Исследование МГД-теплообмена в наклонных каналах применительно к перспективной ядерной энергетике

По планам Министерства Энергетики Российской Федерации [1] к 2018 году производство электроэнергии с помощью АЭС достигнет 223,8 млрд. кВт-ч при существующих 172,9 млрд. кВт-ч (по данным на 2012 г.). К 2018 году планируется ввести 40,1 ГВт электрической мощности, из них 12,3 ГВт за счет АЭС. По другим оценкам [2] потребность в производстве электроэнергии с помощью АЭС к 2030 году вырастет до 458 млрд. кВт-ч.

Существующие АЭС вырабатывают свой срок службы: к 2018 будет выведено 3.3 ГВт электрической мощности. Ресурсная база отрасли не сбалансирована по собственным источникам урана [2],[3]. При общей годовой потребности атомной отрасли в уране 16−19 тыс. т (в том числе 4,7−5,2 тыс. т для АЭС) производство его в России составляет всего 3,2−3,3 тыс. т (-15%). Основная часть действующих рудников осталась за пределами страны, это обостряет проблему замыкания топливного цикла и требует ввода реакторов размножителей, рассчитанных на воспроизводство ядерного топлива.

Частично проблема нехватки уранового топлива может быть решена вводом в эксплуатацию реакторов на быстрых нейтронах. Одной из наиболее актуальных инженерных задач развития перспективной атомной энергетики в этом направлении является применение жидкого металла (ЖМ) в качестве теплоносителя или рабочей среды. ЖМ обладают высокой молекулярной теплопроводностью, что обеспечивает лучшие теплопередающие свойства, удовлетворяют специфическим ядерно-физическим и теплогидравлическим требованиям в отношении тепловых и ядерных свойств, предъявляемым к энергетическим реакторам на промежуточных и быстрых нейтронах.

На уровне демонстрационных и опытно-промышленных установок из жидких металлов пока применялся только натрий [4],[5]. Это реакторы БН-350 и БН-600, Phoenix и Super-Phoenix PFR, SNR-300, Monju. Полученный к настоящему времени положительный опыт эксплуатации натриевых быстрых реакторов, включая весь спектр ремонтных технологий, показывает, что натриевая технология освоена как с точки зрения обеспечения высокого уровня безопасности, так и работоспособности ядерных энергетических установок и вышла на этап коммерциализации.

Практический опыт использования тяжелых жидких металлов (свинец, свинец-висмут) хотя бы на экспериментальных реакторах энергетического класса практически отсутствует. К настоящему времени имеется опыт применения теплоносителя свинец-висмут на реакторных установках атомного подводного флота. Что касается использования свинца-висмута для АЭС, то проводятся НИОКР и разрабатывается российский проект установки с быстрыми реакторами СВБР-100 с использованием свинца-висмута и проекты установок БРЕСТ-ОД-ЗОО (Россия), SSTAR (США) и ELSY (Евросоюз) со свинцовым теплоносителем.

Радикальным решением проблем атомной энергетики и энергетики вообще мог бы стать термоядерный реактор. Действительно, получение энергии из смеси дейтерия (получаемого из воды) и трития (получаемого например, из лития) отводит на задний план проблему нехватки урановой руды.

В этой связи особый интерес представляют собой жидкие металлы, ведь наряду с решением задачи отвода тепла, при использовании литий содержащего ЖМ возможна наработка трития. Одним из вариантов термоядерного реактора является токамак. Токамак — устройство для осуществления реакции термоядерного синтеза в горячей плазме, причем плазма создается в тороидальной камере, и ее стабилизирует, удерживая от касания стенок, магнитное поле.

С начала 1970;х годов системы токамаков заняли лидирующее положение в исследованиях по УТС во всём мире [6]. В 1970;е годы закончено сооружение крупных установок, а именно Т-7, Т-10, Т-11 в России, PLT и DIII-D в США, ASDEX и TFR в Европе и др.

В 1980;1990;х годах созданы большие экспериментальные токамаки второго поколения (Т-15 в России, JET и TOR-SUPRA в Европе, TFTR в США, JT-60 в.

Японии), предназначенные для изучения плазмы с параметрами, необходимыми для перехода к экспериментальному термоядерному реактору. На них исследованы критерии удержания плазмы, уточнены пределы плазменных параметров и конфигураций.

