связанных с разгерметизацией первого контура и потерей теплоносителя именно РУ такого типа представляют наибольший интерес, поскольку в таком случае возможна замена утекающего основного теплоносителя первого контура атмосферным воздухом естественным путем. Однако имеющиеся проекты обладают высокими значениями удельной энергонапряженности активной зоны, что не позволит организовать отвод тепла от активной зоны в случае разгерметизации контура атмосферным воздухом.

1.4. Проекты ядерных реакторов поколения IV

Целью Generation IV International Forum (GIF) является выбор наиболее перспективных концепций и проектов ядерных реакторов поколения 4, основываясь на следующих критериях:

• снижение количества радиоактивных отходов, в особенности долгоживущих радионуклидов;

• повышение безопасности;

• увеличение уровня защищенности с точки зрения нераспространения ядерных материалов;

• повышение конкурентоспособности.

В качестве проектов ядерных реакторов поколения 4 выделяют следующие: сверхкритический реактор с водяным охлаждением (Supercritical Water-cooled Reactor, SCWR); быстрый реактор с натриевым охлаждением (Sodium-cooled Fast Reactor, SFR); быстрый реактор со свинцовым охлаждением (Lead-cooled Fast Reactor, LFR); жидкосолевой реактор (Molten Salt Reactor, MSR); быстрый реактор с газовым охлаждением (Gas-cooled Fast Reactor, GFR); высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (Very High Temperature Reactor, VHTR) [22]. Рассмотрим каждый из проектов ядерных реакторов поколения IV подробнее.

Список литературы диссертационного исследования кандидат наук Семишин Виктор Вадимович, 2026 год

Список литературы

1. World Nuclear Performance Report 2024 [Электронный ресурс]. URL; https://world-nuclear.org/images/articles/World-Nuclear-Performance-Report-2024.pdf (дата обращения 12.05.2025)

2. Гордон Б. Г., Пискунова Н. А. О рекомендациях по повышению самозащищенности ядерных реакторов // Атомная энергия. 2011. Т. 110. № 2. С. 117-119.

3. Атнюкова П. В., Пресняков И. В., Толстоухов Д. А. Подходы к оценке стоимости сооружения инновационных объектов ядерной энергетики на ранних стадиях проектирования // Атомная энергия. 2022. Т. 133. № 5-6. С. 316-324.

4. Большов Л. А. Уроки Чернобыля и Фукусимы и современные концепции управления тяжелыми авариями // Атомная энергия. 2016. Т. 121. № 1. С. 3-9.

5. Арутюнян Р. В. [и др.] Оперативный анализ аварии на АЭС "Фукусима-1" (Япония) и прогнозирование ее последствий // Атомная энергия. 2012. Т. 112. № 3. С. 151-159.

6. Никитин Ю. М., Гмырко В. Е. Запроектные аварии с разрывом трубопроводов большого диаметра контура циркуляции РБМК-1000 при отказе системы аварийного охлаждения реактора // Атомная энергия. 2013. Т. 115. № 1. С. 3-6.

7. Василевский В. П. [и др.] Особенности развития тяжелых запроектных аварий РБМК и подходы к управлению ими // Атомная энергия. 2001. Т. 90. № 6. С. 425431

8. Габараев Б. А., Смирнов Ю. Б., Черепнин Ю. С. Атомная энергетика XXI века : учебное пособие для студентов. М. : Издательский дом МЭИ, 2013. 250 с.

9. Средние реакторы: новые факты [электронный ресурс]. URL: https://archive.atomicexpert.com/page328076.html (дата обращения 12.05.2025)

10. Новое слово реакторной классики [электронный ресурс]. URL: https://rosatomnewsletter.com/ru/2023/11/29/fresh-look-at-reactor-classics/ (датаобращения 12.05.2025)

11. Васильев Б. А. Цели и задачи разработок активных зон реакторов БН // Научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной

энергетики НЕЙТРОНИКА-2019»: сборник тезисов докладов. Обнинск. 2019. С. 3-5

12. Козлов Ф. А., Иваненко В. Н. Натрий - теплоноситель АЭС с быстрыми реакторами // Атомная энергия. 1996. Т. 80. № 5. С. 337-345

13. Власичев Г. Н. Феноменология аварий с плавлением материалов активной зоны реактора БН // Труды НГТУ им. Р.Е. Алексеева. 2013. № 1(98). С. 113-120

14. Schneider M. Fast breeder reactors in France // Science and Global Security. 2009. Vol. 17. №. 1. P. 36-53.

15. Tara J. Olivier et al. Metal fire implications for advanced reactors. Part 1: Literature review // Sandia National Laboratories. 2007. 68 p.

16. Guidez J., Fontaine B., Vanier M. Fast Reactor Operation and Reactivity Control: Report on the Phenix Experience // International Conference on the Physics of Reactors Nuclear Power: A Sustainable Resource. 2008.

17. Головин Н. П. [и др.] Исследование запаса реактивности в инновационных реакторах на быстрых нейтронах большой мощности в ЗЯТЦ // Известия высших учебных заведений. Физика. 2021. Т. 64. № 2-2. С. 8-12

18. Gas-cooled reactors and their applications. Technical committee meeting on gas-cooled reactors and their applications // IAEA. 1987. 520 p.

