Основните характеристики на ru с vtgr. Използването на високотемпературни модулни хелиеви реактори за топлоснабдяване на енергоемки индустрии Основни технически характеристики

Русия и САЩ разработват съвместно проект атомна електроцентралабъдеще. Според разработчиците тя значително ще надмине всички предишни системи по отношение на безопасност, ефективност и много други параметри. Въпреки нарастването на употребата слънчеви панели, вятърна и вълнова енергия и други алтернативи, ние няма да изоставим „класическата“ енергия през следващите десетилетия. И тук може би най-екологичната е, колкото и да е странно, ядрената енергия.

Еколозите постоянно говорят за факта, че топлоелектрическите централи тровят атмосферата с милиони тонове отрови и парникови газове. Водноелектрическите централи, или по-скоро придружаващите ги резервоари, необратимо променят природата на много десетки километри наоколо, засягат местообитанията на хиляди видове и оказват огромен натиск върху земната кора.

Новата схема на АЕЦ елиминира много от старите системи от своя дизайн. От американска страна основният участник в проекта е General Atomics, а от руска страна Експерименталното конструкторско бюро по машиностроене на името на I.I. Африкантов в Нижни Новгород, подчинен Федерална агенцияот атомна енергия RF.

И тъй като експертите виждат бъдещето на ядрената енергия в нов тип ядрена електроцентрала, нека разберем как ще работи тя.

Тази система се нарича Газова турбина - модулен хелиев реактор (GT-MHR), а на руски - „Газова турбина - модулен хелиев реактор реактор“ – ГТ-МГР. Голям брой американски и руски институции и организации, както и компании от Франция и Япония участват в създаването на принципно нова атомна електроцентрала.

Новостта на проекта се състои в два основни постулата.Ядрен реактор, охлаждан от газообразен хелий и с присъща безопасност (тоест, колкото по-силно е нагряването, толкова по-слаба е реакцията) и най-краткото преобразуване на енергията на горещ хелий в електричество с помощта на газова турбина от така наречения затворен цикъл на Брайтън. Тъй като капсулите на активното вещество са заровени в земята, не е необходимо да се използва допълнително оборудване (помпи, турбини, повърхностни тръби), което опростява инсталирането на станцията и намалява разходите за нейното изграждане и поддръжка.

Всичко е капсуловано. В този случай дори повредата на системата за управление не води до топене на горивото. Всичко автоматично се навлажнява и бавно се охлажда поради разсейването на топлината в земята около станцията.

Горивото за станцията е уранов оксид и карбид или плутониев оксид, направени под формата на топки с диаметър само 0,2 милиметра и покрити с няколко слоя от различни топлоустойчиви керамики. Силно реактивните метали се „изсипват“ в пръчки, които образуват сборка и т.н. Физическите (маса на конструкцията, условия на реакция) и геометричните параметри на реактора са такива (сравнително ниска енергийна плътност, например), че във всеки случай, дори при пълна загуба на охлаждаща течност, тези топки няма да се стопят.

Цялата активна зона е направена от графит - изобщо няма метални конструкции, а жароустойчивата сплав е използвана само в най-външния корпус - капсулата. Така че дори ако целият персонал на централата по някаква причина не може да започне да обслужва оборудването, температурата в сърцето на атомната електроцентрала ще скочи до максимум 1600 градуса по Целзий, но ядрото няма да се стопи. Самият реактор ще започне да се охлажда, отдавайки топлина на околната почва.

Работата на станцията, както бе споменато по-горе, се основава на газова турбина- модулен хелиев реактор. GT-MGR е реактор с графит-газ, сглобен в два модула: високотемпературен реакторен блок и блок за преобразуване на енергия (PCU). Първият съдържа активната зона и системата за управление и защита на реактора (СУЗ), а вторият включва: газова турбина с генератор, рекуператор, хладилници. Преобразуване на енергия - затворен едноконтурен цикъл на Брайтън.

И двата модула на реакторната централа са разположени във вертикални стоманобетонни шахти под нивото на терена. Основните предимства на използването на това устройство са неговата висока ефективност и невъзможността за разрушаване на сърцевината в случай на авария. Недостатъкът, който разработчиците подчертават, е този моменте с ниска мощност. За подмяна на един блок ВВЕР-1000 са необходими четири блока GT-MGR. Този недостатък се дължи, от една страна, на използването на газов охладител, който има нисък топлинен капацитет в сравнение с вода или натрий, и, от друга страна, на ниската енергийна плътност на сърцевината в резултат на повишени изискванияза безопасността на реактора. Но тази привидно незначителна на пръв поглед характеристика поставя под съмнение аргументите за опростяване на конструкцията на АЕЦ с GT-MHR.

Доктор на техническите науки И АЗ. Столяревски, водещ изследовател, Национален изследователски център "Курчатовски институт",
директор на център КОРТЕС, Москва;
Доцент доктор. Н.Г. Кодочигов, главен конструктор, А.В. Васяев, началник отдел,
д.т.с. V.F. Головко, Главен специалист, М.Е. Ганин, водещ инженер по дизайн,
ОКБМ Африкантов OJSC, Нижни Новгород

1. Въведение

Нарастването на световното търсене на гориво и енергия с ресурсните и екологичните ограничения на традиционната енергия прави навременната подготовка на нова енергийна технология, която може да поеме значителна част от нарастващите енергийни нужди, стабилизирайки потреблението на изкопаеми горива. Енергийната стратегия на Русия за периода до 2020 г. определя комуналното топлоснабдяване като най-социално значимия и енергоемък сектор на икономиката. Търсенето на ядрени енергийни източници в областта на производството на електроенергия и битовото топлоснабдяване се дължи на нарастващата цена на изкопаемите горива и нарастващото потребление на енергия. Основните фактори при създаването на атомни енергийни блокове са високата безопасност на електроцентралите и тяхната търговска привлекателност. „Стратегия за развитие на ядрената енергетика на Русия до 2030 г. и за периода до 2050 г.“, одобрена от правителството Руска федерацияпредвижда до 2020 г. производството на топлина от ядрени енергийни източници до 30 милиона Gcal/годишно с годишно заместване на потреблението до 24 милиарда m 3 газ. Създаването и внедряването на атомни електроцентрали в сектора на топлоснабдяването ще създаде нови производствени мощности и ще осигури икономии на природен газ за износ в чужбина, което е фактор с геополитическо значение.

