Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах

Размещено на http://www.allbest.ru

РОССИЙСКИЙ НАУЧНЫЙ ЦЕНТР «КУРЧАТОВСКИЙ ИНСТИТУТ»

АВТОРЕФЕРАТ

диссертации на соискание научной степени доктора технических наук

Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах

Игнатьев Виктор Владимирович

Специальность: 05.14.03 Ядерные энергетические установки,

включая проектирование, эксплуатацию

и вывод из эксплуатации

МОСКВА, 2007 г.

Работа выполнена в Российском научном центре «Курчатовский институт»

Официальные оппоненты:

доктор технических наук,

Арнольдов Михаил Николаевич

доктор технических наук,

Завадский Михаил Игоревич

доктор физико-математических наук,

Сенченков Анатолий Павлович

Ведущая организация: Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники им. Н.А.Доллежаля.

Защита состоится «____»______________________ 2007 г.

в _____часов на заседании Специализированного Совета по ядерной энергии.

Автореферат разослан «____»_______________2007 г.

Ученый секретарь

Специализированного Совета

д.т.н., профессор В.Г. Мадеев

ОБЩАЯ ХАРАКТЕРИСТИКА РАБОТЫ

жидкосолевой топливный ядерный реактор

Актуальность темы. При крупномасштабном мировом развитии ядерная энергетика неизбежно столкнется с ограниченностью ресурсов дешевого урана и будет необходимо реализовывать замыкание ядерного топливного цикла (ЯТЦ) и расширенное воспроизводство топлива при использовании урана и тория. Потребуются реакторные установки для более эффективного производства электроэнергии и передачи высокотемпературного тепла. В замыкающей части ЯТЦ необходимо обеспечить эффективное рециклирование отработавшего ядерного топлива (ОЯТ), сжигание наиболее опасных актиноидов и долговременную изоляцию радиоактивных отходов (РАО). В долгосрочной перспективе технологии жидкосолевых ядерных реакторов (ЖСР) с циркулирующим топливом могут быть востребованы как для создания Th-U размножителя (ЖСР-Р), так и в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики в симбиозе с твердотопливными реакторами для сжигания актинидов из ОЯТ твердотопливных реакторов (ЖСР-С). В среднесрочной перспективе жидкосолевые композиции при их успешном освоении могут быть востребованы в твердотопливных реакторах для придания им свойств повышенной эффективности и безопасности при производстве и передаче высокотемпературного тепла, пирохимической переработки новых и усовершенствованных типов ОЯТ, а также получения радиоизотопов медицинского назначения.

Возможность применения расплавленных солей на основе фторидов в качестве рабочих тел в перспективных разработках ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России требует решения нескольких ключевых научно-технических проблем. Эти проблемы связаны с разработкой надежных конструкционных материалов и обоснованным выбором солевой композиции для каждого конкретного применения. Решение последней проблемы в значительной степени сдерживалось отсутствием надежных систематизированных данных по физическим и химическим свойствам, теплообмену и технологии эксплуатации перспективных составов расплавов фторидных солей.

В связи с этим комплексное изучение свойств перспективных систем расплавов фторидных солей представляет непосредственный интерес для практики применения в высокотемпературных установках реакторов и топливного цикла, а также создает экспериментальную базу для их инженерного расчета. Эти исследования наряду с аналогичными исследованиями новых типов реакторов и установок топливного цикла направлены на определение наиболее перспективного и обоснованного направления развития системы ядерной энергетики.

Цель работы заключалась в создании экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей, а также конструкционных материалов для новых применений в реакторных установках; получении достоверного экспериментального материала по основным свойствам перспективных составов расплавов, содержащих дифторид бериллия, фториды лития, натрия и калия; закономерностям переноса тепла в петлях с естественной циркуляцией жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения, а также теплоотдачи расплавов фторидов при вынужденном течении; коррозионному взаимодействию жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала системы; его обобщении и использовании полученных результатов в практических целях инженерного расчета характеристик ЖСР.

Для ее достижения была разработана программа исследований, включающая решение следующих задач: (1) Создание экспериментальных установок и базы данных для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей в ядерных реакторах; (2) Разработка и совершенствование надежных методов измерения физических и коррозионных свойств жидкосолевых систем; (3) Испытания взаимодействия смесей расплавов фторидов лития, бериллия и натрия, в том числе, с добавками UF4 и PuF3 с отечественными сплавами и сталями; (4) Экспериментальное определение температурной зависимости физических и химических свойств неизученных составов солевых композиций, которые выбраны для детальных исследований на основе предварительной оценки свойств составов; (5) Изучение закономерностей теплообмена расплавов фторидов при вынужденной и естественной конвекции жидкосолевых композиций при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения; (6) Установление возможного влияния состояния солевой системы (присутствие в расплаве топливных добавок, примесей или продуктов деления) на ее физико-химические свойства; (7) Поиск путей и обоснование возможности практического использования выбранных конструкционных материалов и композиций расплавов фторидных солей для новых применений в качестве топливного носителя, теплоносителей первого и промежуточных контуров для высокотемпературных ядерно-энергетических систем нового поколения.

Научная новизна. В диссертационной работе выполнено экспериментальное исследование свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов для различных применений в реакторных установках и системах топливного цикла. На основе полученных в диссертации экспериментальных данных предложена и разработана концепция гомогенного ЖСР сжигателя актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов различных составов и выработки электроэнергии. Основная часть экспериментальных данных оригинальна и получена впервые:

· Создан и успешно испытан ряд высокотемпературных установок с принудительной и естественной циркуляцией наиболее перспективных жидкосолевых композиций, включая LiF-BeF2+UF4, LiF-NaF-BeF2+PuF3, LiF-BeF2-ThF4+UF4, LiF-NaF-KF и NaBF4-NaF. В лабораторных и реакторных условиях при температурах расплавов 500-750 оС показана работоспособность основных элементов петель с принудительной и естественной циркуляцией (насос, теплообменник, запорная арматура и др.). Отработаны режимы пуска и расхолаживания установок, а также усовершенствованы способы очистки от примесей жидкосолевых композиций различного состава.