19. Nonbol E. Description of the Advanced Gas Cooled Type of Reactor (AGR) // Riso National Laboratory. 1996. 88 p.

20. Митенков Ф. М. [и др.] Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор -энергоисточник для промышленного производства водорода // Атомная энергия. 2004. Т. 97. № 6. С. 432-446

21. Bamber M., Poulter L., McNally K. Regulatory approach to the challenge of AGR

rH

graphite core ageing // 23 Conference on Structural Mechanics in Reactor Technology. 2015.

22. Giovanni B. Bruna et al. Overview of Generation IV (Gen IV) Reactor Designs-Safety and Radiological Protection Considerations // IRSN. 2012. 106 p.

23. Varaine F. et al. ASTRID project, general overview and status progress // GIF Symposium-the 4th GIF Symposium at the 8th edition of Atoms for the Future. 2018.

24. Драгунов Ю. Г. [и др.] Технические решения и этапы разработки реакторной установки БРЕСТ-ОД-300 // Атомная энергия. 2012. Т. 113. № 1. С. 58-64.

25. Grasso G. et al. The core design of ALFRED, a demonstrator for the European lead-cooled reactors // Nuclear Engineering and Design. 2014. Vol. 278. P. 287-301.

26. Mitchell C. et al. GCFR: The European Union Gas Cooled Fast Reactor Project // American Nuclear Society. 2006.

27. Belovsky L. et al. The ALLEGRO experimental gas cooled fast reactor project // International Conference on Fast Reactors and Related Fuel Cycles Next Generation Nuclear Systems for Sustainable Development, Yekaterinburg. 2017. P. 26-29.

28. Lap-Yan Cheng, Thomas Y. C. Wei, Decay Heat Removal in GEN IV Gas-Cooled Fast Reactors // Science and Technology of Nuclear Installations. 2009. Vol. 2009. P. 99-111

29. Shaber, Eric L. et al. "Very High Temperature Reactor (VHTR) Survey of Materials Research and Development Needs to Support Early Deployment." // Idaho National Laboratory. 2003. 52 p.

30. Герасимова А. Г. Материалы оборудования ТЭС // Минск : БНТУ, 2016, 178 с.

31. Митрофанова Н. М. [и др.] Конструкционные материалы для оболочек твэлов и чехлов ТВС реактора БН-600 // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2011. № 1. С. 211-223.

32. Бараз В. Р., Филиппов М. А., Гервасьев М. А. Назначение и выбор металлических материалов: учебное пособие. Екатеринбург: :Изд-во Урал. ун-та, 2016. 192 с.

33. Тепловые и атомные электрические станции: Справочник / Под общ. ред. В. А. Григорьева, В. М. Зорина. 2-е изд. перераб. М. : Энергоатомиздат, 1989 - 608 с.: ил. - (Теплоэнергетика и теплотехника; Кн. 3).

34. High-burnup experiments in reactivity initiated accidents (hera) // Idaho National Laboratory (INL). 2022. 27 p.

35. Чугун: Справ. изд. / Под ред. А. Д. Шермана и А. А. Жукова. М.: Металлургия. 1991. 576 С.

36. Кавун О. Ю. Методика моделирования динамики энергоблока АЭС, реализованная в программном комплексе РАДУГА-ЭУ // Вопросы атомной науки и техники. Сер.: Физика ядерных реакторов. М.: 1999, вып. 2, с. 17-39.

37. Семишин В. В., Кавун В. О., Кавун О. Ю., Хренников Н. Н. Разработка модели для экспресс-оценки состояния энергоблока АЭС с реакторной установкой типа БН-800 // Труды VI Российской научно-технической конференции молодых специалистов «Инновации в атомной энергетике». 1-3 октября 2019 г. М.: Изд-во АО «НИКИЭТ». 2019. С. 553-562

38. Кавун О. Ю., Куно М. Я., Фейман В. Г. Программа ТРР для теплогидравлического расчета сложных теплогидравлических сетей. // В сб.: Нейтроника-97. Обнинск. 1998. С. 111—118.

39. Семишин В. В., Кавун О. Ю., Алексеев Д. И. Разработка метода решения многогруппового уравнения диффузии для расчета реакторов на быстрых нейтронах // Научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики НЕЙТРОНИКА-2024»: сборник тезисов докладов. Обнинск. 2024. С. 60

40. Иванов А. С., Карпов А. С. Модернизация нейтронных библиотек и программы САПФИР_95, предназначенной для расчёта ячеек реактора // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Ядерно-реакторные константы. 2018 Вып. 1. С. 27-34.

41. Кавун О. Ю., Увакин М. А., Безруков Ю. А., Шарый Н. В. О применении метода сеток для нейтронно-физических расчётов // Вопросы атомной науки и техники. Серия: Физика ядерных реакторов. 2024. № 2. С. 38-47.

42. Кавун О. Ю., Григоьев М. М. О применении метода сеток в реакторных расчетах // Автоматизация и 1Т в нефтегазовой области. 2023. № 4(54). С. 18-29.

43. Нерсесян Н. С. Моделирование измерения реактивности на критическом стенде с быстрым спектром нейтронов: дисс. канд. техн. наук // Сосновый Бор: ФГУП «НИТИ им. А.П. Александрова». 2024. 107 с.

