Modul yüksək temperaturlu helium reaktoru. Helium nüvə enerji sənayesinə xidmət edəcək Əsas texniki xüsusiyyətləri

CO 2 ilə müqayisədə helium əhəmiyyətli üstünlüklərə malikdir. Helium inertdir və hətta çox yüksək temperaturda belə kimyəvi birləşmələrə girmir və karbidlərə qarşı aqressiv deyildir, onun şəklində nüvə yanacağı sürətli neytron reaktorlarında istifadə edilə bilər. Maye metal soyuducu ilə müqayisədə (16-cı fəsilə bax) helium sürətli neytron atom elektrik stansiyalarının işini asanlaşdırır, belə atom elektrik stansiyaları üçün avadanlıqların qiymətini azaldır və onun tikintisini sürətləndirir. Heliumun termofiziki xüsusiyyətləri, xüsusilə 30,0 MPa təzyiqdə, karbon qazı ilə müqayisədə nüvədə əhəmiyyətli dərəcədə daha çox istilik çıxarılmasını əldə etməyə imkan verir. Buna görə də, helium hal-hazırda sürətli neytron reaktorları üçün mümkün bir soyuducu hesab olunur, baxmayaraq ki, maye metal soyuducu ilə müqayisədə, helium reaktorunda istiliyin çıxarılmasının intensivliyi nisbətən kiçikdir. Helium soyuducusu olan sürətli neytron nüvəsinin dinamik xüsusiyyətləri və aşağı istilik tutumu onun yaradılmasını çətinləşdirir. Müvafiq inkişaflar davam edir, lakin hələ sənaye tətbiqinə gətirilməyib.

Termal neytron reaktoru olan atom elektrik stansiyaları üçün heliumdan istifadə daha çox inkişaf etmişdir. 17.1-də göstərildiyi kimi, həm iki dövrəli, həm də tək dövrəli nüvə elektrik stansiyasının sxemləri mümkündür. Tək dövrəli dövrə üçün 9,0 MPa helium təzyiqi tövsiyə olunur, lakin bu, soyuducu sızıntısını azaltmağı çətinləşdirir (artan axıcılıq yüksək qiymətlə yanaşı heliumun mənfi cəhətlərindən biridir), buna görə də helium hazırda yalnız soyuducudur. iki dövrəli atom elektrik stansiyası üçün. Su soyuducusu ilə müqayisədə heliumun üstünlükləri ondan ibarətdir ki, o, çox yüksək qaz temperaturlarına nail ola bilir (bax 17.1). Şəkildə. 17.5 helium soyutma ilə yüksək temperaturlu qaz reaktorunun (HTGR) istifadəsinin əsas variantlarını təqdim edir.

Şəkildən göründüyü kimi, HTGR inteqrasiya olunmuş istehsal mənbəyi hesab olunur müxtəlif növlər enerji. Onlar üzvi yanacaqları tez-tez tələb olunan enerji tutumlu texnoloji proseslərdən sıxışdırmaq üçün xüsusi əhəmiyyət kəsb edir. yüksək potensial istilik(VPT). Bəziləri texnoloji proseslər 950 - 1050 ℃ yüksək temperaturdan istifadə edin. Reaktorun çıxışında müvafiq helium temperaturlarını əldə etmək hələ mümkün deyil. Hal-hazırda, ikili dövrəli sxem reaktorun aşağı axınında 750 ℃-ə qədər helium temperaturu əldə etməyə imkan verir. Bu halda, atom elektrik stansiyasından kənarda, məsələn, elektrik qövs qurğularında soyuducu suyun daha yüksək temperatura qədər qızdırılmasını nəzərdən keçirmək mümkündür. Bu halda, üzvi yanacaq tamamilə deyil, çox böyük ölçüdə yerdəyişmə olacaqdır.

a, b- SKP (a) və DKP (b)-də yalnız turbinlər vasitəsilə elektrik enerjisinin istehsalı; V- elektrik enerjisinin istehsalı və aşağı dərəcəli istilik təchizatı; G- elektrik enerjisinin istehsalı və yüksək potensiallı istilik təchizatı; d- elektrik enerjisinin istehsalı və aşağı dərəcəli və yüksək dərəcəli istilik təchizatı; e- elektrik enerjisi istehsal etmədən aşağı dərəcəli və yüksək dərəcəli istilik təchizatı;
1 - reaktor; 2 - buxar generatoru; 3 - qaz üfleyicisi; 4 - buxar turbin; 5 - kondansatör; 6 - yem nasosu; 7 - aşağı potensiallı istilik dəyişdiricisi; 8 - yüksək potensiallı istilik dəyişdiricisi

HTGR ilə nüvə elektrik stansiyaları səbəbindən qalıq yanacaqların yerdəyişməsi hava hövzəsinin təmizliyini yaxşılaşdırır. HTGR ilə nüvə elektrik stansiyaları üçün yer seçimi onların məqsədindən asılıdır. Onlar VPT istehsal etdikdə və aşağı dərəcəli istilik(NPT) olmalıdır

