References

nuc

Вестник НЯЦ РК

NNC RK Bulletin

1729-75161729-7885

Национальный ядерный центр Республики Казахстан

10.52676/1729-7885-2019-3-24-29

nuc-132

Research Article

Статьи

РАЗВИТИЕ НЕКОТОРЫХ СОПУТСТВУЮЩИХ ТЕХНОЛОГИЙ ЯДЕРНЫХ РЕАКТОРОВ С ГАЗОВЫМ ТЕПЛОНОСИТЕЛЕМ IV ПОКОЛЕНИЯ

DEVELOPMENT OF SOME ACCOMPANYING TECHNOLOGIES OF IV GENERATION NUCLEAR REACTORS WITH COOLANT GAS

Семейко

К. В.

Simeiko

К. V.

Киев

Институт газа НАН УкраиныУкраинаThe Gas Institute of the National Academy of Sciences of UkraineUkraine

2019

30092019

032429

2019

Семейко К.В.

Simeiko К.V.

Данная работа распространяется под лицензией Creative Commons Attribution 4.0.

This work is licensed under a Creative Commons Attribution 4.0 License.

https://journals.nnc.kz/jour/article/view/132

Высокотемпературные ядерные реакторы с газовым теплоносителем имеют некоторые преимущества перед легководяными и тяжеловодными ядерными реакторами для генерации энергии и применении в отраслях промышленности, где необходима низкопотенциальная и высокопотенциальная теплота. Для проектирования и внедрения реакторных установок данного типа необходимо развитие соответствующих технологий. К таким технологиям относится производство графита ядерной чистоты, нанесение пироуглеродного защитного покрытия микротвэлов, производство гелия.

В Институте газа НАН Украины проведен цикл научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ в этом направлении. Результаты исследований позволяют создать энергоэффективную и экологически чистую технологию очистки графита до высоких степеней чистоты. В реакторах с электротермическим псевдоожиженным слоем проведены исследования по нанесению пироуглеродного покрытия на модель микротвэла. Получены материал с широким спектром содержания пироуглерода (от 2 до 97 %мас.). Разработанная криогенная технология получения гелиевого концентрата из природного газа. Для продолжения исследований в направлении развития сопутствующих технологий ядерных реакторов с газовым теплоносителем создается международный консорциум для подачи заявок для участия в грантовых программах EVRATOM и Horizon 2020.

High-temperature nuclear reactors with coolant gas have several advantages for application in power generation and industry. For the design and implementation of reactor facilities of this type, the development of accompanying technologies is necessary. Such technologies include the production of nuclear-grade graphite, pyrocarbon protective coatings of nuclear microfuel, production of helium.The Gas Institute of the National Academy of Sciences of Ukraine conducted a series of research and development works in this field. The research results allow to create energy-efficient and environmentally safe technology for purification of natural graphite to high levels of purity. Research of application of pyrocarbon coating on nuclear microfuel model was carried out in reactors with electrothermal fluidized bed. As a result, material with a wide spectrum of pyrocarbon content (from 2 to 97 % wt.) was obtained. Сryogenic technology for the production of helium concentrate from natural gas was developed. To continue research in the development of accompanying technologies for nuclear reactors with coolant gas, international consortium for participation in EURATOM and Horizon 2020 grant programs is being set up.

высокотемпературный газоохлаждаемый реактормикротвэлыграфитгелий

References1

IPCC, 2018: Summary for Policymakers. In: Global Warming of 1.5°C. An IPCC Special Report on the impacts of global warming of 1.5°C above pre-industrial levels and related global greenhouse gas emission pathways, in the context of strengthening the global response to the threat of climate change, sustainable development, and efforts to eradicate poverty [Masson-Delmotte, V., P. Zhai, H.-O. Pörtner, D. Roberts, J. Skea, P.R. Shukla, A. Pirani, Moufouma-Okia, C. Péan, R. Pidcock, S. Connors, J.B.R. Matthews, Y. Chen, X. Zhou, M.I. Gomis, E. Lonnoy, Maycock, M. Tignor, and T. Waterfield (eds.)]. World Meteorological Organization, Geneva, Switzerland, 32 p.