44. Артемов В. Г., Нерсесян Н. С. Сопоставление многогрупповой и малогрупповой нейтронно-физических моделей малогабаритного

газоохлаждаемого реактора с быстрым спектром нейтронов // Технологии обеспечения жизненного цикла ядерных энергетических установок. 2022. № 2(28). С. 49-60

45. K-infinity Experiments for U in Fast Neutron Spectra: Measurements with Enriched Uranium or Plutonium Mixed with Depleted Uranium (BFS-35, BFS-33, BFS-38, BFS-31, and BFS-42 assemblies). NEA/NSC/DOC(95)03/VI. VI, MIX-MISC-FAST-001.

46. Bednyakov S. M. et al. The BFS complex-a unique facility to justify the neutronic parameters of the new generation fast reactor cores // Nuclear Energy and Technology. 2022. Vol. 8. №. 2. P. 97-105.

47. Двухшерстнов В. Г. [и др.] БФС - прошлое, настоящее, будущее // Известия высших учебных заведений. Ядерная энергетика. 2017. № 2. С. 51-60.

48. Petrie L. M., Cross N. F. KENO IV: An improved Monte Carlo criticality program. // Oak Ridge National Lab.(ORNL). 1975.

49. Мантуров Г. Н., Николаев М. Н., Цибуля А. М. Система групповых констант БНАБ 93. Часть 1: Ядерные константы для расчета нейтронных и фотонных полей излучений. // Вопросы атомной науки и техники: Сер. Ядерные константы. 1996 вып. 1. С. 59

50. Shultis J. K., Faw R. E. An MCNP primer // Kansas State University. 2011. 45 p.

51. Trkov A. et al. Endf-6 formats manual-data formats and procedures for the evaluated nuclear data files endf/b-vi, endf/b-vii and endf/b-viii // Brookhaven National Laboratory. 2018. 418 p.

52. Чиркин В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники // М.: Атомиздат. 1968. 484 с.

53. Адамов Е. О. [и др.] Машиностроение. Энциклопедия // Ред. совет: К.В. Фролов (пред.) и др. М.: Машиностроение. Машиностроение ядерной техники. T.IV-25. В 2-х кн. Кн. 1 Под общ. Ред. Е.О. Адамова. 2005. 960 с.

54. Емельянов И. Я. [и др.] Конструирование ядерных реакторов: Учеб. Пособие для вузов // М.: Энергоиздат. 1982. 400 с.

55. Кавун О.Ю., Лифшиц А.М., Семишин В.В. Концепция газоохлаждаемого внутренне безопасного ядерного реактора на быстрых нейтронах // Автоматизация и 1Т в энергетике. 2021.№ 4(141). С. 12-23.

56. Золотарев А.В., Коробкова П.А., Семишин В.В. Разработка основных конструкторских решений для газоохлаждаемого ядерного реактора на быстрых нейтронах // Всероссийская студенческая конференция «Студенческая научная весна», посвященная 175-летию Н.Е. Жуковского»: Сборник тезисов докладов. Москва. 2022 С. 53-54.

57. Калинчева Т.В., Семишин В.В. Исследование нейтронно-физических характеристик и состава топлива газоохлаждаемого реактора на быстрых нейтронах // Всероссийская студенческая конференция «Студенческая научная весна», посвященная 175-летию Н.Е. Жуковского»: Сборник тезисов докладов. Москва. 2022 С. 55-56.

58. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Расчетное исследование теплогидравлических характеристик ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого С02 // Теплофизика реакторов нового поколения (Теплофизика - 2022): Сборник тезисов докладов. Обнинск. 2022. С. 131

59. Семишин В.В. Оценка нейтронно физических свойств активной зоны реактора ВВЭР 1000 при использовании регенерированного уран плутониевого топлива. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2023. № 2. С. 15 26.

60. Семишин В.В. Исследование нейтроннофизических характеристик концептуального ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом. // Известия вузов. Ядерная энергетика. 2023. № 3. С. 31-44.

61. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Исследование нейтронно-физических характеристик ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом. // VI Международная научно-техническая конференция «Инновационные проекты и технологии ядерной энергетики»: Сборник тезисов докладов. Москва. 2023. С. 83.

62. Лифшиц А.М. [и др.] Цифровая модель тепловой электростанции с турбиной на сверхкритических параметрах рабочего тела К-500-240 // Автоматизация и 1Т в энергетике. 2024. № 4(177). С. 7-11.

63. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Основные положения концепции реакторной установки повышенной безопасности. // Научно-техническая конференция «Нейтронно-физические проблемы атомной энергетики (Нейтроника-24)»: Сборник тезисов докладов. Обнинск. 2024. С. 11.

64. Семишин В.В., Кавун О.Ю. Теплогидравлические характеристики концептуальной реакторной установки с ядерным реактором на быстрых нейтронах, охлаждаемым углекислым газом. // Вестник МГТУ им. Н.Э. Баумана. Серия «Машиностроение». 2025. № 2. С. 118-135.

65. Семишин В.В. Исследование концепции реакторной установки с быстрым газоохлаждаемым реактором повышенной безопасности // Тридцать первая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика»: Сборник тезисов докладов. Москва. 2025. С. 824.