HTGR-ni istilik istehlakçılarına mümkün qədər yaxın yerləşdirin. HTGR ilə nüvə elektrik stansiyalarının yüksək səmərəliliyi turbinə və kondensatora buxar sərfini azaltmağa kömək edir, yəni kondensatorların dövriyyəli soyuducu suyunun tələb olunan sərfini azaldır. Müvafiq olaraq, bir tərəfdən su obyektlərinin termal “çirklənməsi” azalır, digər tərəfdən isə atom elektrik stansiyasının yerləşdirilməsi üçün yerin seçilməsi sadələşdirilir. HTGR-nin böyük üstünlüyü, normal işləmə zamanı yüksək təmizliyini qoruyarkən soyuducu suyun aktivləşdirilməsinin virtual olmamasıdır, bu da asanlaşdırır. təmir işləri və dövrə elementlərinin sistematik kompleks dekontaminasiyasını tələb etmir.

HTGR-nin fərqli xüsusiyyəti reaktor nüvəsinin nisbətən aşağı enerji intensivliyidir, təxminən 5 - 8 MVt/m3 təşkil edir. İstilik gücü 3000 MVt olan reaktorun nüvəsi 400 - 500 m 3 təşkil edir. Bu baxımdan, bu tip güclü reaktorlar yalnız əvvəlcədən gərginləşdirilmiş dəmir-betondan tikilmiş binalarda yerləşdirilə bilər. Prinsipcə krikolarla uzanan kabellərdən istifadə etməklə əldə edilən monolit dəmir-beton silindrdə əsas dövrənin əsas avadanlığının yerləşdiyi bir neçə boşluq var: nüvə, idarəetmə çubuqları, reflektor, buxar generatorları, istilik dəyişdiriciləri, qaz üfleyiciləri. - ayrılmaz tənzimləmə. Mümkün krekinq nöqteyi-nəzərindən, poladdansa, əvvəlcədən gərginləşdirilmiş dəmir-betondan hazırlanmış gövdəyə üstünlük verilir. Bir polad korpusda qəfil (partlayıcı tipli) qırılma mümkündür, beton korpusda belə bir qırılma istisna edilir. Belə bir korpusun digər üstünlükləri arasında artan seysmik müqavimət, eləcə də ondan istifadə etmək imkanı daxildir bioloji müdafiə və əməliyyat zamanı yaranan çatların "özünü sağaltmağa" meyli.

Bu günə qədər dünyada 40 MVt-a qədər elektrik gücünə malik üç eksperimental termal neytron reaktoru tikilib və sınaqdan keçirilib. Bundan əlavə, ABŞ-da 330 MVt gücündə Fort Sent-Vreyn prototip nüvə elektrik stansiyası fəaliyyət göstərir və daha yüksək gücə malik analoji reaktor layihələndirilir. Almaniyada torium yanacağı ilə 300 MVt gücündə THTR nüvə elektrik stansiyasının prototipi mövcuddur. SSRİ-də iki reaktor layihələndirilib. Onlardan biri yalnız enerji məqsədləri üçün, digəri birləşdirilmişdir - texnoloji məqsədlər üçün istiliyin buraxılması və elektrik enerjisinin istehsalı ilə. Bütün bu reaktorlar üçün helium təzyiqi 5,0 MPa-dan çox deyil. Heliumun axıcılığını nəzərə alaraq daha yüksək təzyiq istifadə edilmir və istilik ötürülməsini gücləndirmək üçün heliuma müxtəlif dispersiya dərəcələrində olan qrafit hissəciklərinin daxil edilməsi təklif olunur.

Bütün yaradılmış və dizayn edilmiş reaktorlarda helium aktiv zonada yuxarıdan aşağıya doğru dövr edir. Keçmiş

aşağı reflektorda və dəstəkləyici qrafit strukturunda yuvalar, helium buxar generatorlarının yerləşdiyi boşluqlara açılışlar (dəmir-beton korpusdakı qaz kanalları) vasitəsilə daxil olur. Buxar generatorlarından sonra helium reaktorun nüvəsinə qaytarılır. Helium axınları elə təşkil edilir ki, dəmir-beton korpusun bütün səthləri ən aşağı temperaturda - nüvəyə girişin temperaturu, 250 - 350 ℃-də heliumla yuyulsun.

Heliumun dövranını təmin etmək üçün sıxılma nisbəti təxminən 1,03 olan bir pilləli qaz üfleyiciləri quraşdırılmışdır, yəni dövrədə təzyiq 5,0 MPa, onların yaratdığı təzyiq 0,15 MPa, nüvədə təxminən 0,05 MPa itirilir, qalanları isə istilik dəyişdiricilərində və reaktor bacalarında. Qaz üfleyiciləri sürücü kimi istifadə olunur buxar turbin(ABŞ) və ya elektrik mühərriki (Almaniya).

