Модульный высокотемпературный гелиевый реактор. Гелий станет служить атомной энергетике Основные технические характеристики

В сравнении с СO 2 гелий имеет существенные преимущества. Гелий инертен и даже при очень высокой температуре не вступает в химические соединения, не агрессивен по отношению к карбидам, в форме которых возможно использование ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах. В сравнении с жидкометаллическим теплоносителем (см. гл. 16) гелий упрощает эксплуатацию АЭС на быстрых нейтронах, удешевляет оборудование такой АЭС, ускоряет ее строительство. Теплофизические свойства гелия позволяют получать в активной зоне, особенно при давлении 30,0 МПа, существенно большие теплосъемы, чем при углекислоте. Поэтому гелий рассматривается в настоящее время как возможный теплоноситель для реакторов на быстрых нейтронах, хотя в сравнении с жидкометаллическим теплоносителем интенсивность теплосъема в реакторе на гелии относительно невелика. Динамические особенности и меньшая теплоемкость активной зоны на быстрых нейтронах на гелиевом теплоносителе усложняют ее создание. Соответствующие разработки ведутся, но еще не доведены до промышленной реализации.

Более проработано применение гелия для АЭС с реактором на тепловых нейтронах. Как указывалось в 17.1, при этом возможны как двухконтурная, так и одноконтурная схемы АЭС. Для одноконтурной схемы рекомендуется давление гелия, равное 9,0 МПа, но при этом усложняется забота по снижению утечки теплоносителя (повышенная текучесть - один из недостатков гелия наряду с его дороговизной), поэтому гелий является пока теплоносителем только для двух-контурной АЭС. В сравнении с водным теплоносителем преимущества гелия заключаются в возможности достижения очень высокой температуры газа (см. 17.1). На рис. 17.5 представлены основные варианты использования высокотемпературного газового реактора (ВТГР) с гелиевым охлаждением.

Как видно из рисунка, ВТГР рассматриваются в качестве источника комплексного производства различных видов энергии. Особое значение они приобретают для вытеснения органического топлива из энергоемких технологических процессов, причем требующих часто высокопотенциальной теплоты (ВПТ). Некоторые технологические процессы используют высокую температуру, равную 950 - 1050 ℃. Получить соответствующие температуры гелия на выходе из реактора пока невозможно. В настоящее время двухконтурная схема позволяет получать после реактора температуру гелия до 750 ℃. При этом можно рассматривать подогрев теплоносителя до более высокой температуры за пределами АЭС, например, в электродуговых установках. В этом случае органическое топливо окажется вытесненным не полностью, но в очень большой мере.

а, б - выработка только электроэнергии турбинами на СКП (а) и ДКП (б); в - выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной теплоты; г - выработка электроэнергии и отпуск высокопотенциальной теплоты; д - выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной и высокопотснциальной теплоты; е - отпуск низкопотенциальной и высокопотенциальной теплоты без выработки электроэнергии;
1 - реактор; 2 - парогенератор; 3 - газодувка; 4 - паровая турбина; 5 - конденсатор; 6 - питательный насос; 7 - низкопотснциальный теплообменник; 8 - высокопотенциальный теплообменник

Вытеснение органического топлива за счет АЭС с ВТГР улучшает чистоту воздушного бассейна. Выбор места расположения АЭС с ВТГР зависит от их назначения. При выработке ими ВПТ и низкопотенциальной теплоты (НПТ) следует

располагать ВТГР по возможности ближе к потребителям теплоты. Высокий КПД АЭС с ВТГР способствует уменьшению расхода пара на турбину и в конденсатор, то есть уменьшает потребные расходы циркуляционной охлаждающей воды конденсаторов. Соответственно, с одной стороны, уменьшается тепловое "загрязнение" водоемов и, с другой стороны, облегчается выбор участка для размещения АЭС. Большое преимущество ВТГР - практическое отсутствие активации теплоносителя при поддержании его высокой чистоты в норма ной эксплуатации, что облегчает проведение ремонтных работ и не требует систематической сложной дезактивации элементов контура.

