Основні характеристики ру з втгр. Застосування високотемпературних модульних гелієвих реакторів для теплопостачання енергоємних виробництв Основні технічні характеристики

Росія та США спільно розробляють проект атомної електростанціїмайбутнього. На думку розробників, вона значно перевершить усі колишні системи і з безпеки, і щодо економічності, і за багатьма іншими параметрами. Незважаючи на зростання використання сонячних батарей, енергії вітру та хвиль, інших альтернатив, від «класичної» енергетики нам у найближчі десятиліття не втекти. А тут, мабуть, найбільш екологічною є, як не дивно, атомна енергетика.

Екологи постійно говорять про те, що теплові станції отруюють атмосферу мільйонами тонн отрут та парникових газів. Гідроелектростанції, а точніше супутні водосховища, незворотно змінюють природу на багато десятків кілометрів навколо, зачіпають місце існування тисяч видів, чинять величезний тиск на земну кору.

Нова схема АЕС усуває з її конструкції безліч колишніх систем. З американської сторони головним учасником проекту є компанія General Atomics, а з російської – Досвідчене конструкторське бюро машинобудування імені І.І. Африкантова в Нижньому Новгороді, що підкоряється Федеральному агентствупо атомної енергіїРФ.

А оскільки в новому типі АЕС фахівці бачать майбутнє атомної енергетики – познайомимося ближче, як вона працюватиме.

Називається ця система Gas Turbine – Modular Helium Reactor (GT-MHR), а російською – «Газова турбіна – модульний гелієвий реактор» – ГТ-МГР. У створенні принципово нової АЕС бере участь велика кількість американських та російських інститутів та організацій, а також компанії з Франції та Японії.

Новизна проекту полягає в двох основних постулатах. Ядерний реактор з охолодженням газоподібним гелієм і з внутрішньо властивою безпекою (тобто - чим сильніше нагрівання - тим слабша реакція) і найкоротше перетворення енергії гарячого гелію в електрику за допомогою газової турбіни так званого замкнутого циклу. Оскільки капсули активної речовини закопуються в землю, відпадає необхідність у використанні додаткового обладнання (насосів, турбін, поверхневих труб), що спрощує пристрій станції та знижує витрати на її будівництво та обслуговування.

Все капсульоване. При цьому навіть відмова системи керування не веде до розплавлення палива. Все автоматично згасає і повільно остигає за рахунок розсіювання тепла в ґрунт, що оточує станцію.

Паливо для станції - це оксид та карбід урану або оксид плутонію, виконані у вигляді кульок діаметром всього 0,2 міліметра та вкриті кількома шарами різної термостійкої кераміки. Високореактивні метали «насипаються» у стрижні, ті формують збирання тощо. Фізичні (маса конструкції, умови протікання реакції) та геометричні параметри реактора такі (порівняно низька щільність енергії, наприклад), що за будь-якого розвитку подій, навіть повної втрати теплоносія, ці кульки не розплавляться.

Вся активна зона виконана з графіту - ніяких металоконструкцій тут немає взагалі, а жароміцний сплав застосований лише у зовнішньому корпусі - капсулі. Тож навіть якщо весь персонал станції з якихось причин не зможе розпочати обслуговування обладнання, температура в серці АЕС підскочить максимум до 1600 градусів за Цельсієм, але активна зона при цьому не розплавиться. Реактор сам почне охолоджуватися, віддаючи тепло в навколишній грунт.

В основі роботи станції, як уже згадувалося вище, лежить газова турбіна- Модельний гелієвий реактор. ГТ-МГР являє собою графіто-газовий реактор, зібраний у двох модулях: блоку високотемпературного реактора та блоку перетворення енергії (БПЕ). У першому міститься активна зона та система управління та захисту реактора (СУЗ), а до складу другого входять: газова турбіна з генератором, рекуператор, холодильники. Перетворення енергії – замкнутий одноконтурний цикл Брайтона.

Обидва модулі реакторної установки розташовуються у вертикальних залізобетонних шахтах, що знаходяться нижче рівня землі. Основними перевагами використання даного пристрою виступають його високий коефіцієнт корисної дії та неможливість руйнування активної зони у разі аварії. Недоліком, який виділяють розробники, на Наразіє невисока потужність. Для заміни одного блоку ВВЕР-1000 потрібно чотири блоки ГТ-МГР. Цей недолік викликаний, з одного боку, застосуванням газового теплоносія, що має невелику теплоємність порівняно з водою або натрієм, і, з іншого боку, низькою енергонапруженістю активної зони як результату виконання підвищених вимогдо безпеки реактора Але ця незначна, на перший погляд, особливість ставить під сумнів докази про спрощення конструкції АЕС із ГТ-МГР.

Д.т.н. А Я. Столяревський, провідний науковий співробітник НДЦ «Курчатівський інститут»,
директор "Центру Кортес", м. Москва;
к.т.н. Н.Г. Кодочигів, головний конструктор, А.В. Васяєв, начальник відділу,
д.т.н. В.Ф. Головко, головний спеціаліст, М.Є. Ганін, провідний інженер-конструктор,
ВАТ «ОКБМ Африкантів», м. Нижній Новгород

1. Введення

Зростання світових потреб у паливі та енергії за ресурсних та екологічних обмежень традиційної енергетики робить актуальною своєчасну підготовку нової енергетичної технології, здатної взяти на себе істотну частину приросту енергетичних потреб, стабілізуючи споживання органічного палива. Енергетична стратегія Росії на період до 2020 року визначає комунальне теплопостачання як найбільш соціально значущий та паливомісткий сектор економіки. Затребуваність атомних енергоджерел у сферах електрогенерації та побутового теплопостачання обумовлена ​​зростанням вартості органічного палива та збільшенням енергоспоживання. Ключовими факторами при створенні ядерних енергоблоків є висока безпека енергоустановок та їхня комерційна привабливість. "Стратегія розвитку атомної енергетики Росії до 2030 року та на період до 2050 року", схвалена Урядом Російської Федераціїпередбачає до 2020 року вироблення тепла атомними енергоджерелами до 30 млн.Гкал/рік із річним заміщенням споживання до 24 млрд.м 3 газу. Створення та впровадження атомних станцій у секторі теплопостачання дозволить створити нові генеруючі потужності та забезпечити економію природного газу для експорту за кордон, що є фактором геополітичного значення.

