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 1881 день]
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.).
Данная страница на сайте WikiSort.ru содержит текст со страницы сайта "Википедия".
Если Вы хотите её отредактировать, то можете сделать это на странице редактирования в Википедии.
Если сделанные Вами правки не будут кем-нибудь удалены, то через несколько дней они появятся на сайте WikiSort.ru .