Отличительная особенность ВТГР - относительно низкая энергонапряженность активной зоны реактора, составляющая около 5 - 8 МВт/м 3 . Реактор тепловой мощностью 3000 МВт имеет объем активной зоны 400 - 500 м 3 . В связи с этим мощные реакторы такого типа можно размещать только в корпусах из предварительно-напряженного железобетона. В монолитном железобетонном цилиндре, предварительное напряжение которого достигается с помощью натянутых домкратами тросов, предусмотрено несколько полостей, в которых располагают основное оборудование первого контура: активную зону, стержни СУЗ, отражатель, парогенераторы, теплообменники, газодувки - интегральная компоновка. С точки зрения возможного растрескивания корпус из предварительно напряженного железобетона предпочтительнее стального. В стальном корпусе возможен внезапный (типа взрывного) разрыв, в бетонном корпусе такой разрыв исключается. К другим преимуществам такого корпуса можно отнести повышенную сейсмическую стойкость, а также возможность использования его в качестве биологической защиты и склонность к "самозалечиванию" трещин, возникающих в процессе работы.

К настоящему времени в мире построено и испытано три опытных реактора на тепловых нейтронах электрической мощностью до 40 МВт. Кроме того, в США действует прототипная АЭС "Форт-Сент-Врейн" на 330 МВт и проектируется аналогичный реактор большей мощности. В ФРГ действует прототипная АЭС THTR на 300 МВт на ториевом топливе. Два реактора запроектированы в СССР. Один из них только энергетического назначения, другой - комбинированный - с отпуском теплоты для технологических целей и выработкой электроэнергии. Для всех этих реакторов давление гелия не превышает 5,0 МПа. Более высокое давление, учитывая текучесть гелия, не применяется, а для интенсификации теплоотдачи предлагается вводить в гелий графитовые частицы различной степени дисперсности.

Гелий во всех создаваемых и проектируемых реакторах циркулирует через активную зону сверху вниз. Пройдя через

щели в нижнем отражателе и опорной графитовой конструкции, гелий через отверстия (газоходы в железобетонном корпусе) попадает в полости, где размещены парогенераторы. После парогенераторов гелий возвращается в активную зону реактора. Потоки гелия организованы таким образом, что все поверхности железобетонного корпуса омываются гелием с наименьшей температурой - температурой входа в активную зону, 250 - 350 ℃.

Для обеспечения циркуляции гелия установлены одноступенчатые газодувки со степенью сжатия около 1,03, то есть давление в контуре 5,0 МПа, создаваемый ими напор равен 0,15 МПа, около 0,05 МПа теряется в активной зоне, а остальное - в теплообменниках и газоходах реактора. В качестве привода газодувок используют паровую турбину (США) или электродвигатель (ФРГ).

Активная зона реактора располагается в центральной полости корпуса с примерно равными диаметром и высотой, составляющими 8-12 м в зависимости от мощности реактора. Создаются и разрабатываются реакторы с активными зонами двух типов: с призматическими (США) и шаровыми (ФРГ) тепловыделяющими элементами.

Основой обоих типов тепловыделяющих элементов является микротвэл: шарик из UO 2 (ThO в случае ториевого цикла) диаметром от 200 до 600 мкм, покрытый несколькими слоями пиролитического углерода и карбида кремния общей толщиной 150-200 мкм (для обычных реакторов микротвэлы имеют только одно металлическое покрытие), такое покрытие обеспечивает существенное снижение выхода продуктов деления из керна микротоплива.

Возможно загрязнение гелиевого теплоносителя за счет продуктов деления ядерного топлива, примесей в исходном гелии, протечки в контур теплоносителя из пароводяного контура, продуктов эрозионного износа конструкционных материалов и в основном графита, коррозии графита и конструкционных материалов (при наличии примесей в гелии и в меру протечек из пароводяного контура). Система очистки включает установку химической очистки (окислительный блок, влагоотделитель, адсорбер выдержки, адсорбер цеолитовый, теплообменники, механические фильтры), криогенную установку, дожимающий компрессор, регулятор расхода гелия на очистку, контроль чистоты гелия.

Для расхолаживания ВТГР используется основная система отвода теплоты, которая обычно представляет собой модульную систему с возможностью работы лишь ее части. Кроме того, предусматривают и отдельную, специальную автономную систему расхолаживания (АСР), которая состоит из петель с идентичным оборудованием (теплообменником, газодувкой). Аварийное охлаждение зоны обеспечивается

аналогичными установками, но с приводом газодувки от дизель-генератора.