Крикорян Ш. На КС-24 в Катовице МАГАТЭ подчеркнуло роль ядерной энергетики и инструментов энергетического планирования в обеспечении устойчивой урбанизации / Официальный сайт МАГАТЭ. 07.12.2018. https://www.iaea.org/ru/newscenter/news/na-ks-24-v-katovice-magate-podcherknulo-rol-yadernoy-energetiki-i-instrumentov-energeticheskogo-planirovaniya-v-obespechenii-ustoychivoy-urbanizacii?fbclid=IwAR3P23YqWvz71EsNMGpU6G2xrHKrFHstWqaP2guGAQvfe9tWdKZhJlwuJlc

Али Афрадех, Мохамад Баяр Гофрани Газотурбинная установка с высокотемпературным газоохлаждаемым ядерным реактором // Газотурбинные технологии. 2010. № 3. С. 18–21.

Technology Roadmap Updatefor Generation IV Nuclear Energy Systems / Issued by the OECD Nuclear Energy Agency for the Generation IV International Forum. January 2014. 64 p.

Комир А.И. Графит как конструкционный материал ядерних энерегетических систем IV поколения / А.И. Комир, Н.П. Одейчук, А.А. Николаенко, В.И. Ткаченко, В.А. Деревянко, О.В. Кривченко, А.Г. Шепелев // Вопросы атомной науки и техники. 2016. №1(101). С. 51–55.

Воеводин В.Н. Углерод-графитовые материалы в ядерной энергетике (обзор) / В.Н. Воеводин, Ю.А. Грибанов, В.А. Гурин, И.В. Гурин, В.В. Гуйда // Вопросы атомной науки и техники. 2015. №2. С. 52-64.

Семейко К.В. Перспективы использования микротвэлов в атомной энергетике / Энергетика и ТЭК. 2015. № 7/8. С. 14 – 16.

Дмитриев С.М. Атомные газотурбинные установки. Учеб. пособие. Нижненовгородский государственный технический университет им. Р.В. Алексеева. Изд.2-е, исправленное. Нижний Новгород 2012. – 144с.

Пат. 117157 Україна, МПК B01J 8/18(2006.01), B01J 8/42(2006.01), B01J 19/14(2006.01), C01B 33/021(2006.01), C01B 33/021(2006.01), C30B 25/10(2006.01), C30B 28/14(2006.01), C30B 31/12(2006.01). Реактор для високотемпературних процесів у псевдозрідженому шарі / К.В. Сімейко, Б.І. Бондаренко, О.П. Кожан, В.М. Дмітрієв; заявник і патентовласник: Інститут газу НАН України. – № a201506499; заявл. 01.07.2015; опубл. 26.06.2017, Бюл. № 12. – 8 с.

Пат. 83147 Україна, МПК C10G 9/32 (2006.01). Реактор для піролізу газоподібних вуглеводнів / В.О. Богомолов, Б.І. Бондаренко, О.П. Кожан, К.В. Сімейко; заявник і патентовласник: Інститут газу НАН України. – № u201303318; заявл. 18.03.2013. опубл. 27.08.2013, Бюл.№16. – 7 с.

Пат. 86131 Україна, МПК (2013.01) B01J 8/18(2006.01), B01J 12/00. Реактор для високотемпературних процесів / В.О. Богомолов, Б.І. Бондаренко, О.П. Кожан, К.В. Сімейко; заявник і патентовласник: Інститут газу НАН України. – № u201309320; заявл. 25.07.2013; опубл. 10.12.2013, Бюл. №23. – 7 с.

Богомолов В.А. Капсулирование кварцевого песка пироуглеродом в электротермическом псевдоожиженом слое / В.А. Богомолов, А.П. Кожан, Б.И. Бондаренко, А.И. Ховавко, К.В. Семейко // Энерготехнологии и ресурсосбережение. – 2013. – № 5. – С. 36–40.

