Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы реферат
Обновлено: 05.07.2024
В 2014 году международный научный форум “Generation IV” подтвердил статус высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) как одного из шести инновационных проектов реакторов 4-го поколения. Специалисты ожидают промышленное внедрение таких реакторов уже в 2030-х годах.
Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор способен вырабатывать тепло с температурой до 950-1000 °С, что позволяет получать водород и другие полезные продукты без как-либо выбросов CO2. Генерация электричества в реакторе ВТГР осуществляется в одноконтурной турбине с гелием.
История
История развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов насчитывает более 50 лет. Первые АЭС были исследовательскими – проекты мощностью 20 МВт в Великобритании и 15 МВт в Германии. Последний был запущен в 1966 году и был продолжен уже промышленным реактором, работающем на тории. Тем не менее, проект был встречен политическими и техническими неурядицами, и был остановлен в 1989 году.
В Соединенных Штатах было построено два таких промышленных реактора. Первый ВТГР – мощностью 40 МВт в Пич Боттом (Peach Bottom) проработал с 1966 по 1975 года и послужил основой для значительно более крупного реактора мощностью 330 МВт, расположенного в Форте Врейн (Fort St Vrain) и действующего с 1976 по 1988 год. Последний реактор смог доказать техническую обоснованность ВТГР, но так и не успел помочь с проработкой экономической привлекательности этой технологии.
Технология
Большинство проектов ВТГР используют гелий в качестве теплоносителя, но также может быть использован сверхкритический углекислый газ или азот.
Схема высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
Отличительная особенность всех высокотемпературных реакторов – использование топлива TRISO, расположенного в виде свободнолежащих шариков или в призматических блоках под наклоном.
Плотное ядерное топливо инкапсулировано внутри чрезвычайно мелких капсул/микротвелов из углерода или карбида кремния диаметром менее 1 мм. Такая технология располагает к безопасному удержанию топлива и продуктов деления во время работы, а также совершенно не требует воды или активной системы охлаждения для хранения ОЯТ.
В настоящее время топливо данного типа используется в двух экспериментальных реакторах: HTR-10 в Китае и HTTR в Японии.
Японский проект HTTR
Безопасность
Частицы топлива TRISO обладают высокой прочностью и не дают трещин даже из-за сильных механических напряжений (какие могут возникать, например, от теплового расширения или газового давления) и при температурах до 1600 °C, и, следовательно, остаются безопасными даже в случае аварийных ситуаций с реактором.
Важным фактором, обеспечивающим безопасность шарообразных твэлов, является то, что даже в условиях отказа систем теплоотвода эти твэлы не будут плавиться, взрываться и выбрасывать опасные вещества в окружающую среду, а просто будут постепенно остывать, не меняя своей формы. Это стало одной из причин, по которой МАГАТЭ квалифицировала этот реактор как абсолютно безопасный.
Кроме того, высокотемпературные реакторы имеют очень сильный отрицательный коэффициент реактивности, что исключает возможность неконтролируемой цепной реакции в случае аварийных ситуаций. При этом гелий, который, как правило, используется в качестве охлаждающего газа, имеет очень низкое сечение захвата нейтронов и с большим трудом становится радиоактивным, т.е. выброса радионуклидов в окружающую среду не произойдет даже в случае утечки теплоносителя.
Экономическая эффективность
Коэффициент полезного действия энергоблока с высокотемпературным реактором может достигать 42% в паровом цикле и до 50% с использованием газовой турбины, что считается очень высоким показателем по сравнению с другими видами тепловых машин.
Одно из главных преимуществ газоохлаждаемых реакторов в том, что для его работы не требуется очень больших объемов воды, что позволяет строить их не обязательно именно на побережье крупных водоёмов, как водо-водяные реакторы, а поблизости от центров потребления электроэнергии.
По сравнению с реакторами других типов, у реакторов с шаровыми твэлами более простая схема обращения с ОЯТ – отработанное топливо может храниться без активной системы охлаждения, достаточно естественной циркуляции воздуха. При этом такое ОЯТ хорошо подходит для длительного хранения.
Китайская программа
Среди азиатских стран программы развития газоохлаждаемых реакторов имеются в Китае, Японии и Южной Корее, но наибольшего прогресса достигла китайская программа.