Въпреки това, дори широкомащабното въвеждане на ядрената енергия в областта на производството на електроенергия и общинското топлоснабдяване не решава проблема с нарастващото търсене на моторно гориво и промишлена топлина. Дългосрочният сценарий за развитие на ядрената енергетика до 2050 г. предвижда замяна на изкопаемите горива не само в обществения сектор, но и в енергоемките отрасли чрез разширяване на обхвата на ядрената енергия за производство на водород, технологична топлина, и синтетично гориво. Неизбежността на масовото използване на новите енергийни технологии се определя от качествена промяна в екологичните изисквания в енергетиката и транспорта.

Потенциалът за въвеждане на ядрена енергия в "неелектрическата" сфера се определя от обема на потреблението на енергия от технологична топлина от индустрията и не отстъпва по мащаб на електроенергетиката. В областта на преработващата промишленост лидери в потреблението на топлинна енергия са химическа индустрия, нефтопреработка, металургия (таблица 1).

Таблица 1. Консумация на топлинна енергия по производствени отрасли (2007 г.)

Следователно въвеждането на ядрени технологии в топлоснабдяването на промишлени процеси е спешна задача, която все още трябва да бъде решена.

Днес единствената ядрена технология, която наистина е в състояние най-пълно да реши проблема с заместването на изкопаемите горива в промишленото топлоснабдяване и транспорт, е технологията на високотемпературните модулни хелиеви реактори (MHR).

Ползите от MGR се определят от следните фактори:

Възможността за нагряване на охлаждащата течност на изхода от активната зона до температура от 1000 ° C, което разширява обхвата на ядрената енергия не само за производство на електроенергия и битова топлина, но и за технологични цели, включително производство на водород;

Възможност за използване на различни схеми на енергийния блок: с газов турбинен цикъл, с парен турбинен цикъл, със схема за пренос на високотемпературна топлина към технологичното производство;

Пасивният принцип на отвеждане на остатъчната топлина, осигуряващ високо нивобезопасност, включително в случай на пълна загуба на първичния топлоносител;

Осигуряване на режим на неразпространение на делящи се материали, който се основава на свойствата на керамичните микрогорива;

Нисък топлинен ефект върху заобикаляща средапоради възможността за прилагане на ефективни термодинамични цикли за преобразуване на топлинна енергия в електричество (в цикъла на директната газова турбина на Брайтън ефективността на преобразуване на енергия може да достигне 50% или повече);

Възможност за комбинирано производство на електроенергия и топлина;

Минималният брой системи и компоненти на реакторната инсталация (RP) и инсталацията при използване на цикъла на газовата турбина в първи контур, създавайки предпоставки за намаляване на капиталовите и експлоатационните разходи;

Възможност за модулно изпълнение на блока с широк диапазон на мощност на модула (от 200 до 600 MW) и промяна на AC мощността чрез набор от модули;

2. Проектни решения за енергийни източници за промишлено топлоснабдяване

Въз основа на прогнозни проучвания за развитието и нуждите на енергийния пазар, предконцептуални проучвания на прототипна комерсиална реакторна инсталация MGR с унифициран модулен хелиев реактор с топлинна мощност ~200 MW и, въз основа на него, редица енергийни източници за различни енергийни технологични приложения.

Проектната основа за тези разработки беше световният опит в създаването на експериментални съоръжения с високотемпературен реактор с газово охлаждане (HTGR), опитът в разработването в Русия (повече от 40 години) проекти на реакторни инсталации с HTGR различни нивамощност (от 100 до 1000 MW) и предназначение.

Използвани са и резултатите от разработката на проекта за реакторна инсталация GT-MGR с модулен хелиев реактор, осъществена в рамките на руско-американската програма.

Като част от проучването бяха разгледани няколко варианта за MHR за енергийни цели:

За производство на електроенергия и битово топлоснабдяване, с преобразуване на топлинната енергия на активната зона в електрическа енергия в директен цикъл на газова турбина (GT) на Брайтън - MGR-100 GT;

За производство на електричество и водород чрез високотемпературна парна електролиза (HEP) - MGR-100 VEP;

За производство на водород по метода на парно реформиране на метан (SCM) -
МГР-100 ПКМ;

За високотемпературно отопление нефтохимическо производство(NP) -MGR-100 NP.

Всяка версия на инсталацията MGR-100 се състои от енергийна и технологична част.

Енергийната част е максимално унифицирана за всички варианти и представлява енергиен блок, който включва реактор и, в зависимост от предназначението, блок за преобразуване на мощност на газова турбина (PCU), предназначен за производство на електроенергия, и (или) единици топлообменно оборудване.

Технологичната част на MGR-100, в зависимост от предназначението, е или технологична инсталация за производство на водород, или високотемпературни топлоснабдителни вериги, които доставят топлина на различни технологични процеси.

Основните критерии при избора на технически решения бяха осигуряване на високи технико-икономически показатели по отношение на производството на електроенергия и високопотенциална топлинна енергия, минимизиране на въздействието върху обслужващ персонал, населението и околната среда, изключването на радиоактивно замърсяване на технологичния продукт.