66. Зверев С.Р. [и др.] Использование программных средств САПФИР-РФ и ДЕСНА-9 для расчетов нейтронно-физических характеристик реакторов на быстрых нейтронах // Тридцать первая международная научно-техническая конференция студентов и аспирантов «Радиоэлектроника, электротехника и энергетика»: Сборник тезисов докладов. Москва. 2025. С. 822.

Приложения

Приложение 1. Акт о внедрении результатов исследования

УТВЕРЖДАЮ:

льный директор ООО «НИЦ Приоритет»

21 марта 2025 г

/

Б.И. Соркнн

7

АКТ

о внслреиии результатов научно - исследовательской работы

Настоящим актом подтверждается, что результаты научных исследований иейтронно-физичсских и геплогнлравличсских характеристик ядерного реактора на быстрых нейтронах, охлаждаемого углекислым газом при атмосферном давлении, полученные в рамках подготовки диссертации Семншиным R.B. использованы ООО «НГЩ Приоритет» для подготовки и подачн заявки (№ 2025)03851) лдя патентования изобретения: «Газоохлаждаемын ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального runa».

Данный ак1 предназначен для вьючения в материалы диссертации Семишина В.В. и не янлястся основанием для предъявления каких-либо финансовых претензий.

Директор по научной работе к.ф-м.н. ^В.Г. Айрапетян

Приложение 2. Акт о внедрении ПС Десна-9Т

УТВЕРЖДАЮ

Руководи

АКТ

о внедрении результатов научно - исследовательской работы

Настоящим актом подтверждается. что программное средство «Десна-9Т», предназначенное для проведения связанных нейтронно-физических и теплогидравлических расчетов активных зон ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах с различными теплоносителями, разработанное ВВ Семншиным в соавторстве с О.Ю. Кавуном н Д.И. Алексеевым внедрено в образовательный процесс кафедры Э7 «Ядерные реакторы и установки» Федерального государственного бюджетного образовательного учреждения высшего образования «Московский государственный технический университет имени Н.Э. Баумана (национальный исследовательский университет)» Министерства науки и высшего образования Российской Федерации

Форма внедрения - указанное программное средство используется в образовательном процессе кафедры Э7 студентами, обучающимися по специальности 14.05.01 «Ядерные реакторы и материалы»:

- на 4 курсе в рамках дисциплин: «Нейтронио-физический расчет активной зоны водо-водяного ядерного реактора. Курсовая работа», «Нейтронно-физические расчеты. Программные комплексы». «Физика ядерных реакторов»;

- на 5 курсе в рамках дисциплин: «Научно-исследовательская работа». «Конструирование •энергетических ядерных реакторов и реакторных установок» (курсовой проект);

- на 6 курсе в рамках дисциплины «Научно-исследовательская работа» и в рамках выполнения выпускной квалификационной работы.

Данный акт предназначен для включения в материалы диссертации Семишнна В.В и не является основанием для предъявления каких-либо финансовых претензий. у

Заведующий кафедрой Э7 «Ядерные реакторы

Приложение 3. Патент на полезное изобретение

21.10.zaz5. 12 1Т ИЗМг2В±ВП0П

" ни "" 2 848 005 С1

[11)иП£

--V-

• ВДМДЬВЛЯ С-11 жял НО- ННТЕШЕЮТЛЛЬВОЙ савсшнюсш

И^ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ

Стаггус даЯдтнугг Гпрспидаш* мамашшш оддтуод 20.1D.2DZ! П0_.-|Л||,1 ГЛМ1 □л гсд с 21.02.£029- пс 20 ^2.£йЗО. Усг^-Зйлс и б гад с 2' 01 .12? по 1С Э^ 2ПЗО. ушита пошл ыССЭчмыД ером с 2 I 02 2030 [К 20.D2.2C10 рз]ийр по.

¡52КЛК

121X22] Зпдккд: 11*25111.1 Я51. za.-U2.2U25 ¡?2| Л 1 !|.' |М 1а 1

|24> Дота шм.ми отсчета срака дейсгаля патента: Кяи^Ы ОЛСТ Юрьенч {КЮ-

иф 111М и. Ллс-ксшир Я1н£^11.1*вич 1К1").

21Л .й 2.2Ц-2 5- СГ-е-ыншнн 1Еик ■ ир Н-ы.ишоаич ГЛИ )

Даго регистр щни: 4 731 Патен тооб.и.дй1е.!ъы11

]||.111.242* Мащест** г йфлшмгшши «гаетс ИСЛЛФС ин

Приврите т-1 и): " 11*1 чпи-ирпнъаа.1 стамй1йы и. шел■ р

122 ¡¡Дата п«днм талакн ZU.ll2.2i2S Ирнирте г" \ К1.'|

143:■ 1?п¥бликиййио: 1 6.11>.1*2£ Бшя. М 2М

1Синейк документов. ингировлииих н отчете о

поиске: Каи ¡.и О..Ю. л др. "Камне пи л*

шаокляаЕдасмаго ьн* трепне Гл-лии^пм! о

ы 1 е-рла 1II ре-адл ори н* Лыс 1ры* 1ий 1 риыш".

АВТОМАТИЗАЦИЯ II Л !Н 3 Л К 1*1 К1ЛКК,

У ч ре л иг* .им: Над ателье к и II .юч "НД АЙ.ИГТ-

1';РК". 141 ; Н*иср: 4 (В4В), Гад:

21121, Страницы: 12-23. К/. 2 й IIИ А4.