Семейко К.В. Исследование характеристик и свойств пироуглеродных покрытий / К.В. Семейко // Энерготехнологии и ресурсосбережение. – 2018. – № 1. – С. 37 – 43.

Рішення про видачу патенту України № 4612/ЗУ/19 від 19.02.2019 за заявкою № u 2018 12397. Мікротвел ядерного реактору / К.В. Сімейко, О.Г. Глинських, О.П. Кожан, В.М. Дмітрієв, М.А. Сидоренко; заявл. 13.12.2018.

Русинкевич А.А. Термодинамические эффекты в переносе продуктов деления в микротопливе при глубоких выгораниях: дис. … канд. техн. наук: 05.14.03 / Русинкевич Андрей Александрович. – М. – 2016. – 135 с.

Годин Ю.Г. Карбидное ядерное топливо / Ю.Г. Годин, А.В. Тенишев // Учебное пособие. – М.: МИФИ, 2007. – 68 с.

Семейко К.В. Теплофизический анализ процесса получения карбида урана с использованием технологии электротермического псевдоожиженного слоя / Вестник Национального ядерного центра Республики Казахстан. – 2018. – Выпуск 3 (75). – С. 111–116.

Онопа Л.Р. Извлечение гелиевого концентрата на ГРС и газовых месторождениях / Л.Р. Онопа, А.И. Пятничко, Г.В. Жук, Ю.В. Иванов // Технические газы. – 2015. Т.16, №4. – С. 43-50.

Рішення про видачу патенту України № 4123/ЗУ/19 від 14.02.2019 за заявкою № u 2018 11907. Спосіб одержання карбіду кремнію / К.В. Сімейко, Б.І. Бондаренко, В.А. Бородуля, Л.М. Виноградов, А.Ж. Гребеньков, О.П. Кожан, В.М. Дмітрієв, В.С. Рябчук, М.А. Сидоренко, І.О. Писаренко; заявл. 3.12.2018.

Ключников А.А. Радиоактивные отходы АЭС и методы обращения с ними. / А.А. Ключников, Э.М. Пазухин, Ю.М. Шигера, В.Ю. Шигера // Институт проблем безопасности АЭС НАН Украины, 2005. – 487 с.

Гурин И.В. О возможности использования пироуглеродной матрицы для обратимой иммобилизации радиоактивных отходов / И.В. Гурин, В.А. Гурин, С.Ю. Саенко, В.В. Гуйда, Е.В. Гурина // Вопросы атомной науки и техники. 2013. №5 (87). – С. 74-78.

Рішення про видачу патенту України ;7966/ЗУ/19 від 02.04.2019 за заявкою № u 2018 12787. Спосіб іммобілізації радіоактивних відходів / К.В. Сімейко, С.В. Купріянчук, Ю.М. Степаненко, О.П. Кожан, В.М. Дмітрієв, І.О. Писаренко, М.А. Сидоренко, Я.О. Івачкін, О.В. Марасін, Р.Є. Чумак; заявл. 22.12.2018.

Мауричева Т. С. Количественная оценка поступления радионуклидов в окружающую среду при работе угольных ТЭЦ (на примере ТЭЦ-1 г. Северодвинска) // Автореферат диссертации на соискание ученой степени кандидата геолого-минералогических наук. Москва. 2007. – 20 с.

Исхаков Х. А., Счастливцев Е. Л., Кондратенко Ю. А., Лесина М. Л. Радиоактивность углей и золы // Кокс и химия. 2010. № 5. С. 41-45.

Mehade Hasan M. Natural Radioactivity of Feed Coal and Its byproducts in Barapukuria 2×125 MW Coal Fired Thermal Power Plant, Dinajpur, Bangladesh / M. Mehade Hasan, M. I. Ali, D. Paul, M. A. Haydar, M.A. Islam // Journal of Applied Physics. 2014. Vol. 5, № 6. – P. 32–38.

The authors declare that there are no conflicts of interest present.