Конфигурацията на източника на енергия се основава на следните принципи.

Мощността на реактора и неговият дизайн са универсални за всички варианти на енергийния източник, различават се само параметрите на охлаждащата течност. Изборът на ниво на мощност на RI (215 MW) се определя от:

нуждите на електроенергетиката и битовото топлоснабдяване;

Потребностите на промишлените предприятия от високо- и среднотемпературно топлоснабдяване технологични процеси;

Технологични възможности на местните предприятия за производство на основното оборудване на реакторната централа, включително корпуси.

Реакторът е модулен реактор с активна зона, състояща се от шестоъгълни призматични горивни касети, с хелиев охладител, който има свойства на вътрешна самозащита. Сигурността се осигурява чрез използването на пасивни принципи на работа на системите. Отделянето на остатъчна топлина и натрупаната топлина се отвеждат от активната зона през корпуса на реактора към системата за охлаждане на шахтата на реактора и по-нататък в атмосферата чрез естествени физични процеси на топлопроводимост, излъчване, конвекция, без да се превишават границите на безопасна работа с гориво, включително при аварии с пълна загуба на първична охлаждаща течност, в случай на повреда на всички активни средства за циркулация и източници на захранване.

Охлаждащата течност се циркулира в контурите на първи контур от главния циркулиращ газов вентилатор (MCP) или компресори на турбомашината BPE.

Разположението на всички разглеждани варианти на MGR-100 е направено, като се вземат предвид изискванията за безопасна работа на реакторната централа при всички възможни аварии в АЕЦ. Всяка реакторна централа е разположена в основния корпус на АЕЦ, който се състои от наземната част, която е сградата за поддръжка и зареждане на реактора (централна зала) и подземна херметизация с ниско налягане (RI херметизация), разположена под централната зала.

В херметичната конструкция се помещава енергийното оборудване на реакторната централа и оборудването на основните системи, важни за безопасността. Контейнментът е от монолитен стоманобетон, херметичен, с вътрешни размери: диаметър 35 m, височина не повече от 35 m, издържащ вътрешно налягане на средата до 0,5 MPa при разхерметизиране на първи контур на реактора. инсталация и/или тръбопроводи от втория контур. Контейнментът осигурява оптимално използване на пространството и обема на помещенията, висока компактност на разполагане на оборудването, улесняване на операциите по подмяна на оборудването и зареждане с гориво, плътност по отношение на съседните помещения на основния корпус на АЕЦ и околната среда, отвеждане на топлината към земята в извънпроектни условия. базови аварии.

Конструкцията на оборудването на първи контур е блокова. Основното енергийно оборудване на MGR-100 е разположено в стоманен блок от сгради, който се състои от вертикален корпус на реактора, един до три вертикални съда на WPT и топлообменно оборудване и един до три хоризонтални свързващи съда, свързващи вертикалните съдове в един съд под налягане (фиг. 1). Корпусите на основното оборудване са подобни по размер на корпуса на реактора ВВЕР. Специално вниманиеобърна внимание на минимизиране на броя на външните тръбопроводи на първи контур.

Фиг. 1. Разположението на реакторните инсталации: а) MGR-100 GT; б) MGR-100 VEP; в) MGR‑100 PKM; г) рафинерия MGR-100

Опциите за източник на енергия за MGR-100 GT и MGR-100 VEP (фиг. 2.3) предвиждат използването на унифицирана газова турбина PET. Централно място в BPE заема турбомашина (ТМ), която представлява вертикална единица, състояща се от турбокомпресор (TC) и генератор, чиито ротори имат различна скорост на въртене - съответно 9000 об / мин и 3000 об / мин. Като основни лагери се използват електромагнитни лагери. Генераторът е разположен извън контура на циркулация на хелий във въздушна среда. Предварителните и междинните охладители на WPT са разположени около TC. Топлообменникът е разположен в горната част на корпуса над оста на топлоотвода. Отпадъчната топлина се отстранява от първичната верига в WPT охладителя и след охладителя от системата за охлаждаща вода и по-нататък към атмосферния въздух в вентилаторни сухи охладители. Възможно е да се обмисли вариант за използване на отпадната топлина за отопление и топла вода.

Топлообменните блокове са предназначени за пренос на топлинна енергия от реактора към потребителя в производството на енергийни технологии. В зависимост от работната среда, вида на процеса и вероятността от навлизане на радиоактивност в продукта на технологичното производство и замърсяване на оборудването с радиоактивни продукти може да се използва дву- или триконтурна RI схема.

Така в АЕЦ за производство на водород по метода на високотемпературна електролиза на пара (MGR-100 VEP) и метода на парно реформиране на метан (MGR-100 PKM) се използва двуконтурна схема. При тези процеси основният компонент на технологичната среда е водната пара. Направеният анализ показва, че при възм извънредни ситуациис намаляването на налягането на парогенератора или високотемпературния топлообменник ефектите от навлизането на съдържащи водород продукти в реактора се регулират надеждно от системите за управление и защита на реактора.

Вариантът на източника на енергия за доставка на топлина за нефтохимическото производство (MGR-100 NP) предвижда триконтурна термична схема. Преносът на топлина от реакторната инсталация към потребителя се осъществява чрез високотемпературен междинен топлообменник хелий-хелий и междинна хелиева верига, а след това към мрежовата верига NP. Това решение ограничава изпускането на радиоактивност в мрежовата верига, като осигурява радиационна чистота на технологичния продукт, както и минимално замърсяване на първи контур с технологични примеси.