]4.йУ.2и*12. Н.1-1 2Й5Й7 "97 СИ. 111.03.1ВД5. 1;В

] ипнини А, 1й.Ц£.19*7. ЕР 155ННЗА1ч

25.(№.19>5_ ГК 272174Ь ЛИ. 14.1 2.1 ЧЧ5. Ь!Р

3271924 Н 1,. из.117.2!! 1 М.

Адрес длж переписки:

1 2 7И ^ 1Мое коа., ЛВа.ия Г Чхаредс к 1 2.

14> Ц "СлоилА | а.ир*н<NЮ '" 1 Вк 1 <II ГИО-

пр.и.-пмя фирмм ДЕЛИС

Н.мллмнрпянч

17--1 :■ ■ изооолЧЛлЕМиЯндкгкыПРЫКТф! нл ьмпги х Л£Й1гинлхИНТы ШШОГО

ШИЛ

Реферм!.

Иэобр^геяв й относится к атомной пром'ишлеБностн, а именно к ядерному реактору ея быстрин веЬроядх интегрального гнпя с пздвия тшлдвдевщця Теяничясвны р-с-5ультлим жвяится Еовиппвияа упраьлявмм?гн реяинвндетир пзсошжлшипх'о лд<?рного рштфра на быетрыя бгй-трсная £ щс^еи^ным (шнядвниви активной зоны ¡5 условия* дшл(ни, бпнзщго к ягаоефсрЕоиу; доеркцнв« р>двйагги 1ВЫХ проектов делення устанр!лгнаых ВДЕстругтп 1НЧ предешв с пуча? ло шиуп^аеннл вирнвных елтуаиий. Рвщор вивочает страховочный иорпус ¡21 и I ксл^пбвггонв с размещав выи л нем корпусом реактора и I предварительно напряженною нугу на с

||Ц||-1т1 ^11 П1ТДД.ИГЛ Лпп ■Л«|Ц11_|ЧГ|ППГ-Г11ПТ1Г1Г|ГЛ|ИГ*|Г^-7Л111тПВТ|ЦГ|Г—-ИМ

г-\.ю2£>2ъ. 12 it из.ьь:в±вавп

отводя остаточного }1(ртди1дед(вя1. Отказ скин, прццЕшмевкыхлл* отвода ОСТа юЧНОГО }9й[1ГйБНД1|1№НВ1, ПрИВОДИТ Я. ТЯЗИЙЛ ЫЫ лоеледетвнли, > щрвую ^чяргдъ к росту температуры зле мен то в впивеоЛ зоны icnaflt 1 вне продолжающейся генерации тепла, чт\:. ержв^дш к ллавленньо активной юны ял-срнош решнорт, ртзрушйнну ipotmuxfapup»! («звищдсти л выходу продуктов деленил в окружающую среду.

В настоящее время лее реакторы на быстрых нейтронах нмеьог высокую удельную мйдщорть, Li щвструсцвд е возаюкно^тый охлаждении газом при атмосферной давлении ранее не рассматривались. Средней знсргонапряженность активной чоиы для быстрых реакторов состаяллет: БОР-üfl Sfltl МВт.'ыЗ. bH-J5i> МВт.'иЗ, БН-йОА

МВт/иЗ, "Фднян" 43(1 МВт.'ыЗ, "Супср-^ннке'''j-Üft MBt/üJ. Существуют проекты ртапцрдв tu нейтронах., охлаждаемых гелием. Однакр использован не гелия

к быстрых реакторах е большой >нергоыапряжсннос1 ио вктивеоВ зоны требует значительного повышения далления > нервом контуре (до 10,0- LSjO МПа), что делает квезмйкнш охлаждение реактора при потере tc.i лоноситсля. Следовательно, для реализации ttij4M.i.t:*: Ii ntT н пвосеввого охлаждения шявней зоны, up и потере теплоносителя необходим? снижение удальвоВ лирговшрйжевЕитв вктивлоВ зоны.

Решить леи ву» проблему можно, например, ен нжением удельной ношиос г и ВКТИЬЕОЙ ЧОНЫ ДО урт&ЕЕ, ЛрИ ВПртН (piT IDIHgBfB тсп.шсъ^ы ИПТОИШ ^нерговы деле л nil ча сч5т cctcci асаной циркуляции а гмосферпого воздуха

В общем елучае иеполь-юяанне газового теп лоноентсля ы первом контуре имеет ряд преимуществ:

- вочможн ость папучвв к х высоких температур вв выходе из реактора неча в пен мл от давления в нем:

- высокая температура, теп л оное л теля делает возможным реинзадии наиболес т-ффе kl и иных тепловых рхем е максимальны мл КПД термодинамического инки а:

- напое иикресяапнческое сечей не помещения нейтронол гачамн да£т значительную- экономию веб тронов и- активной чоне:

- при авари В и их ситуациях, еялзян в ых с разгерметизацией первого контура., паоощжляеиые реакторы сказываются, наиболее безопасными с точки прения. ■Фзивхнаю радиацнонного воздействия нв окружающую ереду.

[1см и .мо возможности □ олучанш относительно высоиого КПД АЭС (Jl I --13 применение гачояого теплоносителя поаволиет леполь-ъовать ас втором ко л туре пар с тем Li кв параметрами, что н на обычных паровых >.ncki ростанцнях. При мене ни с оерпКвого оборудования удашеаллет АЭС.