Однак навіть великомасштабне впровадження атомної енергії у сферу електричної генерації та комунального теплопостачання не вирішує проблему попиту, що росте, на моторне паливо і промислове тепло. Довгостроковий сценарій розвитку атомної енергетики до 2050 року передбачає заміщення органічного палива не лише у комунальному секторі, а й у енергоємних галузях промисловості за рахунок розширення сфери застосування атомної енергії для виробництва водню, технологічного тепла, синтетичного палива. Неминуча масового використання нових енергетичних технологій визначається якісною зміною екологічних вимог в енергетичній сфері та на транспорті.

Потенціал впровадження атомної енергії у “неелектричній” сфері визначається обсягами енергоспоживання технологічного тепла промисловістю та не поступається за масштабами електроенергетики. У сфері обробних виробництв лідерами споживання теплової енергії є хімічна промисловість, нафтопереробка, металургія (таблиця 1)

Таблиця 1. Споживання тепла обробними виробництвами (2007)

Таким чином, впровадження ядерних технологій у теплопостачання промислових процесів є актуальним завданням, яке ще потребує свого вирішення.

Єдиною на сьогоднішній день ядерною технологією, що реально здатна найповніше вирішити задачу заміщення органічного палива в промисловому теплопостачанні та транспорті, є технологія високотемпературних модульних гелієвих реакторів (МГР).

Переваги МГР визначаються такими факторами:

Можливість нагрівання теплоносія на виході з активної зони до температури 1000 °С, що розширює сферу застосування ядерної енергії не тільки для виробництва електроенергії та комунального тепла, але і для технологічних цілей, включаючи виробництво водню;

Можливість використання різних схем енергоблоку: з газотурбінним циклом, з паротурбінним циклом, з контуром передачі високотемпературного тепла до технологічних виробництв;

Пасивним принципом відведення залишкового тепла, що забезпечує високий рівеньбезпеки, у тому числі за повної втрати теплоносія першого контуру;

Забезпеченням режиму нерозповсюдження матеріалів, що діляться, яке засноване на властивостях керамічного мікропалива;

Низьким тепловим впливом на навколишнє середовищезавдяки можливості реалізації ефективних термодинамічних циклів перетворення теплової енергії на електрику (у прямому газотурбінному циклі Брайтона ККД перетворення енергії може сягати 50 % і вище);

Можливістю комбінованого вироблення електроенергії та тепла;

Мінімальною кількістю систем та компонентів реакторної установки (РУ) та станції при використанні газотурбінного циклу в першому контурі, що створюють передумови для зниження капітальних та експлуатаційних витрат;

Можливістю модульного виконання блоку з широким діапазоном потужності модуля (від 200 до 600 МВт) та варіюванням потужності АС набором модулів;

2. Конструктивні рішення енергоджерел для промислового теплопостачання

Виходячи з прогнозних досліджень розвитку та потреб енергетичного ринку, виконані передконцептуальні опрацювання прототипної комерційної РУ МГР з уніфікованим модульним гелієвим реактором тепловою потужністю ~200 МВт та на її основі низки енергоджерел для різного енерготехнологічного застосування.

Проектною основою для цих розробок стали світовий досвід створення експериментальних установок з високотемпературним газоохолоджуваним реактором (ВТГР), досвід розробки в Росії (понад 40 років) проектів РУ з ВТГР різного рівняпотужності (від 100 до 1000 МВт) та призначення.

Також використовувалися результати розробок проекту реакторної установки ГТ-МГР із модульним гелієвим реактором, що виконується в рамках російсько-американської програми.

У рамках опрацювань було розглянуто кілька варіантів МГР для енерготехнологічного призначення:

Для виробництва електроенергії та комунального теплопостачання, з перетворенням теплової енергії активної зони на електричну в прямому газотурбінному (ГТ) циклі Брайтона – МГР-100 ГТ;

Для виробництва електроенергії та водню методом високотемпературного електролізу пари (ВЕП) – МГР-100 ВЕП;

Для виробництва водню шляхом парової конверсії метану (ПКМ) –
МГР-100 ПКМ;

Для високотемпературного теплопостачання нафтохімічного виробництва(НП) -МГР-100 НП.

Кожен варіант установки МГР-100 складається з енергетичної та технологічної частин.

Енергетична частина максимально уніфікована для всіх варіантів і є енергоблоком, що включає реактор і, в залежності від призначення, газотурбінний блок перетворення енергії (БПЕ), призначений для виробництва електроенергії, та (або) блоки теплообмінного обладнання.

Технологічна частина МГР-100, залежно від призначення, є або технологічною установкою з виробництва водню або контури високотемпературного теплопостачання, що забезпечують теплом різні технологічні процеси.

Основними критеріями при виборі технічних рішень були забезпечення високих техніко-економічних показників щодо вироблення електроенергії та високопотенційного тепла, мінімізація впливу на обслуговуючий персонал, населення та довкілля, виключення радіоактивного забруднення технологічного продукту.