Основните технически мерки, насочени към елиминиране на потенциалната опасност от попадане на радиоактивност в продукта на технологичното производство, са създаването и поддържането на гарантиран спад на налягането (~0,5 MPa), насочен към първи контур, а за версията MGR-100 NP също въвеждането на междинна верига. Експлоатационните течове на хелий от междинния към първи контур не оказват негативно влияние върху реакторната централа.

2.1 Енергоизточник MGR-100 GT за производство на електроенергия и битово топлоснабдяване

Източникът на енергия MGR-100 GT е предназначен за производство на електроенергия в директен цикъл на газова турбина. Топлинаотпадната топлина от цикъла на газовата турбина (повече от 100 °C) позволява да се използва за топла вода и топлоснабдяване. В климатичните условия на Русия подобна функционалност е от голямо значение. Доказателство за това са данните за годишното потребление на природен газ за производство на електрическа и топлоенергия, което е съответно ~135 и 200 млрд. м 3 .

MGR-100 GT може да работи в два режима: само в режим на производство на електроенергия и в комбиниран режим на производство на електроенергия и битово топлоснабдяване поради оползотворяване на отпадната топлина. По този начин, в допълнение към по-високата ефективност на производството на електроенергия, MGR-100 GT предоставя потенциална възможност за получаване на коефициент на използване на топлина от около 99%.

Когато инсталацията работи в комбиниран режим, отпадната топлина се отвежда към топлоносителя на мрежовата верига в мрежови топлообменници. В режим само на захранване, веригата на мрежата е изключена и отпадъчната топлина се отвежда към външния въздух в охладители с вентилатор.

електрическа схема MGR-100 GT е показан на фиг. 2. Необходимата температура на мрежовата вода, подавана към потребителя (150 ºС), се осигурява чрез намаляване на дебита и увеличаване на налягането в контура на охлаждащата вода на WPT. За да се предотврати при комбиниран режим температурата на хелия на входа на топлообменника да превишава допустимите граници (600 °C), освен топлообменника на страната на HP (от изхода на HPC до изхода на топлообменника от страната на HP).

Фиг.2. Принципна схема на MGR-100 GT

Основните параметри на MGR-100 GT в режим на производство на електроенергия и обществено топлоснабдяване са показани в таблица 2. В комбиниран режим електрическата мощност на централата ще бъде 57 MW, а топлинната мощност, отнета от мрежовата вода ще бъде 154 MW.

Цената на произведената електроенергия, като се вземе предвид полезно използванеотпадната топлина за битово отопление е почти наполовина в сравнение с варианта за работа само в режим на производство на електроенергия. В същото време трябва да се вземе предвид икономически ефектот изключването на топлинни емисии в околната среда.

2.2 Енергийни източници MGR-100 VEP и MGR-100 PKM за производство на водород

Преходът към водородна икономика се основава, наред с други неща, на създаването на технология за използване на HTGR енергия в процеси на производство на водород, които имат висока термодинамична и технико-икономическа ефективност. Тези процеси, ако е възможно, трябва да изключват потреблението на изкопаеми горива, предимно нефт и газ, които имат ограничени запаси и са ценна суровина за промишлеността. Тези процеси включват производството на водород от вода, като се използват следните основни методи: електролиза, термохимично разлагане и високотемпературна парна електролиза. Цената им не зависи от непрекъснато растящите цени на нефта и газа, за разлика например от производството на водород от метан. В същото време, за първия етап от развитието на водородната енергия, докато все още относително ниски ценина газ се разглеждат процесите на получаване на водород от метан. Анализът на изискванията за ефективност на производството на консумирана енергия и нивото на топлинна температура ни позволява да формулираме изискванията към HTGR като източник на енергия, основните от които са:

Производство на високопотенциална топлина до 950 °С;

Няма замърсяване на водорода с радиоактивни вещества или тяхното приемливо ниско ниво;

Ниска цена на производството на водород в сравнение с традиционните методи;

Високо ниво на сигурност на енерготехнологичния комплекс.

Следните се считат за основни процеси за производство на водород на етапа на концептуалното развитие на MGR-100:

Високотемпературна електролиза на вода;

Паров реформинг на природен газ (метан).

електрическа схема MGR-100 VEPза производство на електричество и прегрята пара с необходимите параметри, за да се получи водород чрез високотемпературна електролиза, е показано на фиг. 3.

Вариантът MGR-100 VEP се основава на конфигурацията RP с паралелно разположение на топлообменните контури в първи контур. Единият контур включва реактора, парогенератора и GCH. Другото е реакторът и WPT. Така част от топлинната енергия (~10%), генерирана в активната зона на реактора, се прехвърля към PGB за нуждите на производството на водород, останалата част се преобразува в WPT в електрическа енергияв директен цикъл на газова турбина.

Ориз. 3. Принципна схема на MGR-100 VEP

Основните параметри на инсталацията са дадени в таблица 3. Температурата на хелия на изхода на реактора е 850 °C, което не надвишава съответната температура в прототипа на реакторната инсталация GT-MGR. Втората верига е предназначена за производство на прегрята пара в парогенератора (фиг. 4). Циркулацията на хелий в PGB се осъществява от главния циркулационен вентилатор. Водата се подава и парата се отстранява през капака на SG. Прегрята до необходимите параметри, парата се изхвърля през тръбопроводи към високотемпературна електролиза, базирана на твърди оксидни електрохимични клетки, в които водната пара се разлага на водород и кислород с отделянето на тези реагенти. WEP инсталацията се захранва с електричество, генерирано от WPT генератора.

електрическа схема MGR‑100 ПКМза генериране на високопотенциална топлина с цел получаване на водород чрез метода на парна реформинг на метан е представен на фиг.5.