Etaнболее оптимальным шевых теплфеоситалей для предлагаемое конструкции ядерного реактора является углекислый газ. Он очен* д tinea, имеет малое сечение поглопнаде нейтронов н плралдая себя в ядерных рсакюрах Магноке н реакторах AiiR с темпер&турой двуокиси углерода ла выходе hi активной зоны Hi-fiTD'C. При давлениях, близких к атмосферному давлен и to, угле к не лы Л ш практически в а ра-з.п а гас гея под действием излучения. Тс плофизн чсски е свойства углекислого га на весьма благоприятны по сравнению с другими гачовы ил теплоносителями. Ii ей л у е вон к. тел лофн *и чески х характеристик н большое! плотное! в при атмосферном давлении углекислый газ позволяет добиться приемлемых заггряг мощности на прокачку ирп сохранении в контуре атмосферного давления.

Hl уровня техники известна публикация (си, Килу л О. [О.. .Пнфиши А.М . Семи шве В.В., «Ко п цен.мня газоохлаждаемого внутренне бею нас и о го лдерного реактора ла быстрых нейтронахл-, АВТОМАТИЗАЦИЯ II IT Н ЭНЕРГЕТИКЕ, Учредители: Издательски В дом "ИД АВИТ-ТЭК". ISSN . 24 Lft-404J; Номер. 4 (14J >. Гад: 2021, ( трандцы: J !-23}, раскрыв ворщвя обилую нон цел и илз газоохлаждаеыого ядерного реактора на быстрых не В тренах интегрального тнпа и рассуждения л otiioiuchhh наиболее оптимальных конструктивных решений применяемых а данном реакторе. Известная публикация носит общнй характер и не раскрывает полную ноне г руки н я гашащхдсиого ядерного ре а к юра на быстрых нейтронах интегрального типа.

Гехинчеехал проблема, на решение которой направлено настоящее изобретен не, заключается в создании газоохваждоеного ядерного реактора на быстрых нейтронах интегральною тина t нолыаченноВ безопасностью н простотой конструкции.

Ulis&ШШМ1 .Ti!HMl IIIIII ВЧ^ИИИ la IUI RиFAT-LD.ilMIHtW =284«DUTЦД 1*1 317

21.10 J02S, 13:17 И 2 2B¿BBBÜ

№иичкв|11 реаукьтаст, доетагвам'ий при еспсщищпи швщвпою вцбрдийнм!, заключается, в шщшцвлн управляемости р^шивипц [Щфашркдныага лдерЕого реактора на &ыетрых ней тронах с одно в рем сны им охлаждением активной завы a усярвжи давления, (Ьщщго к атмосферному. Так*? пред.южен нал щвртрукцвв позволяет осуществлять удержание радиоактивных продуктов деле ни л в ус-ганоалгнных юанструкти ее» л редела* а случае возн и kih пвення аварийных н ■щпгатник (1туш|кй. Предлагаем изобретение расширяет щшныгай apee и ал га-юохлаждвемык ядерных реактороь на быстрых нейтронах интегрального типа

Техличесхая проблема решается, а технический результат достигается за счет того, ■л ii гшохддхД№т|1 ядерный реактор на быстрых нейтронах интегрального тина включает страховочный горл ус и а железобетона е размещенным н ne.ii корпусам реактора из предварительно напряженного чунунас образо в на нем зазора между страховочным корпусом н корпусом реактора, паротурбв нный Блок, содержащий турбину на еверхкри ги чески* параметрах рабочего тела, парогенераторы для. подан н пара па турбину па евсрккрнтнчсеииу параметрах рабочего тела л евячывакнцне в:х трубопроводы йод ьиюто днамс1 ра: актн в пука заву; газодувку. вы полнен пук:-с во ложностью подачн газообразного теплоносителя а активную- зону реакюра.. и теплообменники системы пае сивного расхолаживания, при >том ixinniu юна. газодувка н парогенераторы размещены в газообрачном теп. i он оси теле ядерного реактора в.нутрл корпуса рааитпра с давлением теплоносителе равный атмосферному, а чачор выполнен е во tuожыость-ю заполнения газообразным поглотителем нейтронов под давлением выше давлении пзообразаогд тел л он оси тел я, причем корпус реактора снабжен клапаном подачи щирбриваго поглотителя нейтронов внутрь корпуса реактора, а турбина паротурбинного блока размерена вне с i раховочного нора уса, причем трубопроводы большого диаметра проложены в чазорс между стрщш^ныи корпусом н корпусом реактора с обеспечением циркуляции рабочего тела между парогенераторами н турбиной паротурбинного блока.

Техническая нройлсма решается, а технический результат достигается также в следующем частом варианте реализации газоохлаждаемого ядерного ревхтора.

Гвзкшшщны)! ядерны II реактор на быстрых нейтронах интегрального тина, в котором газообразный теплоноситель представляет собой углехлелый газ.

Для достижения повышения ficto нас une i и - предотвращен на выхода радиоактивных продуктов деления за пределы физических барьеров - должны в ы пол н яться три основные фу л к ц и и: осуществляться управление реакч и в и ос г ыо. охлаждаться актив нал tona: проводиться удержание радиоактивных, продуктов деления, в установленных пределах.