В основу конфігурації енергоджерела покладено такі принципи.

Потужність реактора та його конструкція універсальні для всіх варіантів енергоджерела, розрізняються лише параметри теплоносія. Вибір рівня потужності РУ (215 МВт) визначався:

Потреби електроенергетики та комунального теплопостачання;

Потребами промислових підприємств у високо- та середньотемпературному теплопостачанні технологічних процесів;

Технологічними можливостями вітчизняних підприємств із виготовлення основного обладнання РУ, включаючи корпуси.

Реактор – модульний з активною зоною, що складається з шестигранних призматичних ТВС, з гелієвим теплоносієм, що має властивості внутрішньої самозахищеності. Безпека забезпечується рахунок використання пасивних принципів дії систем. Залишкові тепловиділення і акумульоване тепло відводяться від активної зони через корпус реактора до системи охолодження шахти реактора і далі в атмосферу за допомогою природних фізичних процесів теплопровідності, випромінювання, конвекції без перевищення меж безпечної експлуатації палива, в тому числі і в аваріях з повною втратою активів і

Циркуляція теплоносія у петлях першого контуру здійснюється головною циркуляційною газодувкою (ГЦГ) або компресорами турбомашини БПЕ.

Компонування всіх варіантів МГР-100, що розглядаються, виконано з урахуванням вимог безпечної експлуатації реакторної установки при всіх можливих на АС аваріях. Кожна РУ розміщується в головній будівлі АС, що складається з наземної частини, що є будівлею техобслуговування та перевантаження реактора (центральним залом) та підземного контейнменту (захисної оболонки РУ) низького тиску, розташованого під центральним залом.

У контейнменті розміщуються енергетичне обладнання реакторної установки та обладнання основних систем, важливих для безпеки. Контейнмент виконаний з монолітного залізобетону, герметичний, з внутрішніми розмірами: діаметр 35 м, висота не більше 35 м, здатний при розгерметизації першого контуру РУ та/або трубопроводів другого контуру витримати внутрішній тиск середовища до 0,5 МПа. Контейнмент забезпечує оптимальне використання площ та обсягів приміщень, високу компактність розміщення обладнання, полегшення операцій із заміни обладнання та перевантаження палива, герметичність по відношенню до суміжних приміщень головної будівлі АС та навколишнього середовища, відведення тепла в ґрунт у запроектних аваріях.

Конструкція обладнання першого контуру має блочне виконання. Основне енергетичне обладнання МГР-100 розміщується в сталевому блоці корпусів, який складається з вертикального корпусу реактора, одного-трьох вертикальних корпусів БПЕ та теплообмінного обладнання та одного-трьох горизонтальних сполучних корпусів, що зв'язують вертикальні корпуси в єдиний корпус високого тиску (Рис. 1). Корпуси основного обладнання за своїми розмірами аналогічні корпусу реактора ВВЕР. Особливу увагуприділено мінімізації кількості зовнішніх трубопроводів першого контуру.

Рис.1. Компонування реакторних установок: а) МГР-100 ГТ; б) МГР-100 ВЕП; в) МГР-100 ПКМ; г) МГР-100 НПЗ

У варіантах енергоджерел для МГР-100 ГТ та МГР-100 ВЕП (Рис. 2,3) передбачається застосування уніфікованого газотурбінного БПЕ. Центральне місце в БПЕ займає турбомашина (ТМ), що є агрегатом вертикального виконання, що складається з турбокомпресора (ТК) і генератора, ротори яких мають різну частоту обертання - 9000 об/хв і 3000 об/хв, відповідно. Як основні опори застосовані електромагнітні підшипники. Генератор розташований поза контуром циркуляції гелію в середовищі повітря. Попередній та проміжний холодильники БПЕ розміщені навколо ТК. Рекуператор розташований у верхній частині корпусу вище осі гарячого газоходу. Скидне тепло відводиться від першого контуру в попередньому та проміжному холодильниках БПЕ системою охолоджувальної води і далі до атмосферного повітря в сухих градирнях вентиляторних. Можна розглянути варіант використання скидного тепла для опалювальних потреб та гарячого водопостачання.

Блоки теплообмінників призначені передачі теплової енергії від реактора споживачеві в енерготехнологічні виробництва. Залежно від робочого середовища, типу процесу та ймовірності потрапляння радіоактивності в продукт технологічного виробництва та забруднення радіоактивними продуктами обладнання, може застосовуватися дво- або триконтурна схема РУ.

Так, в АС для виробництва водню методом високотемпературного електролізу пари (МГР-100 ВЕП) та методом парової конверсії метану (МГР-100 ПКМ) застосована двоконтурна схема. У цих процесах основним компонентом технологічного середовища є водяна пара. Проведений аналіз показує, що за можливих аварійних ситуаціяхз розгерметизацією парогенератора або високотемпературного теплообмінника ефекти надходження водородовмісних продуктів реактор надійно регулюються системами управління та захисту реактора.

Варіант енергоджерела для постачання теплом нафтохімічного виробництва (МГР-100 НП) передбачає триконтурну теплову схему. Передача тепла від РУ споживачеві здійснюється через високотемпературний проміжний теплообмінник "гелій-гелій" і проміжний контур гелієвий, і далі до мережевого контуру НП. Таке рішення обмежує вихід радіоактивності в контур мережі, забезпечуючи радіаційну чистоту технологічного продукту, а також мінімальне забруднення першого контуру технологічними домішками.

Основними технічними заходами, спрямованими на виключення потенційної небезпеки потрапляння радіоактивності в продукт технологічного виробництва, є створення та підтримання гарантованого перепаду тиску (~0,5 МПа), спрямованого у бік першого контуру, а для варіанта МГР-100 НП ще й запровадження проміжного контуру. Експлуатаційні протікання гелію з проміжного контуру в перший контур не надають негативного впливу на РУ.