Паровият реформинг на метан в момента е основният промишлено усвоен и адаптиран за първия етап от въвеждането на технологии за производство на водород (заедно с HTGR) процес. Тя се основава на съществуващото световно производство на водород. Комбинацията от HTGR и PCM позволява да се намали консумацията на природен газ с около 40%, а оттам и разходите, необходими за производството на водород. Икономическа ефективноствнедряването на PCM се определя от цената на газа и температурата на консумираната топлина. Необходимата температура на нагряване на сместа газ-пара не трябва да бъде по-ниска от 800 С, а по-нататъшното повишаване на температурата практически не влияе върху ефективността на процеса.

Фиг.5. Принципна схема на МГР-100 ПКМ

Топлинната енергия се отвежда от реактора към работната среда на втория кръг (паро-газова смес) във високотемпературни топлообменници (HTO), които са неразделна част от апарата за термопреобразуване (TKA). Изпълнението на превръщането на метан (CH 4 +H 2 0 (пара) + топлина→CO 2 +4H 2) се извършва в TKA по тристепенна схема. Паро-газовата смес (пара - 83,5%, CH 4 - 16,5%) се подава последователно на три етапа - TKA1, TKA2 и TKA3. Това определя конфигурацията на топлообменния блок на реакторната централа. Състои се от три отделни високотемпературни топлообменника VTO 1, VTO 2, VTO 3 (фиг. 6), представляващи отделни стъпала (секции) на блока. Разположението на секциите на СТО по протежение на потока на първичния топлоносител е успоредно, по протежение на потока на сместа от газ и пара е последователно.

След TKA-3 сместа газ-пара (пара-55%, CH 4, H 2, CO, CO 2 - 45%) с висока концентрация на водород последователно преминава през блока за пречистване на CO 2 и H 2 O и се изпраща в единица за отделяне на водород. обратна дроб и природен газсмесен с прегрята пара и след това изпратен до TKA. Циркулацията на хелий в първи контур се осъществява от GCH, парогазовата смес се циркулира от компресори.

Основните параметри на инсталацията са дадени в таблица 4. Температурата на хелия на изхода от реактора е 950 ºС.

В зависимост от вида на оформлението (контур или блок) на основното оборудване на разпределителната уредба, конфигурацията на топлопреносния блок може да бъде различна. При блоково разположение основното оборудване на реакторната централа е свързано с помощта на къси тръби от типа "тръба в тръба", препоръчително е MCH да се включи и в топлопреносния блок.

2.3 Източник на енергия Рафинерия MGR‑100 за нефтохимическо производство

Рафинерията MGR-100 е проектирана да генерира висококачествена или средна топлина за задоволяване на технологичните нужди на нефтохимическото производство (отопление на мрежови топлоносители), което ще спести около 14% от преработения петрол. Дизайнерската база за него е разработена в Русия през 80-те години идеен проектмодулен реактор със сърцевина от сферични горивни пръти и температура на изхода на хелия 750 °C. Проектът беше фокусиран върху генерирането на топлинна енергия за процеса въз основа на изискванията на типична рафинерия.

Фиг.7. Принципна схема на рафинерия MGR-100

Схематична диаграма на рафинерията MGR-100 е показана на фиг.7. Циркулацията на хелий в първи и втори контур е принудителна и се осъществява от циркулационни вентилатори. Работната среда на мрежовата верига е нитритно-нитратна сол. Основните параметри на инсталацията са показани в таблица 5.

Основните потребители на рафинерна топлина (~50% от топлинната мощност на реактора) са тръбни пещи, предназначени за термично каталитично рафиниране на масло. Според степента на нагряване на нефтопродуктите в пещите процесите на рафиниране на нефт се разделят на три вида: нискотемпературни (до 400 °C), среднотемпературни (до 550 °C) и високотемпературни (до 900 °C). °C). Топлината от рафинерията MGR-100 се използва и за покриване на нуждите на рафинерията от технологична пара (~35% от топлинната мощност на реактора) и електроенергия (~15% от топлинната мощност на реактора).

Топлообменният блок се състои от междинен топлообменник (PHE), GCH, вътрешни метални конструкции (VKM).

PHE (фиг. 8) се състои от тръбна система, набор от канали (37 бр.), събирателни камери от „горещ“ хелий на междинната верига, елементи за тяхното закрепване и уплътняване. Основният циркулационен газов вентилатор е монтиран в долната част на тялото на PHE.

3 Проблеми, пораждащи загриженост

В рамките на завършените проекти са разработени схематична конфигурация и 3-D оформление на инсталациите, определени са параметрите на веригите и характеристиките на основното оборудване, изчислителна обосновка на основните компоненти на конструкцията, анализ на проведени са оперативни и аварийни режими, предварителен анализопределят се разходите за създаване и изграждане на реакторни съоръжения, етапи и планове за научноизследователска и развойна дейност. Повечето от необходимите научноизследователски и развойни дейности, включително за реактор, турбомашина и нейните компоненти, рекуператор, предварителни и междинни охладители, VKM, в момента се извършват в рамките на технологичните разработки на реакторите GT-MGR и MGR-T.

Основните въпроси, изискващи допълнителна научноизследователска и развойна дейност, са:

Развитие на технологичността на високотемпературни топлообменници;

Обосновка на безопасността на реакторните съоръжения за производство на водород;

Разработване на алгоритми за управление на мощността на RP заедно със системи за управление на процеси;

Провеждане на атестационни изпитвания на топлоустойчиви метални материали.

Едно от основните ограничения за повишаване на температурата на хелия на изхода на реактора е максимално допустимата температура за продължителна работа на реактора VKM. С повишаване на температурата на хелия на входа на активната зона до 600 °C, за да се постигне приемлива температура на материала на корпуса на реактора (~350 °C), се планира да се усъвършенства конструкцията на активната зона по отношение на отвеждането на топлината към система за охлаждане на корпуса на реактора.