Ещё в 1990-х годах в Китае было завершено лицензирование проекта высокотемпературного реактора, основы которого были ранее заложены в Германии. В 1995 году в Институте ядерных и энергетических технологий INET (Institute of Nuclear and Energy Technology) Университета Синьхуа началось строительство первого экспериментального реактора такого типа мощностью 10 МВт. Результаты эксперимента были признаны успешными, после чего было принято решение о строительстве полноценного энергетического реактора на базе этой технологии.
Концепция проекта китайского проекта HTR-PM
Стройплощадка АЭС "Шидаовань" в 2014 году
В 2012 года на площадке Шадао-бэй в 900 км к юго-востоку от Пекина началось строительство электростанции "Шидаовань", состоящей из двух высокотемпературных реакторов с шаровыми твэлами мощностью по 100 МВт. Запуск первого из этих реакторов ожидается в 2018 году.
В Китае рассматривается возможность устанавливать реакторы такого типа на существующие ТЭЦ вместо угольных энергетических установок, поскольку паротурбинная установка у высокотемпературных реакторов схожа с той, которая используется на угольных станциях. Поскольку угольные электростанции в Китае расположены, как правило, вблизи крупных городов, замена угольных энергоблоков на атомные позволит существенно оздоровить экологическую обстановку.
По оценкам экономистов, высокотемпературные реакторы станут коммерчески рентабельными в случае перехода к серийному производству унифицированных модулей себестоимостью 2000-2500 долларов на кВт мощности. Как заявил представитель INET профессор Чжой Чжан (Zuoyi Zhang), серийная конструкция предусматривает объединённую станцию из 6 блоков по 100 МВт, что сделает её мощность сравнимой со сверхкритическими угольными электростанциями. По его оценкам, в течение 5 лет эта технология выйдет на мировой рынок.
Пилотная линия производства микросферического топлива для ВТГР АЭС "Шидаовань", запущенная в марте 2016 года
Североамериканские проекты
В США в 2005 году была утверждена программа разработки реакторов нового поколения NGNP (Next Generation Nuclear Plant). Одной из основных проблем в реализации программы является получение лицензии со стороны регулирующих органов.
Разработкой проектов высокотемпературных реакторов на североамериканском континенте занимаются компании X-Energy и General Atomics (США) и Starcore Nuclear (Канада).
Площадка АЭС X-Energy
Канада
На мировом рынке ядерных технологий Канада известна в первую очередь тяжеловодными реакторами CANDU. Однако, поскольку их доля на мировом рынке является весьма ограниченной, канадские атомщики разрабатывают проекты реакторов, основанные на иных принципах.
В ноябре 2015 года компания Starcore Nuclear начала процесс подготовки лицензирования своего проекта тяжеловодного реактора (в местном законодательстве эта процедура носит название Vendor Design Review). Ожидается, что регулирующий орган CNSC завершит эту процедуру в течение 18 месяцев, после чего разработчики примут решение, следует ли подавать заявку на получение полной лицензии.
Технология Starcore предполагает использование твэлов не шаровой, а призматической формы, в остальных деталях мало отличаясь от китайских и американских аналогов. Компания разрабатывает энергоблок мощностью 20 МВт с возможностью расширения до 100 МВт. Бизнес-стратегия компании состоит в том, чтобы не строить реакторы на заказ, а продавать производимую ими электроэнергию. Себестоимость электроэнергии оценивается в 140$ за Мвт-ч, что, с одной стороны, не выдерживает конкуренции с другими производителями в крупномагистральных сетях, но для удалённых районов может оказаться более эффективным, чем дизель-электрическая генерация.
Футуристический дизайн Starcore Nuclear
Россия
В Российской Федерации развитием технологии ВТГР занимается "ОКБМ Африкантов", а ВНИИНМ помогает проекту с разработкой микросферического топлива. В апреле 2015 года Национальное агентство по атомной энергии Индонезии объявило консорциум в составе индонезийских компаний Rekayasa Engineering и Kogas и немецкой компании Nukem Technologies GmbH (дочернее предприятие АО «АСЭ) победителем тендера на предпроектную фазу по сооружению опытного энергетического реактора типа ВТГР в Индонезии. В конце 2015 года "ОКБМ Африкантов" завершило разработку концептуального проекта реактора. Теперь индонезийская сторона должна принять решение о проведении тендера на реализацию второй фазы — непосредственно сооружение реакторной установки.