Создание АЭС с ВТГР имеет и ряд недостатков и проблем: необходимость дорогостоящих сталей, высоколегированных никелем, хромом и молибденом; дороговизна теплоносителя (гелия); производство новых видов оборудования - газодувок, высокотемпературных теплообменников, специальной гелиевой арматуры и др. Тем не менее сооружение АЭС с ВТГР безусловно перспективно, кроме указанных в начале § 17.3 их преимуществ следует иметь в виду, что комбинация гелия в качестве газообразного теплоносителя и графита как конструкционного материала активной зоны обеспечивает исключительно благоприятные условия с точки зрения достижения высокой температуры и ядерной безопасности. Это связано со стойкостью топлива при повышенной температуре; нерасплавляемостью активной зоны даже в случае полной утечки гелия; отсутствием коррозии в первом контуре; постоянством фазового состояния теплоносителя во всем используемом диапазоне температуры; постоянством фазового состояния замедлителя и, следовательно, отсутствием влияния фазовых переходов на размножающие свойства реактора; большой теплоемкостью активной зоны, обусловливающей незначительные отклонения температуры в случае нарушения режима работы, саморегулированием системы вследствие отрицательного температурного коэффициента реактивности.

Россия и США совместно разрабатывают проект АЭС будущего. Она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Атомная энергетика ещё не сказала своего последнего слова.

Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от «классической» энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.

Да, утилизация отработанного ядерного топлива – сложная проблема, но совсем не безнадёжная. Читайте о некоторых проектах: реальный и уже идущий, а более фантастический.

Об опасности аварий на АЭС мы скажем ниже. Но если их нет – атомная станция словно и не существует – её выбросы нулевые.

А вот тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. И радиоактивными веществами тоже, кстати, которые содержатся, скажем, в угле и попадают с выхлопом станции в трубу.

Гидроэлектростанции, кажется, чистые. Но их везде не поставишь, а водохранилища, кстати, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору (что не шибко здорово в сейсмоопасных зонах).

Ядерный синтез? Да, есть интересные варианты (не ITER), но это – на перспективу. А в ближайшие годы круг, вроде, замыкается – будем «жечь» уран. Например, в супер-АЭС, разработанной совместно Россией и США.

Новая схема АЭС устраняет из её конструкции множество прежних систем. А так как узлов меньше, то и надёжность – выше (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics , а с российской – Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И. И. Африкантова (ОКБМ) в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ .

Минатом и затеял сотрудничество с американцами по данному проекту ещё в 1993 году. А к настоящему моменту разработан и эскизный проект реактора (и станции), да и куда более детальные разработки – давно идут полным ходом.

А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики – познакомимся поближе, как же она будет работать.

Называется эта система Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски — «Газовая турбина — модульный гелиевый реактор» — ГТ-МГР.

Основных идей тут две. Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть – чем сильнее нагрев – тем слабее реакция, просто исходя из «физики» реактора, вплоть до остановки естественным путём, без всякого участия системы управления) и – кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество – с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона, с размещением турбогенератора и реактора в закрытых капсулах под землёй.

Никаких обширных труб, насосов, турбин, и массы других «железяк» над поверхностью. Устройство АЭС упрощается в разы.

Десятки систем исчезают по мановению волшебной палочки. Никаких промежуточных теплоносителей, меняющих фазу (жидкость-пар), никаких громоздких теплообменников, почти – никаких путей для возможной утечки чего-нибудь радиоактивного.

Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

Топливо для станции – это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Шарики «насыпаются» в стержни, те формируют сборку и так далее.

Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.

Да и вся активная зона выполнена из графита – никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе — капсуле.

Так что даже если весь персонал станции дружно «уйдёт пить пиво», ничего страшного для окружающей природы не случится – температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.

Схема «сердца» станции. Слева – турбина с электрогенератором и теплообменниками, справа – реактор (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Применение же в качестве теплоносителя гелия сулит ряд преимуществ. Он химически инертен и не вызывает коррозию узлов. Он не меняет своего агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, его удобно направлять в газовую турбину.

Она капсулирована вместе с насосами и теплообменниками и вращается исключительно на осевых и радиальных электромагнитных подшипниках – подшипники качения предусмотрены как аварийные.

Про теплообменники нужно сказать особо. Тот гелий, что охлаждает реактор, делает в турбинной установке несколько «петель», максимально отдавая свою энергию турбогенератору. Кроме того, там есть дополнительное охлаждение гелия водой, но в случае какой-либо аварии – система обойдётся вовсе без неё, реактор не расплавится.

Результат всех этих новаций – КПД станции – до 50%, против 32% у существующих АЭС, плюс — намного более полная выработка ядерного топлива (а значит – меньше облучённого урана и меньше высокоактивных отходов на каждый мегаватт-час полученной энергии), простота конструкции, а значит — меньше стоимость возведения и проще контроль над работой.

И, конечно, безопасность. Американцы пишут, что ГТ-МГР – первая в мире АЭС, которая будет соответствовать первому уровню безопасности.