Заявленный таноохлаждасмый ядерный реактор на Пыстрых и с (1т ротах интегрального типа поясняется черт(и_ Нд фег I ехемвтн чеехл изображен обший внд та-юохлаждасмою ядерно! м реактора на быстрых нейтронах интегрального тнпа.

Гачоохлаждасмый ядерны II реактор (1) на быстрых нейтронах интегрального типа включает страховочный орлус (2) из железобетона е размещенным в ы£м корпусе и реактора {3} из предварительно напряженного чугуна с образованием зазора (41 между страховочным корпусом {2} н корпусом ре а к гора {3}. Корпус (3- > н ч предварительно напряженною чугуна почволяет отказа1 ься от орган и за и и и еле ни ал ьы ой системы охлаждения корпуса, поскольку чугун способен фуикцнонирова 1ь беэ охлаждения значительно при более высоких температурах, чек fie тол.

Гачоохлаждасмый ядерны II реактор {11 включает также паротурбинный блок, активную »ну газодувку (9) в теплообыенннкл системы пассивного расходажняания (]()>.

[Tapoтурбинны Й блок содержит турбину на еверккритнчееких параметрах рабочего тела, парогенераторы (5, 61 для подачи пара на турбину на сверхкритннеских параметрах рабочего тела и свиливающие их трубопроводы (7) большого диаметра. Турбина паротурбинного блока размешена вне страховочного корпуса (2) и на фиг. L не показала.

Турбиной но еверхкрнтнческнх параметрах рабочего тела ыожет быть, например, турбина К-SttOоднако возможно применение турбин большей мощности. Реяли нация свсрккрнтичсскпх параметров во втором контуре позволяет сущее i в en по

1IIÍS J.'flWH.TiErt.rd'ngtkl lililí I* lili RиFAT-LD.ilMIHtW=2H«HHT,jjF ЩИ 417

21.10.zazb. 12 17 ИЗ№2МННЕ

повысить термодинамический КПД по сравнению с известными реакторными уЛШЕфИ^НН С турбина и II, р|№тЩ1ЦН.М11 Efe НаСЫЩСННОМ или перегреты ИЗрС.

Hcdwil^bhiií к паротурбинном блоке турбины на евсрхкритнчсских параметрах, рабочего тела позволяет крона того упрости» тепло-обменное оборудование н отказать а от сепарирующих устройств.

Пари ген ера 1при {5, 6) включаю i не и ары тел иные и паро перегрев а тельные надули, и реде i а в л я кшцн с собой, налрнмер. теплообменники с трубами е увеличенной площадью теплового обмсыа и и рот и лоточным движение« сред. Тел л о носитель первого контура движется в меж трубном прост ранет в с, рабочее тело - внутри теплообменпых труб.

Г а. задув ка i 9} выполнен* е возможностью нодачн газообразное тем л о поел те ля л акнплыую юн у реактора. Циркуля и и я ia-юоб разного теплой ос и те.\я (углехп1слого гща) обеспечивается пцдузцыя 19"), в которых может быть применен частотно-регулируемы 1 привод. Это позволяет поддерживать требуемую температуру на выходе ич активной юны (8). Средняя температура газообразного теплоносителя на выходе ич активной тоны (8) МО'С. Объйыное '»лерговы деление топлива в активной зон с (S) е ос г а в л яет L ti М В r/ii j, что лоз в о ляст ос ущсств ллть лаеелвный отяод остаточного зн ер го вы дел ей ил от активной зоны (А) атмосферным вон духом в режима естественной циркуляции. Предлагаема компоновка а совокупности е подобранными параметрами тснлооб.мснн ого оборудовали я. например, проходные се чей н я. поверхности теплообмена, расположение модулей парогенераторов н теп.юобменной системы г корпусе реактора (3), л активной зоны {£}, например, проходное сечение, высота, позволяют добиться относительно малых значений мощности на прокачку газообразного теплоносителя даже при низком давлении назообрачного тсплоноелтелл (*-3% от поминальной злектричсскоЛ моащоетиУ

Лктнвиал зона i8I-, гаэодувка {4)- н парогенераторы пгаротурбппного блока разменяны в газообразном теплоносителе ядерного реактора (I) внутри mpnjca рс а ктора \ 3 )■ с давлс н и см те п ло носител я р а ал и м атм ос фер ному: Зазор (4) вы попн ев с возможное i ь-ю заполнения газообразным поглотителем нейтронов под давлением выше давления газообразного теплоносителя внутри корпуса рсаы ispa {3 i. При 'jtom корпус реактора {3) снабжен клапаном ill} подачи газообразного поглотителя нейтронов (например, трнфгорнда бора} внутрь корпуса реактора {31-.

В зазоре {4), образов а ни ом с грахоаочпым корпусом и к-орпуеоы реактора (.Vi проложены трубопроводы (7) большого диаметра, но которым осуществляется циркуляции рабочего тела (например, воды и пара) между парогенераторами и турбиной паротурбин лого блока. Также в зазора (4) проложены подводящие н отводящие трубопроводы системы пассивного расхолаживания (9). Такое конструктивное исполнен Lie лозволлет исключить, возникновение крупной течл из трубопровода больлюго диаметра а л ре делах корпуса реактора {3}, другими слова мл в пределах первого контура. В зазоре (4) лоддержнваетсл повышенное, но сравнению с корпусом реактора (3), давление газа, вкзтщаающаго газообразный поглотитель нейтронов. В случае снижения герметичное i н корпуса реактора (3} разность давлений м еж,ly в ы утре и н л м п роет р а н ет вом корпусе реахтора (31 н п ростр а н с i вом за юра {4} позволит автоматнчеехл осуществим, подачу газообразного лоп.ютитсля нейтронов, 4 1 и обеспечит перевод ядерного реактора Ш к нодкритичеекпе состояние даже в случае отказа аварийной зашиты.