Варианты применения ВТГР
Перспективы высокотемпературных реакторов
В числе преимуществ высокотемпературных реакторов называют также то, что, помимо электроэнергии, они могут также непосредственно вырабатывать и тепловую энергию. Недавно программа исследования рынка тепловой энергии, финансируемая Евросоюзом, оценила объёмы этого рынка в 946 – 1,376 млн. т. условного топлива, из которых атомная генерация способна покрыть 260 – 430 млн. т., для чего потребуется удвоение нынешней мощности парка реакторов.
Среди всех разрабатываемых в мире проектов ВТГР наибольший интерес у наблюдателей вызывают разработки в Китае, где, как ожидается, их коммерческая эксплуатация начнется уже в ближайшем десятилетии.
Рис. 5.10. Общий вид реактора БГР-300:
1—основная газодувка; 2— парогенератор: 3 — корпус реактора; 4 — крышка реактора; 5 — запорное устройство; 6 — теплообменник; 7 — активная зона; 8 — привод СУЗ; 9 — вспомогательная газодувка
Рис. 5.11. Запорное устройство крышки:
1— сегментный элемент; 2 — корпус; 3 — торовый компенсатор; 4— концевая пробка; 5 — наружная втулка; 6 — валик; 7 — цилиндрическая шестерня
которая защищает облицовку от воздействия температуры теплоносителя.
На действующих и строящихся АЭС с высокотемпературным газовым теплоносителем в основном для теплоизоляции используется каолиновое (или кремнеземное) спрессованное волокно или набор листов из стальной фольги (стальфоль) [128, 129].
Конструкция из каолинового волокна, как наиболее экономичная, предусматривает крепление матов из этого материала с размерами сторон 400—600 мм с общей толщиной 200—250 мм к стенкам и днищу облицовки. Маты закрыты сверху защитными листами из жаростойкой стали; весь блок крепится к стенкам облицовки с помощью полых металлических шпилек. Маты укладываются так, чтобы стыки одного слоя перекрывались телом другого. Для выравнивания давления в полости теплоизоляции и объеме корпуса в каждом защитном листе блока предусмотрен ряд отверстий, закрываемых пористым фильтром. Таким образом, при сбросе или повышении давления пористые фильтры препятствуют выбросу частиц и пыли из полости теплоизоляции. Защитные листы соединены между собой гофрированными компенсаторами.
Стальфолевая тепловая изоляция выполнятся в виде квадратных или прямоугольных блоков примерно таких же размеров, как и блоки из каолинового волокна. Каждый блок набирается из листов стальной фольги толщиной 0,25—0,35 мм, которые дистанционируются между собой с помощью выдавленных шипов. Блоки крепятся к стенкам облицовки с помощью шпилек и закрываются со стороны теплоносителя стальными листами. В качестве материала стальной фольги применяют нержавеющие жаростойкие стали, эффективная теплопроводность стальфолевой изоляции зависит от многих факторов, в том числе и от общей толщины блока, выбираемой обычно в пределах 50—120 мм.
Конструктивно тепловая и биологическая защита может быть выполнена в виде нескольких концентрично расположенных по отношению к центральной шахте металлических обечаек, а также набора плоских листов, закрывающих внутренние поверхности крышки и днища, объединенных в однородные сборки. Пространство между стальными листами заполняется графитовыми блоками. Для большей технологичности сборки разделяют на графитовые и стальные экраны, составляющие в целом тепловую и биологическую защиту.
Конструкция тепловой и биологической защиты должна быть спроектирована таким образом, чтобы флюенс нейтронов с энергией E≥0,1 МэВ на стенки железобетонного корпуса (в районе металлической облицовки) не превышал 1018—1019 нейтр. см2, а соответствующая общая доза у-излучения составляла от 10й до 1013 Гр в течение полного ресурса работы установки, при этом радиационная обстановка в окружающих реактор помещениях должна допускать обслуживание и ремонт технологического оборудования (при остановленном реакторе).
