Principalele caracteristici ale ru cu VTG. Aplicarea reactoarelor modulare cu heliu de înaltă temperatură pentru furnizarea de căldură a industriilor consumatoare de energie Principalele caracteristici tehnice

Rusia și Statele Unite dezvoltă împreună un proiect centrala nucleara viitor. Potrivit dezvoltatorilor, va depăși semnificativ toate sistemele anterioare în ceea ce privește siguranța, eficiența și mulți alți parametri. În ciuda creșterii utilizării panouri solare, energia eoliană și a valurilor și alte alternative, nu vom putea scăpa de energia „clasică” în următoarele decenii. Și aici, poate, cea mai prietenoasă cu mediul este, în mod ciudat, energia nucleară.

Ecologiștii spun în mod constant că centralele termice otrăvește atmosfera cu milioane de tone de otrăvuri și gaze cu efect de seră. Centralele hidroelectrice, sau mai degrabă rezervoarele însoțitoare, schimbă ireversibil natura pe multe zeci de kilometri în jur, afectează habitatul a mii de specii și exercită o presiune enormă asupra scoarței terestre.

Noul design al centralei nucleare elimină multe sisteme anterioare din proiectarea sa. Pe partea americană, principalul participant la proiect este compania General Atomics, iar pe partea rusă, Biroul de Proiectare Experimental Mechanical Engineering, numit după I.I. Afrikantova în Nijni Novgorod, subordonată Agenție federală De energie atomica RF.

Și din moment ce experții văd viitorul energiei nucleare într-un nou tip de centrală nucleară, să aruncăm o privire mai atentă asupra modului în care va funcționa.

Acest sistem se numește Turbină cu gaz - Reactor modular cu heliu (GT-MHR), iar în rusă - „Turbină cu gaz - heliu modular reactor" - GT-MGR. Un număr mare de institute și organizații americane și ruse, precum și companii din Franța și Japonia, participă la crearea unei centrale nucleare fundamental noi.

Noutatea proiectului constă în două postulate principale: un reactor nuclear răcit cu heliu gazos și cu siguranță inerentă (adică cu cât încălzirea este mai puternică, cu atât reacția este mai slabă) și cea mai scurtă conversie a energiei heliului fierbinte în energie electrică folosind o turbină cu gaz. a așa-numitului ciclu Brayton închis. Deoarece capsulele de substanță activă sunt îngropate în pământ, nu este nevoie să folosiți echipamente suplimentare (pompe, turbine, țevi de suprafață), ceea ce simplifică construcția stației și reduce costurile de construcție și întreținere a acesteia.

Totul este încapsulat. În plus, chiar și o defecțiune a sistemului de control nu duce la topirea combustibilului. Totul se stinge automat și se răcește lent datorită disipării căldurii în pământul din jurul stației.

Combustibilul pentru stație este oxidul de uraniu și carbura sau oxidul de plutoniu, realizate sub formă de bile cu diametrul de numai 0,2 milimetri și acoperite cu mai multe straturi de diverse ceramice termorezistente. Metalele foarte reactive sunt „turnate” în tije, care formează un ansamblu și așa mai departe. Parametrii fizici (greutatea structurii, condițiile de reacție) și geometrici ai reactorului sunt astfel (densitate de energie relativ scăzută, de exemplu) încât în ​​orice scenariu, chiar și pierderea completă a lichidului de răcire, aceste bile nu se vor topi.

Întregul miez este realizat din grafit - nu există deloc structuri metalice aici, iar aliajul rezistent la căldură este folosit doar în carcasa cea mai exterioară - capsula. Deci, chiar dacă tot personalul uzinei, dintr-un motiv oarecare, nu poate începe întreținerea echipamentului, temperatura din inima centralei nucleare va crește la maximum 1600 de grade Celsius, dar miezul nu se va topi. Reactorul în sine va începe să se răcească, eliberând căldură în solul din jur.

Funcționarea stației, așa cum sa menționat mai sus, se bazează pe turbină cu gaz- reactor modular cu heliu. GT-MGR este un reactor cu gaz grafit asamblat în două module: o unitate de reactor de înaltă temperatură și o unitate de conversie a energiei (WCT). Primul conține miezul și sistemul de control și protecție a reactorului (CPS), iar al doilea include: o turbină cu gaz cu un generator, un recuperator și frigidere. Conversia energiei este un ciclu Brayton cu un singur circuit închis.

Ambele module ale centralei reactoare sunt amplasate în puțuri verticale din beton armat situate sub nivelul solului. Principalele avantaje ale utilizării a acestui dispozitiv sunt randamentul său ridicat și imposibilitatea distrugerii miezului în caz de accident. Dezavantajul pe care îl evidențiază dezvoltatorii este în acest moment este de putere redusă. Pentru a înlocui o unitate VVER-1000, sunt necesare patru unități GT-MGR. Acest dezavantaj este cauzat, pe de o parte, de utilizarea unui lichid de răcire cu gaz, care are o capacitate termică mică în comparație cu apa sau sodiul și, pe de altă parte, de intensitatea energetică scăzută a miezului ca urmare a cerințe crescute la siguranța reactorului. Dar, la prima vedere, această caracteristică nesemnificativă pune la îndoială argumentele pentru simplificarea proiectării centralelor nucleare cu GT-MHR.

Doctor în științe tehnice A.Da. Stolyarevsky, cercetător principal la Centrul Național de Cercetare „Institutul Kurchatov”,
Director al Centrului CORTES, Moscova;
Ph.D. N.G. Kodocigov, proiectant-șef, A.V. Vasyaev, șeful departamentului,
Doctor în științe tehnice V.F. Golovko, specialist sef, M.E. Ganin, inginer proiectant principal,
SA „Afrikantov OKBM”, Nijni Novgorod

1. Introducere

Cererea mondială în creștere de combustibil și energie, cu limitările de resurse și de mediu ale energiei tradiționale, face urgent pregătirea în timp util a unei noi tehnologii energetice care să poată prelua o parte semnificativă din creșterea nevoilor de energie, stabilizând consumul de combustibili fosili. Strategia energetică a Rusiei pentru perioada până în 2020 definește furnizarea de căldură municipală ca fiind cel mai semnificativ din punct de vedere social și cel mai consumator de combustibil al economiei. Cererea de surse de energie nucleară în domeniile producției de energie electrică și a furnizării de căldură casnică se datorează creșterii costului combustibililor fosili și creșterii consumului de energie. Factorii cheie atunci când se creează unități nucleare sunt siguranța ridicată a centralelor electrice și atractivitatea lor comercială. „Strategia de dezvoltare a energiei nucleare în Rusia până în 2030 și pentru perioada până în 2050”, aprobată de Guvern Federația Rusă Până în 2020, prevede generarea de căldură din surse de energie nucleară de până la 30 milioane Gcal/an cu o înlocuire anuală a consumului de până la 24 miliarde m 3 de gaz. Crearea și implementarea centralelor nucleare în sectorul furnizării de căldură va crea noi capacități de generare și va asigura economii de gaze naturale pentru exportul în străinătate, care este un factor de importanță geopolitică.