2.1 Енергоджерело МГР-100 ГТ для виробництва електроенергії та комунального теплопостачання

Енергоджерело МГР-100 ГТ призначене для виробництва електроенергії в прямому газотурбінному циклі. Висока температураскидного тепла газотурбінного циклу (понад 100 °С) дозволяє використовувати його для гарячого водопостачання та теплопостачання. У кліматичних умовах Росії така функціональна можливість має велике значення. Свідченням цього є дані щодо річної витрати природного газу на виробництво електроенергії та тепла, які становлять ~ 135 і 200 млрд. м 3 відповідно.

МГР-100 ГТ може експлуатуватися у двох режимах: в режимі виробництва електроенергії та в комбінованому режимі виробництва електроенергії та комунального теплопостачання за рахунок утилізації скидного тепла. Таким чином, крім вищого ККД виробництва електроенергії, МГР-100 ГТ надає потенційну можливість отримати коефіцієнт використання тепла близько 99%.

Під час роботи установки в комбінованому режимі скидне тепло відводиться до теплоносія мережного контуру в мережевих теплообмінниках. У режимі виробництва лише електроенергії мережевий контур вимкнено, і скидне тепло відводиться до атмосферного повітря в сухих градирнях вентиляторних.

Принципова схемаМГР-100 ГТ представлена ​​на Рис. 2. Необхідна температура мережі, що підводиться до споживача, (150 ºС) забезпечується за рахунок зменшення витрати та підвищення тиску в контурі охолоджувальної води БПЕ. Щоб не допустити в комбінованому режимі підвищення температури гелію на вході в рекуператор понад допустимі межі (600 °С), організована байпасна гілка з регульованим перепуском гелію першого контуру крім рекуператора з боку ВД (з виходу КВД на вихід рекуператора з боку ВД).

Рис.2. Принципова схема МГР-100 ГТ

Основні параметри МГР-100 ГТ у режимі видачі електроенергії та комунального теплопостачання наведено в таблиці 2. У комбінованому режимі електрична потужність установки складе 57 МВт, теплова потужність, що відводиться мережевою водою, 154 МВт.

Собівартість електроенергії, що виробляється з урахуванням корисного використанняскидного тепла з метою побутового теплопостачання практично знижується удвічі, проти варіантом роботи у режимі вироблення електроенергії. При цьому слід враховувати економічний ефектвід виключення теплових викидів у довкілля.

2.2 Енергоджерела МГР-100 ВЕП та МГР-100 ПКМ для виробництва водню

Перехід до водневої економіки ґрунтується, у тому числі, на створенні технології використання енергії ВТГР у процесах виробництва водню, що мають високу термодинамічну та техніко-економічну ефективність. Ці процеси, по можливості, повинні виключати споживання органічного палива, насамперед нафти та газу, які мають обмежені запаси та є цінною сировиною для промисловості. До таких процесів відноситься отримання водню з води за допомогою наступних основних способів: електроліз, термохімічне розкладання та високотемпературний електроліз пари. Їхня вартість не залежить від зростаючих цін на нафту і газ, на відміну, наприклад, від отримання водню з метану. У той же час для першого етапу освоєння водневої енергетики, при ще відносно низьких цінахна газ, розглядаються процеси одержання водню з метану. Аналіз вимог до ефективності виробництва споживаної енергії та рівня температури тепла дозволяє сформулювати вимоги до ВТГР як джерела енергії, основними з яких є:

Виробництво високопотенційного тепла до 950 ° С;

Відсутність забруднення водню радіоактивними речовинами або їх прийнятно низький рівень;

Низька вартість виробництва водню проти традиційними способами;

Найвищий рівень безпеки енерготехнологічного комплексу.

Як основні процеси виробництва водню на етапі концептуальних проробок МГР-100 розглядаються:

Високотемпературний електроліз води;

Парова конверсія газу (метану).

Принципова схема МГР-100 ВЕПдля виробництва електроенергії та перегрітої пари необхідних параметрів з метою отримання водню методом високотемпературного електролізу представлена ​​на Рис. 3.

За основу варіанта МГР-100 ВЕП прийнята конфігурація РУ з паралельною схемою розташування петель теплообміну в першому контурі. Одна петля включає реактор, парогенеруючий блок та ГЦГ. Інша - реактор та БПЕ. Таким чином, частина теплової енергії (~10 %), що виробляється в активній зоні реактора, передається в ПГБ для потреб водневого виробництва, решта перетворюється на БПЕ електричну енергіюу прямому газотурбінному циклі.

Мал. 3. Принципова схема МГР-100 ВЕП

Основні параметри установки наведені в таблиці 3. Температура гелію на виході з реактора становить 850 °С, що не перевищує відповідної температури прототипної РУ ГТ-МГР. Другий контур призначений для виробництва перегрітої пари в парогенераторі (Рис. 4). Циркуляція гелію в ПГБ здійснюється головною циркуляційною газодувкою. Підведення води та відведення пари проводиться через кришку ПГ. Перегріта до необхідних параметрів пара відводиться трубопроводами в установку високотемпературного електролізу на твердооксидних електрохімічних елементах, в якій водяна пара розкладається на водень і кисень з поділом цих реагентів. Установка ВЕП забезпечується електроенергією, що виробляється генератором БПЕ.

Принципова схема МГР-100 ПКМДля вироблення високопотенційного тепла з метою отримання водню методом парової конверсії метану представлена ​​на Рис.5.