В установках с реактором БГР место расположения и выбор типа ИК, служащих для управления реактором, связаны с конструкцией тепловой и биологической защиты. Наилучшим местом расположения И К следует считать железобетонный массив корпуса. В этом случае ИК можно помещать в полые металлические чехлы (трубы), находящиеся в непосредственной близости от стенок лайнера центральной шахты корпуса, и для элементов конструкции ИК не требуется специального охлаждения; кроме того, ИК можно без затруднений обслуживать и заменять при выработке их ресурса. Однако ИК, расположенные за пределами центральной шахты, должны обладать высокой чувствительностью.
ИК можно размещать в зоне тепловой и биологической защиты непосредственно внутри центральной шахты корпуса. В этом случае могут быть использованы ИК, применяемые на действующих АЭС. Однако при разработке конструкции проходок и чехлов, в которых должны быть эти ИК, необходимо учитывать воздействие на их элементы потоков нейтронов высокой интенсивности, высокого давления и температуры теплоносителя, что, несомненно, усложняет конструкцию этих узлов, а также потребует, возможно, замены элементов, расположенных непосредственно вблизи от активной зоны. Последнее обстоятельство связано с остановкой реактора и проведением ремонтно-восстановительных работ.
К нижней части обечайки металлоконструкции реактора БГР-300 подсоединены внутренние трубы нижних газоводов, которые одним концом (со стороны парогенератора или теплообменника) закреплены в шахте, а другим — через гибкий сильфонный патрубок— приварены к обечайке металлоконструкции. Размеры и характеристики этих сильфонов выбирают с учетом того, чтобы обеспечить линейные, радиальные и угловые перемещения внутренних труб, возникающие в результате нагрева элементов конструкции в рабочих условиях. Для повышения безопасности работы БГР-300, локализации возможных утечек теплоносителя во время проведения перегрузочных работ и в случаях нарушения герметичности основного и вспомогательного оборудования, все агрегаты, входящие в состав первого контура, размещены в отдельном герметичном реактором здании. В нижней части этого здания расположен непосредственно реактор в корпусе из ПНЖБ с технологическим оборудованием, окруженный защитной оболочкой, которая рассчитана на давление до 0,3 МПа и железобетонные стенки которой облицованы металлическими листами. В верхней части реакторного здания находится мостовой кран грузоподъемностью 45 кН, комплекс машин и механизмов системы перегрузки, технологическая оснастка и приспособления, необходимые для проведения работ при разгерметизации перегрузочных отверстий верхней крышки.
Российские и зарубежные разработки показали, что эта задача может быть решена с привлечением современных ядерных технологий. На роль ядерного энергоисточника, способного обеспечить развивающееся человеческое общество экологически чистой и высокопотенциальной энергией, реально претендует высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (ВТГР) с гелиевым теплоносителем. ВТГР обладает уникальной возможностью достижения уровня температур теплоносителя на выходе из реактора до 1000º С, что позволяет реализовать на его основе как высокоэффективные термодинамические циклы производства электроэнергии, так и процессы производства водорода, наряду с возможностью прямого использования тепла в промышленности взамен сжигания органического топлива. Отсутствие металлоконструкций в активной зоне ВТГР и особенности физических процессов в нем обеспечивают высокую безопасность реактора, исключают расплавление и разрушение активной зоны даже в самых маловероятных авариях.
Ключевая технология ВТГР – конструкция топливных сборок, использующая только керамические материалы и графит ядерного класса. Топливная композиция в виде микросфер диаметром ~0,5 мм окружена несколькими слоями защитных покрытий, образующих сферические капсулы, которые устойчивы к высоким температурам и обеспечивают надежное удержание продуктов деления.
Высокоэффективное производство электроэнергии может быть реализовано объединением ВТГР с газотурбинной установкой прямого цикла (цикл Брайтона) и паротурбинным циклом сверхкритических параметров с температурой пара 600º С и выше.
Каждый вариант установки с ВТГР состоит из энергетической и технологической частей.
Энергетическая часть представляет собой энергоблок, включающий реактор с единичной тепловой мощностью 600 МВт (вариант ГТ-МГР) и 215 МВт (вариант МГР-100), а также, в зависимости от назначения, газотурбинный блок преобразования энергии (БПЭ), предназначенный для производства электроэнергии, и/или блоки теплообменного оборудования.