Cu toate acestea, chiar și introducerea pe scară largă a energiei nucleare în domeniul producției de energie electrică și al furnizării de căldură municipală nu rezolvă problema cererii tot mai mari de combustibil pentru motor și căldură industrială. Scenariul pe termen lung pentru dezvoltarea energiei nucleare până în 2050 prevede înlocuirea combustibililor fosili nu numai în sectorul utilităților, ci și în industriile consumatoare de energie prin extinderea domeniului de aplicare a energiei nucleare pentru producerea de hidrogen, căldură de proces, și combustibil sintetic. Inevitabilitatea utilizării în masă a noilor tehnologii energetice este determinată de o schimbare calitativă a cerințelor de mediu în sectorul energetic și transport.

Potențialul de introducere a energiei nucleare în sectorul „non-electric” este determinat de volumul consumului de energie al căldurii de proces de către industrie și nu este inferior ca amploare față de industria energiei electrice. În domeniul industriilor prelucrătoare, liderii în consumul de energie termică sunt industria chimică, rafinarea petrolului, metalurgie (Tabelul 1).

Tabelul 1. Consumul de căldură pe industriile prelucrătoare (2007)

Astfel, introducerea tehnologiilor nucleare în furnizarea de căldură a proceselor industriale este o sarcină urgentă care necesită încă soluția ei.

Singura tehnologie nucleară de astăzi care este cu adevărat capabilă să rezolve pe deplin problema înlocuirii combustibililor fosili în furnizarea și transportul de căldură industrială este tehnologia reactoarelor cu heliu modulare de înaltă temperatură (HMR).

Avantajele MGR sunt determinate de următorii factori:

Capacitatea de a încălzi lichidul de răcire la ieșirea din miez la o temperatură de 1000 °C, ceea ce extinde domeniul de aplicare al energiei nucleare nu numai pentru producerea de energie electrică și căldură municipală, ci și în scopuri tehnologice, inclusiv producerea de hidrogen;

Posibilitatea de a utiliza diferite scheme de unități de putere: cu un ciclu de turbină cu gaz, cu un ciclu de turbină cu abur, cu un circuit pentru transferul căldurii la temperatură înaltă către producția tehnologică;

Principiul pasiv de îndepărtare a căldurii reziduale, oferind nivel înalt siguranta, inclusiv in cazul pierderii complete a lichidului de racire primar;

Asigurarea unui regim de neproliferare a materialelor fisionabile, care se bazează pe proprietățile microcombustibililor ceramici;

Impact termic scăzut asupra mediu datorită posibilității implementării unor cicluri termodinamice eficiente pentru conversia energiei termice în energie electrică (în ciclul Brayton direct al turbinei cu gaz, eficiența conversiei energiei poate ajunge la 50% și mai mult);

Posibilitate de producere combinată de energie electrică și căldură;

Un număr minim de sisteme și componente ale unei centrale reactoare (RP) și al unei stații atunci când se utilizează un ciclu de turbină cu gaz în circuitul primar, creând premisele pentru reducerea costurilor de capital și de exploatare;

Posibilitatea de proiectare modulară a unității cu o gamă largă de putere a modulului (de la 200 la 600 MW) și variarea puterii AC cu un set de module;

2. Proiectare soluții pentru surse de energie pentru furnizarea de căldură industrială

Pe baza studiilor de prognoză ale dezvoltării și nevoilor pieței energetice, au fost efectuate studii preconceptuale pe o centrală comercială prototip de reactor MGR cu un reactor modular unificat cu heliu cu o putere termică de ~200 MW și, pe baza acesteia, un numărul de surse de energie pentru diverse aplicații ale tehnologiei energetice.

Baza de proiectare pentru aceste dezvoltări a fost experiența mondială de a crea instalații experimentale cu un reactor răcit cu gaz la temperatură înaltă (HTGR), experiența dezvoltării centralelor de reactoare cu HTGR în Rusia (mai mult de 40 de ani) diferite niveluri putere (de la 100 la 1000 MW) și scop.

Au fost folosite și rezultatele dezvoltării proiectului centralei de reactoare GT-MGR cu un reactor modular cu heliu, realizat în cadrul programului ruso-american.

În cadrul studiilor, au fost luate în considerare mai multe opțiuni pentru MGR în scopuri de tehnologie energetică:

Pentru producerea de energie electrică și furnizare de căldură municipală, cu conversia energiei termice a miezului în energie electrică în ciclul Brayton direct turbină cu gaz (GT) - MGR-100 GT;

Pentru producerea de energie electrică și hidrogen prin electroliză cu abur la temperatură înaltă (HES) – MGR-100 VEP;

Pentru producerea de hidrogen folosind reformarea metanului cu abur (SMR) –
MGR-100 PKM;

Pentru încălzire la temperaturi ridicate producția petrochimică(NP) –MGR-100 NP.

Fiecare versiune a instalației MGR-100 constă din părți energetice și tehnologice.

Partea de energie este cât se poate de unificată pentru toate opțiunile și este o unitate de putere care include un reactor și, în funcție de scop, o unitate de conversie a energiei turbinei cu gaz (WPT) concepută pentru a produce energie electrică și (sau) unități de echipamente de schimb de căldură.

Partea tehnologică a MGR-100, în funcție de scopul său, este fie o instalație tehnologică pentru producerea hidrogenului, fie circuite de alimentare cu căldură la temperatură înaltă care furnizează căldură diferitelor procese tehnologice.

Principalele criterii la alegerea soluțiilor tehnice au fost asigurarea unor indicatori tehnici și economici înalți în ceea ce privește producerea de energie electrică și căldură de calitate superioară, minimizând impactul asupra personalului de service, populație și mediu, eliminând contaminarea radioactivă a produsului tehnologic.

Configurația sursei de energie se bazează pe următoarele principii.