Парова конверсія метану є на сьогодні основним промислово освоєним та пристосованим для першого етапу впровадження технологій виробництва водню (разом з ВТГР) процесом. На ньому засноване світове виробництво водню. Поєднання ВТГР і ПКМ дозволяє приблизно 40 % знизити споживання газу, отже, і витрати, необхідні виробництва водню. Економічна ефективністьВикористання ПКМ визначається ціною на газ і температурою споживаного тепла. Необхідна температура нагрівання парогазової суміші повинна бути не нижче 800 С, причому подальше підвищення температури ефективності процесу практично не впливає.

Рис.5. Принципова схема МГР-100 ПКМ

Теплова енергія відводиться від реактора до робочого середовища другого контуру (парогазової суміші) у високотемпературних теплообмінниках (СОТ), які є складовою термоконверсійного апарату (ТКА). Реалізація конверсії метану (CH 4 +H 2 0(пар)+тепло→CO 2 +4H 2) відбувається у ТКА за триступеневою схемою. Парогазова суміш (пар - 83,5%, CH 4 - 16,5%) подається послідовно в три ступені - ТКА1, ТКА2 та ТКА3. Це і визначає конфігурацію теплопередаючого блоку РУ. Він складається з трьох окремих високотемпературних теплообмінників СОТ 1, СОТ 2, СОТ 3 (Рис.6), що представляють окремі ступені (секції) блоку. Розташування секцій СОТ по ходу теплоносія першого контуру – паралельне, по ходу парогазової суміші – послідовне.

Після ТКА-3 парогазова суміш (пар-55 %, СН 4 , Н 2 , СО, 2 - 45 %) з великою концентрацією водню послідовно проходить блок очищення від СО 2 і Н 2 Про і направляється в блок відділення водню. Поворотна фракція та природний газзмішуються з перегрітою парою і потім направляються в ТКА. Циркуляція гелію в першому контурі здійснюється ГЦГ, парогазової суміші компресорами.

Основні параметри установки наведено у таблиці 4. Температура гелію на виході з реактора становить 950 ºС.

Залежно від типу компонування (петльової або блокової) основного обладнання РУ, конфігурація теплопередаючого блоку може бути різною. У блоковій компонуванні основне обладнання РУ з'єднується за допомогою коротких патрубків типу "труба в трубі", до складу теплопередаючого блоку доцільно включити ГЦГ.

2.3 Енергоджерело МГР-100 НПЗ для нафтохімічного виробництва

МГР-100 НПЗ призначена для вироблення високопотенційного або середньопотенційного тепла з метою забезпечення технологічних потреб нафтохімічного виробництва (нагрівання мережевих теплоносіїв), що дозволить заощадити близько 14% нафти, що переробляється. Проектною базою для неї послужив розроблений у Росії у 80-ті роки ескізний проектмодульного реактора з активною зоною із кульових твелів та температурою гелію на виході 750 °С. Проект орієнтовано вироблення тепла для технологічних процесів з урахуванням вимог типового нафтопереробного заводу.

Рис.7. Принципова схема МГР-100 НПЗ

Принципова схема МГР-100 НПЗ представлена ​​Рис.7. Циркуляція гелію в першому та другому контурах – примусова та здійснюється циркуляційними газодувками. Робочим середовищем мережевого контуру є нітрит-нітратна сіль. Основні параметри установки наведено у таблиці 5.

Основними споживачами тепла НПЗ (~50 % теплової потужності реактора) є трубчасті печі, призначені для термокаталітичної переробки нафти. За рівнем нагрівання нафтопродуктів у печах процеси нафтопереробки поділяються на три типи: низькотемпературні (до 400 °С), середньотемпературні (до 550 °С) та високотемпературні (до 900 °С). Тепло від РУ МГР-100 НПЗ використовується також і для покриття потреб НПЗ у технологічній парі (~35 % від теплової потужності реактора) та електроенергії (~15 % від теплової потужності реактора).

Теплопередавальний блок складається із проміжного теплообмінника (ПТО), ГЦГ, внутрішньокорпусних металоконструкцій (ВКМ).

ПТО (Рис.8) складається з трубної системи, комплекту каналів (37 шт), що збирає камери гарячого гелію проміжного контуру, елементів їх кріплення та герметизації. Головна циркуляційна газодувка змонтована у нижній частині корпусу ПТО.

3 Проблемні питання

В рамках виконаних проектів розроблено схемну конфігурацію та 3-D компонування установок, визначено параметри контурів та характеристики основного обладнання, проведено розрахункове обґрунтування основних компонентів конструкції, аналіз експлуатаційних та аварійних режимів, попередній аналізвартості створення та будівництва РУ, визначено етапи та плани НДДКР. Більшість необхідних НДДКР, у тому числі по реактору, турбомашині та її компонентам, рекуператору, попередньому та проміжному холодильникам, ВКМ, проводяться в даний час в обсязі технологічних розробок РУ ГТ-МГР і МГР-Т.

Основними питаннями, що вимагають проведення додаткових НДДКР, є:

Відпрацювання технологічності виготовлення високотемпературних теплообмінників;

Обґрунтування безпеки РУ для виробництва водню;

Розробка алгоритмів регулювання потужності РУ разом із системами управління технологічними процесами;

Проведення атестаційних випробувань жароміцних металевих матеріалів.

Одним з основних обмежень зі збільшенням температури гелію на виході з реактора є гранично допустима температура тривалої експлуатації ВКМ реактора. При збільшенні температури гелію на вході в активну зону до 600 °З досягнення прийнятної температури матеріалу корпусу реактора (~350 °С) передбачається доопрацювати конструкцію активної зони в частині відведення тепла до системи охолодження корпусу реактора.