Технологическая часть МГР-100, в зависимости от назначения, представляет собой или технологическую установку по производству водорода, или контуры высокотемпературного теплоснабжения, снабжающие теплом различные технологические процессы.
Основными критериями при выборе технических решений являлись: обеспечение высоких технико-экономических показателей, минимизация воздействия на обслуживающий персонал, население и окружающую среду, исключение радиоактивного загрязнения технологического продукта.
Реализация проекта создания энергоисточников с ВТГР как инновационной технологии включает в себя разработку и создание высокотемпературных модульных гелиевых реакторов, высокотемпературного топлива с глубоким выгоранием, систем преобразования энергии с использованием технологии замкнутого газотурбинного цикла или паротурбинного цикла высоких параметров, систем и оборудования транспорта высокотемпературного тепла к промышленным потребителям, технологического оборудования промышленных производств для адаптации к атомному источнику тепла, компонентов, систем и технологий крупномасштабного производства водорода, в том числе из воды.
Атомная энергетика заслуженно считается одной из самых консервативных отраслей, достигшей вершины пути на своей S-кривой. Последние 25 лет внешний наблюдатель не заметил бы изменения в ключевых технология — все те же сборки из тепловыделяющих элементов, греющие или кипятящие воду, с преобразованием тепловой энергии в электрическую. Тем удивительнее тот факт, что свое будущее атомная энергетика видит в 6 революционных концепциях, каждая из которым по своему сдвигает парадигму атомной энергетики в ту или иную сторону.
Корпус исследовательского реактора на расплаве солей MSRE, 70е
Важен и тот факт, что все эти концепции возникли не сегодня, а на заре рождения атомной индустрии и проиграли в конкурентной борьбе за звание отраслевого стандарта реакторам с водой под давлением (PWR в западной терминологии или BBЭР в отечественной). Однако, как и в случае с электромобилями, постепенное накопление суммы технологий может вернуть на пьедестал забытых героев зари атомного века.
Четвертое поколение
Развитие атомной энергетики от начала принято делить на 3,5 неравных поколения, где первое отметилось десятками разных концепций, порой весьма странными на сегодняшний взгляд (например британский Magnox — реакторы с графитовыми замедлителем и циркулирующим сжатым углекислым газом в качестве теплоносителя), второе — двумя самыми тяжелыми авариями в истории энергетики, а третье и третье плюс — превалированием финансистов над инженерами. К сегодняшнему дню чудеса и энтузиазм атомного века сменились эпохой, когда улучшение эксплуатационных показателей АЭС на 2-3 процента — революционное достижение, широко обсуждаемое в профильной прессе.
Четвертое поколение должно стать выходом за пределы того тупика, в котором оказалась ядерная энергетика. Для этого понадобится решить сразу несколько противоречивых задач — не потерять в безопасности реактора, улучшить или как минимум не ухудшить его экономику и решить проблему с переходом с использования 235U на 238U.
6 концептов, отобранные международной организацией Generation IV International Forum пытаются решить эти проблемы с разных сторон. Кто из них станет (и станет ли) основой развития атомной промышленности в 21 веке должны показать исследования ближайших 15 лет.
Быстрый реактор с натрием
Этот тип реакторов резко выделяется из всей “команды” своей отработанностью и даже некой повседневностью. Ключевой особенностью этого реактора является быстрый спектр нейтронов, позволяющий реализовать замкнутый ядерный топливный цикл. Впрочем, эти не дается бесплатно, и две самые больше сложности в таком реакторе — пожароопасный натрий и повреждение конструкций активной зоны быстрыми нейтронами. Тем не менее, в 60-х, в момент зарождения атомной энергетики быстрые натриевые виделись самыми простыми на пути к замыканию топливного цикла. А ЗЯТЦ, в свою очередь казался необходимым для строительства тысяч реакторов, для которых просто не хватило бы запасов 235 изотопа урана.