Puterea reactorului și designul său sunt universale pentru toate opțiunile de sursă de energie, numai parametrii lichidului de răcire diferă. Alegerea nivelului de putere pentru centrala reactorului (215 MW) a fost determinată de:

Nevoile industriei de energie electrică și furnizarea de căldură municipală;

nevoi întreprinderile industrialeîn furnizarea de căldură la temperatură înaltă și medie procese tehnologice;

Capabilitățile tehnologice ale întreprinderilor autohtone pentru producția de echipamente de bază ale centralei reactoarelor, inclusiv carcase.

Reactorul este modular cu un miez format din ansambluri combustibile prismatice hexagonale, cu lichid de răcire cu heliu și are proprietăți interne de autoprotecție. Siguranța este asigurată prin utilizarea principiilor pasive de funcționare a sistemelor. Căldura reziduală și căldura acumulată sunt îndepărtate din miez prin vasul reactorului către sistemul de răcire a puțului reactorului și apoi în atmosferă folosind procese fizice naturale de conductivitate termică, radiație și convecție, fără a depăși limitele de funcționare sigură a combustibilului, inclusiv în accidente cu pierderea completă a lichidului de răcire primar, în cazul defectării tuturor mijloacelor de circulație active și a surselor de alimentare cu energie.

Circulația lichidului de răcire în buclele circuitului primar este efectuată de suflantul de gaz de circulație principală (MCG) sau compresoarele turbomașinii WPT.

Dispunerea tuturor variantelor MGR-100 luate în considerare este realizată ținând cont de cerințele pentru funcționarea în siguranță a instalației reactorului în toate accidentele posibile la centrala nucleară. Fiecare centrală a reactorului este situată în clădirea principală a CNE, care constă dintr-o parte la sol, care este clădirea de întreținere și reîncărcare a reactorului (hala centrală) și o reținere subterană (carcasa de reținere a reactorului) joasă presiune situat sub holul central.

Izolarea adăpostește echipamentele de putere ale centralei reactoare și echipamentele principalelor sisteme importante pentru siguranță. Reținerea este realizată din beton armat monolit, etanș, cu dimensiuni interioare: diametru 35 m, înălțime nu mai mare de 35 m, capabil să reziste la presiunea internă a mediului de până la 0,5 MPa în cazul depresurizării circuitului primar al centralei reactoare. și/sau conducte ale circuitului secundar. Izolarea asigură utilizarea optimă a spațiului și a volumului spațiilor, compactitatea ridicată a amplasării echipamentelor, facilitarea operațiunilor de înlocuire a echipamentelor și reîncărcare a combustibilului, etanșeitate în raport cu încăperile adiacente ale clădirii principale ale CNE și cu mediul înconjurător, îndepărtarea căldurii la sol în afara bazei de proiectare accidente.

Proiectarea echipamentului de circuit primar are un design bloc. Echipamentul principal de putere al MGR-100 este găzduit într-un bloc de clădiri din oțel, care constă dintr-un vas de reactor vertical, una până la trei clădiri verticale de WPT și echipamente de schimb de căldură și una până la trei clădiri orizontale de conectare care conectează vasele verticale într-un un singur vas de înaltă presiune (Fig. 1). Carcasele principale ale echipamentelor sunt similare ca dimensiune cu vasul reactorului VVER. O atenție deosebită plătit pentru a minimiza numărul de conducte externe ale circuitului primar.

Fig.1. Dispunerea unităților reactoare: a) MGR-100 GT; b) MGR-100 VEP; c) MGR-100 PKM; d) Rafinăria MGR-100

Opțiunile de sursă de energie pentru MGR-100 GT și MGR-100 VEP (Fig. 2.3) prevăd utilizarea unei turbine cu gaz WPT unificate. Locul central în WPT este ocupat de o turbomașină (TM), care este o unitate verticală formată dintr-un turbocompresor (TC) și un generator, ale căror rotoare au viteze de rotație diferite - 9000 rpm, respectiv 3000 rpm. Rulmenții electromagnetici sunt utilizați ca suporturi principale. Generatorul este situat în afara circuitului de circulație a heliului în aer. Răcitoarele WPT preliminare și intermediare sunt situate în jurul TC. Recuperătorul este situat în partea superioară a carcasei deasupra axei coșului de ardere. Căldura reziduală este îndepărtată din circuitul primar în răcitoarele preliminare și intermediare prin sistemul de apă de răcire WPT și mai departe de aerul atmosferic în turnurile de răcire cu ventilator uscat. Este posibil să luați în considerare opțiunea de utilizare a căldurii reziduale pentru nevoile de încălzire și alimentarea cu apă caldă.

Blocurile schimbătoare de căldură sunt proiectate pentru a transfera energie termică de la reactor la consumator în producția de tehnologie energetică. În funcție de mediul de lucru, de tipul procesului și de probabilitatea de a pătrunde radioactivitate în produsul de producție tehnologică și de contaminarea echipamentelor cu produse radioactive, poate fi utilizat un proiect de instalație de reactor cu două sau trei circuite.

Astfel, în instalația de producere a hidrogenului prin metoda electrolizei la temperatură înaltă a aburului (MGR-100 VEP) și metoda de reformare cu abur a metanului (MGR-100 PKM), se utilizează o schemă cu dublu circuit. În aceste procese, componenta principală a mediului de proces este vaporii de apă. Analiza arată că cu posibil situatii de urgenta cu depresurizarea unui generator de abur sau a unui schimbător de căldură la temperatură înaltă, efectele intrării produselor care conțin hidrogen în reactor sunt reglate în mod fiabil de sistemele de control și protecție ale reactorului.

Opțiunea sursei de energie pentru furnizarea căldurii producției petrochimice (MGR-100 NP) prevede un circuit termic cu trei circuite. Căldura este transferată de la aparatul de comutare către consumator printr-un schimbător de căldură intermediar heliu-heliu la temperatură ridicată și un circuit intermediar cu heliu, iar apoi către circuitul de alimentare cu energie. Această soluție limitează eliberarea de radioactivitate în circuitul de rețea, asigurând puritatea de radiație a produsului de proces, precum și contaminarea minimă a circuitului primar cu impurități de proces.

Principalele măsuri tehnice care vizează eliminarea potențialului pericol de intrare a radioactivității în produsul de producție tehnologică sunt crearea și menținerea unei căderi de presiune garantate (~0,5 MPa) îndreptată către circuitul primar, iar pentru varianta MGR-100 NP, de asemenea, introducerea a unui circuit intermediar. Scurgerile operaționale de heliu din circuitul intermediar către circuitul primar nu au un impact negativ asupra reactorului.