Сериозни изисквания се налагат на газопроводи, транспортиращи нагрята технологична среда с температура до 900 ° C, която не трябва да намалява поради топлинни загуби, тъй като ефективността на процеса зависи от нивото на температурата.

Производството на водород е потенциален източник на опасност от експлозия. При анализа на безопасността на МГР-100 авариите в технологичната част на завода или на промишлени обекти трябва да се разглеждат като първоначални събития. При тези аварии е възможно изпускане на технологични суровини или преработени продукти. От гледна точка на защитното действие най-лошите възможни последици за безопасността могат да се дължат на ефектите на взрив след експлозията на тези продукти.

Един от критериите за безопасност трябва да бъде да не се превишава максималното освобождаване на експлозивни смеси технологично производство. Количеството на изхвърляне се определя от допустимата стойност на свръхналягане във фронта на ударната вълна, приета за херметичната конструкция, системите и елементите на АЕЦ.

При анализа на такива аварии трябва да се вземат предвид както сценариите с възможност за експлозия в непосредствена близост до реактора, така и осигуряването на безопасност поради пространственото разделяне на ядрената и технологичната част.

4. Заключение

Развитието на MHR технологията в Русия от самото начало беше насочено към използване на ядрената енергия не само за производство на електроенергия, но и за промишлено топлоснабдяване като алтернатива на използването на изкопаеми горива.

Технологията на модулния HTGR, благодарение на уникалните свойства на ефективност, безопасност и екологичност, може да осигури интегрирано енергийно захранване с електричество, топлина и гориво, в т.ч. действителен проблемрентабилно производство на водород.

Атомните електроцентрали с малък капацитет, базирани на HTGR, които са екологични и изискват ниски разходи за създаване и поддръжка, могат да станат важни елементи на инфраструктурата ядрената енергиясегашния век.

Извършената до момента проектна и експериментална работа по вариантите на модулен MGR-100 за различни приложения в енергетиката потвърждава възможността за изпълнение на изискванията за реакторни установки от ново поколение.

Развитието на HTGR енергийна технология, базирана на MGR-100, ще намали значително общи разходипо програмата HTGR и демонстрират възможностите и ползите за по-нататъшното комерсиализиране на тази технология.

Библиография

1. „Ядрено отопление в Русия – съществуващ опит, потенциал на индустрията, проблеми на развитието“ Болдирев В.М., Сборник с резюмета на междусекторната научно-техническа конференция „Регионална ядрена енергетика“ (Атомен регион-2009), 17-18 ноември 2009 г., Нижни Новгород .

2. Енергийна стратегия на Русия за периода до 2030 г. Одобрено със заповед на правителството на Русия от 13 ноември 2009 г. № 1715

3. „Възможности и перспективи за използване на високотемпературни ядрени реактори за осигуряване на енергоемки индустрии с енергоносители” Н. Н. Пономарев-Степной, А. Я. Столяревски, Н. Г. Кодочигов. Сборник с резюмета на междусекторната научно-техническа конференция „Регионална ядрена енергетика” (Атомен регион-2009), 17-18 ноември 2009 г., Нижни Новгород.

4. Статия "Развитие на централното отопление в Русия", стр. 2-15. Списание “Топлоенергетика №12; 2009» С. П. Филипов, Институт за енергийни изследвания на Руската академия на науките.

5. Васяев А.В., Владимирски М.К. et al.Енергиен източник, базиран на HTGR за приложения в енергийните технологии. Схематични и конструктивни решения. - Сборник на Международния форум по проблемите на науката, технологиите и образованието (том 2) / Под редакцията на V.V. Вишневски. - М.: Академия на науките на Земята, 2008., стр.108-112, ISBN 978-5-93411-050-6.

6. Кирюшин А.И., Кодочигов Н.Г., Кузавков Н.Г. д.а. Проект на високотемпературен хелиев реактор GT-MHR с газова турбина. – Nucl. Engng Design, 1997, v. 173, стр. 119–129.

7. Високотемпературен газоохлаждаем реактор – източник на енергия за промишлено производство на водород. Митенков Ф.М., Кодочигов Н.Г., Васяев А.В., Головко В.Ф., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркин Н.Е., Столяревски А.Я. - Ядрена енергия, кн. 97, брой 6, декември 2004, стр. 432-446.

Русия и САЩ съвместно разработват проект за атомна електроцентрала на бъдещето. Той значително ще надмине всички досегашни системи по отношение на безопасност, ефективност и много други параметри. Ядрената енергия все още не е казала последната си дума.

Въпреки ръста в използването на слънчеви панели, енергия от вятър и вълни и други алтернативи, ние няма да избягаме от „класическата“ енергия през следващите десетилетия. И тук може би най-екологичната е, колкото и да е странно, ядрената енергия.

Да, рециклиране ядрено горивое труден проблем, но съвсем не безнадежден. Прочетете за някои проекти: реални и вече стартиращи, но по-фантастични.

Ще говорим за опасността от аварии в атомните електроцентрали по-долу. Но ако ги няма - атомната централа сякаш не съществува - емисиите й са нула.

Но топлоелектрическите централи тровят атмосферата с милиони тонове отрови и парникови газове. И радиоактивни вещества, между другото, които се съдържат, да речем, във въглищата и попадат в комина с изпускателната тръба на станцията.

Водноелектрическите централи изглеждат чисти. Но не можете да ги поставите навсякъде, а резервоарите, между другото, необратимо променят природата на много десетки километри наоколо, засягат местообитанията на хиляди видове, оказват огромен натиск върху земната кора (което не е много голямо в сеизмични зони ).