Поскольку вышеперечисленные установки не достигали промышленных энергетических параметров (в первую очередь по времени удержания плазмы), то они в меньшей степени столкнулись с теплогидравлическими проблемами.

Следующим этапом явилась разработка проекта экспериментального термоядерного реактора, который должен получить плазму с параметрами, экстраполируемыми к параметрам демонстрационного и энергетического реактора, обеспечить длительный ресурс работы при этих параметрах и отработать основные инженерные, технологические и конструкторские решения элементов и систем демонстрационного термоядерного реактора (ДЕМО).

Окончанием этапа явилась разработка Международного термоядерного экспериментального реактора (ИТЭР), завершившаяся в 1998 г. выпуском первого варианта технического проекта в объёме, достаточном для принятия решения о строительстве. В настоящее время ИТЭР является основой термоядерных программ ведущих стран и тесно связан с физическими и технологическими программами в области управляемого термоядерного синтеза.

В данный момент ведется сооружение основных зданий проекта ИТЕР, подготовлен фундамент (Рис. 1.1).

Бланкет и дивертор будут охлаждаться водой. Однако в установке конструктивно предусмотрены сменные узлы тестовых бланкетных модулей (ТВМ), служащие для наработки трития в процессе работы. Некоторые из проектов ТВМ-модулей предусматривают ЖМТ, например НС1Х [7], ЭСЬЬ [8], 1ХСВ [9], 1л/У [10] (Рис. 1.2).

Рис. 1.1. Строительство реактора ИТЕР, декабрь 2012 г. Credit © ITER Organization, http://www.iter.org.

Параметры ИТЭР, хотя и позволят провести испытания основных систем и компонентов энергетического термоядерного реактора, всё же недостаточны для получения полной базы данных и отработки режимов работы, необходимых для начала его строительства.

Следующим этапом на пути создания энергетического реактора будет демонстрационный реактор ДЕМО, концептуальные проекты вариантов которого прорабатываются в настоящее время всеми ведущими странами. Строительство ДЕМО возможно в 20—30-х годах текущего века в зависимости от успехов программы ИТЭР. ДЕМО будет призван показать коммерческую успешность термоядерного реактора типа токамак. На данный момент не существует единой концепции его охлаждения. Существуют проекты, учитывающие полное [11] либо частичное [12] жидкометаллическое охлаждение.

Существуют значительные трудности в подборе материалов, удовлетворяющих требованиям, предъявляемым реализуемыми в реакторе ДЕМО условиями. Даже опыт эксплуатации установки ИТЕР, по-видимому, будет недостаточен, и потребуется применение специальных экспериментальных стендов для создания условий, приближенных к условиям ДЕМО [13].

Помимо задач создания энергетически выгодного ТЯР в Российской Федерации была выдвинута концепция реактора токамака в качестве термоядерного источника нейтронов (ТИН) [14].

Токамак в качестве ТИНа может работать при существенно более низких параметрах, на данный момент уже достигнутых экспериментальными установками. ТИН послужит для замыкания топливного цикла атомной энергетики. Применение технологических нейтронов налагает на устройство ТИН дополнительные ограничения (теплоноситель не должен замедлять нейтроны), что делает применение ЖМТ еще более привлекательным.

Рассмотрим подробнее конструкцию ТВМ модулей ИТЕР (Рис. 1.2). Концепции НС1Х и ОСЬЬ также рассматриваются для применения в проекте ДЕМО.

МП воздействует на течение ЖМТ, что может приводить к катастрофическому росту сопротивления течению [15]. Необходимо обратить внимание, что все вышеперечисленные теплообменники предусматривают течение ЖМТ поперек линий магнитной индукции.

Воздействие МП на течение жидкости в условиях сильных тепловых потоков неоднозначно и не сводится только к подавлению вторичных течений и турбулентности. В поперечном магнитном поле при этом возможно образование опасных пульсаций температуры термогравитационной природы [16],[17]. осьь.

РЬ-17Ыкл> сЫлп"1| ЯШМ" «][¦ К.

РЪ-171| оиМ гтилйок!

РЬ-171.1 1пШ ттМЛ нсьь.

РЪЬ оиМ.

Рис. 1.2 Принципиальные конфигурации ТВМ-модулей ИТЕР.