2.1 Sursă de energie MGR-100 GT pentru producția de energie electrică și furnizarea de căldură municipală

Sursa de energie MGR-100 GT este proiectată pentru a produce energie electrică într-un ciclu direct al turbinei cu gaz. Temperatură ridicată căldura reziduală a ciclului turbinei cu gaz (mai mult de 100 °C) permite utilizarea acesteia pentru alimentarea cu apă caldă și furnizarea de căldură. În condițiile climatice ale Rusiei, o astfel de funcționalitate este de mare importanță. Dovadă în acest sens sunt datele privind consumul anual de gaze naturale pentru producerea de energie electrică și căldură, care se ridică la ~ 135, respectiv 200 miliarde m 3.

MGR-100 GT poate fi funcționat în două moduri: în modul de producere numai a energiei electrice și în modul combinat de producere a energiei electrice și furnizare de căldură municipală prin recuperarea căldurii reziduale. Astfel, pe lângă o eficiență mai mare a producției de energie electrică, MGR-100 GT oferă oportunitatea potențială de a obține un factor de utilizare a căldurii de aproximativ 99%.

Când instalația funcționează în regim combinat, căldura reziduală este îndepărtată în lichidul de răcire al circuitului de rețea în schimbătoarele de căldură din rețea. În modul numai de alimentare, bucla de rețea este oprită și căldura reziduală este îndepărtată în aerul exterior în răcitoare uscate alimentate cu ventilator.

Diagrama schematică MGR-100 GT este prezentat în Fig. 2. Temperatura necesară a apei din rețea furnizată consumatorului (150 ºС) este asigurată prin reducerea debitului și creșterea presiunii în circuitul de apă de răcire WPT. Pentru a preveni creșterea temperaturii heliului la intrarea în recuperator peste limitele admise (600 °C) în modul combinat, pe lângă recuperator pe circuitul primar este organizată o ramură de bypass cu o bypass reglabilă de heliu a circuitului primar. Partea HP (de la ieșirea HPC la ieșirea recuperatorului pe partea HP).

Fig.2. Schema schematică a MGR-100 GT

Principalii parametri ai MGR-100 GT în modul de alimentare cu energie electrică și alimentare cu energie termică municipală sunt prezentați în Tabelul 2. În modul combinat, puterea electrică a instalației va fi de 57 MW, puterea termică eliminată de apa din rețea va fi fie 154 MW.

Costul energiei electrice generate, luând în considerare utilizare benefică căldura reziduală pentru încălzirea locuinței este practic redusă la jumătate față de opțiunea de a funcționa numai în modul de generare a energiei electrice. Ar trebui luat în considerare efect economic de la eliminarea emisiilor termice în mediu.

2.2 Surse de energie MGR-100 VEP și MGR-100 PKM pentru producția de hidrogen

Tranziția către o economie a hidrogenului se bazează, printre altele, pe crearea unei tehnologii de utilizare a energiei HTGR în procesele de producere a hidrogenului care au eficiență termodinamică și tehnică și economică ridicată. Aceste procese, dacă este posibil, ar trebui să excludă consumul de combustibili fosili, în principal petrol și gaze, care au rezerve limitate și sunt materii prime valoroase pentru industrie. Astfel de procese includ producerea de hidrogen din apă folosind următoarele metode principale: electroliza, descompunerea termochimică și electroliza cu abur la temperatură înaltă. Costul acestora nu depinde de creșterea constantă a prețurilor la petrol și gaze, spre deosebire, de exemplu, de producția de hidrogen din metan. În același timp, pentru prima etapă de dezvoltare a energiei hidrogenului, cu încă relativ preturi mici pentru gaze sunt luate în considerare procesele de producere a hidrogenului din metan. Analiza cerințelor pentru eficiența producției de energie consumată și nivelul temperaturii căldurii ne permite să formulăm cerințe pentru HTGR ca sursă de energie, dintre care principalele sunt:

Producerea căldurii de înaltă calitate până la 950 °C;

Fără contaminare a hidrogenului cu substanțe radioactive sau nivelul scăzut acceptabil al acestora;

Costul scăzut al producției de hidrogen în comparație cu metodele tradiționale;

Nivel ridicat de securitate al complexului tehnologic energetic.

Următoarele sunt considerate drept principalele procese de producție de hidrogen în stadiul de dezvoltare conceptuală a MGR-100:

Electroliza apei la temperaturi ridicate;

Reformarea cu abur a gazelor naturale (metan).

Diagrama schematică MGR-100 VEP pentru producerea de energie electrică și abur supraîncălzit, parametrii necesari în scopul producerii hidrogenului prin electroliză la temperatură înaltă sunt prezentați în Fig. 3.

Baza pentru varianta MGR-100 VEP este o configurație a centralei reactoare cu o aranjare paralelă a buclelor de schimb de căldură în circuitul primar. O buclă include un reactor, o unitate generatoare de abur și un generator principal de gaz. Celălalt este reactorul și WPT. Astfel, o parte din energia termică (~10%) generată în miezul reactorului este transferată către PHB pentru nevoile de producere a hidrogenului, restul este convertită în WPT în energie electricaîntr-un ciclu direct al turbinei cu gaz.

Orez. 3. Schema schematică a MGR-100 VEP

Principalii parametri ai instalației sunt prezentați în Tabelul 3. Temperatura heliului la ieșirea reactorului este de 850 °C, care nu depășește temperatura corespunzătoare în instalația de reactor prototip GT-MGR. Al doilea circuit este proiectat pentru a produce abur supraîncălzit în generatorul de abur (Fig. 4). Circulația heliului în PHB este realizată de suflantul de gaz cu circulație principală. Alimentarea cu apă și eliminarea aburului se fac prin capacul SG. Aburul supraîncălzit la parametrii necesari este evacuat prin conducte într-o unitate de electroliză la temperatură înaltă folosind elemente electrochimice de oxid solid, în care vaporii de apă sunt descompuși în hidrogen și oxigen odată cu separarea acestor reactivi. Instalația WPP este alimentată cu energie electrică generată de generatorul WPT.

Diagrama schematică MGR-100 PKM pentru generarea de căldură cu potențial ridicat în scopul producerii hidrogenului folosind metoda de reformare cu abur a metanului este prezentată în Fig. 5.

Reformarea cu abur a metanului este astăzi principalul proces dezvoltat industrial și adaptat pentru prima etapă de implementare a tehnologiilor de producere a hidrogenului (împreună cu HTGR). Producția globală actuală de hidrogen se bazează pe aceasta. Combinația dintre HTGR și PCM face posibilă reducerea consumului de gaze naturale cu aproximativ 40% și, prin urmare, a costurilor necesare producției de hidrogen. Eficienta economica implementarea PCM este determinată de prețul gazului și de temperatura căldurii consumate. Temperatura de încălzire necesară a amestecului de vapori-gaz nu trebuie să fie mai mică de 800 C, iar o creștere suplimentară a temperaturii nu are practic niciun efect asupra eficienței procesului.

Fig.5. Schema schematică a MGR-100 PKM

Energia termică este îndepărtată din reactor către mediul de lucru al circuitului secundar (amestec de abur-gaz) în schimbătoare de căldură de înaltă temperatură (HHE), care sunt parte integrantă a aparatului de conversie termică (TCA). Implementarea conversiei metanului (CH 4 + H 2 0 (abur) + căldură → CO 2 + 4H 2) are loc în TKA conform unei scheme în trei etape. Amestecul abur-gaz (abur - 83,5%, CH4 - 16,5%) este furnizat secvenţial în trei etape - TKA1, TKA2 şi TKA3. Aceasta determină configurația unității de transfer de căldură a centralei reactoare. Este alcătuit din trei schimbătoare de căldură separate de înaltă temperatură VTO 1, VTO 2, VTO 3 (Fig. 6), reprezentând etape (secțiuni) individuale ale blocului. Dispunerea secțiunilor WTO de-a lungul fluxului de lichid de răcire din circuitul primar este paralelă, iar de-a lungul fluxului de amestec abur-gaz este secvenţial.

După TKA-3, amestecul de abur-gaz (abur-55%, CH 4, H 2, CO, CO 2 - 45%) cu o concentrație mare de hidrogen trece secvenţial prin unitatea de purificare CO 2 și H 2 O și este trimis la unitatea de separare a hidrogenului. Întoarce fracția și gaz natural amestecat cu abur supraîncălzit și apoi trimis la TKA. Circulația heliului în circuitul primar se realizează prin sistemul de circulație a gazului, iar amestecul vapori-gaz prin compresoare.

Principalii parametri ai instalației sunt prezentați în tabelul 4. Temperatura heliului la ieșirea reactorului este de 950 ºС.

În funcție de tipul de amenajare (bucla sau bloc) a echipamentului principal al centralei reactoare, configurația blocului de transfer de căldură poate fi diferită. Într-un bloc, echipamentul principal al centralei reactorului este conectat folosind conducte scurte de tip „pipe-in-pipe”; este recomandabil să se includă și HCG în blocul de transfer de căldură.

2.3 Sursa de energie a rafinăriei MGR-100 pentru producția petrochimică

Rafinăria MGR-100 este concepută pentru a genera căldură de calitate superioară sau medie pentru a satisface nevoile tehnologice ale producției petrochimice (lichizi de răcire din rețeaua de încălzire), ceea ce va economisi aproximativ 14% din uleiul prelucrat. Baza de design a fost dezvoltată în Rusia în anii 80 proiectare preliminară reactor modular cu un miez format din elemente de combustibil sferice și o temperatură de ieșire a heliului de 750 °C. Proiectul sa concentrat pe generarea de căldură de proces pe baza cerințelor unei rafinării de petrol tipice.

Fig.7. Schema schematică a rafinăriei MGR-100

Schema schematică a rafinăriei MGR-100 este prezentată în Fig. 7. Circulația heliului în primul și al doilea circuit este forțată și este realizată de suflante cu gaz de circulație. Mediul de lucru al circuitului de rețea este sarea nitrit-nitrat. Principalii parametri de instalare sunt prezentați în Tabelul 5.

Principalii consumatori de căldură de rafinărie (~50% din puterea termică a reactorului) sunt cuptoarele tubulare concepute pentru rafinarea termocatalitică a petrolului. Pe baza nivelului de încălzire a produselor petroliere în cuptoare, procesele de rafinare a petrolului sunt împărțite în trei tipuri: la temperatură joasă (până la 400 °C), la temperatură medie (până la 550 °C) și la temperatură înaltă (până la 900 °C). °C). Căldura de la reactorul MGR-100 a rafinăriei este, de asemenea, utilizată pentru a acoperi nevoile rafinăriei de abur de proces (~35% din puterea termică a reactorului) și electricitate (~15% din puterea termică a reactorului).

Unitatea de transfer de căldură constă dintr-un schimbător de căldură intermediar (IHE), un HCH și structuri metalice interne (IMC).

PHE (Fig. 8) constă dintr-un sistem de conducte, un set de canale (37 buc), o cameră de colectare a heliului „fierbinte” în circuitul intermediar, elemente pentru fixarea și etanșarea acestora. Suflanta principală de gaz de circulație este montată în partea inferioară a carcasei PHE.

3 Probleme problematice

În cadrul proiectelor finalizate s-au dezvoltat configurația circuitului și amenajarea 3-D a instalațiilor, s-au determinat parametrii circuitelor și caracteristicile echipamentelor principale, s-a efectuat o justificare de calcul a principalelor componente ale structurii, a fost efectuată o analiză a modurilor operaționale și de urgență, analiză preliminară au fost determinate costurile de creare și construcție a centralei reactoare, etapele și planurile de cercetare și dezvoltare. Majoritatea cercetării și dezvoltării necesare, inclusiv la reactor, turbomașină și componentele sale, recuperator, răcitoare preliminare și intermediare, VKM, se desfășoară în prezent în domeniul dezvoltărilor tehnologice ale reactoarelor GT-MGR și MGR-T.

Principalele probleme care necesită cercetare și dezvoltare suplimentare sunt:

Dezvoltarea capacității de fabricație a schimbătoarelor de căldură de înaltă temperatură;

Justificarea siguranței centralei reactoare pentru producția de hidrogen;

Dezvoltarea algoritmilor de control al puterii pentru centralele de reactoare în combinație cu sistemele de control al procesului;

Efectuarea testelor de certificare a materialelor metalice rezistente la căldură.

Una dintre principalele limitări la creșterea temperaturii heliului la ieșirea din reactor este temperatura maximă admisă pentru funcționarea pe termen lung a reactorului VCM. Când temperatura heliului la intrarea în miez crește la 600 °C, pentru a obține o temperatură acceptabilă a materialului vasului reactorului (~350 °C), se plănuiește modificarea designului miezului în ceea ce privește îndepărtarea căldurii la sistemul de răcire a vasului reactorului.

Sunt impuse cerințe severe pentru conductele de gaz care transportă un mediu de proces încălzit cu o temperatură de până la 900 °C, care nu ar trebui să scadă din cauza pierderilor de căldură, deoarece eficiența procesului tehnologic depinde de nivelul de temperatură.

Producția de hidrogen este o sursă potențială de pericol de explozie. Atunci când se analizează siguranța MGR-100, accidentele din partea tehnologică a stației sau din amplasamentele industriale ar trebui să fie considerate evenimente inițiatoare. În timpul acestor accidente este posibilă eliberarea de materii prime tehnologice sau produse prelucrate. Din perspectiva acțiunii de protecție, cele mai grave consecințe de siguranță ar fi datorate undei de șoc în urma unei explozii a acestor produse.

Unul dintre criteriile de siguranță ar trebui să fie nedepășirea eliberării maxime a amestecurilor explozive în producția tehnologică. Cantitatea de emisie este determinată de valoarea admisibilă a excesului de presiune în frontul undei de șoc, adoptată pentru carcasa, sistemele și elementele de reținere ale centralei nucleare.

Atunci când se analizează astfel de accidente, trebuie luate în considerare ambele scenarii cu posibilitatea unei explozii în imediata vecinătate a reactorului și asigurarea siguranței prin separarea spațială a părților nucleare și tehnologice.

4 Concluzie

Dezvoltarea tehnologiei MGR în Rusia de la bun început a avut ca scop utilizarea energiei nucleare nu numai pentru producerea de energie electrică, ci și pentru furnizarea de căldură industrială ca alternativă la utilizarea combustibililor fosili.

Tehnologia modulară HTGR, datorită proprietăților sale unice în ceea ce privește eficiența, siguranța și respectarea mediului înconjurător, poate oferi o furnizare completă de energie cu energie electrică, căldură și combustibil, inclusiv soluții. problema actuala producerea de hidrogen rentabilă.

Securizate pentru mediu și care necesită costuri reduse pentru crearea și întreținerea, centralele nucleare de putere redusă bazate pe HTGR pot deveni elemente importante ale infrastructurii energie nucleară al secolului curent.

Lucrările de proiectare și experimentale efectuate până în prezent pe variante modulare MGR-100 pentru diverse aplicații de tehnologie energetică confirmă posibilitatea îndeplinirii cerințelor pentru centralele de reactoare de nouă generație.

Dezvoltarea tehnologiei energetice HTGR bazată pe MGR-100 se va reduce semnificativ costuri totaleîn cadrul programului HTGR și să demonstreze capacitățile și avantajele în vederea comercializării în continuare a acestei tehnologii.

Referințe

1. „Încălzirea nucleară în Rusia - experiență existentă, potențial industriei, probleme de dezvoltare” Boldyrev V.M., Culegere de rezumate ale conferinței științifice și tehnice interindustriale „Energia atomică regională” (Atom Region-2009), 17-18 noiembrie 2009, Nizhny Novgorod .

2. Strategia energetică a Rusiei pentru perioada până în 2030. Aprobat prin ordin al Guvernului Rusiei din 13 noiembrie 2009 nr. 1715

3. „Posibilitati și perspective de utilizare a reactoarelor nucleare de înaltă temperatură pentru a furniza industriilor mari consumatoare de energie purtători de energie” Ponomarev-Stepnoy N.N., Stolyarevsky A.Ya., Kodochigov N.G. Culegere de rezumate ale conferinței științifice și tehnice interindustriale „Energia atomică regională” (Atom Region-2009), 17-18 noiembrie 2009, Nijni Novgorod.

4. Articolul „Dezvoltarea furnizării centralizate de căldură în Rusia”, pp. 2-15. Revista „Ingineria Energiei Termice Nr. 12”; 2009” S.P. Filippov, Institutul de Cercetări Energetice RAS.

5. Vasyaev A.V., Vladimirsky M.K. și altele sursă de energie bazată pe HTGR pentru aplicații de tehnologie energetică. Soluții de proiectare a circuitelor. - Lucrările forumului internațional privind problemele științei, tehnologiei și educației (Volumul 2)/Ed. V.V. Vișnevski. - M.: Academia de Științe ale Pământului, 2008., p. 108-112, ISBN 978-5-93411-050-6.

6. Kiryushin A.I., Kodochigov N.G., Kuzavkov N.G. e.a. Proiectul reactorului cu heliu de înaltă temperatură GT-MHR cu turbină cu gaz. – Nucl. Engng Design, 1997, v. 173, p. 119–129.

7. Reactor răcit cu gaz de temperatură înaltă – sursă de energie pentru producția comercială de hidrogen. Mitenkov F.M., Kodocigov N.G., Vasyaev A.V., Golovko V.F., Ponomarev-Stepnoy N.N., Kukharkin N.Ye., Stolyarevsky A.Ya. - Energia nucleară, vol. 97, numărul 6, decembrie 2004, p. 432-446.

Rusia și Statele Unite dezvoltă împreună un proiect pentru centrala nucleară a viitorului. Va depăși semnificativ toate sistemele anterioare în ceea ce privește siguranța, eficiența și mulți alți parametri. Energia nucleară nu și-a spus încă ultimul cuvânt.

În ciuda creșterii în utilizarea panourilor solare, a energiei eoliene și a valurilor și a altor alternative, nu vom scăpa de energia „clasică” în următoarele decenii. Și aici, poate, cea mai prietenoasă cu mediul este, în mod ciudat, energia nucleară.

Da, eliminarea deșeurilor combustibil nuclear- o problemă dificilă, dar deloc fără speranță. Citiți despre câteva proiecte: reale și deja în derulare și mai fantastice.

Despre pericolul accidentelor la centralele nucleare vom vorbi mai jos. Dar dacă nu sunt acolo - centrala nucleara ca și cum nu ar exista – emisiile sale sunt zero.

Dar centralele termice otrăvesc atmosfera cu milioane de tone de otrăvuri și gaze cu efect de seră. Și substanțele radioactive, de altfel, care sunt conținute, să zicem, în cărbune și cad în coșul de fum cu evacuarea stației.

Centralele hidroelectrice par a fi curate. Dar nu le puteți instala peste tot, iar rezervoarele, apropo, schimbă ireversibil natura pe multe zeci de kilometri în jur, afectează habitatul a mii de specii și pun o presiune enormă asupra scoarței terestre (care nu este foarte sănătoasă în zone seismice).

Fuziunea nucleară? Da, există opțiuni interesante (nu ITER), dar asta este pentru viitor. Și în următorii ani, cercul pare să se închidă - vom „arde” uraniu. De exemplu, într-o centrală super-nucleară dezvoltată în comun de Rusia și Statele Unite.

Noul design al centralei nucleare elimină multe sisteme anterioare din proiectarea sa. Și deoarece există mai puține noduri, fiabilitatea este mai mare (ilustrare de pe site-ul web gt-mhr.ga.com).

Pe partea americană, principalul participant la proiect este General Atomics, iar pe partea rusă, Biroul de Proiectare Experimentală de Inginerie Mecanică, numit după I. I. Afrikantov (OKBM) din Nijni Novgorod, aflat în subordinea Agenției Federale pentru Energie Atomică a Federației Ruse. .

Minatom a început cooperarea cu americanii pe acest proiectîn 1993. Și până în prezent, a fost elaborat un proiect preliminar al reactorului (și stației), iar dezvoltări mult mai detaliate au fost în plină desfășurare de mult timp.

Și din moment ce experții văd viitorul energiei nucleare într-un nou tip de centrală nucleară, să aruncăm o privire mai atentă asupra modului în care va funcționa.

Acest sistem se numește Turbină cu gaz - reactor modular cu heliu (GT-MHR), iar în rusă - „Turbină cu gaz - reactor modular cu heliu” - GT-MHR.

Există două idei principale aici. Un reactor nuclear răcit cu heliu gazos și cu siguranță inerentă (adică cu cât încălzirea este mai mare, cu atât reacția este mai slabă, pur și simplu bazată pe „fizica” reactorului, până la o oprire naturală, fără nicio participare a sistemului de control) și - cea mai scurtă conversie a energiei de heliu fierbinte în electricitate - folosind o turbină cu gaz din așa-numitul ciclu Brayton închis, cu un turbogenerator și un reactor plasate în capsule închise sub pământ.

Fără țevi extinse, pompe, turbine sau mase de alte piese de hardware deasupra suprafeței. Proiectarea centralelor nucleare este mult simplificată.

Zeci de sisteme dispar cu valul unei baghete magice. Fără lichide de răcire intermediare care schimbă faza (lichid-vapori), fără schimbătoare de căldură voluminoase, aproape fără căi pentru o eventuală scurgere de ceva radioactiv.

Totul este încapsulat. În plus, chiar și o defecțiune a sistemului de control nu duce la topirea combustibilului. Totul se stinge automat și se răcește lent datorită disipării căldurii în pământul din jurul stației.

Combustibilul pentru stație este oxidul de uraniu și carbura sau oxidul de plutoniu, realizate sub formă de bile cu diametrul de numai 0,2 milimetri și acoperite cu mai multe straturi de diverse ceramice termorezistente. Bilele sunt „turnate” în tije, care formează un ansamblu și așa mai departe.

Parametrii fizici (greutatea structurii, condițiile de reacție) și geometrici ai reactorului sunt astfel (densitate de energie relativ scăzută, de exemplu) încât în ​​orice scenariu, chiar și pierderea completă a lichidului de răcire, aceste bile nu se vor topi.

Și întregul miez este realizat din grafit - nu există deloc structuri metalice aici, iar aliajul rezistent la căldură este folosit doar în carcasa cea mai exterioară - capsula.

Deci, chiar dacă tot personalul uzinei „iese în unanimitate să bea bere”, nimic groaznic nu se va întâmpla cu natura înconjurătoare - temperatura din inima centralei nucleare va sări la maximum 1600 de grade Celsius, dar miezul va nu se topește. Reactorul în sine va începe să se răcească, eliberând căldură în solul din jur.

Diagrama „inimii” stației. În stânga este o turbină cu un generator electric și schimbătoare de căldură, în dreapta este un reactor (ilustrare de pe gt-mhr.ga.com).

Utilizarea heliului ca agent de răcire promite o serie de avantaje. Este inert din punct de vedere chimic și nu provoacă coroziunea componentelor. Nu își schimbă starea de agregare. Nu afectează factorul de multiplicare a neutronilor. În cele din urmă, este convenabil să-l direcționați către o turbină cu gaz.

Este încapsulat împreună cu pompe și schimbătoare de căldură și se rotește exclusiv pe rulmenți electromagnetici axiali și radiali - rulmenții de rulare sunt furnizați ca rulmenți de urgență.

Mențiune specială trebuie făcută despre schimbătoarele de căldură. Heliul care răcește reactorul face mai multe „bucle” în unitatea de turbină, dând energie maximă turbogeneratorului. În plus, există o răcire suplimentară a heliului cu apă, dar în cazul oricărui accident, sistemul se va descurca complet fără el, reactorul nu se va topi.

Rezultatul tuturor acestor inovații este eficiența centralei - până la 50%, față de 32% pentru centralele nucleare existente, plus - o producție mult mai completă de combustibil nuclear (ceea ce înseamnă mai puțin uraniu iradiat și mai puține deșeuri de exploatare per megawatt). -ora de energie primita), simplitatea proiectarii, ceea ce inseamna costuri de constructie mai mici si control mai usor asupra lucrarii.

Și, desigur, siguranță. Americanii scriu că GT-MGR este prima centrală nucleară din lume care va respecta primul nivel de siguranță.

Sunt 4 în total, dintre care zero este cel mai mare. 0 este fantastic. Nimic nu se poate întâmpla vreodată aici și în general - nu materiale periculoase. Primul nivel este cel mai înalt posibil. Cu el, centralele nucleare, în teorie, nu necesită sisteme speciale de siguranță, deoarece reactorul în sine are o „imunitate” internă, structural predeterminată, la orice erori ale operatorului și daune tehnice.

Potrivit americanilor, uzina din Cernobîl avea al treilea (cel mai prost) nivel de siguranță, ceea ce înseamnă că sistemul este critic pentru erorile umane sau defecțiunile echipamentelor. Acum multe stații de operare au atins nivelul de siguranță „2”.

OKBM scrie că „Strategia rusă de dezvoltare a energiei nucleare prevede construirea principalei centrale nucleare GT-MGR și a unei unități de producție de combustibil pentru aceasta la Uzina chimică din Siberia (Seversk, Regiunea Tomsk) până în 2010 și până în 2012-2015 - crearea și punerea în funcțiune a primei centrale nucleare cu patru module GT-MGR.”

Diagrama circulației heliului (ilustrare de pe gt-mhr.ga.com).

Americanii, la rândul lor, oferă detalii interesante: deoarece GT-MGR poate consuma nu numai uraniu, ci și plutoniu de calitate pentru arme, astfel de centrale nucleare devin un dispozitiv ideal pentru eliminarea sa, care este nu numai sigur, ci și într-un anumit sens, profitabil. De exemplu, Seversk se va asigura (parțial, desigur) cu energie electrică de la focoasele rusești „reduse”.

Iar plutoniul care va fi descărcat din reactor după „funcționare”, în ceea ce privește parametrii săi, este complet nepromițător pentru utilizare ipotetică în arme nucleare, ceea ce este bun și pentru securitatea mondială.

Dar și Statele Unite sunt interesate de proiect - eficiența termică ridicată a combinației reactor cu heliu - turbină cu gaz închisă este un beneficiu colosal, atât din punct de vedere economic, cât și din punct de vedere al protecției mediului.

De adăugat că puterea termică a unei astfel de instalații va fi de 600 megawați, iar puterea electrică – 285 megawați.

Durata de viață estimată a GT-MHR este de 60 de ani. Vor avea timp să dezvolte reactoare industriale de fuziune până atunci sau energia alternativă va deveni cu adevărat răspândită?

Obiectivele proiectului GT-MGR

• Crearea unei instalații care să îndeplinească cerințele tehnologiilor secolului 21 în ceea ce privește siguranța, competitivitatea și minimizarea impactului asupra mediului.
• Punerea în funcțiune a primei unități GT-MGR până în 2023, cu minimizarea cercetării și dezvoltării prin utilizarea experienței mondiale acumulate în tehnologia HTGR.
• Folosind primul și câteva blocuri ulterioare pentru a arde plutoniul în exces de calitate pentru arme.
• Crearea unei baze pentru aplicarea comercială ulterioară a acestei tehnologii pentru producerea de energie electrică și căldură pentru nevoile casnice și industriale, inclusiv producția de hidrogen.

Caracteristici de design

Barele de combustibil sunt microsfere de oxid de plutoniu, oxid de uraniu sau nitrură cu un diametru de 0,2-0,5 mm într-o înveliș multistrat de carbon pirolitic și carbură de siliciu. În conformitate cu calculele de proiectare, un astfel de element de microcombustibil este capabil să rețină eficient fragmentele de fisiune atât în ​​condiții normale de funcționare (1250 0 C), cât și în modurile de urgență (1600 0 C).

Ambele module ale centralei reactoare sunt amplasate în puțuri verticale din beton armat situate sub nivelul solului.

Principalele caracteristici tehnice

Avantaje

• Eficiență ridicată;
• Simplificarea proiectării centralei nucleare datorită proiectării modulare a reactorului;
• Utilizarea combustibilului sub formă de microparticule cu acoperire ceramică multistrat face posibilă reținerea eficientă a produselor de fisiune la rate mari de ardere (până la 640 MW zi/kg) și temperaturi (până la 1600 °C);
• Utilizarea unui miez inelar cu densitate energetică scăzută permite eliminarea căldurii reziduale din reactor prin metode naturale de circulație a aerului;
• Redundanță multiplă a sistemelor de control și protecție;
• Utilizarea heliului ca agent de răcire, o substanță care este inertă din punct de vedere chimic și nu afectează echilibrul neutronilor;
• Proiectul prevede, de asemenea, posibilitatea reciclării plutoniului de calitate pentru arme. O instalație GT-MGR, formată din patru reactoare, este capabilă să proceseze 34 de tone din această substanță în timpul funcționării. În conformitate cu documentația de proiect, un astfel de combustibil iradiat poate fi eliminat fără reprocesare suplimentară.

Defecte

• Putere scăzută. Pentru a înlocui o unitate VVER-1000, sunt necesare patru unități GT-MGR. Acest dezavantaj este cauzat, pe de o parte, de utilizarea unui lichid de răcire cu gaz, care are o capacitate termică mică în comparație cu apa sau sodiul și, pe de altă parte, de intensitatea energetică scăzută a miezului ca urmare a îndeplinirii cerințe crescute de siguranță a reactorului. Această caracteristică pune sub semnul întrebării argumentele pentru simplificarea proiectării centralelor nucleare cu GT-MHR;
• Educaţie cantitate mareβ-carbon activ 14 C, ale cărui metode acceptabile de eliminare nu există și rezervele acumulate în timpul funcționării reactoarelor RBMK sunt deja destul de mari. Când este eliberat în mediu, 14 C tinde să se acumuleze în organismele vii;
• Lipsa unei scheme acceptabile de reprocesare și eliminare a combustibilului uzat. Procesarea substanțelor care conțin siliciu este foarte dificilă pentru tehnologie chimică. Astfel, combustibilul, odată ce intră în reactor, va fi eliminat pentru totdeauna din ciclul combustibilului nuclear.
• Momentan nu se cheltuiește tehnologie industrială producția de bare de combustibil din plutoniu, care se datorează chimiei sale extrem de complexe. Înființarea unei astfel de producții necesită investiții de capital comparabile sau chiar depășitoare de investiții în prelucrarea uraniului de-a lungul istoriei industria nucleară. Prin urmare, declarația despre utilizarea GT-MGR pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme pare destul de dubioasă. De asemenea, trebuie luat în considerare faptul că în lume s-au acumulat doar aproximativ 400 de tone de plutoniu, adică poate fi suficient pentru ciclu de viață un total de 10 unități de putere (4 reactoare fiecare).
• Utilizarea heliului ca lichid de răcire, deoarece în cazul unui accident asociat cu depresurizarea reactorului, întregul lichid de răcire va fi inevitabil înlocuit cu aer mai greu.

Etape principale

• 1995-1997 - proiect conceptual.
• 2000-2002 - proiectare preliminară.
• 2003-2005 - proiect tehnic.
• 2005-2008 - punerea in functiune producția de combustibil pentru modulul prototip.
• 2009-2010 - punerea în funcțiune a modulului prototip GT-MGR.
• 2007-2011 - punerea în funcțiune a producției de combustibil pentru unitatea de putere cu 4 module AS GT-MGR.
• 2012-2015 - punerea în funcțiune a unității de alimentare cu 4 module AS GT-MG

ÎN momentul prezent Dezvoltări mai detaliate ale proiectului sunt în curs.