Предложенная конструкция также обеспечит ocia нов ядерного рсакюра 11} в случае течи трубопроводов (7), расположенных а зазоре (4). При возникновении такой течи ц зазоре (41 будет повышай irC я дал леи и с. При превышении давления срабатывания защитного клапана (LLJ объем зазора (4) соединится с лрое i ранетвом внутри корпуса реактора (J} и туда нваннёт поступать смесь рабочего тала из трубопроводов |7) и назообрачного поглотителя нейтронов.

Газообразный геи. юное и т ель (углекислый 1аз) в первом контуре ib пределах корпуса реактора (3) движется следующим образом: из 1азодувкн (9} СО! нагнетается в камеру, расположенную под активной зоной {8}, проходит через Т'ВС активной чон ы (R4 снизу вверх, обеспечивал тсплоеь^м, разворачи васт ся на I SO" н опускается вниз через парогенераторы Г?, б) л теплообменники системы пассивною расхолаживания 11()| на вход в газодуяки (4]. Верхняя часть внутренней полости корпуса реактора (.?)

1IISS :A>w«1 .fifrt; .га1 wg пЧп .^шИ^иИЛ е= R U HÍTUolJ uitv ШВИТ h»F i «= Mml EI7

zi.w.Hza. iz.ir из-нлзв^вааа

является сборным идлтсгорои горячего газообразного теплоносителя, от^яа ail ншрав.щщ iL а вход в .парогенераторы.

ко hl трущие предлагаемого лдерного реактора (I) позволяет осуществлять I еплоотвед от ахтлвпоЛ зоны 4SI а еюлностьв} пассивном режиме в переходных режимах, ев язан пых. с потерей зл с ктрое н аб жен н я. зн ер го бл о ка. К и ч нате знамение объемного зн ер го выделения топ л ива позволяет осуществлять пассивный отвод ос I а точных знерговыделений от тон.¡наа а i моеферным воздухом, в случае разгсрмстнзащ-н! первого контура.

Ii он и сан пом выше режиме естественная циркуляция газообразно! о tcei л о носителя iiepBOlo црнтура разбивается на счйт разницы плотностей в общем тяговоы участие над активной зоной (Si и л конвективном опускном участхе, где расположены модули iiapo генератора is н теплообменников {10) системы naecLiBHoro расход ax н во ни л. Таким образом, предлагаемая, ион строки и я позволяет кепипнть поврежден! не активной зоны (В) и обеспечить ее надежное охлаждение даже а случае разгерметизации первого контура и потеря газообразною tcei л о носи теля и не требует наличия больших, талаеов теплоносителя для комленеацнл его потерн в случае течи первого контура.

Формула изобретения L. Газоохлаждаемы11 ядерный реактор 11 > на быстрых нейтронах интегральной п I и па, включаьошик

е I раков очный корпус ич железобетона е размещенным в лея корпусом реактора (31 н I предварительно напряженного чугуна с образоьаннем зазора (4) между страховочным корпусом 1.2} н корпусом рсакюра (3)-:

паротурбинный блок, содержащий турбину на сверхкрнтнческнх параметрах рабочего тела, парогенераторы (?, для подачи пара на турбину на оверстригических параметрах рабочего тела н связывающне их трубопроводы (7) большого диаметра, вктивнуьо зону (Я),

газодувку [9), выполиcbinyKi е возможностью подачи газообразного теплоносителя в активнуво зону (it) реактора, и

теп лооб менниклснстемы пассн в но го раехолаж и в ан ил 410), при зтом активная зона (8}, гвзодувка л napoi с и ера торы (5, размещены в газообра4ном теплоносителе ядерного реактора (Li внутри корпуса реактора (31 с давл синем те л лон оси tclq я . рав выи и i мосферпом у. а затор (41 выпил н ен с иозможнöl I ью- заполнения газообратным поглотителем нейтронов под давлением ы j ше да н ле и Li л i азообразн о го тс плон оси тел я.

причем корпус реактора (3> снабжен хлапа нем (II) подачи газообразного поглотителя нейтронов внутрь kopLiуса реактора (3)-. в

турбина паротурбинного блока рцыащрЕ! вне страховочного корпуса (2), причем I рубоЕфоводы (7) большого диаметра проложены в чазоре (4) между страховочным корпусом (21 н корпусом реахтора (.Vi с обеспечением циркуляция рабочего тела между парогенераторами (5, Л} и Typ6Linok паротурбинного блока.

2. ГазоохлаждаемыН ядерный реактор по п .. стлнчакгщнйся TChL, ч ю 1а-ьообрачны Г1 I сплонослтель представляет собой углекислый гач.

htlpc 1>1Н1 .г и &Ш* rinn В= R U FftTiDoiM H4pi284anslT .:eF в= Min