Ядрен синтез? Да, има интересни варианти (не ITER), но това е за бъдещето. И в близките години кръгът сякаш се затваря - ще "горим" уран. Например в свръхядрена електроцентрала, разработена съвместно от Русия и САЩ.

Новата схема на АЕЦ елиминира много от старите системи от своя дизайн. И тъй като има по-малко възли, надеждността е по-висока (илюстрация от сайта gt-mhr.ga.com).

От американска страна основният участник в проекта е General Atomics, а от руска страна - Експерименталното конструкторско бюро по машиностроене на името на И. И. Африкантов (ОКБМ) в Нижни Новгород, подчинено на Федералната агенция по атомна енергия на Руската федерация. .

Минатом и започна сътрудничество с американците на този проектоще през 1993 г. И досега е разработен проект на реактора (и станцията) и много по-детайлни разработки отдавна са в разгара си.

И тъй като специалистите виждат бъдещето на ядрената енергетика в нов тип ядрена централа, нека разберем как ще работи тя.

Тази система се нарича Газова турбина - модулен хелиев реактор (GT-MHR), а на руски - "Газова турбина - модулен хелиев реактор" - GT-MHR.

Тук има две основни идеи. Ядрен реактор, охлаждан от газообразен хелий и с присъща безопасност (т.е. колкото по-силно е нагряването, толкова по-слаба е реакцията, просто въз основа на "физиката" на реактора, до естествено спиране, без никакво участие на системата за управление) и - най-краткото преобразуване на енергията на горещ хелий в електричество - с помощта на газова турбина от така наречения затворен цикъл на Брайтън, с поставяне на турбогенератор и реактор в затворени капсули под земята.

Без обширни тръби, помпи, турбини и масиви от други парчета желязо над повърхността. Дизайнът на атомна електроцентрала е значително опростен.

Десетки системи изчезват с помаха на магическа пръчка. Няма междинни охлаждащи течности с промяна на фазата (течност-пара), няма обемисти топлообменници, почти няма начин за възможно изтичане на нещо радиоактивно.

Всичко е капсуловано. В този случай дори повредата на системата за управление не води до топене на горивото. Всичко автоматично се навлажнява и бавно се охлажда поради разсейването на топлината в земята около станцията.

Горивото за станцията е уранов оксид и карбид или плутониев оксид, направени под формата на топки с диаметър само 0,2 милиметра и покрити с няколко слоя от различни топлоустойчиви керамики. Топките се „изсипват“ в пръчки, които образуват сглобка и т.н.

Физическите (маса на конструкцията, условия на реакция) и геометричните параметри на реактора са такива (сравнително ниска енергийна плътност, например), че във всеки случай, дори при пълна загуба на охлаждаща течност, тези топки няма да се стопят.

Да, и цялото ядро ​​е направено от графит - тук изобщо няма метални конструкции, а топлоустойчивата сплав се използва само в най-външния корпус - капсулата.

Така че дори ако целият персонал на станцията заедно „тръгне да пие бира“, нищо ужасно няма да се случи с околната среда - температурата в сърцето на атомната електроцентрала ще скочи до максимум 1600 градуса по Целзий, но ядрото няма да се стопи. Самият реактор ще започне да се охлажда, отдавайки топлина на околната почва.

Схема на "сърцето" на станцията. Отляво е турбина с електрически генератор и топлообменници, отдясно е реактор (илюстрация от gt-mhr.ga.com).

Използването на хелий като охлаждаща течност обещава редица предимства. Той е химически инертен и не причинява корозия на компонентите. Не променя агрегатното си състояние. Не влияе на коефициента на размножаване на неутрони. И накрая, удобно е да го насочите в газовата турбина.

Той е капсулован заедно с помпи и топлообменници и се върти изключително върху аксиални и радиални електромагнитни лагери - търкалящите лагери са предвидени като аварийни.

Специално внимание трябва да се обърне на топлообменниците. Хелият, който охлажда реактора, прави няколко „примки“ в турбинната инсталация, като отдава енергията си на турбогенератора възможно най-много. Освен това има допълнително охлаждане на хелий с вода, но в случай на авария системата изобщо ще се справи без него, реакторът няма да се стопи.

Резултатът от всички тези иновации е ефективност на станцията- до 50%, срещу 32% за съществуващите атомни електроцентрали, плюс - много по-пълно производство на ядрено гориво (което означава по-малко облъчен уран и по-малко високоактивни отпадъци на мегаватчас получена енергия), простота на дизайна, което означава по-малко разходи за строителство и по-лесен контрол върху работата.

И, разбира се, безопасност. Американците пишат, че GT-MGR е първата атомна електроцентрала в света, която ще отговаря на първо ниво на безопасност.

Има 4 от тях, от които нула е най-високата. 0 е фантастично. Тук никога нищо не може да се случи и като цяло - не опасни материали. Първото ниво е най-високото възможно ниво. При него атомните електроцентрали на теория не изискват специални системи за безопасност, тъй като самият реактор има вътрешен, структурно предопределен "имунитет" срещу всякакви операторски грешки и технически повреди.

Станцията в Чернобил има, според американците, третото (най-лошото) ниво на безопасност, което означава критичност на системата към човешки грешки или повреда на оборудването. Сега много работни станции са достигнали ниво на безопасност "2".

ОКБМ пише, че „Стратегията за развитие на ядрената енергетика в Русия предвижда до 2010 г. изграждането на главната атомна електроцентрала GT-MGR и блок за производство на гориво за нея в Сибирския химически завод (Северск, Томска област), а до 2010 г. 2012-2015 г. - създаването и въвеждането в експлоатация на първата четиримодулна АЕЦ GT-MGR.

Диаграма на циркулация на хелий (илюстрация от gt-mhr.ga.com).

Американците от своя страна предоставят интересни подробности: тъй като GT-MGR може да консумира не само уран, но и оръжеен плутоний, такива атомни електроцентрали се превръщат в идеално устройство за неговото обезвреждане, не само безопасно, но и печелившо в определена степен. смисъл. Северск например ще се осигурява (частично, разбира се) с електроенергия от "намалени" руски бойни глави.

А плутоният, който ще бъде разтоварен от реактора след "работа", според параметрите си е напълно безперспективен за хипотетично използване в ядрени оръжия, което също е добре за световната сигурност.

Но Съединените щати също се интересуват от проекта - високата топлинна ефективност на връзката "хелиев реактор - затворена газова турбина" е огромна полза, както по отношение на икономиката, така и по отношение на екологичната безопасност.

Трябва да се добави, че топлинната мощност на една такава инсталация ще бъде 600 мегавата, а електрическата - 285 мегавата.

Очакваният срок на експлоатация на GT-MHR е 60 години. Ще имат ли време да разработят промишлени термоядрени реактори дотогава или алтернативната енергия ще стане наистина масова?

Цели на проекта GT-MGR

• Създаване на завод, който отговаря на изискванията на технологиите на 21 век по отношение на безопасност, конкурентоспособност и минимизиране на въздействието върху околната среда.
• Пускане в експлоатация на първия GT-MGR блок не по-късно от 2023 г. с минимизиране на научноизследователската и развойната дейност чрез използване на натрупания световен опит в HTGR технологията.
• Използване на първата и няколко следващи единици за изгаряне на излишния оръжеен плутоний.
• Създаване на база за последващо търговско приложение на тази технология за производство на електрическа и топлинна енергия за битови и промишлени нужди, включително производство на водород.

Характеристики на дизайна

Горивните пръти са микросфери от плутониев оксид, уранов оксид или нитрид с диаметър 0,2-0,5 mm в многослойна обвивка от пиролитичен въглерод и силициев карбид. В съответствие с проектните изчисления, такъв микрогоривен елемент е способен ефективно да задържа фрагменти от делене както при нормални работни условия (1250 0 С), така и при аварийни условия (1600 0 С).

И двата модула на реакторната централа са разположени във вертикални стоманобетонни шахти под нивото на терена.

Основни технически характеристики

Предимства

• Висока ефективност;
• Опростяване на дизайна на атомните електроцентрали поради модулния дизайн на реактора;
• Използването на гориво под формата на микрочастици с многослойно керамично покритие дава възможност за ефективно задържане на продуктите на делене при високи скорости на изгаряне (до 640 MW ден/kg) и температури (до 1600 °C);
• Използването на пръстеновидна сърцевина с ниска плътност на мощността прави възможно отстраняването на остатъчната топлина от реактора чрез използване на методи за естествена циркулация на въздуха;
• Многократно резервиране на системи за управление и защита;
• Използването на хелий като охлаждаща течност, вещество, което е химически инертно и не влияе върху баланса на неутроните;
• Проектът предвижда и възможност за утилизация на оръжеен плутоний. Един агрегат GT-MGR, състоящ се от четири реактора, може да преработи 34 тона от това вещество по време на работа. В съответствие с проектната документация, такова облъчено гориво може да бъде погребано без допълнителна обработка.

недостатъци

• Ниска мощност. За подмяна на един блок ВВЕР-1000 са необходими четири блока GT-MGR. Този недостатък се дължи, от една страна, на използването на газов охладител, който има нисък топлинен капацитет в сравнение с водата или натрия, а от друга страна, на ниската енергийна интензивност на активната зона в резултат на среща повишени изисквания за безопасност на реактора. Тази характеристика поставя под съмнение аргументите за опростяване на дизайна на АЕЦ с GT-MHR;
• образование Голям бройβ-активен въглен 14 C, за който няма приемливи методи за обезвреждане, а запасите, натрупани по време на експлоатацията на реакторите RBMK, вече са доста големи. Когато се изпусне в околната среда, 14 C има тенденция да се натрупва в живите организми;
• Липса на приемлива схема за преработка и погребване на ОЯГ. Обработката на вещества, съдържащи силиций, е много трудна химическа технология. По този начин, след като горивото влезе в реактора, то ще бъде окончателно отстранено от ядрения горивен цикъл.
• В момента няма завършен индустриална технологияпроизводство на горивни елементи от плутоний, което е свързано с изключително сложния му химичен състав. Създаването на такова производство изисква капиталови инвестиции, сравними или дори надхвърлящи инвестициите в преработката на уран в историята ядрена индустрия. Следователно твърдението за използването на GT-MHR за унищожаване на оръжеен плутоний изглежда доста съмнително. В същото време трябва да се има предвид, че в света са натрупани само около 400 тона плутоний, т.е. жизнен цикълобщо 10 енергоблока (по 4 реактора).
• Използването на хелий като охлаждаща течност, т.к в случай на авария, свързана с разхерметизиране на реактора, цялата охлаждаща течност неизбежно ще бъде заменена с по-тежък въздух.

Основни етапи

• 1995-1997 г - концептуален дизайн.
• 2000-2002 г - идеен проект.
• 2003-2005 г - технически проект.
• 2005-2008 г - въвеждане в експлоатация производство на горивоза прототипния модул.
• 2009-2010 г - въвеждане в експлоатация на прототипния модул GT-MGR.
• 2007-2011 г - въвеждане в експлоатация на производство на гориво за 4-модулен енергоблок AS GT-MGR.
• 2012-2015 г - въвеждане в експлоатация на 4-модулен енергоблок AS GT-MG

IN понастоящемв ход е по-подробна разработка на проекта.