Reaktorun nüvəsi, reaktorun gücündən asılı olaraq təxminən 8-12 m təşkil edən diametri və hündürlüyü təxminən bərabər olan gəminin mərkəzi boşluğunda yerləşir. İki növ nüvəli reaktorlar yaradılır və inkişaf etdirilir: prizmatik (ABŞ) və sferik (Almaniya) yanacaq elementləri ilə.

Hər iki növ yanacaq elementinin əsasını mikroyanacaq elementi təşkil edir: diametri 200 ilə 600 mikron arasında olan UO 2 (torium dövrü vəziyyətində ThO) kürəsi, bir neçə qat pirolitik karbon və cəmi olan silisium karbidlə örtülmüşdür. 150-200 mikron qalınlığı (adi reaktorlar üçün mikroyanacaq elementləri yalnız bir metal örtüyə malikdir), belə bir örtük mikroyanacaq nüvəsindən parçalanma məhsullarının məhsuldarlığının əhəmiyyətli dərəcədə azaldılmasını təmin edir.

Helium soyuducunun çirklənməsi nüvə yanacağının parçalanma məhsulları, ilkin heliumdakı çirklər, buxar-su dövrəsindən soyuducu dövrəsinə sızma, struktur materialların və əsasən qrafitin eroziv aşınma məhsulları, qrafit və struktur materialların korroziyası səbəbindən mümkündür. (heliumda çirklərin olması və buxar-su dövrəsindən orta dərəcədə sızmalar olduqda). Təmizləmə sisteminə kimyəvi təmizləmə qurğusu (oksidləşmə qurğusu, nəm ayırıcı, saxlama adsorber, seolit ​​adsorber, istilik dəyişdiricilər, mexaniki filtrlər), kriogen qurğu, gücləndirici kompressor, təmizləmə üçün helium axını tənzimləyicisi və heliumun təmizliyinə nəzarət daxildir.

HTGR-ni soyutmaq üçün, adətən onun yalnız bir hissəsini idarə etmək qabiliyyətinə malik modul sistem olan əsas istilik çıxarma sistemi istifadə olunur. Bundan əlavə, eyni avadanlıq (istilik dəyişdirici, qaz üfleyici) olan döngələrdən ibarət ayrıca, xüsusi avtonom soyutma sistemi (ASR) təmin edilir. Fövqəladə zonanın soyudulması təmin edilir

oxşar qurğular, lakin dizel generatoru tərəfindən idarə olunan qaz üfleyicisi ilə.

HTGR ilə atom elektrik stansiyalarının yaradılması bir sıra çatışmazlıqlara və problemlərə malikdir: nikel, xrom və molibdenlə yüksək ərintilərə malik bahalı poladlara ehtiyac; soyuducu suyun yüksək qiyməti (helium); yeni avadanlıq növlərinin istehsalı - qaz üfleyiciləri, yüksək temperaturlu istilik dəyişdiriciləri, xüsusi helium fitinqləri və s. Buna baxmayaraq, HTGR ilə atom elektrik stansiyalarının tikintisi § 17.3-ün əvvəlində göstərilən üstünlükləri ilə yanaşı, əlbəttə ki, perspektivlidir. Nəzərə almaq lazımdır ki, qaz halında soyuducu kimi helium və struktur əsas material kimi qrafitin birləşməsi yüksək temperatur və nüvə təhlükəsizliyinə nail olmaq baxımından son dərəcə əlverişli şərait yaradır. Bu, yüksək temperaturda yanacağın sabitliyi ilə bağlıdır; tam helium sızması halında belə nüvənin əriməməsi; birincil dövrədə korroziyanın olmaması; istifadə olunan bütün temperatur diapazonunda soyuducu suyun faza vəziyyətinin sabitliyi; moderatorun faza vəziyyətinin sabitliyi və buna görə də faza keçidlərinin reaktorun çarpan xüsusiyyətlərinə təsirinin olmaması; nüvənin böyük istilik tutumu, iş rejiminin pozulması halında kiçik temperatur sapmalarına səbəb olan, reaktivliyin mənfi temperatur əmsalı səbəbindən sistemin özünü tənzimləməsi.

Rusiya və ABŞ birlikdə gələcəyin atom elektrik stansiyası üçün layihə hazırlayır. O, təhlükəsizlik, səmərəlilik və bir çox digər parametrlər baxımından bütün əvvəlki sistemləri əhəmiyyətli dərəcədə üstələyəcək. Nüvə enerjisi hələ son sözünü deməyib.

İstifadəsinin artmasına baxmayaraq günəş panelləri, külək və dalğa enerjisi və digər alternativlər, biz yaxın onilliklərdə “klassik” enerjidən qaça bilməyəcəyik. Və burada, bəlkə də, ən ekoloji cəhətdən təmiz olanı, qəribə də olsa, nüvə enerjisidir.

Bəli, işlənmiş nüvə yanacağının utilizasiyası mürəkkəb problemdir, lakin heç də ümidsiz deyil. Bəzi layihələr haqqında oxuyun: real və artıq davam edən və daha fantastik.

