Модульный гелиевый реактор

Газовая турбина, модульный гелиевый реактор (ГТ-МГР, GT-MHR) — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле. Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)». Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны. Проект финансируется на паритетных началах Росатомом (РФ) и Департаментом энергетики и NNSA (США).

В проекте участвуют ОКБМ Африкантова, РНЦ КИ, ВНИИНМ, General Atomics (США), Framatome (Франция), Fuji Electric (Япония).

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

ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.

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°С), так и при аварийных режимах (1600°С).

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

Основные технические характеристики

Мощность установки: тепловая, МВт электрическая, МВт	600 285
Теплоноситель	гелий
Циркуляция теплоносителя 1 контура	принудительная
Тип компоновки	интегральная
Диапазон изменения мощности	15 — 100 %

Параметры вырабатываемой электроэнергии напряжение на клеммах генератора, кВ частота тока, Гц	20 50
Параметры теплоносителя 1 контура давление, МПа температура на входе в реактор, С температура на выходе из реактора, С	7,24 490 850
Расход электроэнергии на собственные нужды, МВт	7,5
Срок службы, лет	60
Сейсмостойкость оборудования	8 баллов (MSK 64)

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 документацией, 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 в графитовом замедлителе большого количества долгоживущего β-активного углерода ¹⁴C, приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК, уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду ¹⁴C 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, то есть его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
Использование гелия в качестве теплоносителя, так как 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.

Перспективы проекта

С профессиональной точки зрения, проект достаточно интересен, однако из-за перечисленных недостатков его промышленная реализация представляется сомнительной и более того, утопической.^{[источник не указан 3908 дней]}

См. также

Примечания

Ссылки

Сайт проекта
Ян Гор-Лесси, «Ядерное электричество», глава 4.3 Реакторы нового поколения (I Hore-Lacy, Nuclear Electricity ISBN 0-9593829-8-4)
Thomas B. Kinger, Nuclear Energy Encyclopedia: Science, Technology, and Applications; 22.7.1 GT-MHR (page 247)
Ран Ф., Адамантиадес А., Кентон Дж., Браун Ч. Справочник по ядерным энерготехнологиям / Под ред. В. А. Легасова. — М.: Энергоатомиздат, 1989. — 752 с.
Костин В.И. и др. РАЗВИТИЕ ПРОЕКТА БЛОКА ПРЕОБРАЗОВАНИЯ ЭНЕРГИИ ГТ-МГР // Атомная энергия. — 2007. — Т. 102. — С. 57-63.
Kostin V.I., Kodochigov N.G., Vasyaev A.V., Golovko V.F. Power Conversion Unit with Direct Gas-Turbine Cycle for Electric Power Generation as a Part of GT-MHR Reactor Plant Proc. of HTR-2004 // Conference on High-Temperature Gas-Cooled Reactors, Beijing, China, Sep. 22-24, 2004.
Бойко В.И. и др. ОЦЕНКА РЕСУРСА ГРАФИТА ТОПЛИВНЫХ БЛОКОВ РЕАКТОРА ГТ-МГР // Известия Томского политехнического университета. — 2005. — Т. 308. — С. 81-84.
В.Ф. Зеленский, Н.П. Одейчук, В.К. Яковлев, В.А. Гурин. СОВРЕМЕННОЕ СОСТОЯНИЕ РАБОТ ПО ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНЫМ ГАЗООХЛАЖДАЕМЫМ РЕАКТОРАМ (ВТГР) В МИРЕ И ПЕРСПЕКТИВЫ ИХ ПРИМЕНЕНИЯ В УКРАИНЕ // Вопросы атомной науки и техники. — 2009. — Вып. 4-2. — С. 247-255.
A.I. Kiryushin, N.G. Kodochigov, N.G. Kuzavkov et al. Project of the GM-MHR high-temperature helium reactor with gas turbine // Nucl. Engn. Design.. — 1997. — Т. 173. — С. 119-129.
Н.Г. Кодочигов и др. Расчетно-экспериментальные исследования нейтронно-физических характеристик активной зоны ГТ-МГР // Атомная энергия. — 2007. — Т. 102, вып. 1. — С. 63-68.
Л.Попов. Гелиевая АЭС обещает ни за что не взрываться (membrana.ru, 29 августа 2005).
А.Ручкин. Гелий станет служить атомной энергетике. (Neftegaz.RU, 15 октября 2009 г.).