В итоге реакторы типа БН прошли самый длинный путь (20 когда либо построенных и функционировавших) от первых опытных установок до полноценных электростанций — Phenix и Superphenix во Франции, БН-600 в СССР и БН-800 в России. В начале 80х казалось совершенно очевидным, что к 2020 в мире будут работать сотни и тысячи гигаватт именно быстрых натриевых реакторов. Однако резкое замедление роста атомной энергетики и разнообразные обстоятельства — типа прихода “зеленых” во власть во Франции или развала СССР оборвали этот взлет. Во Франции, кстати, с 1995 по 1998 функционировали все элементы ЗЯТЦ — бридер на плутониевом топливе, завод по переработке ОЯТ и завод по фабрикации свежего топлива…
Устройство и характеристики Французского не взлетевшего Super Phenix
Сегодня быстрые натриевые реакторы с оксидным или более плотным топливом из смеси U238 и Pu239 замерли в шаге от того, что бы начать заменять реакторы с водой под давлением, и довольно широко включены (5-10 блоков в 10-15 летней перспективе и до основы энергетики в 30-50 летней) в планы развития атомной энергетики четырех стран, которые ее действительно развивают — Индии, Китая, России и Южной Кореи.
Реакторный зал индийского натриевого БР FBR
Ключевыми установками по этому направлению на сегодня явлются БН-600, БН-800 в России, планируемые МБИР у нас же, и опытно-промышленные установки PFBR в Индии, ASTRID во Франции.
Быстрый свинцовый реактор
БРЕСТ-ОД-300 — наиболее продвинутый в мире на сегодня проект свинцового реактора
Разумеется, у свинца есть и минусы. Самый главный — высокая температура плавления (327 C), а значит большие заботы по поддержанию теплоносителя в расплавленном состоянии. Известны так же проблемы свинцовой коррозии стали, плохой совместимостью с оксидным (самым распространенным) топливом, ну и в целом можно говорить о малой проработанности этого типа реакторов. Интересно, что на базе идеи эволюции натриевых бридеров в СССР был рожден довольно революционный проект БРЕСТ, оптимальный для медленного развития атомной энергетики. Кроме свинца, ключевой в нем является идея зарядки делящимся материалом один раз — на старте, и далее подпитка исключительно U238.
Коллаж из фотографий процесса разработки и отработки элементов БРЕСТ-ОД-300. Подобная работа занимает тысячи человеколет и стоит миллиарды рублей.
Иногда в когорту свинцовых добавляют свинцово-висмутовые реакторы. Добавление висмута в теплоноситель снижает температуру его плавления до “натриевых” значений — примерно 100 С. Реакторы с таким теплоносителем серийно ставились на подводные лодки 705 проекта, однако при всей близости невозможно переносить одну технологию на другую.
Реактор ALFRED с свинцовым теплоносителем — проект поменьше и попроще БРЕСТ, но и меньшем техническим риском.
БРЕСТ, наряду с европейским проектам ALFRED на сегодня являются единственными “живыми” свинцовыми проектами, имеющими финансирование и вероятность постройки. Кроме того есть создаваемый бельгийский реактор MYRRHA со свинцовым теплоносителем, но это экзотичная и уникальная ADS система, где поток нейтронов, необходимый для работы на мощности будет создаваться ускорительным источником. Однако реальные преимущества и недостатки свинцовых реакторов по сравнению с натрием вряд ли будут понятны раньше 2030 года.
ALFRED планируется к строительству в 20х годах.
Газоохлаждаемый быстрый реактор
Реакторы с газообразным теплоносителем сегодняшнего дня — это китайское развитие германской ветки HTR. Они имеют настолько сбалансированный набор плюсов и минусов, что атомная индустрия не видит в них потенциала развития кроме одного, о котором ниже. Газовые реакторы будущего должны быть другими — бридерами с быстрым спектром нейтронов (что, кстати, весьма нетривиально для активной зоны с гелием — замечательным замедлителем нейтронов), охлаждаемые инертным гелием, и вырабатывающие электроэнергию на газовой турбине.
Установка корпуса нового китайского газового реактора 25.03.2016
Сегодня газоохлаждаемые реакторы не получили особого развития по комплексу причин, главная из которых — при аварии типа LOCA (разрыв трубопроводов с потерей герметичности реактором) охлаждать активную зону становится нечем. Что бы как-то с этим справится, тепло в случае аварии отводят через стенки, а размеры АЗ раздувают в десяток раз по сравнению с водоохлаждаемыми реакторами. В IV поколении эту проблему придется решить, и если это получится сделать, “газовые быстрые” могут заиграть совсем новыми красками, с их очень высоким КПД.