Всего их 4, из них нулевой – это самый высокий. 0 — это фантастика. Тут ничего никогда случиться не может и вообще – нет опасных материалов. Первый уровень – самый высокий из реально возможных. При нём АЭС, по идее, не требуются особые системы безопасности, так как у самого реактора имеется внутренний, конструктивно предопределённый «иммунитет» от любых ошибок операторов и технических повреждений.

Станция в Чернобыле имела, по версии американцев, третий (худший) уровень безопасности, что означает критичность системы к ошибкам людей или неисправности оборудования. Сейчас многие действующие станции вышли на уровень безопасности «2».

ОКБМ пишет, что «Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает сооружение головной АЭС ГТ-МГР и установки по производству топлива для неё на Сибирском химическом комбинате (Северск, Томской области) к 2010 году, а к 2012-2015 годам — создание и ввод в эксплуатацию первой четырёхмодульной АЭС ГТ-МГР».

Схема циркуляции гелия (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Американцы же, в свою очередь сообщают интересные подробности: поскольку ГТ-МГР может потреблять не только уран, но и оружейный плутоний, такие АЭС становятся идеальным устройством по его утилизации, не только безопасной, но ещё и в определённом смысле выгодной. Например, Северск будет (частично, конечно), обеспечивать себя электроэнергией за счёт «сокращаемых» российских боеголовок.

А плутоний, который будут выгружать из реактора после «работы», по своим параметрам — совершенно бесперспективен для гипотетического применения в ядерном оружии, что для мировой безопасности тоже неплохо.

Но и США заинтересованы в проекте – высокий термический КПД связки «гелиевый реактор – замкнутая газовая турбина» – это колоссальная выгода, как в плане экономики, так и сохранности окружающей среды.

Нужно добавить, что тепловая мощность одной такой установки составит 600 мегаватт, а электрическая – 285 мегаватт.

Расчётный же срок службы ГТ-МГР – 60 лет. Успеют к тому времени разработать промышленные реакторы синтеза, или альтернативная энергетика станет действительно массовой?

Цели проекта ГТ-МГР

• Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
• Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
• Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония .
• Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода .

Особенности конструкции

ТВЭЛы представляют собой микросферы из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2-0,5 мм в многослойной оболочке из пиролитического углерода и карбида кремния . В соответствии с проектными расчётами, такой микроТВЭЛ способен эффективно удерживать осколки деления как при нормальных условиях эксплуатации (1250 0 С), так и при аварийных режимах (1600 0 С).

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.

Основные технические характеристики

Достоинства

• Высокий КПД;
• Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
• Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600 °C);
• Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
• Многократное резервирование систем управления и защиты;
• Использование гелия в качестве теплоносителя , вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов ;
• Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония . Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацей, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.

Недостатки

• Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя , обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием , и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
• Образование большого количества β-активного углерода 14 C , приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК , уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду, 14 C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
• Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний , очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
• В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония , что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, т. е. его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
• Использование гелия в качестве теплоносителя , т.к. в случае аварии, связанной с разгерметизацией реактора, весь теплоноситель неизбежно будет замещен более тяжелым воздухом.

Основные этапы

• 1995-1997 гг. - концептуальный проект.
• 2000-2002 гг. - эскизный проект.
• 2003-2005 гг. - технический проект.
• 2005-2008 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
• 2009-2010 гг. - ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
• 2007-2011 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
• 2012-2015 гг. - ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ

В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.

АЭУ ВГ-400 двухцелевого назначения: для комбинированной выработки высокопотенциального тепла и перегретого пара заданных параметров в составе опытно-промышленной атомной энерготехнологической станции, предназначенной для производства аммиака в химико-технологической части и выработки электроэнергии в паротурбинной установке.

АЭУ ВГМ Опытно-промышленнаяустановка ВГМ модульной концепции с шаровыми твэлами предназначена для производства высокопотенциального тепла и электроэнергии.

АЭУ ВГМ-П Установка в отличие от АЭУ ВГМ предназначена для теплоснабжения типового нефтеперерабатывающего завода производительностью 12 млн. тонн нефти в год.

Эскизный проект установки ГТ-МГР сочетает безопасный модульный реактор мощностью 600 МВт с кольцевой активной зоной из призматических тепловыделяющих сборок (ТВС) и блок преобразования энергии (БПЭ) с газовой турбиной для производства электроэнергии в газотурбинном цикле с эффективностью до 48 %.

Параметры большинства разработанных проектов ВТГР хорошо отвечают требованиям их технологического применения, в том числе, для производства водорода из воды.