· Впервые показана эффективность очистки циркулирующей жидкосолевой композиции от примесей, содержащих хром, железо, никель и др. в процессе работы установок при помощи «холодных» ловушек. Для коррозионных испытаний разработана и испытана трехэлектродная конструкция устройства измерений редокс-потенциала с бездиафрагменным нестационарным динамическим бериллиевым электродом сравнения.

· Впервые в динамических неизотермических условиях с непрерывным измерением редокс-потенциала системы экспериментально изучено коррозионное взаимодействие жидкосолевых композиций с разработанными специально для ЖСР отечественными конструкционными материалами, в том числе влияние на коррозию топливных добавок UF4 и PuF3, а также теллура, образующегося при делении урана, и ответственного за процесс межкристаллитной коррозии никель-молибден-хромовых сплавов. На основе проведенных испытаний создана база данных для выбора оптимального состава сплавов для топливного и промежуточного контуров жидкосолевых реакторных установок.

· Впервые проведено экспериментальное исследование тепловых характеристик закрытых термосифонов при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах LiF-BeF2, LiF-BeF2+UF4, LiF-BeF2-ThF4+UF4 и NaBF4-NaF применительно к схемам ЖСР. Экспериментально исследованы закономерности теплоотдачи расплавов солей фторидов при принудительном течении в круглой трубе на примере расплава LiF-NaF-KF в области переходного и начала развитого турбулентного течения. Изучено влияние на тепловые характеристики систем примесей фторидов металлов.

· Представлены новые экспериментальные данные по физическим свойствам (температура плавления, растворимость оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на них добавок трифторидов лантаноидов, радиационная стойкость в полях реакторного излучения) для перспективных составов.

· Найден и рекомендован для практического применения в ЖСР-С диапазон составов расплавов Li,Na,Be/F и Li,Be/F с удовлетворительной температурой плавления, имеющих в диапазоне рабочих температур требуемую растворимость трифторидов актиноидов, адекватные теплофизические свойства, а также хорошую совместимость с конструкционными материалами.

Практическое значение работы. Созданные экспериментальные установки и база данных, включающая установленные количественные выражения для зависимости исследованных свойств жидкосолевых композиций и конструкционных материалов от определяющих параметров системы, используются для выбора и усовершенствования жидкосолевых топливных композиций и теплоносителей при расчёте и проектировании реакторных установок организациями отрасли. Результаты исследований вносят также вклад в базу знаний по фундаментальным свойствам расплавленных смесей фторидных солей.

Автор выносит на защиту:

1. результаты испытаний работоспособности установок с принудительной и естественной циркуляцией различных композиций жидкосолевого топлива и теплоносителя в лабораторных и реакторных условиях;

2. результаты экспериментального исследования коррозионного взаимодействие жидкосолевых композиций топливного и промежуточного контуров ЖСР с металлическими конструкционными материалами в динамических неизотермических условиях с измерением редокс-потенциала;

3. результаты измерения физических свойств перспективных составов расплавов фторидных солей (температура плавления, растворимость в расплавах оксидов / трифторидов плутония и лантаноидов, плотность, теплопроводность, вязкость и влияние на нее добавок трифторидов лантаноидов);

4. результаты измерений коэффициентов теплоотдачи при вынужденном течении в круглой трубе и тепловых характеристик закрытых термосифонов со свободной конвекцией при наличии поверхностных и объемных источников энерговыделения в расплавах фторидных солей;

5. концепция гомогенного ЖСР-С и возможности его использования в качестве нового элемента в системе ядерной энергетики для сжигания актиноидов из ОЯТ твердотопливных реакторов.

Личное участие автора состоит в постановке и организации всех исследований, участии в создании экспериментальных установок, разработке методик и участии в проведении экспериментов, обработке полученных измерений, обсуждении и изложении результатов. Ряд вопросов изложенных в диссертации, разработан в соавторстве с сотрудниками РНЦ - Курчатовский Институт, ИВТЭ РАН и РФЯЦ ВНИИТФ.

Публикации. Основное содержание диссертации отражено в двух монографиях, в статьях опубликованных в журналах “Атомная энергия”, "Fusion Technology”, "Kerntechnik”, "Nuclear Engineering and Design”, “Nuclear Technology”, “Revue Generale Nucleaire”, “Transactions of American Nuclear Society”, в сборнике “Вопросы атомной науки и техники”, в трудах Всероссийских и Международных конференций.

Апробация работы. Основные результаты работы представлялись на Международных конференциях по замыкающей части ядерного топливного цикла GLOBAL (Франция, Версаль, 1995; США, Джексон холл, 1999; Франция, Париж, 2001; США, Новый Орлеан, 2003; Япония, Цукуба, 2005), 2-й Международной конференции по технологии и применениям трансмутационных ускорительно-управляемых систем (Швеция, Кальмар, 1996), Международной конференции МАГАТЭ по обоснованию гибридных концепций для производства энергии и трансмутации (Испания, Мадрид, 1997), Международных конгрессах по усовершенствованиям в ядерном топливном цикле ATALANTE (Франция, Авиньон, 2000 и Франция, Ним, 2004), 7-й и 9-й Международных конференциях OECD NEA по парционированию и трансмутации актинидов и продуктов деления (Корея, Жежу, 2002 и Франция, Ним, 2006), Международных конференциях по химии расплавов солей EUCHEM (Великобритания, Оксфорд, 2002 и Тунис, 2006), Международных конгрессах по усовершенствованиям в атомных электростанциях ICAPP (Испания, Кордоба, 2003, США, Рено, 2006 и Франция, Ницца, 2007), на международном симпозиуме по ионным жидкостям (Франция, Кэри ла Руе, 2003), Международных конференциях по нетрадиционным ядерным энергетическим системам ICENES (Бельгия, Моль, 2005 и Турция, Стамбул, 2007), Международном симпозиуме по термогидравлике ядерных реакторов NURETH-11 (Франция, Авиньон, 2005), Международном симпозиуме по химии и технологии расплавов солей MS7 (Франция, Тулуза, 2005), Международной конференции по физике реакторов PHYSOR-2006 (Канада, Ванкувер, 2006), и Международной конференции по ядерной инженерии ICONE 14 (США, Майами, 2006). Полностью работа доложена и обсуждена на заседании Ученого совета Института ядерных реакторов РНЦ «Курчатовский институт». По материалам диссертации опубликовано более 50 работ в отечественных и зарубежных изданиях, список публикаций приведен в конце автореферата.

Структура и объем работы. Диссертация состоит из Предисловия, шести глав, выводов, списка цитированной литературы и Приложения. В основных разделах работы рассмотрены вопросы возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике (первая глава), технологии создания и эксплуатации жидкосолевых стендов (вторая глава), совместимости расплавов фторидных солей с конструкционными материалами (третья глава), физических свойств (четвертая глава), теплопереноса (пятая глава) и практического использования исследуемых жидкосолевых фторидных композиций в новых концепциях ядерно-энергетических систем (шестая глава).

Все разделы диссертации связаны между собой единством объектов исследования и целенаправленной систематикой их выбора, определяемой решением поставленных задач, общностью свойств систем обсуждаемых в работе, единой точкой зрения и подхода к объяснению наблюдаемых явлений и единством цели, которой посвящена работа - созданию физических и химических основ для осуществления высокотемпературных процессов с участием расплавов фторидных солей с учетом требований, выдвигаемых при разработке ядерно-энергетических систем для новой технологической базы России. Общий объем диссертации составляет 309 страницы, включая 70 таблиц, 108 рисунков, библиографический список из 156 наименований, Приложение (36 стр.)

СОДЕРЖАНИЕ РАБОТЫ

В главе 1 (вводной) обсуждается перспективность возможных применений расплавов фторидных солей в ядерной энергетике будущего: в реакторах с циркулирующим топливом для создания Th-U - размножителя, сжигателя трансурановых элементов из ОЯТ легководных реакторов (ЛВР), а также как высокотемпературного теплоносителя в твердотопливных реакторах. Опыт экспериментальных исследований на реакторах ARE и MSRE в ORNL (США) продемонстрировал работоспособность и возможность управления контурами циркуляции жидкосолевого топлива. Проектные проработки реактора MSBR для АЭС мощностью 1000 МВт (эл.) показали, что на базе ЖСР можно создать энергоустановку с высокими параметрами паротурбинного преобразования энергии при работе реактора в режиме расширенного воспроизводства топлива со временем удвоения 18 - 20 лет и удельной загрузкой делящимся топливом Gуд = 1,5 кг/МВт (эл.). Эти результаты стимулировали интерес к ЖСР в различных странах мира, в том числе в нашей стране. Среди основных преимуществ технологии ЖСР выделим следующие: (1) высокоэффективный баланс нейтронов благодаря отсутствию в активной зоне конструкционных материалов и возможности непрерывного выведения продуктов деления; (2) большая глубина выгорания топлива; (3) высокая ядерная безопасность; (4) высокое качество (по изотопному составу) нарабатываемого топлива; (5) сравнительная простота и дешевизна топливного цикла; (6) возможность вырабатывать высокотемпературное тепло в узком диапазоне температур и (7) широкий диапазон возможных применений.

Анализ физических и технологических требований к жидкосолевому топливу и теплоносителю показывает, что выбор оптимальной композиции соли растворителя во многом определяется типом установки и областью ее применения. Определены три группы составов, представляющих основной интерес для разработок ЖСР, и содержащие как основные составляющие: (1) фториды солей щелочных металлов, (2) дифторид бериллия и (3) тетрафторид тория. В них в наибольшей степени удовлетворяются требования по температуре плавления, нейтронному потенциалу системы и совместимости с конструкционными материалами. К настоящему времени наиболее изучен и обладает наиболее приемлемыми свойствами применительно к Th-U ЖСР-Р состав LiF-BeF2, который при температуре плавления около 500 °С допускает концентрацию ThF4 и UF4 до 10 - 20 мол. % и имеет низкое давление насыщенных паров (<10Па при температуре до 800 °С). В качестве теплоносителя промежуточного контура ЖСР предпочтение обычно отдается более дешевой эвтектике NaF-NaBF4 (Тпл =385 °С). Отмечается существенно меньшая проработанность выбора состава и свойств топливной соли для ЖСР-С, а также для теплоносителей реакторного и промежуточного контуров в твердотопливных реакторных концепциях.

Приведен обзор отечественных и зарубежных разработок конструкционных материалов для ЖСР и показано, что специальные сплавы на основе никеля обладают необходимой жаропрочностью и жаростойкостью в среде расплавленных фторидов до температур 750 - 800 °С, ряд марок аустенитных нержавеющих сталей совместим с жидкосолевыми теплоносителями и обладает необходимой жаропрочностью при рабочих температурах до 650 °С. Сформулированы требования к графитовому замедлителю и отражателю для ЖСР, где основными проблемами для графита является обеспечение его радиационной стойкости и газонепроницаемости для ксенона.

Методы выведения актиноидов и редкоземельных элементов из различных жидкосолевых композиций на основе фторидов, включая LiF-BeF2 и LiF-BeF2-ThF4-UF4, разработанные и экспериментально проверенные в лабораторных условиях (в первую очередь восстановительная экстракция) могут служить технологической основой организации топливного цикла в ЖСР.

В главе 2 рассмотрены технологические особенности проектирования и эксплуатации экспериментальных установок с жидкосолевым топливом и теплоносителем. В начале главы обсуждаются требования, которые необходимо учитывать при проектировании установок с циркуляцией расплавов фторидных солей и опыт, полученный ранее на экспериментальных стендах ORNL (США). Формулируются задачи исследований по технологии подготовки солевых композиций, исследованию работоспособности различного технологического оборудования при взаимодействии с расплавами фторидных солей и обеспечению требуемой чистоты циркулирующего расплава в процессе эксплуатации установок. Для ответа на эти и другие вопросы был разработан и испытан ряд лабораторных и реакторных установок с естественной и принудительной циркуляцией жидкосолевого топлива и теплоносителя, в том числе с топливными добавками. Установки первого типа представляли собой закрытые цилиндрические термосифоны без вставки или с внутренней коаксиальной вставкой, которая разделяет восходящие и нисходящие потоки расплавленной соли и формирует контур циркуляции. Конструкции представленных в Таблице 2.1 установок оказались работоспособными.

Таблица 2.1. Основные параметры установок с естественной и принудительной циркуляцией расплавов фторидных солей

В разделе 2.2 обобщен технологический опыт работ на установке "Солярис" с принудительной циркуляцией, где использовалась композиция LiF-NaF-KF (температура плавления 454°С). Конструкционный материал - сталь 12Х18Н9Т. Циркуляция расплава обеспечивалась с помощью специально разработанного центробежного насоса погружного типа. Для измерения расхода расплава служил калориметрический расходомер. Расход расплава определялся из уравнения теплового баланса с учётом потерь тепла в окружающую среду. Стенд включал экспериментальные участки для исследований коррозионной стойкости конструкционных материалов (см. гл. 3) и коэффициентов теплоотдачи при течении расплава в круглой трубе (см. гл. 5). Опыты проводились при параметрах расплава: температура 500 - 700 оС, расход 0,5-1,5 кг/с. В результате ресурсных испытаний стенда с принудительной циркуляцией расплава показана принципиальная работоспособность основных его элементов (насос, теплообменник, системы подготовки и очистки расплава). Насос с вынесенными из теплоносителя в зону инертного газа подшипниковыми узлами проработал без ремонта до конца эксперимента. Таким образом, успешная эксплуатация консольного варианта лопастного насоса для перекачки расплава при температурах до 700 °С позволяет надеяться, что принципы, заложенные при его проектировании, могут быть использованы при разработке насосов для полномасштабных ЖСР. Очистка циркулирующего расплава от примесей осуществлялась при помощи тупиковых «холодных» ловушек. Отбор проб расплава из контура циркуляции производился с помощью пробоотборников замораживающего типа. Анализ проб расплава из контура циркуляции показал, что после первых 100 часов работы равновесная концентрация примесей, содержащих хром, железо, никель и др. металлы не превышала 10-2 масс. %. Очистка расплава при помощи «холодной» ловушки позволяла за несколько часов снизить концентрацию примесей хрома, железа и никеля в 2 -3 раза (см. рис. 2.1). Послойный анализ содержимого «холодной» ловушки показал, что примеси концентрируются в охлаждаемой зоне в плотный и прочный кристаллический осадок. По данным анализа этот осадок содержал значительные количества продуктов коррозии конструкционного материала стенда в основном хрома и железа. Таким образом, показана эффективность очистки расплава от примесей, содержащих эти металлы при помощи однозонных тупиковых «холодных» ловушек.

В разделе 2.3 обобщены результаты технологических испытаний коррозионной термоконвекционной петли с расплавом молярного состава 15LiF-58NaF-27BeF2 (температура плавления 479 °С) с добавками трифторида плутония. Все элементы конструкции петли изготовлены из никеля марки НП-2. Установка снабжена газо-вакуумной системой, устройствами отбора проб для химического анализа, устройствами ввода и вывода кассет с образцами исследуемых материалов, устройствами ввода восстановителя расплава (металлический бериллий), продуктов деления (теллур) и окислителей (дифториды железа и никеля). Предусмотрено введение топливной добавки PuF3 в расплав с помощью специального дозатора. Для измерений редокс-потенциала расплава разработано бездиафрагменное 3-х электродное устройство с нестационарным (динамическим) бериллиевым электродом сравнения (УИРП). Анализируя данные о химическом и электрохимическом поведении различных электродных материалов в бериллийсодержащих фторидных расплавах, а также фазовые диаграммы бинарных металлических систем с бериллием в качестве материала катода, на котором осаждается бериллий, и индикаторного электрода выбрана молибденовая проволока (99,9 % Мо), а для изготовления вспомогательного электрода (анода) - стержень из стеклоуглерода. Определены оптимальные условия формирования динамического бериллиевого ЭС (см. рис. 2.2), которые обеспечивают получение воспроизводимых значений редокс-потенциала расплава (глубина погружения катода Н = 3 мм, ток I = 10-100 мА, время t = 1-50 с). Испытания показали, что разработанная конструкция обладает высокой надежностью и обеспечивает получение воспроизводимых значений редокс-потенциала расплава с погрешностью ±5 мВ в течение длительного времени (более 1600 час.). В установке была реализована следующая технологическая схема предварительной очистки расплава: (1) гидрофторирование солевой композиции смесью фтористого водорода и гелия для превращения малорастворимых в расплаве оксидов бериллия, никеля и железа в хорошо растворимые фториды; (2) электролиз расплава в целях удаления основного количества растворенного никеля; (3) обработка соли металлическим бериллием для удаления остаточных ионов никеля и железа. В результате очистки перед началом коррозионных испытаний в расплаве почти не осталось кислородсодержащих соединений, а массовая доля основных окислителей - дифторидов никеля, железа и хрома снизилось до 0,003, 0,0165 и 0,0026 %, соответственно. При этом редокс-потенциал системы снизился c 1,78 В до 1,1 В, что подтвердило эффективность разработанной методики.

В разделе 2.4 представлен опыт создания и эксплуатации реакторной установки КУРС-2 с естественной циркуляцией жидкосолевого топлива LiF-ВеF2-UF4 для испытания материалов и технологических систем в условиях, максимально приближенных к работе материалов в топливном контуре ЖСР. Стенд выполнен в интегральной компоновке и предназначен для испытаний работоспособности элементов ЖСР, исследований тепловых характеристик естественной циркуляции, изучения радиационно-химической стабильности жидкосолевых топливных композиций в условиях облучения. Исследования проводились на реакторе ВВР-СМ с потоком нейтронов до 0,76*1014 нейтр./(см2*с). Основной узел экспериментального участка -- закрытый термосифон -- заполнен солевой композицией 7LiF-ВеF2-235UF4 (температура плавления 458 °С). Термосифон выполнен из стали 12Х18Н10Т и помещен для безопасности в два страховочных кожуха. Для предварительного плавления соли по всей длине термосифона установлены электронагреватели. Участок термосифона, расположенный в активной зоне, представляет собой зону нагрева термосифона, а участок, находящийся над активной зоной, зону охлаждения. Тепло, выделившееся за счет ядерных реакций непосредственно в расплаве и стенке трубы термосифона, посредством свободной конвекции по центральной вставке через переливные окна передается в зону охлаждения. Здесь тепло снимается реакторной водой. Затем охлажденный расплав поступает в активную зону, где происходит его подогрев. Основной теплосъем с поверхности термосифона осуществляется в верхней части, так как кольцевые газовые зазоры, разделяющие расплав и охлаждающую воду, в 5 раз меньше, чем в активной зоне. Термосифон и страховочные кожуха подключены к газо-вакуумной системе. В установке предусмотрена возможность предварительной пассивации фтором газовых коммуникаций, масс-спектрометрического анализа газовых проб в процессе облучения и непрерывного контроля давления в газовых объемах. Отдача тепла с поверхности термосифона происходит излучением и теплопроводностью без конвекции газа в зазорах. Регулировка теплосъема проводилась путем изменения давления гелия в страховочных кожухах. Во всех режимах наблюдалась устойчивая естественная циркуляция топливной соли. Результаты измерений количества тепла, снимаемого с поверхности экспериментального участка, показали, что при изменении мощности реактора от 3,5 до 9,2 МВт (тепл.) энерговыделение в расплаве и стенках термосифона увеличивалось от 6 до 20 кВт. Эти данные с погрешностью до 8% согласуются с результатами нейтронно-физического расчета энерговыделения для КУРС-2. Количество тепла, выносимое из активной зоны посредством конвекции и снимаемое в верхней части термосифона, составляло соответственно от 4 до 16 кВт. Из них около 10-13% передается излучением от вставки, а остальное - посредством конвекции жидкости в щелевом зазоре. Максимальная температура стенки термосифона не превышала 750 °С, а минимальная 500 °С. Испытания продолжались в течение 750 часов на мощности реактора более 9 МВт (тепл.). Наработанный флюенс составил 2*1020 нейтр./см2. При срабатывании аварийной защиты реактора (4 раза) экспериментальный участок не испытывал термоударов, так как в этом случае проводились откачка гелия из зазоров и включение охранных электронагревателей. Конструкция КУРС-2 в целом оказалась работоспособной. Факторов, влияющих на ухудшение со временем тепловых характеристик термосифона, не обнаружено. Радиационно-химическую стойкость топливной композиции изучали, анализируя газовыделение над расплавом. Данные масс-спектрометрического анализа показали, что в состав выделившейся газовой смеси входили в основном гелий (80 % по объему) и незначительные количества фтора. Гелий в расплаве, содержащем 6Li, образуется по реакции 6LiF + 1n He + 1/2T2 + 1/2F2. Результаты расчетов показали хорошее согласие между скоростью газовыделения и концентрацией 6Li в расплаве. Измеренная по газовыделению интенсивность радиолиза не превышала 3.10-6 молекул на 100 эВ. Соответствующее значение для воды почти на 4 порядка выше.

Глава 3 посвящена экспериментальному изучению совместимости отечественных сплавов на основе никеля и сталей с составами расплавов фторидных солей топливного и промежуточного контуров ЖСР. В начале главы представлен термодинамический анализ системы «конструкционный материал - расплав фторидных солей» и сделаны следующие выводы. Основные компоненты солевых расплавов - фториды лития, калия, натрия, бериллия и тория - не могут вступать в химическое взаимодействие с элементами металлических сплавов. Коррозионное взаимодействие солевого расплава с элементами конструкционного материала связано только с присутствием в расплавах солей некоторых примесей, из которых наибольшую опасность представляет вода. Однако эти примеси ответственны за интенсивный процесс первоначальной коррозии, завершающейся при установлении термодинамического равновесия в замкнутой системе, и не приводят к процессу непрерывной коррозии. Только присутствие в расплаве в достаточных количествах топливного компонента в виде UF4 приводит к химическому взаимодействию с хромом по реакции: Cr(тв.р.) + UF4 2UF3(р) + CrF2(р), что создает при существовании в реакторе температурного градиента механизм непрерывной коррозии. Имеющиеся опытные данные показывают, что скорость коррозии в системе «конструкционный материал - топливная соль» определяется следующими параметрами: составом топливной соли и конструкционного материала; наличием примесей-продуктов деления (теллур), влияющих на структурные свойства конструкционного материала и окислительное состояние расплава (NiF2, FeF2, H2O, окислы и сульфаты металлов); максимальной рабочей температурой конструкционного материала топливного контура, температурным градиентом в контуре циркуляции расплава и в меньшей степени скоростью расплава. Эти параметры определяют окислительно-восстановительное состояние топливной соли или ее редокс-потенциал, от величины которого в конечном итоге зависит скорость протекания электрохимических процессов коррозии конструкционного материала. Коррозионная стойкость материалов в настоящей работе исследовалась двумя методами. Первый - это метод ампульных статических изотермических испытаний контрольных образцов в различных жидкосолевых средах. Второй метод - испытания материалов в неизотермических динамических условиях на стендах с естественной и принудительной конвекцией.

В разделе 3.2 обсуждены вопросы разработки отечественного никель-молибденового сплава для Th-U ЖСР - Р. Отобраны конструкционные материалы для топливного контура ЖСР - это в первую очередь созданные на базе американского сплава Хастеллой - Н отечественные никель-молибденовые сплавы ХН80МТЮ, ХН80МТ, ХН80М-ВИ (см. таблицу 3.1).

Таблица 3.1. Химический состав сплавов конструкционных материалов ЖСР

В этих сплавах проблема равномерной коррозии решена путем легирования сплава элементами, уменьшающими термодинамическую активность хрома. Обобщены результаты экспериментов на термоконвекционных петлях, заполненных топливной солью состава LiF-BeF2-ThF4-UF4, с подогревом 70-100 oС при максимальной температуре до 750 oС. Эксперименты показали, что почти при всех вариантах легирования в хорошо очищенных от примесей жидкосолевых теплоносителях скорость равномерной коррозии разработанных отечественных никель-молибденовых сплавов типа ХН80МТ при упомянутых условиях составляла менее 6 мкм/год. Проблема межкристаллитной коррозии, вызванной воздействием теллура, может быть решена легированием сплава ниобием, алюминием или ванадием. Испытания сплава ХН80МТЮ, легированного 1% алюминия в петлях с естественной циркуляцией расплава при температурах до 750 С, подтвердили, что сплав не подвергается этому виду коррозии.

В разделе 3.3. описаны результаты исследования коррозионной и механической стойкости никель-молибденовых сплавов в расплаве LiF-NaF-BeF2 и влияния на нее добавок PuF3 и теллура. Проведено исследование структуры и прочностных характеристик сплавов ХН80МТЮ, ХН80М-ВИ и МОНИКР (Чехия) в исходном состоянии после термомеханической обработки и закалки, а также после их коррозионных испытаний в течение 1200 час. в термоконвекционной петле, заполненной расплавом 15LiF-58NaF-27BeF2, с подогревом 1000С при максимальной температуре до 700 oС и редокс-потенциале системы 1,25 - 1,33В относительно бериллиевого электрода сравнения (см. рис. 3.1). Показано, что глубокая очистка расплава от окисляющих примесей и поддержание его редокс-потенциала на низком уровне обеспечивает низкую скорость равномерной коррозии (менее 5 мкм/год) для образцов сплавов ХН80МТЮ и ХН80М-ВИ. После испытаний склонности к межкристаллитной коррозии не обнаружено ни у одного из исследуемых сплавов. Имеет место обеднение поверхностного слоя по хрому, обусловленное селективным окислением этого элемента фторидами никеля и железа, присутствующими в расплаве. По данным коррозионных испытаний, проведенных с образцами сплава ХН80М-ВИ при температуре 6505oС С в течение 400 часов, существенного влияния добавки PuF3 на коррозионные, структурные и механические свойства сплава не обнаружено. Показано, что при использовании в качестве источника теллура Cr3Te4 интенсивность теллуровой межкристаллитной коррозии никель-молибденовых сплавов при заданной температуре топливного контура в расплаве будет определяться окислительно-восстановительным состоянием соли, напряжением, возникающем в сплаве под действием механических или термомеханических нагрузок и временем экспозиции. Сопротивление никель-молибденовых сплавов к теллуровому разрушению в топливной соли зависит от состава легирующих добавок и наличия примесей в сплаве. Сплав ХН80МТЮ имеет максимальную стойкость к теллуровой МКК из изученных никель- молибденовых сплавов.

В разделе 3.4 обсуждены результаты испытаний стойкости двух нержавеющих сталей 12Х18Н10Т и 08ХI5H24B4TP (ЭП-164) в кандидатных жидкосолевых теплоносителях реакторного и промежуточного контура. Скорость коррозии этих сталей сильно зависит от температуры и по данным статических опытов уменьшается примерно в 8 раз при её снижении от 630 oС до 420 oC. Динамические неизотермические испытания проводились в коррозионной петле с расплавом 8NaF-92NaBF4 при подогреве 535 oС от до 630 oС в течение 500 часов. Данные экспериментов показывают, что высоколегированная и жаропрочная сталь ЭП-164 при всех условиях испытаний в расплаве 8NaF-92NaBF4 имеет более высокую коррозионную стойкость. В неизотермических условиях скорость коррозии стали ЭП-164 в горячей зоне при 630 oС была в 5 раз ниже, чем у стали 12Х18Н10Т. Повышенная стойкость ЭП-164 по-видимому обусловлена повышенным содержанием никеля в сплаве и присутствием легирующих добавок, таких как вольфрам (4-5 %) и церий (0,02 %), которые снижают диффузионную активность хрома в железоникелевых сплавах. Для этих сталей после экспозиции в расплаве 8NaF-92NaBF4 имеют место под поверхностные пустоты на глубине до 70 мкм, которые вытянуты вдоль границ зёрен, и у поверхности смыкаются в непрерывные цепочки, образуя трещины. Данные анализов проб расплава, взятых до и после экспозиции, показывают увеличение содержания в них железа в 30 раз и хрома в 1000 раз. В близких условиях коррозионных испытаний ORNL в петле с расплавом 8NaF-92NaBF4 сплав Хастеллой-Н также показывал повышенную скорость коррозии около 18 мкм/год и по этому параметру не на много превосходил сталь ЭП-164.

В главе 4 представлены результаты экспериментального исследования физических свойств расплавов солей, содержащих фториды натрия, лития и дифторид бериллия. К ним относятся диаграмма плавкости, растворимость актиноидов и лантаноидов (фториды и оксиды), вязкость, теплопроводность и плотность. В представленном исследовании основное внимание сосредоточено на солевых композициях следующего состава (мол. %): A: 7,1LiF-64,1NaF-28,8BeF2; B: 14,3LiF-59,0NaF-26,7BeF2; C: 22,0LiF-56,6NaF-21,4BeF2; D: 15LiF-58NaF-27BeF2; E: 17LiF-58NaF-25BeF2 ; G: 13LiF- 58NaF-29BeF2.

Было изучено поведение этих композиций при плавлении и кристаллизации, уточнены температуры ликвидуса выбранных растворителей и состава тройной эвтектики. Из кривых дифференциально-термического и термического анализов, полученных в процессе нагревания (охлаждения) образцов исследуемых солевых композиций, и фазовой диаграммы тройной системы LiF-NaF-BeF2, следует, что состав солевой композиции D наиболее точно соответствует тройной эвтектике с температурой ликвидуса 4792 оС, что хорошо согласуется с данными Фома из ORNL. Измеренная температура ликвидуса солевой композиции состава А превышает температуру, рассчитанную по фазовой диаграмме из работы ORNL, примерно на 30 оС, для солевой композиции состава С - примерно на 60 оС. Температура ликвидуса солевых композиций близких к составу тройной эвтектики (составы B, Е, G) находится в соответствии с имеющимися данными и составляет по кривым нагревания 482-500 оС, по кривым охлаждения 480-494 оС.

В проведенном исследовании растворимость PuF3 определяли непосредственно в экспериментальной ячейке по результатам измерения интенсивности г-излучения плутония из локального объема расплава, находящегося в равновесии с твердой фазой при заданной температуре. Такая методика исследований позволяет уверенно установить момент наступления равновесия в системе «расплав - твердая фаза». Наши экспериментальные данные по растворимости PuF3 в расплаве 2LiF-BeF2 хорошо согласуются с данными Мэйлена и Бартона (ORNL). Для исследованных составов в пределах погрешности эксперимента зависимость логарифма концентрации PuF3 от 1/Т(К) описывается линейной функцией. Как видно из рис. 4.1, уменьшение содержания BeF2 в расплаве от 34 мол. % до 25 мол. % повышает растворимость PuF3 в 5 раз. Для композиций: (D) 15LiF- 58NaF-27BeF2 и (E) 17LiF-58NaF-25BeF2 растворимость PuF3 в составляет, соответственно, 1,33 и 1,94 мол. % при температуре 550 оС, и 1,94 и 3,00 мол. % при 600 оС. Экспериментально подтверждено, что трифторид неодима вытесняет трифторид плутония в расплаве 17LiF-58NaF-25BeF2. Присутствие в расплаве двухвалентного фторида европия до 0,3 мол. % не оказывает влияния на растворимость трифторида плутония.

Растворимость оксидов металлов и закономерности их осаждения в расплавах на основе LiF, NaF и BeF2 определяли при температурах до 800 оС методом изотермического насыщения расплава с навеской оксида, взятого с небольшим избытком, относительно требуемой для достижения предельной растворимости. Результаты исследований поведения оксидов циркония, урана и лантаноидов в системе LiF-NaF находятся в хорошем соответствии с данными Горбунова (ВНИИНМ). Растворимость диоксида циркония в расплавах 7LiF-64NaF-29BeF2 и 15LiF-58NaF-27BeF2 (в мол. %) не превышает 0,01 масс. %, что свидетельствует о возможности очистки выбранного растворителя от циркония методом осаждения оксидов. Растворимость диоксидов урана и церия во фторидных расплавах 60LiF-40NaF, 7LiF-64NaF-29BeF2 и 15LiF-58NaF-27BeF2 (мол. %) мала и не превышает 0,05 вес. %. Растворимость оксидов трехвалентных лантаноидов в расплаве 15LiF-58NaF-27BeF2 (в мол. %) велика в связи с протеканием химической реакции взаимодействия оксидов лантаноидов с фторидом бериллия. В экспериментах с расплавом 14,7LiF-56,9NaF2-26,4BeF2 (в мол. %), содержащим 2 мол. % CeF3 (в качестве имитатора PuF3), не обнаружена тенденция осаждения церия в виде оксида.

Методом затухания крутильных колебаний цилиндрического тигля с исследуемым расплавом в диапазоне температуры от ликвидуса до 800 оС была измерена в режиме "слабовязкой" жидкости кинематическая вязкость трех солевых составов А, С и D. Погрешность измерений составила 4-6 %. Для составов А, С и D, соответственно, в диапазоне 500-800oС получены температурные экспоненциальные зависимости вязкости: = А?exp[В/Т)], где - кинематическая вязкость, м2/с; Т - температура, К. В целом полученные значения вязкости (см. рис. 4.2) хорошо коррелируют с данными ORNL для близких тройных составов 7,5LiF-63,5NaF-29BeF2 и 24LiF-53NaF-23BeF2. В наших опытах добавление трифторида церия к исходной смеси (1 мол. %) заметно снижало измеренную кинематическую вязкость солевой композиции, особенно в нижней части измеряемого температурного интервала (до кривой, соответствующей расплаву состава С, т.е. на 25-30 %).

Методом монотонного нагрева измерена теплопроводность расплава 7,0LiF-64,2NaF-28,8BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 500 -750 оС. Ее температурную зависимость можно с хорошим приближением аппроксимировать линейным эмпирическим уравнением: = 0,838 + 0,0009 [t - 610.3], где - теплопроводность, Втм-1oC-1; t - температура,oC. Погрешность настоящих измерений обусловлена, в основном, неточностью калибровки и оценивается 15%. Как видно из рис. 4.3, измеренная в работе Граймса (ORNL) теплопроводность расплава 2LiF-BeF2 примерно на 30 % превышает теплопроводность рассматриваемой системы 7LiF-64,2NaF-28,8BeF2. Принимая во внимание экспериментальные данные Хохлова (ИВТЭ) о теплопроводности расплавов индивидуальных фторидов металлов, где в диапазоне температуры 880-1000 оС теплопроводность LiF превышает теплопроводность NaF более чем на 50 %, наблюдаемое расхождение может быть объяснено замещением LiF на NaF в исследуемой тройной системе.

Методом гидростатического взвешивания измерена плотность солевых композиций (D) 15LiF-58NaF-27BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 482 - 770 оС и (Е) 17LiF-58NaF-25BeF2 (мол. %) в диапазоне температур 540 - 800 оС. Экспериментальные точки аппроксимировались методом наименьших квадратов линейной зависимостью: (T) = (T0) - (T-T0). Ошибка измерения оценивается как 0,9%. Как видно из рис. 4.4, плотности обеих солевых композиций достаточно близки, что представляется весьма объяснимым, так как невелики и изменения в их составах. Плотности композиции 24LiF-53NaF-23BeF2 (мол. %) полученные в работе Пауэрса (ORNL), примерно на 3 % ниже, чем полученные нами. При заявленной точности измерений в этой работе на уровне 5% результаты можно считать хорошо согласующимися.

В главе 5 представлено обобщение результатов по измерению теплоотдачи расплавов фторидов при вынужденном течении в круглых трубах и свободном конвективном течении в закрытых термосифонах применительно к разработкам ЖСР. В начале главы представлено современное состояние вопроса и сделаны следующие выводы. Расплавы фторидов относятся к жидкостям с Рr >1. Теплообмен этих жидкостей в каналах различной формы исследован в широком диапазоне определяющих параметров. При эксплуатации установок с расплавами солей на теплообмен может влиять ряд дополнительных факторов (например, образование отложений на поверхности теплообмена; контактное термическое сопротивление слоя примесей; изменение физико-химических свойств теплоносителя под действием температуры, примесей и облучения и т.п.). Учет этих факторов плохо поддается обобщению. Поэтому вопрос о пригодности критериальных зависимостей, описывающих теплообмен жидкостей с Pr > 1 для расплавов фторидов необходимо решать экспериментально.

В разделе 5.1 приведено описание опытов по определению местных коэффициентов теплоотдачи при вынужденном течении расплава LiF-NaF-KF на установке "Солярис". Эти исследования были выполнены методом непосредственного замера температуры стенки в условиях обогрева при граничном условии на стенке qc = const. Коэффициент теплоотдачи определялся по формуле = Q/[F(tc - tж)]. Количество тепла Q, переданное расплаву через поверхность F, определялось по подведенной электрической мощности. Среднемассовая температура жидкости в измеряемом сечении tж находилась по температуре жидкости на входе в экспериментальный участок и подогреву в нем. Температура внутренней поверхности стенки трубы tc определялась по температуре наружной поверхности, измеряемой приваренными к трубке термопарами с учетом перепада температуры в стенке. Для измерения распределения температур было приварено 12 хромель-алюмелевых термопар типа КТМС (диаметр 0,2 мм) на различных расстояниях от начала обогрева. Координаты закладки термопар (расстояние от начала подогрева в мм) следующие: 60, 260, 460, 660, 760, 860, 960, 1060, 1100, 1100, 1150. Расход теплоносителя через экспериментальный участок измерялся калориметрическим методом с погрешностью 2,7 %.

Экспериментальный участок представляет собой круглую трубу (не обогреваемая часть 20 d; обогреваемая часть 40d). Он располагался вертикально. Теплоноситель прокачивался снизу вверх. Основные параметры экспериментов: число Рейнольдса - Re = 5 103 - 4 104; число Прандтля - Pr=1,7 - 2,3; плотность теплового потоке на стенке 30 - 60 кВт/м2. Последняя выбиралась из условия сведения к минимуму влияния свободной конвекции. Погрешность определения коэффициента теплоотдачи составляла 5-7 %.

Данные нашей работы достаточно хорошо согласуются в области чисел Re > 103 (в пределах 8-9 %) с результатами расчёта по уравнению Петухова - Кириллова, обобщающему наиболее надежные данные по теплоотдаче при турбулентном течении. Отметим, что в области исследованных нами чисел Re = 9000 - 15000 и Pr = 1,7-2,3 наиболее часто используемая на практике для расчёта теплоотдачи эмпирическая зависимость Михеева даёт отличие от уравнения Петухова - Кириллова не более 2 %. При числах Re до 5*103 в пределах 8 - 9 % полученные данные согласуются с уравнением Гнелински, в котором формула Петухова-Кириллова модифицирована применительно к области течения Re до 104 и для Pr > 2. Несколько хуже полученные данные для чисел Re < 9?103 согласуются с данными расчётной работы Попова и Беляева. В работе Хоффмана с сотр., полученные опытные данные по теплоотдаче к жидкосолевому теплоносителю Li,Be,Th,U/F, были сопоставлены с зависимостью Зидера - Тэйта, обобщающей результаты измерений теплоотдачи к жидкостям в диапазоне чисел Re, включающем всю переходную область от ламинарного течения турбулентному. Из рис. 5.1 видно, что наши данные хорошо согласуются с результатами работы Зидера и Тэйта. Опытные точки Хоффмана с сотр. лежат в среднем на 20 - 25 % ниже кривой Зидера-Тэйта. Проведенные оценки показали, что влиянием термогравитационных сил на теплообмен, как в условиях наших опытов, так и опытов ORNL можно пренебречь. Таким образом, в отличие от имевшихся в литературе опытных данных по жидкосолевым теплоносителям, полученные результаты достаточно хорошо согласуются с наиболее надежными зависимостями для расчёта теплоотдачи к капельным жидкостям. Для расчёта коэффициентов теплоотдачи к жидкосолевому теплоносителю при числах Рейнольдса, характерных для теплообменников ЖСР, могут быть рекомендованы зависимости: Петухова-Кириллова и Михеева - для чисел Re более 104, Гнелински и Зидера-Тэйта в диапазоне чисел Re = 5?103 - 15?103. После проведения опытов отложений на внутренней поверхности ЭУ обнаружено не было. Анализ результатов показал неизменность коэффициентов теплоотдачи в течение всех опытов, длившихся более 1000 час.

Раздел 5.2 посвящен экспериментальному исследованию тепловых характеристик закрытых конвективных термосифонов с жидкосолевым топливом и теплоносителем (см. рис. 5.2). В представленных схемах тепло в одном случае генерируется непосредственно в жидкости, в другом подводится через стенку трубы термосифона. В этих схемах предполагается использовать термосифоны со вставкой и без вставки при тепловой нагрузке в зоне нагрева, соответственно, до 5 - 10 МВт/м3 и 50 -- 100 кВт/м2. Из теории подобия следует, что интенсивность теплообмена в термосифоне будет определяться произведением критерия подъемной силы (число Грасгофа - Gr) на критерий физических свойств (число Прандтля - Pr) и безразмерное отношение характерного поперечного размера контура циркуляции к длине зоны нагрева д / lн. Этот вывод был экспериментально подтвержден в широкой области определяющих параметров. На тепловые характеристики закрытых термосифонов могут влиять еще длина зоны охлаждения (L-lн)/lн, длина адиабатической зоны между зонами нагрева и охлаждения lад/lн; угол наклона оси термосифона от вертикали - ц; конструкция вставки и инвертора, способ подвод тепла. Имеющиеся для жидкостей с числами Рr >1 опытные данные о закономерностях переноса тепла не охватывают область определяющих параметров, характерных для технических предложений по ЖСР. Из-за сложности теоретического описания переноса тепла в закрытых термосифонах особое значение приобретают экспериментальные исследования и правильный подход к обработке и обобщению опытных данных.