Проектное изображение ГТ-МГР с газовой турбиной, сам газотурбогенератор и характеристики реакторной установки. Никаких парогенераторов.
Такой одноконтурный высокотемпературный подход, наряду с совершенно другим типом топлива (вместо хайтечного машиностроительного изделия, которое работает топливом в PWR/BWR/ВВЭР предлагается что-то вроде лепки миллионов графитовых кирпичей или шариков с урановыми частицами внутри) теоретически позволяет получать весьма дешевую атомную энергетику. Пока, однако до этого далеко — получить бы просто бридер с гелиевым теплоносителем и высокой температурой.
Важным преимуществом газовых реакторов еще является инертность и инактивируемость гелия, используемого в качестве теплоносителя. Обратной стороной являются значительное затраты энергии на прокачку гелия сквозь активную зону.
Быстрый реактор с газовым охлаждением ALLEGRO
И перспективный мощный газоохлаждаемый быстрый реактор GFR. Интересно бы понять, как тут собираются охлаждать топливо при вскрытом реакторе.
На сегодня единственным активным проектом в этой области является европейский небольшой исследовательский реактор ALLEGRO, тепловой мощностью 75 мегаватт, использующий плутониевое топливо. Его задача — изучить вопросы, встающие перед проектировщиками большого (2400 мегаватт тепловых) перспективного европейского газового бридера GFR. Один из самых сложны — высокая температура топлива и гелия. Можно так же отметить отечественный проект ГТ-МГР, когда-то разрабатывавшийся, как альтернатива БН-800.
И еще немножко изготовления китайского HTR-PM. К корпусу реактора в этот раз пристыкован парогенератор.
Впрочем по высокой температуре конкуренцию газоохлаждаемым реакторам составляют … газоохлаждаемые реакторы, существующие уже сегодня.
Высокотемпературный газовый реактор
Младший брат концепта №3 главная задача которого — быть источником ядерного тепла для химической и металлургической промышленности. Для этого выхлоп гелия из реактора должен быть разогрет до 900 и выше градусов Цельсия. Это направление попало в список перспективных в основном благодаря всплеску интереса к водородной энергетике в 90х, когда подобные установки должны были вырабатывать водород (много водорода!) из воды пирохимическим способом.
Предполагаемая станция выработки водорода с помощью ВГТР. Возможно водород еще понадобится энергетике будущего, как аккумулятор энергии для систем с доминированием возобновляемой энергетики.
Основное отличие от предыдущего концепта — то, что ради высокой температуры в ВТГР откажутся от бридинга топлива и ЗЯТЦ. Технической базой для этого типа являются существующие газоохлаждаемые реакторы с засыпным шаровым (TRISO) или призматическим топливом. На японском исследовательском реакторе HTTR, в частности, уже была получена температура гелия в 850 С.
Микросферы урана, дисперсируемые в графитовых блоках — один из вариантов топлива газоохлаждаемых реакторов
Впрочем, не очень большие сложности (на фоне других участников) с реализацией не делают из ВТГР фаворита — вместе с угасанием интереса к водородной энергетике, пропало и желание вкладывать в ядерные источники тепла. Сегодня единственные, кто развивает данное направление — китайцы, строящие первый опытно-промышленный блок HTR-PM и имеющие большие планы по развитию данного направления. Впрочем, возможно, когда уголь станет слишком дорог или неудобен для получения промышленного тепла, мы еще увидем расцвет ВТГР
Одноконтурный реактор на сверхкритической воде
При давлении выше 225 атмосфер и температуре выше 374 градусов вода перестает кипеть и превращается во что-то среднее между жидкостью и паром. Если взять и попробовать “разогнать” обычный PWR/ВВЭР до таких параметров теплоносителя, мы можем получить множество необычных преимуществ
Конструктивно такие реакторы мало отличаются от привычных ВВЭР, все тонкости в конструкции топлива
Причем в тепловой энергетике есть большой опыт по созданию паросиловых блоков на сверхкритическом паре, т.е. проблем, как при создании гигаваттной газовой турбины для гахоохлаждаемых реакторов не возникнет. Играет на руку и огромный опыт сегодняшней атомной энергетики в разработке PWR/ВВЭР.