Atom elektrik stansiyalarında baş verə biləcək qəzaların təhlükəsindən aşağıda danışacağıq. Ancaq orada olmasalar - Nüvə stansiyası sanki mövcud deyil - emissiyaları sıfırdır.

Amma istilik elektrik stansiyaları atmosferi milyonlarla ton zəhər və istixana qazları ilə zəhərləyir. Yeri gəlmişkən, radioaktiv maddələr də, deyək ki, kömürdə olan və stansiyanın egzozları ilə bacaya düşür.

Su elektrik stansiyaları təmiz görünür. Ancaq onları hər yerdə quraşdıra bilməzsiniz və su anbarları, yeri gəlmişkən, təbiəti on kilometrlərlə dəyişdirir, minlərlə növün yaşayış mühitinə təsir göstərir və yer qabığına böyük təzyiq göstərir (bu, çox sağlam deyil. seysmik zonalar).

Nüvə sintezi? Bəli, maraqlı variantlar var (ITER deyil), lakin bu gələcək üçündür. Önümüzdəki illərdə dairə bağlanır - biz uranı "yandıracağıq". Məsələn, Rusiya və ABŞ-ın birgə hazırladığı super-nüvə elektrik stansiyasında.

Atom elektrik stansiyasının yeni dizaynı bir çox əvvəlki sistemləri onun dizaynından çıxarır. Və daha az qovşaq olduğundan, etibarlılıq daha yüksəkdir (gt-mhr.ga.com saytından illüstrasiya).

Amerika tərəfdən layihənin əsas iştirakçısı General Atomics, Rusiya tərəfində isə İ.I. Afrikantov adına Maşınqayırma Eksperimental Layihə Bürosu (OKBM) Nijni Novqorod, Rusiya Federasiyasının Federal Atom Enerjisi Agentliyinə tabedir.

Minatom amerikalılarla əməkdaşlığa başladı bu layihə 1993-cü ildə. Və bu günə qədər reaktorun (və stansiyanın) ilkin dizaynı hazırlanmışdır və daha ətraflı inkişaflar uzun müddətdir ki, sürətlə davam edir.

Mütəxəssislər nüvə enerjisinin gələcəyini yeni növ atom elektrik stansiyasında gördükləri üçün onun necə işləyəcəyinə daha yaxından nəzər salaq.

Bu sistem Qaz Turbin - Modul Helium Reaktoru (GT-MHR) və rus dilində - "Qaz turbin - modul helium reaktoru" - GT-MHR adlanır.

Burada iki əsas fikir var. Nüvə reaktoru helium qazı ilə soyutma ilə və özünəməxsus təhlükəsizliklə (yəni isitmə nə qədər yüksək olarsa, idarəetmə sisteminin heç bir iştirakı olmadan təbii şəkildə dayanana qədər reaktorun “fizikasına” əsaslanan reaksiya bir o qədər zəifdir) və – isti helium enerjisinin elektrik enerjisinə ən qısa çevrilməsi - yeraltı qapalı kapsullarda bir turbogenerator və reaktorun yerləşdirilməsi ilə qapalı Brayton dövrü adlanan qaz turbinindən istifadə etməklə.

Səthin üstündə geniş borular, nasoslar, turbinlər və ya digər avadanlıqların kütlələri yoxdur. Atom elektrik stansiyalarının dizaynı xeyli sadələşdirilmişdir.

Onlarla sistem bir anda yox olur sehrli çubuq. Fazasını dəyişən aralıq soyuducu maddələr (maye-buxar), həcmli istilik dəyişdiriciləri, radioaktiv hər hansı bir sızma üçün demək olar ki, heç bir yol yoxdur.

Hər şey kapsullaşdırılıb. Üstəlik, hətta idarəetmə sisteminin nasazlığı yanacağın əriməsinə səbəb olmur. Stansiyanı əhatə edən yerə istilik yayılması səbəbindən hər şey avtomatik olaraq sönür və yavaş-yavaş soyuyur.

Stansiya üçün yanacaq uran oksidi və karbid və ya plutonium oksididir, diametri cəmi 0,2 millimetr olan toplar şəklində hazırlanmış və müxtəlif istiliyədavamlı keramikadan bir neçə təbəqə ilə örtülmüşdür. Toplar bir montaj təşkil edən çubuqlara "tökülür" və s.

Reaktorun fiziki (quruluşunun çəkisi, reaksiya şəraiti) və həndəsi parametrləri elədir (məsələn, nisbətən aşağı enerji sıxlığı) ki, istənilən halda, hətta soyuducu mayenin tam itirilməsi belə, bu toplar əriməyəcək.

Bəli və hamısı əsas qrafitdən hazırlanmışdır - burada heç bir metal konstruksiya yoxdur və istiliyədavamlı ərinti yalnız ən kənar korpusda - kapsulda istifadə olunur.