Основываясь на имеющемся проектном заделе, ОКБМ в 2004 г.разработало концептуальный проект реакторной установки МГР-Т , специально предназначенной для целей промышленного производства водорода.

Реакторная установка ГТ-МГР

Концепция модульного гелиевого реактора ГТ-МГР базируется на опыте гелиевоохлаждаемых реакторов с призматическими ТВС и керамическим микротопливом, а также инновационных решениях по системе преобразования энергии с замкнутым газотурбинным циклом и турбомашиной на электромагнитных подшипниках.

Международной проект ГТ-МГР был инициирован в 1995 году Минатомом России и фирмой General Atomics. Позднее к проекту присоединились Фраматом и Fuji Electric. В 1997 г. был разработан Концептуальный проект ГТ-МГР. В 1999 г. концептуальный проект успешно прошел экспертизу в России и США и международную экспертизу с участием независимых экспертов из США, Японии, Германии, Франции и России. Экспертиза подтвердила, что отсутствуют непреодолимые препятствия для реализации проекта.

Исследования, выполненные участниками проекта на концептуальной стадии, показали возможность глубокого выжигания плутония оружейного качества в реакторе ГТ-МГР с последующим захоронением отработанного топлива без дополнительной переработки. Поэтому ГТ-МГР был предложен как дополнительный вариант для решения этой задачи, и в рамках «Соглашения между Правительством Российской Федерации и Правительством США о научно-техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, изымаемым из военных программ» от 24 июля 1998 г., был разработан эскизный проект ГТ-МГР. Проект финансировался на паритетных началах DОЕ США и Минатомом России. Отдельные работы по блоку преобразования энергии поддерживались EPRI, а также Европейским союзом и Японией через ISTC. Разработка проекта была завершена в начале 2002 г.

Зарубежные участники проекта (GA, ORNL, EPRI) внесли свой вклад в виде выработки концепции установки, передаче отдельных технологий, расчетных кодов, поставки оборудования, передачи опыта создания и эксплуатации реактора Fort Saint Vrain и др.

В 2002 г. эскизный проект был рассмотрен и одобрен Минатомом России как одно из инновационных направлений реакторных технологий. Международная кооперация, позволяет эффективно использовать имеющийся опыт, снизить технический риск и затраты на разработку проекта.

В России проект ГТ-МГР включен в Федеральную целевую программу «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 гг. и перспективу до 2015 г.», одобренную правительством Российской Федерации как одно из направлений разработки реакторных установок нового поколения, обеспечивающих высокую безопасность, эффективное производство электроэнергии и производство технологического тепла.

Координационный комитет проекта ГТ-МГР принял решение до начала разработки технического проекта сконцентрировать усилия и средства на выполнение ОКР по топливу, гелиевой турбомашине с электромагнитными подшипниками, валидации физических кодов и кодов транспорта продуктов деления с экспериментальным обоснованием.

Общее описание ГТ-МГР

Реакторный блок, состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора и системы преобразования энергии с прямым замкнутым газотурбинным циклом (рис. I.15).

Газотурбинный цикл преобразования энергии с гелиевой турбомашиной, рекуператором и промежуточным охлаждением обеспечивает термический КПД на уровне 48 %. В совокупности прямой замкнутый газотурбинный цикл и модульный реактор создают предпосылки снижения капитальных затрат на строительство, эксплуатацию и техническое обслуживание, за счет упрощения схемы производства электроэнергии и снижения количества систем безопасности. Возможность реализации этих предпосылок зависит от конкретных технических решений.

Рис. I.15. Реакторный блок ГТ-МГР

1 – генератор; 2 –рекуператор; 3 – турбокомпрессор;

4 –промежуточный холодильник; 5 – предварительный холодильник;

6 – сборка СУЗ; 7 – активная зона; 8 – система корпусов;

9 – система охлаждения остановленного реактора

РУ ГТ-МГР кроме более высокого к.п.д. производства электроэнергии, имеет хорошие потенциальные возможности использования сбросного тепла. Утилизация сбросного тепла для целей теплоснабжения позволяет, совместно с преобразуемым теплом в цикле, практически полностью использовать тепло от реактора (коэффициент использования тепла ~ 99 %) без внесения каких-либо конструктивных изменений в БПЭ. При комбинированном режиме выработки электроэнергии и тепла электрическая мощность установки составит 191 МВт, тепловая мощность, отводимая сетевой водой 400 МВт.

Основные показатели ГТ-МГР приведены в табл. I.15.