Серйозні вимоги пред'являються до газоходів, що транспортують нагріте технологічне середовище з температурою до 900 °С, яке не повинно знижуватися через теплові втрати, оскільки від температури залежить ефективність технологічного процесу.

Водневе виробництво є потенційним джерелом вибухонебезпечності. При аналізі безпеки МГР-100 як вихідні події слід розглядати аварії в технологічній частині станції або на промислових майданчиках. За цих аварій можливий викид технологічної сировини або продуктів переробки. З точки зору вжиття захисних заходів, найгірші наслідки безпеки можуть бути внаслідок впливу ударної хвилі після вибуху цих продуктів.

Як один з критеріїв безпеки слід приймати неперевищення максимального викиду вибухонебезпечних сумішей технологічне виробництво. Кількість викиду визначається допустимим значенням надлишкового тиску у фронті ударної хвилі, прийнятим для захисної оболонки, систем та елементів АС.

При аналізі таких аварій слід розглядати як сценарії з можливістю вибуху в безпосередній близькості від реактора, так і безпеку за рахунок просторового поділу ядерної та технологічної частини.

4 Висновок

Розвиток технології МГР у Росії від початку було спрямовано використання атомної енергетики як виробництва електрики, але й промислового теплопостачання як альтернатива використання органічного палива.

Технологія модульних ВТГР, завдяки унікальним властивостям з ефективності, безпеки та екологічності, може забезпечити комплексне енергопостачання електрикою, теплом та паливом, у тому числі вирішити актуальну проблемуекономічно ефективного виробництва водню

Екологічно безпечні та вимагають невеликих витрат на створення та обслуговування атомні станції малої потужності на основі ВТГР можуть стати важливими елементами інфраструктури ядерної енергетикипоточного сторіччя.

Виконані на цей час проектні та експериментальні роботи з варіантів модульних МГР-100 для різного енерготехнологічного застосування підтверджують можливість задоволення вимог до реакторних установок нового покоління.

Відпрацювання енерготехнології ВТГР на базі МГР-100 дозволить суттєво знизити загальні витратиза програмою ВТГР та продемонструвати можливості та переваги з метою подальшої комерціалізації цієї технології.

Список літератури

1. "Атомна теплофікація Росії - наявний досвід, потенціал галузі, проблеми розвитку" Болдирєв В.М., Збірник тез міжгалузевої науково-технічної конференції "Регіональна Атомна Енергетика" (Атом Регіон-2009), 17-18 листопада 2009 року, Нижній Новгород.

2. Енергетична стратегія Росії на період до 2030 року. Затверджено розпорядженням Уряду Росії від 13 листопада 2009 р. №1715

3. "Можливості та перспективи використання ядерних високотемпературних реакторів для забезпечення енергоємних виробництв енергійниками" Пономарьов-Степовий Н.М., Столяревський А.Я., Кодочигов Н.Г. Збірник тез міжгалузевої науково-технічної конференції “Регіональна Атомна Енергетика” (Атом Регіон-2009), 17-18 листопада 2009 року, Нижній Новгород.

4. Стаття «Розвиток централізованого теплопостачання у Росії», стор. 2-15. Журнал «Теплоенергетика №12; 2009» С.П.Філіппов, Інститут енергетичних досліджень РАН.

5. Васяєв А.В., Володимирський М.К. та ін. Енергоджерело на основі ВТГР для енерготехнологічного застосування. Схемно конструктивні рішення. - Праці міжнародного форуму з проблем науки, техніки та освіти (Том 2) / За редакцією В.В. Вишневського. - М: Академія наук про Землю, 2008., с.108-112, ISBN 978-5-93411-050-6.

6. Кирюшин А.І., Кодочігов Н.Г., Кузавков Н.Г. e.a. Project of the GT-MHR є високим temperature helium reactor with gas turbine. - Nucl. Engng Design, 1997, v. 173, p. 119-129.

7. High temperature gas cooled reactor - source of energy for commercial production of hydrogen. Мітенков Ф.М., Кодочігов Н.Г., Васяев А.В., Головко В.Ф., Пономарев-Степной Н.Н., Кухаркін Н.Й., Столяровский А.Я. - Nuclear power, vol. 97, issue 6, December 2004, p. 432-446.

Росія та США спільно розробляють проект АЕС майбутнього. Вона значно перевершить усі колишні системи і з безпеки, і з економічності, і з багатьма іншими параметрами. Атомна енергетика ще сказала свого останнього слова.

Незважаючи на зростання використання сонячних батарей, енергії вітру та хвиль, інших альтернатив, від «класичної» енергетики нам у найближчі десятиліття не втекти. А тут, мабуть, найбільш екологічною є, як не дивно, атомна енергетика.

Так, утилізація відпрацьованого ядерного палива- Складна проблема, але зовсім не безнадійна. Читайте про деякі проекти: реальний, що вже йде, а більш фантастичний.

Про небезпеку аварій на АЕС ми скажемо нижче. Але якщо їх немає – атомна станція немов і не існує – її викиди нульові.

А от теплові станції отруюють атмосферу мільйонами тонн отрут та парникових газів. І радіоактивними речовинами теж, до речі, які містяться, скажімо, у вугіллі та потрапляють із вихлопом станції у трубу.

Гідроелектростанції, здається, чисті. Але їх скрізь не поставиш, а водосховища, до речі, незворотно змінюють природу на багато десятків кілометрів навколо, зачіпають місце існування тисяч видів, чинять величезний тиск на земну кору (що не дуже здорово в сейсмонебезпечних зонах).

Ядерний синтез? Так, є цікаві варіанти (не ITER), але це на перспективу. А найближчими роками коло начебто замикається – «палитимемо» уран. Наприклад, у супер-АЕС, розробленій спільно Росією та США.

Нова схема АЕС усуває з її конструкції безліч колишніх систем. Оскільки вузлів менше, те й надійність – вище (ілюстрація із сайту gt-mhr.ga.com).

З американської сторони головним учасником проекту є компанія General Atomics , і з російської – Досвідчене конструкторське бюро машинобудування імені І. І. Африкантова (ОКБМ) у Нижньому Новгороді, підпорядковується Федеральному агентству з атомної енергії РФ .

Мінатом і затіяв співпрацю з американцями по даному проектуще 1993 року. А зараз розроблений і ескізний проект реактора (і станції), та й куди більш детальні розробки – давно йдуть повним ходом.

А оскільки в новому типі АЕС фахівці бачать майбутнє атомної енергетики – познайомимося ближче, як вона працюватиме.

Називається ця система Gas Turbine – Modular Helium Reactor (GT-MHR), а російською – «Газова турбіна – модульний гелієвий реактор» – ГТ-МГР.

Основних ідей тут дві. Ядерний реактор з охолодженням газоподібним гелієм і з внутрішньо властивою безпекою (тобто – чим сильніше нагрівання – тим слабша реакція, просто виходячи з «фізики» реактора, аж до зупинки природним шляхом, без будь-якої участі системи управління) і – найкоротше перетворення енергії з гарячого гелію. на, з розміщенням турбогенератора та реактора в закритих капсулах під землею.

Жодних великих труб, насосів, турбін, і маси інших «залізняків» над поверхнею. Пристрій АЕС спрощується у рази.

Десятки систем зникають за помахом чарівної палички. Жодних проміжних теплоносіїв, що змінюють фазу (рідина-пар), ніяких громіздких теплообмінників, майже - ніяких шляхів для можливого витоку чогось радіоактивного.

Все капсульоване. При цьому навіть відмова системи керування не веде до розплавлення палива. Все автоматично згасає і повільно остигає за рахунок розсіювання тепла в ґрунт, що оточує станцію.

Паливо для станції – це оксид та карбід урану або оксид плутонію, виконані у вигляді кульок діаметром всього 0,2 міліметра та покриті кількома шарами різної термостійкої кераміки. Кульки «насипаються» у стрижні, ті формують збирання і так далі.

Фізичні (маса конструкції, умови протікання реакції) та геометричні параметри реактора такі (порівняно низька щільність енергії, наприклад), що за будь-якого розвитку подій, навіть повної втрати теплоносія, ці кульки не розплавляться.

Та й вся активна зона виконана з графіту – ніяких металоконструкцій тут немає взагалі, а жароміцний сплав застосований лише у зовнішньому корпусі – капсулі.

Отже, навіть якщо весь персонал станції дружно «піде пити пиво», нічого страшного для навколишньої природи не станеться – температура в серці АЕС підскочить максимум до 1600 градусів за Цельсієм, але активна зона при цьому не розплавиться. Реактор сам почне охолоджуватися, віддаючи тепло в навколишній грунт.

Схема "серця" станції. Зліва – турбіна з електрогенератором та теплообмінниками, справа – реактор (ілюстрація із сайту gt-mhr.ga.com).

Застосування як теплоносія гелію обіцяє ряд переваг. Він хімічно інертний і не викликає корозії вузлів. Він не змінює свого агрегатного стану. Він впливає коефіцієнт розмноження нейтронів. Зрештою, його зручно направляти в газову турбіну.

Вона капсульована разом з насосами та теплообмінниками та обертається виключно на осьових та радіальних електромагнітних підшипниках – підшипники кочення передбачені як аварійні.

Про теплообмінники слід сказати особливо. Той гелій, що охолоджує реактор, робить у турбінній установці кілька "петель", максимально віддаючи свою енергію турбогенератору. Крім того, там є додаткове охолодження гелію водою, але у разі будь-якої аварії – система обійдеться зовсім без неї, реактор не розплавиться.

Результат усіх цих новацій – ККД станції– до 50%, проти 32% у існуючих АЕС, плюс — набагато повніше вироблення ядерного палива (а отже – менше опроміненого урану та менше високоактивних відходів на кожен мегават-годину отриманої енергії), простота конструкції, а отже – менша вартість зведення та простіше контроль над роботою.

І, звісно, ​​безпека. Американці пишуть, що ГТ-МГР – перша у світі АЕС, яка буде відповідати першому рівню безпеки.

Усього їх 4, з них нульовий – це найвищий. 0 – це фантастика. Тут нічого ніколи статися не може і взагалі – ні небезпечних матеріалів. Перший рівень – найвищий із реально можливих. При ньому АЕС, по ідеї, не потрібні особливі системи безпеки, оскільки сам реактор має внутрішній, конструктивно визначений «імунітет» від будь-яких помилок операторів і технічних пошкоджень.

Станція у Чорнобилі мала, за версією американців, третій (найгірший) рівень безпеки, що означає критичність системи до помилок людей чи несправності обладнання. Зараз багато станцій, що діють, вийшли на рівень безпеки «2».

ОКБМ пишет, что «Стратегия развития атомной энергетики России предусматривает сооружение головной АЭС ГТ-МГР и установки по производству топлива для неё на Сибирском химическом комбинате (Северск, Томской области) к 2010 году, а к 2012-2015 годам — создание и ввод в эксплуатацию первой четырёхмодульной АЭС ГТ-МГР».

Схема циркуляції гелію (ілюстрація із сайту gt-mhr.ga.com).

Американці ж, у свою чергу, повідомляють цікаві подробиці: оскільки ГТ-МГР може споживати не тільки уран, а й збройовий плутоній, такі АЕС стають ідеальним пристроєм для його утилізації, не тільки безпечною, а й у певному сенсі вигідною. Наприклад, Сіверськ буде (частково, звичайно), забезпечувати себе електроенергією за рахунок «російських боєголовок, що скорочуються».

А плутоній, який вивантажуватимуть із реактора після «роботи», за своїми параметрами — абсолютно безперспективний для гіпотетичного застосування ядерної зброї, Що для світової безпеки теж непогано.

Але й США зацікавлені у проекті – високий термічний ККД зв'язки «гелієвий реактор – замкнута газова турбіна» – це колосальна вигода, як у плані економіки, і безпеки навколишнього середовища.

Потрібно додати, що теплова потужність однієї такої установки становитиме 600 мегават, а електрична – 285 мегават.

Розрахунковий термін служби ГТ-МГР – 60 років. Чи встигнуть на той час розробити промислові реактори синтезу, чи альтернативна енергетика стане справді масовою?

Цілі проекту ГТ-МГР

• Створення установки, що відповідає вимогам до технологій XXI століття щодо безпеки, конкурентоспроможності та мінімізації впливу на довкілля.
• Введення в експлуатацію першого блоку ГТ-МГР не пізніше 2023 р. з мінімізацією НДДКР шляхом використання накопиченого світового досвіду за технологією ВТГР.
• Використання першого та кількох наступних блоків для випалювання надлишкового збройового плутонію.
• Створення бази для подальшого комерційного застосування цієї технології з метою виробництва електроенергії та тепла для побутових та промислових потреб, включаючи виробництво водню.

Особливості конструкції

ТВЕЛи являють собою мікросфери з оксиду плутонію, оксиду або нітриду урану діаметром 0,2-0,5 мм у багатошаровій оболонці з піролітичного вуглецю та карбіду кремнію. Відповідно до проектних розрахунків, такий мікроТВЕЛ здатний ефективно утримувати уламки поділу як за нормальних умов експлуатації (1250 0 С), так і при аварійних режимах (1600 0 С).

Обидва модулі реакторної установки розташовуються у вертикальних залізобетонних шахтах, що знаходяться нижче рівня землі.

Основні технічні характеристики

Переваги

• Високий ККД;
• Спрощення конструкції АЕС завдяки модульному устрою реактора;
• Використання палива у вигляді мікрочастинок з багатошаровим керамічним покриттям дозволяє ефективно утримувати продукти поділу при високих ступенях вигоряння (до 640 МВт на добу/кг) та температурах (до 1600 °C);
• Застосування кільцевої активної зони з низькою енергонапруженістю дозволяє здійснювати відведення залишкового тепла від реактора методами природної циркуляції повітря;
• Багаторазове резервування систем управління та захисту;
• Використання гелію в якості теплоносія, речовини хімічно інертної і не впливає на баланс нейтронів;
• Проектом також передбачається можливість утилізації збройового плутонію. Одна установка ГТ-МГР, що складається із чотирьох реакторів, за час експлуатації здатна переробити 34 тонни цієї речовини. Відповідно до проектної документації, таке опромінене паливо може зберігатися без додаткової переробки.

Недоліки

• Низька потужність. Для заміни одного блоку ВВЕР-1000 потрібно чотири блоки ГТ-МГР. Цей недолік викликаний, з одного боку, застосуванням газового теплоносія, що володіє невеликою теплоємністю порівняно з водою або натрієм, і, з іншого боку, низькою енергонапруженістю активної зони як результату виконання підвищених вимог до безпеки реактора. Ця особливість ставить під сумнів докази про спрощення конструкції АЕС із ГТ-МГР;
• Освіта великої кількостіβ-активного вуглецю 14 C , прийнятних способів утилізації якого не існує, а запаси, накопичені при експлуатації реакторів РБМК вже досить великі. При попаданні в навколишнє середовище 14 C має тенденцію накопичуватися в живих організмах;
• Відсутність прийнятної схеми переробки та поховання відпрацьованого палива. Переробка речовин, що містять кремній, дуже складна для хімічної технології. Таким чином, паливо, одного разу потрапивши в реактор, буде виведено назавжди з ядерно-паливного циклу.
• На даний час немає відпрацьованої промислової технологіївиробництва ТВЕЛів з плутонію, що пов'язано з його вкрай складною хімією. Налагодження такого виробництва вимагає капіталовкладень, які можна порівняти або навіть перевищують вкладення в переробку урану за всю історію атомної промисловості. Тому заява про використання ГТ-МГР для утилізації плутонію зброї виглядає досить сумнівною. При цьому слід також враховувати, що у світі накопичено близько 400 т плутонію, тобто його може вистачити на життєвий циклвсього 10 енергоблоків (по 4 реактори).
• Використання гелію як теплоносій, т.к. у разі аварії, пов'язаної з розгерметизацією реактора, весь теплоносій неминуче буде заміщений важчим повітрям.

Основні етапи

• 1995-1997 рр. - Концептуальний проект.
• 2000-2002 рр. - ескізний проект.
• 2003-2005 рр. - Технічний проект.
• 2005-2008 рр. - введення в експлуатацію паливного виробництвадля прототипного модуля
• 2009-2010 рр. - Введення в експлуатацію прототипного модуля ГТ-МГР.
• 2007-2011 рр. - введення в експлуатацію паливного виробництва для 4-х модульного енергоблоку АС ГТ-МГР.
• 2012-2015 рр. - введення в експлуатацію 4-х модульного енергоблока АС ГТ-МГ

У теперішній моментйдуть детальніші розробки проекту.