Beləliklə, zavodun bütün işçiləri yekdilliklə "pivə içməyə çıxsalar" da, ətrafdakı təbiət üçün heç bir dəhşətli şey olmayacaq - AES-in mərkəzindəki temperatur maksimum 1600 dərəcə Selsiyə qalxacaq, lakin nüvə əriməsin. Reaktorun özü soyumağa başlayacaq və ətrafdakı torpağa istilik buraxacaq.

Stansiyanın "ürəyinin" diaqramı. Solda elektrik generatoru və istilik dəyişdiriciləri olan bir turbin, sağda reaktor (gt-mhr.ga.com-dan illüstrasiya).

Heliumun soyuducu kimi istifadəsi bir sıra üstünlüklər vəd edir. Kimyəvi cəhətdən təsirsizdir və komponentlərin korroziyasına səbəb olmur. O, birləşmə vəziyyətini dəyişmir. Neytronların çoxalma faktoruna təsir göstərmir. Nəhayət, onu qaz turbininə yönəltmək rahatdır.

Nasoslar və istilik dəyişdiriciləri ilə birlikdə kapsullaşdırılır və yalnız eksenel və radial elektromaqnit rulmanlar üzərində fırlanır - yuvarlanan podşipniklər təcili rulmanlar kimi verilir.

İstilik dəyişdiriciləri haqqında xüsusi qeyd etmək lazımdır. Reaktoru soyudan helium turbin qurğusunda bir neçə “halqa” düzəldir və turbogeneratora maksimum enerji verir. Bundan əlavə, heliumun su ilə əlavə soyudulması var, lakin hər hansı bir qəza halında, sistem onsuz tamamilə işləyəcək, reaktor əriməyəcək.

Bütün bu yeniliklərin nəticəsi stansiyanın səmərəliliyidir - mövcud atom elektrik stansiyaları üçün 32%-ə qarşı 50%-ə qədər, üstəlik - nüvə yanacağının daha tam istehsalı (bu, hər meqavat üçün daha az şüalanmış uran və daha az yüksək səviyyəli tullantı deməkdir) -alınan enerji saatı), dizaynın sadəliyi, daha az tikinti xərcləri və işə daha asan nəzarət deməkdir.

Və əlbəttə ki, təhlükəsizlik. Amerikalılar yazır ki, GT-MGR dünyada birinci təhlükəsizlik səviyyəsinə cavab verəcək ilk atom elektrik stansiyasıdır.

Onlardan cəmi 4-ü var, onlardan sıfır ən yüksəkdir. 0 fantastikdir. Burada heç vaxt heç nə baş verə bilməz və ümumiyyətlə, təhlükəli materiallar yoxdur. Birinci səviyyə əslində mümkün olan ən yüksək səviyyədir. Bununla, atom elektrik stansiyaları, nəzəri olaraq, xüsusi təhlükəsizlik sistemlərinə ehtiyac duymur, çünki reaktorun özü hər hansı operator səhvlərindən və texniki zədələrdən daxili, struktur olaraq əvvəlcədən müəyyən edilmiş "toxunulmazlığa" malikdir.

Amerikalıların fikrincə, Çernobıldakı zavod üçüncü (ən pis) təhlükəsizlik səviyyəsinə malik idi, bu da sistemin insan səhvləri və ya avadanlıqların nasazlığı üçün kritik olduğunu göstərir. İndi bir çox əməliyyat stansiyaları "2" təhlükəsizlik səviyyəsinə çatmışdır.

OKBM yazır ki, “Rusiyanın Nüvə Enerjisinin İnkişafı Strategiyası 2010-cu ilə qədər Sibir Kimya Zavodunda (Seversk, Tomsk vilayəti) əsas GT-MGR atom elektrik stansiyasının və onun üçün yanacaq istehsalı müəssisəsinin tikintisini, 2012-2015-ci illərdə isə - ilk dörd modullu GT-MGR atom elektrik stansiyasının yaradılması və istismara verilməsi.

Helium dövriyyəsi diaqramı (gt-mhr.ga.com-dan illüstrasiya).

Amerikalılar da öz növbəsində maraqlı təfərrüatlar verirlər: GT-MGR təkcə uran deyil, həm də silah dərəcəli plutonium istehlak edə bildiyinə görə, belə atom elektrik stansiyaları onun utilizasiyası üçün ideal qurğuya çevrilir ki, bu da nəinki təhlükəsiz, həm də təhlükəsizdir. müəyyən mənada, sərfəli. Məsələn, Seversk (təbii ki, qismən) özünü "azaldılmış" rus döyüş başlıqlarından elektrik enerjisi ilə təmin edəcəkdir.

Və "işdən" sonra reaktordan boşaldılacaq plutonium, parametrləri baxımından nüvə silahında hipotetik istifadə üçün tamamilə perspektivsizdir, bu da dünya təhlükəsizliyi üçün pis deyil.

Lakin Birləşmiş Ştatlar da layihədə maraqlıdır - helium reaktorunun yüksək istilik səmərəliliyi - qapalı qaz turbinlərinin birləşməsi həm iqtisadiyyat, həm də ətraf mühitin mühafizəsi baxımından böyük faydadır.

Onu da əlavə edək ki, belə qurğulardan birinin istilik gücü 600 meqavat, elektrik enerjisi isə 285 meqavat olacaq.

GT-MHR-nin təxmini xidmət müddəti 60 ildir. O vaxta qədər onların sənaye sintez reaktorlarını inkişaf etdirməyə vaxtları olacaqmı, yoxsa alternativ enerji həqiqətən geniş yayılacaqmı?

GT-MGR layihəsinin məqsədləri

• Təhlükəsizlik, rəqabət qabiliyyəti və təsirin minimuma endirilməsi baxımından 21-ci əsr texnologiyasının tələblərinə cavab verən obyektin yaradılması mühit.
• HTGR texnologiyası üzrə toplanmış dünya təcrübəsindən istifadə etməklə elmi-tədqiqat işlərinin minimuma endirilməsi ilə ilk GT-MGR qurğusunun 2023-cü ildən gec olmayaraq istismara verilməsi.
• Artıq silah dərəcəli plutonium yandırmaq üçün birinci və bir neçə sonrakı bloklardan istifadə.
• Məişət və sənaye ehtiyacları, o cümlədən hidrogen istehsalı üçün elektrik və istilik istehsalı üçün bu texnologiyanın sonrakı kommersiya tətbiqi üçün zəmin yaradılması.

Dizayn Xüsusiyyətləri

Yanacaq çubuqları pirolitik karbon və silisium karbiddən ibarət çox qatlı qabıqda diametri 0,2-0,5 mm olan plutonium oksidi, uran oksidi və ya nitridin mikrosferləridir. Dizayn hesablamalarına uyğun olaraq, belə bir mikro yanacaq elementi parçalanma parçalarını həm normal şəraitəməliyyat (1250 0 C) və fövqəladə rejimlərdə (1600 0 C).

Reaktor qurğusunun hər iki modulu yer səviyyəsindən aşağıda yerləşən şaquli dəmir-beton şaftlarda yerləşir.

Əsas texniki xüsusiyyətlər

Üstünlüklər

• Yüksək səmərəlilik;
• Reaktorun modul konstruksiyası hesabına atom elektrik stansiyasının dizaynının sadələşdirilməsi;
• Çox qatlı keramika örtüklü mikrohissəciklər şəklində yanacağın istifadəsi yüksək yanma sürətlərində (640 MVt/kq-a qədər) və temperaturda (1600 °C-ə qədər) parçalanma məhsullarını effektiv şəkildə saxlamağa imkan verir;
• Aşağı enerji intensivliyi olan həlqəvi nüvənin istifadəsi təbii hava sirkulyasiyası üsullarından istifadə edərək reaktordan qalıq istiliyin çıxarılmasına imkan verir;
• Nəzarət və mühafizə sistemlərinin çoxsaylı ehtiyatları;
• Heliumun soyuducu kimi istifadəsi, kimyəvi cəhətdən təsirsiz olan və neytron balansına təsir göstərməyən bir maddə;
• Layihə həmçinin silah dərəcəli plutoniumun təkrar emalı imkanını da nəzərdə tutur. Dörd reaktordan ibarət bir GT-MGR qurğusu istismar zamanı 34 ton bu maddəni emal etmək gücündədir. Layihə sənədlərinə uyğun olaraq, belə şüalanmış yanacaq əlavə emal edilmədən utilizasiya edilə bilər.

Qüsurlar

• Az enerji. Bir VVER-1000 vahidini əvəz etmək üçün dörd GT-MGR vahidi tələb olunur. Bu çatışmazlıq, bir tərəfdən, su və ya natriumla müqayisədə kiçik istilik tutumuna malik olan qaz soyuducu suyunun istifadəsi ilə, digər tərəfdən, görüşmə nəticəsində nüvənin aşağı enerji intensivliyi ilə əlaqədardır. reaktorun təhlükəsizlik tələblərini artırdı. Bu xüsusiyyət GT-MGR ilə atom elektrik stansiyalarının dizaynının sadələşdirilməsi üçün arqumentləri şübhə altına alır;
• Məqbul utilizasiya üsulları mövcud olmayan böyük miqdarda β-aktiv karbon 14 C-nin əmələ gəlməsi və RBMK reaktorlarının istismarı zamanı yığılan ehtiyatlar artıq kifayət qədər böyükdür. Ətraf mühitə buraxıldıqda, 14 C canlı orqanizmlərdə yığılmağa meyllidir;
• İstifadə olunmuş yanacağın təkrar emalı və atılması üçün məqbul sxemin olmaması. Tərkibində silikon olan maddələrin emalı kimyəvi texnologiya üçün çox çətindir. Beləliklə, yanacaq reaktora daxil olduqdan sonra nüvə yanacaq dövründən əbədi olaraq çıxarılacaq.
• Hal-hazırda xərclənməyib sənaye texnologiyası plutoniumdan yanacaq çubuqlarının istehsalı, onun son dərəcə mürəkkəb kimyası ilə əlaqədardır. Belə istehsalın yaradılması nüvə sənayesinin bütün tarixində uranın emalına qoyulan investisiyalarla müqayisə edilə bilən, hətta ondan artıq kapital qoyuluşları tələb edir. Buna görə də, GT-MGR-nin silah dərəcəli plutoniumun utilizasiyası üçün istifadəsi ilə bağlı bəyanat olduqca şübhəli görünür. Onu da nəzərə almaq lazımdır ki, dünyada cəmi 400 tona yaxın plutonium yığılıb, yəni bu, kifayət qədər ola bilər. həyat dövrü cəmi 10 enerji bloku (hər biri 4 reaktor).
• Heliumun soyuducu kimi istifadəsi, çünki reaktorun təzyiqinin azaldılması ilə bağlı qəza baş verərsə, bütün soyuducu qaçılmaz olaraq daha ağır hava ilə əvəzlənəcəkdir.

Əsas mərhələlər

• 1995-1997 - konseptual layihə.
• 2000-2002 - ilkin dizayn.
• 2003-2005 - texniki layihə.
• 2005-2008 - prototip modulu üçün yanacaq istehsalının istismara verilməsi.
• 2009-2010 - GT-MGR prototip modulunun istismara verilməsi.
• 2007-2011 - AS GT-MGR 4 modullu enerji bloku üçün yanacaq istehsalının istismara verilməsi.
• 2012-2015 - AS GT-MG 4 modullu enerji blokunun istismara verilməsi

Hazırda layihənin daha ətraflı işlənməsi davam edir.

AEU VG-400 ikili təyinatlı: kimyəvi-texnoloji hissədə ammonyak istehsalı və buxar turbin qurğusunda elektrik enerjisi istehsalı üçün nəzərdə tutulmuş pilot sənaye nüvə elektrik stansiyasının bir hissəsi kimi müəyyən parametrlərdə yüksək dərəcəli istilik və həddindən artıq qızdırılmış buxarın birgə istehsalı üçün .

NEU VGM Sferik yanacaq çubuqları olan modul konseptli VGM pilot qurğusu yüksək dərəcəli istilik və elektrik enerjisi istehsal etmək üçün nəzərdə tutulub.

NEU VGM-P Qurğu VGM AES-dən fərqli olaraq ildə 12 milyon ton neft istehsal gücünə malik tipik neft emalı zavodunu istiliklə təmin etmək üçün nəzərdə tutulub.

Quraşdırma eskizinin dizaynı GT-MGR 600 MVt gücündə təhlükəsiz modul reaktoru prizmatik yanacaq birləşmələrinin dairəvi nüvəsi (FA) və güc çevirmə qurğusu (PCU) ilə birləşdirir. qaz turbin 48%-ə qədər səmərəliliyi ilə qaz turbin dövrəsində elektrik enerjisi istehsalı üçün.

Ən çox işlənmiş HTGR konstruksiyalarının parametrləri onların texnoloji tətbiqi tələblərinə, o cümlədən sudan hidrogen istehsalına cavab verir.

Mövcud dizayn bazasına əsaslanaraq, OKBM 2004-cü ildə reaktor qurğusunun konseptual layihəsini hazırladı. MGR-T məqsədlər üçün xüsusi olaraq hazırlanmışdır sənaye istehsalı hidrogen.

GT-MGR reaktor zavodu

GT-MGR modul tipli helium reaktorunun konsepsiyası prizmatik yanacaq qurğuları və keramika mikroyanacaqları olan heliumla soyudulmuş reaktorların təcrübəsinə, həmçinin qapalı qaz turbin dövrü və elektromaqnit podşipniklərdə turbomaşın olan enerji çevrilmə sistemi üçün innovativ həllərə əsaslanır. .

Beynəlxalq GT-MGR layihəsi 1995-ci ildə Rusiyanın Atom Enerjisi və Ümumi Atomiya Nazirliyi tərəfindən irəli sürülüb. Daha sonra Framatom və Fuji Electric layihəyə qoşuldu. 1997-ci ildə GT-MGR Konseptual Dizayn hazırlanmışdır. 1999-cu ildə konseptual layihə Rusiya və ABŞ-da ekspertizadan və ABŞ, Yaponiya, Almaniya, Fransa və Rusiyadan olan müstəqil ekspertlərin iştirakı ilə beynəlxalq ekspertizadan uğurla keçmişdir. Ekspertiza təsdiq edib ki, layihənin həyata keçirilməsində keçilməz maneə yoxdur.

Layihə iştirakçıları tərəfindən konseptual mərhələdə aparılan tədqiqatlar GT-MGR reaktorunda silah dərəcəli plutoniumun dərindən yandırılmasının mümkünlüyünü, sonradan əlavə emal edilmədən işlənmiş yanacağın utilizasiyasının mümkünlüyünü göstərdi. Ona görə də bu problemin həlli üçün əlavə variant kimi GT-MGR təklif edildi və “Hökumət arasında Saziş” çərçivəsində Rusiya Federasiyası və ABŞ hökumətinin hərbi proqramlardan çıxarılan plutoniumun idarə olunması sahəsində elmi-texniki əməkdaşlıq haqqında” 24 iyul 1998-ci il tarixli qərarı ilə GT-MGR-nin ilkin layihəsi hazırlanmışdır. Layihə paritet əsasda ABŞ DOE və Rusiyanın Atom Enerjisi Nazirliyi tərəfindən maliyyələşdirilib. Seçilmiş əsərlər enerji konvertasiyası bloku üçün EPRI, eləcə də ISTC vasitəsilə Avropa İttifaqı və Yaponiya tərəfindən dəstəklənib. Layihənin hazırlanması 2002-ci ilin əvvəlində başa çatdırılmışdır.

Layihənin xarici iştirakçıları (GA, ORNL, EPRI) quraşdırma konsepsiyasının hazırlanması, fərdi texnologiyaların, hesablama kodlarının ötürülməsi, avadanlıqların tədarükü, Fort Saint Vrain reaktorunun yaradılması və istismarı təcrübəsinin ötürülməsi və s.

2002-ci ildə ilkin layihə Rusiya Atom Enerjisi Nazirliyi tərəfindən reaktor texnologiyasının innovativ sahələrindən biri kimi nəzərdən keçirildi və təsdiq edildi. Beynəlxalq əməkdaşlıq, mövcud təcrübədən səmərəli istifadə etməyə, texniki riski və layihənin hazırlanması xərclərini azaltmağa imkan verir.

Rusiyada GT-MGR layihəsi "2007-2010-cu illər üçün Rusiyanın Nüvə Enerji Sənayesi Kompleksinin İnkişafı" Federal Hədəf Proqramına daxil edilmişdir. və 2015-ci ilə qədər perspektiv”, Rusiya Federasiyası hökuməti tərəfindən yüksək təhlükəsizliyi təmin edən yeni nəsil reaktor qurğularının inkişafı istiqamətlərindən biri kimi təsdiq edilmişdir. səmərəli istehsal elektrik və texnoloji istilik istehsalı.

GT-MGR layihəsinin koordinasiya komitəsi, texniki layihənin hazırlanmasına başlamazdan əvvəl, səyləri və vəsaitləri yanacaq, elektromaqnit rulmanları olan bir helium turbomaşın üzərində elmi-tədqiqat işlərinin yerinə yetirilməsi və fiziki kodların və parçalanma məhsullarının nəqli kodlarının təcrübi üsullarla təsdiqlənməsinə cəmləşdirmək qərarına gəldi. əsaslandırma.

GT-MGR-nin ümumi təsviri

Reaktor bloku bir-birinə bağlanmış iki blokdan ibarətdir: modul yüksək temperaturlu reaktor və birbaşa qapalı qaz turbin dövrü ilə enerjiyə çevrilmə sistemi (Şəkil I.15).

Helium turbomaşın, rekuperator və intercooler ilə qaz turbininin enerji çevrilməsi dövrü 48% istilik səmərəliliyini təmin edir. Birlikdə götürdükdə, birbaşa qapalı qaz turbin dövrü və modul reaktor tikintisi, istismarı və istismarı üçün əsaslı xərclərin azaldılması üçün ilkin şərtlər yaradır. Baxım, elektrik enerjisi istehsalı sxemini sadələşdirmək və təhlükəsizlik sistemlərinin sayını azaltmaqla. Bu ilkin şərtləri həyata keçirmək imkanı konkret texniki həllərdən asılıdır.

düyü. I.15. GT-MGR reaktor bloku

1 - generator; 2 - rekuperator; 3 - turbomühərrik;

4 – aralıq soyuducu; 5 – ilkin soyuducu;

6 – CPS montajı; 7 – aktiv zona; 8 – mənzil sistemi;

9 – dayandırılmış reaktorun soyutma sistemi

Daha yüksək səmərəlilik istisna olmaqla RU GT-MGR. elektrik enerjisi istehsalı, tullantı istilikdən istifadə üçün yaxşı potensiala malikdir. İstilik təchizatı məqsədləri üçün tullantı istiliyinin istifadəsi, dövrədə çevrilmiş istiliklə birlikdə, WPT-də heç bir dizayn dəyişikliyi etmədən reaktordan gələn istidən demək olar ki, tamamilə istifadə etməyə imkan verir (istilikdən istifadə əmsalı ~ 99%). Elektrik və istilik enerjisi istehsalının birləşdirilmiş rejimi ilə qurğunun elektrik gücü 191 MVt, şəbəkə suyu ilə çıxarılan istilik gücü 400 MVt təşkil edəcək.

GT-MHR-nin əsas göstəriciləri cədvəldə verilmişdir. I.15.