Гидравлические потери можно снизить до приемлемой величины за счет рационального выбора формы сечения теплообменных каналов, обеспечения электроизоляции [18] стенок от ЖМ, реализации опускного течения (для того чтобы пространственно разнести области высокого весового и статического давления), снижения скорости потока.

Однако разумное расположение теплообменных каналов способно полностью исключить вышеперечисленные негативные эффекты, проявляющиеся в магнитном поле.

В реакторе типа токамак наилучшим с точки зрения минимизации гидравлического сопротивления является наклонное расположение каналов, так, чтобы течение осуществлялось вдоль вектора суммарного магнитного поля (суперпозиции тороидального и полоидального полей). В достаточно крупных энергетических реакторах, например в проекте ИТЕР, результирующее поле располагается под углом 11 градусов к горизонту [19].

В более компактных реакторах, например некоторых проектах ТИН, наклон результирующего вектора может достигать 30−45 градусов.

В продольном МП в условиях сильных тепловых потоков существенна взаимная ориентация векторов скорости и вектора силы тяжести. Так, в вертикальной трубе влияние продольного МП и термогравитационной конвекции (ТГК) приводит к появлению пульсаций температуры низкой частоты и большой интенсивности [20],[21]. В горизонтальной трубе в продольном МП наблюдается существенная неоднородность температуры по периметру сечения трубы, а также в некоторых режимах пульсации температуры аномально высокой интенсивности [22],[23].

Все эти эффекты весьма неблагоприятны для материала стенок теплообменных каналов. Вопрос о том, какие из этих эффектов и в какой степени проявятся в наклонных трубах, представляет собой содержание данной работы.

Неоднозначность МГД взаимодействия требует проведения экспериментов для подтверждения теоретических расчетов, создания расчетных формул для проектирования.

Диссертация объемом 168 страниц, состоит из введения, пяти глав, заключения, содержащего основные выводы по работе, и одного приложения. Список цитируемых источников составляет 84 наименования.

Заключение

.

1. Впервые проведены комплексные экспериментальные исследования и численное моделирование теплообмена жидкого металла при опускном течении в наклонной обогреваемой трубе (углы 11,3°- 30°- 45° к горизонту) под воздействием продольного магнитного поля. Исследованы режимы с параметрами На2/Яе= 1-^23, Ог/ИеМКО.В в случае обогрева однородного, одностороннего («сверху» или «снизу») и промежуточного. С применением зондовых методов измерены поля осредненной продольной скорости и осредненной температуры, пульсации температуры, локальные и средние числа Нуссельта.

2. Показано, что опускное течение в наклонной трубе с углами вплоть до 0=45° к горизонту по характеристикам теплообмена гораздо ближе к горизонтальной трубе, чем к вертикальной. Развивается существенная неоднородность температуры стенки по периметру сечения трубы с образованием зон ухудшенного теплообмена. Перепад температур на верхней и нижней образующих превышает значения, полученные в эквивалентных режимах для горизонтальной трубы, особенно при наличии магнитного поля.

3. Роль термогравитационной конвекции во всем исследованном диапазоне режимных параметров существенна. Спецификой наклонных труб является заторможенная область вблизи верхней образующей. Впервые показано, что в присутствии продольного магнитного поля возможно развитие возвратных течений в области низких чисел Яе, особенно при неоднородном обогреве, в котором больший тепловой поток приходится на верхнюю образующую. Возвратные течения впервые обнаружены и исследованы экспериментально при помощи непосредственного измерения продольной компоненты скорости. Возвратные течения приводят к крайне высокой неоднородности в распределении температуры стенки по сечению трубы (с разницой безразмерной температуры на верхней и нижней образующей до А@с =|@сверх.

0СНИЗ|=1,5) и крайне низким числам Нуссельта: локальным менее единицы и средним по периметру около 2, что представляет опасность для конструкции теплообменника.

4. Возвратные течения не сопровождаются ростом амплитуды пульсаций температуры. Обнаружены режимы, в которых при наличии продольного магнитного поля наблюдаются низкочастотные пульсации температуры с амплитудами, превышающими значения, характерные для чисто турбулентных пульсаций температуры без магнитного поля, что может представлять опасность для материала стенки теплообменника.

5. Результаты численного моделирования в целом согласуются с экспериментальными данными, качественно предсказывая возникновение возвратных течений.