Топливо для таких реакторов имеет полости и каналы для движущихся элементов, изменяющих замедление нейтронов — спектрального регулирование реактора
Основным препятствием на пути к реализации данного направления является агрессивность пара при давлении в 250 атмосфер и температуре 560 градусов (которые планируется достигнуть в проектах ОРСВ), а значит большой объем по отработке новых материалов и конструкций. Непросто и создание корпуса реактора на такие параметры, при том, что КПД в 43% обещают быстрые реакторы с металлическими теплоносителями.
У американцев кроме того предполагается многократный проход теплоносителя через активную зону.
Жидкосолевой реактор
Святой грааль атомной энергетики, место поклонения всех разработчиков реакторов. Гомогенная расплавленная смесь из фторидов бериллия/натрия и фторида урана/плутония/тория формирует жидкую активную зону, который не страшны проблемы радиационной стойкости. Непрерывный отбор и очистка части соли от продуктов распада (в т.ч. нейтронных ядов) позволяет поддерживать высочайший уровень воспроизводства топлива и автоматически формирует замкнутый ядерный топливный цикл прямо на станции. Реактор может быть легко заглушен, например сливом активной зоны в ловушку, где она не будет критичной. Причем сливную магистраль можно заткнуть на время нормальной работой подмораживаемой пробкой из топливной смеси, т.е. в случае потери контроля остановка и локализация АЗ произойдет автоматически. Тепло в таком типе реакторов должно отводится через теплообменники размещенные в корпусе реактора (интегральный тип).
Европейские проекты ЖСР. Там, где у других проектов сложнейшая механика активной зоны, у ЖСР вполне буддийская пустота.
Кроме того ЖСР является наиболее удобным (наряду с тяжеловодными) для вовлечения в топливный цикл тория.
Кроме серьезных ребят из Gen 4 IF жидкосолевые реакторы предлагаются к использованию и разными стартапами
Как обычно, преимущества одновременно являются недостатками. Отсутствие одного из барьеров по распространению радиоактивности (оболочек твэлов) вызывает вопросы у атомнадзоров. Постоянное присутствие буквально всей таблицы Менделеева в расплаве вызывает большие проблемы с коррозионной стойкостью корпуса реактора. Наличие большого радиохимического завода рядом с реактором кроме опять же радиофобских вопросов рождает еще и проблемы с нераспространением ядерных материалов. Ведь ЖСР является производителем не просто оружейного — но лучше чем оружейного плутония в весьма ощутимых масштабах. Фактически на такой АЭС можно будет выпускать оружейного материала на десятки ядерных бомб в год.
Еще один ЖСР от стартапа Transatomic Power. Частота обращения к жидкосолевикам у стартапов настораживает.
В 20 веке два небольших жидкосолевых реактора работали в США — Aircraft Reactor Experiment (ARE) и Molten Salt Reactor Experiment (MSRE), причем только второй из них был успешен, и как считается, был закрыт в 1976 в пользу гораздо более успешных (и в чем-то более простых) быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. (Интересная документалка на английском про MSRE)
Реактор MSRE. Здесь 1 — реактор, 2 — теплообменник 1-2 контуров, 3,6 — цикруляционные насосы, 7,8,9 — система отвода тепла от реактора в воздух, 10,11 — сливные баки расплава соли, 13 — намораживаемая пробка для аварийного слива соли.
Сегодня, не смотря на регулярно возникающий интерес к этому “идеальному ядерному реактору”, нет ни одного поддержанного финансированием проекта по строительство хотя бы исследовательской установки. Разрабатываются только “бумажные” реакторы, например MOSART или MSFR или проекты стартапов. Однако потенциальная перспективность заставляет проводить разнообразные поддерживающие исследования (например по коррозионной стойкости) в надежде, что когда-нибудь прогресс в других областях (например в материалах) даст толчок развитию ЖСР.
Если бы в мире вновь возник стойкий интерес к атомной энергии, то у индустрии в загашнике есть разработки способные решить множество задач по устойчивому обеспечению энергией цивилизации. Однако в условиях, когда все плюшки достаются возобновляемым источником скорее всего по большинству из перспективных концепций реакторов мы увидим только опытные установки и неспешное их развитие.
Читайте также: