Основные характеристики ру с втгр. Применение высокотемпературных модульных гелиевых реакторов для теплоснабжения энергоемких производств Основные технические характеристики

Россия и США совместно разрабатывают проект атомной электростанции будущего. По мнению разработчиков, она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от «классической» энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.

Экологи постоянно говорят о том, что тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. Гидроэлектростанции, а точнее сопутствующие водохранилища, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору.

Новая схема АЭС устраняет из её конструкции множество прежних систем. С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics, а с российской - Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И.И. Африкантова в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ.

А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики - познакомимся поближе, как же она будет работать.

Называется эта система Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски - «Газовая турбина - модульный гелиевый реактор» - ГТ-МГР. В создании принципиально новой АЭС принимает участие большое количество американских и российских институтов и организаций, а также - компании из Франции и Японии.

Новизна проекта заключается в двух основных постулатах.Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть - чем сильнее нагрев - тем слабее реакция) и кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона. Поскольку капсулы активного вещества закапываются в землю, то отпадает необходимость в использовании дополнительного оборудования (насосов, турбин, поверхностных труб), что упрощает устройство станции и снижает затраты на ее строительство и обслуживание.

Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

Топливо для станции - это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Высокореактивные металлы «насыпаются» в стержни, те формируют сборку и так далее. Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.

Вся активная зона выполнена из графита - никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе - капсуле. Так что даже если весь персонал станции по каким-либо причинам не сможет приступить к обслуживанию оборудования, температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.

В основе работы станции, как уже упоминалось выше, лежит газовая турбина - модульный гелиевый реактор. ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии - замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли. Основными преимуществами использования данного устройства выступают его высокий коэффициент полезного действия и невозможность разрушения активной зоны в случае аварии. Недостатком, который выделяют разработчики, на данный момент является невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя, обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием, и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Но эта незначительная, на первый взгляд, особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР.

Д.т.н. А.Я. Столяревский, ведущий научный сотрудник НИЦ «Курчатовский институт»,
директор «Центра КОРТЭС», г. Москва;
к.т.н. Н.Г. Кодочигов, главный конструктор, А.В. Васяев, начальник отдела,
д.т.н. В.Ф. Головко, главный специалист, М.Е. Ганин, ведущий инженер-конструктор,
ОАО «ОКБМ Африкантов», г. Нижний Новгород

1. Введение

Рост мировых потребностей в топливе и энергии при ресурсных и экологических ограничениях традиционной энергетики делает актуальной своевременную подготовку новой энергетической технологии, способной взять на себя существенную часть прироста энергетических нужд, стабилизируя потребление органического топлива. Энергетическая стратегия России на период до 2020 года определяет коммунальное теплоснабжение как наиболее социально значимый и топливоемкий сектор экономики. Востребованность атомных энергоисточников в сферах электрогенерации и бытового теплоснабжения обусловлена ростом стоимости органического топлива и увеличением энергопотребления. Ключевыми факторами при создании ядерных энергоблоков являются высокая безопасность энергоустановок и их коммерческая привлекательность. “Стратегия развития атомной энергетики России до 2030 года и на период до 2050 года”, одобренная Правительством Российской Федерации предусматривает к 2020 году выработку тепла атомными энергоисточниками до 30 млн.Гкал/год с годовым замещением потребления до 24 млрд.м 3 газа . Создание и внедрение атомных станций в секторе теплоснабжения позволит создать новые генерирующие мощности и обеспечить экономию природного газа для экспорта за границу, что является фактором геополитического значения.

Однако даже крупномасштабное внедрение атомной энергии в сферу электрической генерации и коммунального теплоснабжения не решает проблему растущего спроса на моторное топливо и промышленное тепло. Долгосрочный сценарий развития атомной энергетики до 2050 года предусматривает замещение органического топлива не только в коммунальном секторе, но и в энергоемких отраслях промышленности за счет расширения сферы применения атомной энергии для производства водорода, технологического тепла, синтетического топлива . Неизбежность массового использования новых энергетических технологий определяется качественным изменением экологических требований в энергетической сфере и на транспорте .

Потенциал внедрения атомной энергии в “неэлектрической” сфере определяется объемами энергопотребления технологического тепла промышленностью и не уступает по масштабам электроэнергетике. В сфере обрабатывающих производств лидерами по потреблению тепловой энергии являются химическая промышленность, нефтепереработка, металлургия (таблица 1).

Таблица 1. Потребление тепла обрабатывающими производствами (2007 г.)

Таким образом, внедрение ядерных технологий в теплоснабжение промышленных процессов является актуальной задачей, которая еще требует своего решения.

Единственной на сегодняшний день ядерной технологией, реально способной наиболее полно решить задачу замещения органического топлива в промышленном теплоснабжении и транспорте, является технология высокотемпературных модульных гелиевых реакторов (МГР).

Преимущества МГР определяются следующими факторами:

Возможностью нагрева теплоносителя на выходе из активной зоны до температуры 1000 °С, что расширяет сферу применения ядерной энергии не только для производства электроэнергии и коммунального тепла, но и для технологических целей, включая производство водорода;

Возможностью использования различных схем энергоблока: с газотурбинным циклом, с паротурбинным циклом, с контуром передачи высокотемпературного тепла к технологическим производствам;

Пассивным принципом отвода остаточного тепла, обеспечивающим высокий уровень безопасности, в том числе при полной потере теплоносителя первого контура;

Обеспечением режима нераспространения делящихся материалов, которое основано на свойствах керамического микротоплива;

Низким тепловым воздействием на окружающую среду благодаря возможности реализации эффективных термодинамических циклов преобразования тепловой энергии в электричество (в прямом газотурбинном цикле Брайтона КПД преобразования энергии может достигать 50 % и выше);

Возможностью комбинированной выработки электроэнергии и тепла;

Минимальным количеством систем и компонентов реакторной установки (РУ) и станции при использовании газотурбинного цикла в первом контуре, создающие предпосылки для снижения капитальных и эксплуатационных затрат;

Возможностью модульного исполнения блока с широким диапазоном мощности модуля (от 200 до 600 МВт) и варьированием мощности АС набором модулей;

2. Конструктивные решения энергоисточников для промышленного теплоснабжения

Исходя из прогнозных исследований развития и потребностей энергетического рынка, выполнены предконцептуальные проработки прототипной коммерческой РУ МГР с унифицированным модульным гелиевым реактором тепловой мощностью ~200 МВт и на ее основе ряда энергоисточников для различного энерготехнологического применения.

Проектной основой для этих разработок послужили мировой опыт создания экспериментальных установок с высокотемпературным газоохлаждаемым реактором (ВТГР), опыт разработки в России (более 40 лет) проектов РУ с ВТГР различного уровня мощности (от 100 до 1000 МВт) и назначения.

Также использовались результаты разработок проекта реакторной установки ГТ-МГР с модульным гелиевым реактором, выполняемого в рамках российско-американской программы.

В рамках проработок были рассмотрены несколько вариантов МГР для энерготехнологического назначения:

Для производства электроэнергии и коммунального теплоснабжения, с преобразованием тепловой энергии активной зоны в электрическую в прямом газотурбинном (ГТ) цикле Брайтона – МГР-100 ГТ;

Для производства электроэнергии и водорода методом высокотемпературного электролиза пара (ВЭП) – МГР-100 ВЭП;

Для производства водорода методом паровой конверсии метана (ПКМ) –
МГР-100 ПКМ;

Для высокотемпературного теплоснабжения нефтехимического производства (НП) –МГР-100 НП.

Каждый вариант установки МГР-100 состоит из энергетической и технологической частей.

Энергетическая часть максимально унифицирована для всех вариантов и представляет собой энергоблок, включающий реактор и, в зависимости от назначения, газотурбинный блок преобразования энергии (БПЭ), предназначенный для производства электроэнергии, и (или) блоки теплообменного оборудования.

Технологическая часть МГР-100, в зависимости от назначения, представляет собой или технологическую установку по производству водорода или контуры высокотемпературного теплоснабжения, снабжающие теплом различные технологические процессы.

Основными критериями при выборе технических решений являлись обеспечение высоких технико-экономических показателей в части выработки электроэнергии и высокопотенциального тепла, минимизация воздействия на обслуживающий персонал, население и окружающую среду, исключение радиоактивного загрязнения технологического продукта.

В основу конфигурации энергоисточника положены следующие принципы.

Мощность реактора и его конструкция универсальны для всех вариантов энергоисточника, различаются только параметры теплоносителя. Выбор уровня мощности РУ (215 МВт) определялся:

Потребностями электроэнергетики и коммунального теплоснабжения;

Потребностями промышленных предприятий в высоко- и среднетемпературном теплоснабжении технологических процессов;

Технологическими возможностями отечественных предприятий по изготовлению основного оборудования РУ, включая корпуса.

Реактор – модульный с активной зоной, состоящей из шестигранных призматических ТВС, с гелиевым теплоносителем, обладающий свойствами внутренней самозащищенности. Безопасность обеспечивается за счёт использования пассивных принципов действия систем. Остаточные тепловыделения и аккумулированное тепло отводятся от активной зоны через корпус реактора к системе охлаждения шахты реактора и далее в атмосферу с помощью естественных физических процессов теплопроводности, излучения, конвекции без превышения пределов безопасной эксплуатации топлива, в том числе и в авариях с полной потерей теплоносителя первого контура, при отказе всех активных средств циркуляции и источников энергоснабжения.

Циркуляция теплоносителя в петлях первого контура осуществляется главной циркуляционной газодувкой (ГЦГ) или компрессорами турбомашины БПЭ.

Компоновка всех рассматриваемых вариантов МГР-100 выполнена с учетом требований безопасной эксплуатации реакторной установки при всех возможных на АС авариях. Каждая РУ размещается в главном здании АС, состоящем из наземной части, являющейся зданием техобслуживания и перегрузки реактора (центральным залом) и подземного контейнмента (защитной оболочки РУ) низкого давления, расположенного под центральным залом.

В контейнменте размещаются энергетическое оборудование реакторной установки и оборудование основных систем, важных для безопасности. Контейнмент выполнен из монолитного железобетона, герметичный, с внутренними размерами: диаметр 35 м, высота не более 35 м, способен при разгерметизации первого контура РУ и/или трубопроводов второго контура выдержать внутреннее давление среды до 0,5 МПа. Контейнмент обеспечивает оптимальное использование площадей и объемов помещений, высокую компактность размещения оборудования, облегчение операций по замене оборудования и перегрузке топлива, герметичность по отношению к смежным помещениям главного здания АС и окружающей среде, отвод тепла в грунт в запроектных авариях.

Конструкция оборудования первого контура имеет блочное исполнение. Основное энергетическое оборудование МГР-100 размещается в стальном блоке корпусов, который состоит из вертикального корпуса реактора, одного-трёх вертикальных корпусов БПЭ и теплообменного оборудования и одного-трёх горизонтальных соединительных корпусов, связывающих вертикальные корпуса в единый корпус высокого давления (Рис. 1). Корпуса основного оборудования по своим размерам аналогичны корпусу реактора ВВЭР. Особое внимание уделено минимизации количества внешних трубопроводов первого контура.

Рис.1. Компоновка реакторных установок: а) МГР-100 ГТ; б) МГР-100 ВЭП; в) МГР‑100 ПКМ; г) МГР‑100 НПЗ

В вариантах энергоисточников для МГР-100 ГТ и МГР-100 ВЭП (Рис. 2,3) предусматривается применение унифицированного газотурбинного БПЭ. Центральное место в БПЭ занимает турбомашина (ТМ), представляющая собой агрегат вертикального исполнения, состоящий из турбокомпрессора (ТК) и генератора, роторы которых имеют различную частоту вращения – 9000 об/мин и 3000 об/мин, соответственно. В качестве основных опор применены электромагнитные подшипники. Генератор размещен вне контура циркуляции гелия в среде воздуха. Предварительный и промежуточный холодильники БПЭ размещены вокруг ТК. Рекуператор расположен в верхней части корпуса выше оси горячего газохода. Сбросное тепло отводится от первого контура в предварительном и промежуточном холодильниках БПЭ системой охлаждающей воды и далее к атмосферному воздуху в сухих вентиляторных градирнях. Возможно рассмотреть вариант использования сбросного тепла для отопительных нужд и горячего водоснабжения.

Блоки теплообменников предназначены для передачи тепловой энергии от реактора потребителю в энерготехнологические производства. В зависимости от рабочей среды, типа процесса и вероятности попадания радиоактивности в продукт технологического производства и загрязнения радиоактивными продуктами оборудования, может применяться двух- или трехконтурная схема РУ.

Так, в АС для производства водорода методом высокотемпературного электролиза пара (МГР-100 ВЭП) и методом паровой конверсии метана (МГР-100 ПКМ) применена двухконтурная схема. В этих процессах основным компонентом технологической среды является водяной пар. Проведенный анализ показывает, что при возможных аварийных ситуациях с разгерметизацией парогенератора или высокотемпературного теплообменника эффекты поступления водородосодержащих продуктов в реактор надежно регулируются системами управления и защиты реактора.

Вариант энергоисточника для снабжения теплом нефтехимического производства (МГР-100 НП) предусматривает трехконтурную тепловую схему. Передача тепла от РУ потребителю осуществляется через высокотемпературный промежуточный теплообменник "гелий-гелий" и промежуточный гелиевый контур, и далее к сетевому контуру НП. Такое решение ограничивает выход радиоактивности в сетевой контур, обеспечивая радиационную чистоту технологического продукта, а также минимальное загрязнение первого контура технологическими примесями.

Основными техническими мерами, направленными на исключение потенциальной опасности попадания радиоактивности в продукт технологического производства, являются создание и поддержание гарантированного перепада давления (~0,5 МПа), направленного в сторону первого контура, а для варианта МГР-100 НП еще и введение промежуточного контура. Эксплуатационные протечки гелия из промежуточного контура в первый контур не оказывают отрицательного воздействия на РУ.

2.1 Энергоисточник МГР-100 ГТ для производства электроэнергии и коммунального теплоснабжения

Энергоисточник МГР-100 ГТ предназначен для производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле. Высокая температура сбросного тепла газотурбинного цикла (более 100 °С) позволяет использовать его для горячего водоснабжения и теплоснабжения. В климатических условиях России такая функциональная возможность имеет большое значение. Свидетельством тому являются данные по годовому расходу природного газа на производство электроэнергии и тепла, которые составляют ~ 135 и 200 млрд. м 3 , соответственно.

МГР-100 ГТ может эксплуатироваться в двух режимах: в режиме только производства электроэнергии и в комбинированном режиме производства электроэнергии и коммунального теплоснабжения за счет утилизации сбросного тепла. Таким образом, кроме более высокого КПД производства электроэнергии, МГР-100 ГТ предоставляет потенциальную возможность получить коэффициент использования тепла около 99 %.

При работе установки в комбинированном режиме сбросное тепло отводится к теплоносителю сетевого контура в сетевых теплообменниках. В режиме производства только электроэнергии сетевой контур отключен, и сбросное тепло отводится к атмосферному воздуху в сухих вентиляторных градирнях.

Принципиальная схема МГР-100 ГТ представлена на Рис. 2. Требуемая температура подводимой к потребителю сетевой воды (150 ºС) обеспечивается за счет уменьшения расхода и повышения давления в контуре охлаждающей воды БПЭ. Чтобы не допустить в комбинированном режиме повышения температуры гелия на входе в рекуператор сверх допустимых пределов (600 °С), организована байпасная ветка с регулируемым перепуском гелия первого контура помимо рекуператора по стороне ВД (с выхода КВД на выход рекуператора по стороне ВД).

Рис.2. Принципиальная схема МГР-100 ГТ

Основные параметры МГР-100 ГТ в режиме выдачи электроэнергии и коммунального теплоснабжения приведены в таблице 2. В комбинированном режиме электрическая мощность установки составит 57 МВт, тепловая мощность, отводимая сетевой водой, 154 МВт.

Себестоимость вырабатываемой электроэнергии с учетом полезного использования сбросного тепла для целей бытового теплоснабжения практически снижается в два раза, по сравнению с вариантом работы только в режиме выработки электроэнергии. При этом следует учитывать экономический эффект от исключения тепловых выбросов в окружающую среду.

2.2 Энергоисточники МГР-100 ВЭП и МГР-100 ПКМ для производства водорода

Переход к водородной экономике основывается, в том числе, на создании технологии использования энергии ВТГР в процессах производства водорода, имеющих высокую термодинамическую и технико-экономическую эффективность. Эти процессы, по возможности, должны исключать потребление органического топлива, прежде всего нефти и газа, которые имеют ограниченные запасы и являются ценным сырьем для промышленности. К таким процессам относится получение водорода из воды с помощью следующих основных способов: электролиз, термохимическое разложение и высокотемпературный электролиз пара. Их стоимость не зависит от постоянно возрастающих цен на нефть и газ, в отличие, например, от получения водорода из метана. В то же время для первого этапа освоения водородной энергетики, при еще относительно низких ценах на газ, рассматриваются процессы получения водорода из метана. Анализ требований к эффективности производства потребляемой энергии и уровню температуры тепла позволяет сформулировать требования к ВТГР как к источнику энергии, основными из которых являются:

Производство высокопотенциального тепла до 950 °С;

Отсутствие загрязнения водорода радиоактивными веществами или их приемлемо низкий уровень;

Низкая стоимость производства водорода по сравнению с традиционными способами;

Высокий уровень безопасности энерготехнологического комплекса.

В качестве основных процессов производства водорода на этапе концептуальных проработок МГР-100 рассматриваются:

Высокотемпературный электролиз воды;

Паровая конверсия природного газа (метана).

Принципиальная схема МГР-100 ВЭП для производства электроэнергии и перегретого пара требуемых параметров с целью получения водорода методом высокотемпературного электролиза представлена на Рис. 3.

За основу для варианта МГР-100 ВЭП принята конфигурация РУ с параллельной схемой расположения петель теплообмена в первом контуре. Одна петля включает реактор, парогенерирующий блок и ГЦГ. Другая - реактор и БПЭ. Таким образом, часть тепловой энергии (~10 %), вырабатываемой в активной зоне реактора, передается в ПГБ для нужд водородного производства, остальная часть преобразуется в БПЭ в электрическую энергию в прямом газотурбинном цикле.

Рис. 3. Принципиальная схема МГР-100 ВЭП

Основные параметры установки приведены в таблице 3. Температура гелия на выходе из реактора составляет 850 °С, что не превышает соответствующей температуры в прототипной РУ ГТ-МГР. Второй контур предназначен для производства перегретого пара в парогенераторе (Рис. 4). Циркуляция гелия в ПГБ осуществляется главной циркуляционной газодувкой. Подвод воды и отвод пара производится через крышку ПГ. Перегретый до требуемых параметров пар отводится по трубопроводам в установку высокотемпературного электролиза на твердооксидных электрохимических элементах, в которой водяной пар разлагается на водород и кислород с разделением этих реагентов. Установка ВЭП снабжается электроэнергией, вырабатываемой генератором БПЭ.

Принципиальная схема МГР‑100 ПКМ для выработки высокопотенциального тепла с целью получения водорода методом паровой конверсии метана представлена на Рис.5.

Паровая конверсия метана является на сегодня основным промышленно освоенным и приспособленным для первого этапа внедрения технологий производства водорода (совместно с ВТГР) процессом. На нем основано существующее мировое производство водорода. Сочетание ВТГР и ПКМ позволяет примерно на 40 % снизить потребление природного газа, а следовательно, и затраты, необходимые для производства водорода. Экономическая эффективность внедрения ПКМ определяется ценой на газ и температурой потребляемого тепла. Требуемая температура нагрева парогазовой смеси должна быть не ниже 800 С, причем дальнейшее повышение температуры на эффективность процесса практически не влияет.

Рис.5. Принципиальная схема МГР-100 ПКМ

Тепловая энергия отводится от реактора к рабочей среде второго контура (парогазовой смеси) в высокотемпературных теплообменниках (ВТО), которые являются составной частью термоконверсионного аппарата (ТКА). Реализация конверсии метана (CH 4 +H 2 0(пар)+тепло→CO 2 +4H 2) происходит в ТКА по трехступенчатой схеме. Парогазовая смесь (пар - 83,5 %, CH 4 – 16,5 %) подается последовательно в три ступени - ТКА1, ТКА2 и ТКА3. Это и определяет конфигурацию теплопередающего блока РУ. Он состоит из трех отдельных высокотемпературных теплообменников ВТО 1, ВТО 2, ВТО 3 (Рис.6), представляющих отдельные ступени (секции) блока. Расположение секций ВТО по ходу теплоносителя первого контура – параллельное, по ходу парогазовой смеси– последовательное.

После ТКА-3 парогазовая смесь (пар-55 %, СН 4 , Н 2 , СО, СО 2 – 45 %) с большой концентрацией водорода последовательно проходит блок очистки от СО 2 и Н 2 О и направляется в блок отделения водорода. Возвратная фракция и природный газ смешиваются с перегретым паром и затем направляются в ТКА. Циркуляция гелия в первом контуре осуществляется ГЦГ, парогазовой смеси –компрессорами.

Основные параметры установки приведены в таблице 4. Температура гелия на выходе из реактора составляет 950 ºС.

В зависимости от типа компоновки (петлевая или блочная) основного оборудования РУ, конфигурация теплопередающего блока может быть различной. В блочной компоновке основное оборудование РУ соединяется с помощью коротких патрубков типа "труба в трубе", в состав теплопередающего блока целесообразно включить также и ГЦГ.

2.3 Энергоисточник МГР‑100 НПЗ для нефтехимического производства

МГР-100 НПЗ предназначена для выработки высокопотенциального или среднепотенциального тепла с целью обеспечения технологических нужд нефтехимического производства (нагрев сетевых теплоносителей), что позволит сэкономить около 14 % перерабатываемой нефти. Проектной базой для нее послужил разработанный в России в 80-е годы эскизный проект модульного реактора с активной зоной из шаровых твэлов и температурой гелия на выходе 750 °С. Проект был ориентирован на выработку тепла для технологических процессов на основе требований типового нефтеперерабатывающего завода.

Рис.7. Принципиальная схема МГР-100 НПЗ

Принципиальная схема МГР-100 НПЗ представлена на Рис.7. Циркуляция гелия в первом и втором контурах – принудительная и осуществляется циркуляционными газодувками. Рабочей средой сетевого контура является нитрит-нитратная соль. Основные параметры установки приведены в таблице 5.

Основными потребителями тепла НПЗ (~50 % от тепловой мощности реактора) являются трубчатые печи, предназначенные для термокаталитической переработки нефти. По уровню нагрева нефтепродуктов в печах процессы нефтепереработки делятся на три типа: низкотемпературные (до 400 °С), среднетемпературные (до 550 °С) и высокотемпературные (до 900 °С). Тепло от РУ МГР-100 НПЗ используется также и для покрытия потребностей НПЗ в технологическом паре (~35 % от тепловой мощности реактора) и электроэнергии (~15 % от тепловой мощности реактора).

Теплопередающий блок состоит из промежуточного теплообменника (ПТО), ГЦГ, внутрикорпусных металлоконструкций (ВКМ).

ПТО (Рис.8) состоит из трубной системы, комплекта каналов (37 шт), собирающей камеры “горячего” гелия промежуточного контура, элементов их крепления и герметизации. Главная циркуляционная газодувка смонтирована в нижней части корпуса ПТО.

3 Проблемные вопросы

В рамках выполненных проектов разработаны схемная конфигурация и 3-D компоновка установок, определены параметры контуров и характеристики основного оборудования, проведены расчётное обоснование основных компонентов конструкции, анализ эксплуатационных и аварийных режимов, предварительный анализ стоимости создания и строительства РУ, определены этапы и планы НИОКР. Большая часть требуемых НИОКР, в том числе по реактору, турбомашине и ее компонентам, рекуператору, предварительному и промежуточному холодильникам, ВКМ, проводятся в настоящее время в объеме технологических разработок РУ ГТ-МГР и МГР-Т .

Основными вопросами, требующими проведения дополнительных НИОКР, являются:

Отработка технологичности изготовления высокотемпературных теплообменников;

Обоснование безопасности РУ для производства водорода;

Разработка алгоритмов регулирования мощности РУ совместно с системами управления технологическими процессами;

Проведение аттестационных испытаний жаропрочных металлических материалов.

Одним из основных ограничений при увеличении температуры гелия на выходе из реактора является предельно допустимая температура длительной эксплуатации ВКМ реактора. При увеличении температуры гелия на входе в активную зону до 600 °С для достижения приемлемой температуры материала корпуса реактора (~350 °С) предполагается доработать конструкцию активной зоны в части отвода тепла к системе охлаждения корпуса реактора.

Серьезные требования предъявляются к газоходам, транспортирующим нагретую технологическую среду с температурой до 900 °С, которая не должна снижаться из-за тепловых потерь, поскольку от уровня температуры зависит эффективность технологического процесса.

Водородное производство представляет собой потенциальный источник взрывоопасности. При анализе безопасности МГР-100 в качестве исходных событий следует рассматривать аварии в технологической части станции или на промышленных площадках. При этих авариях возможен выброс технологического сырья или продуктов переработки. С точки зрения принятия защитных мер, наихудшие последствия для безопасности могут быть вследствие воздействия ударной волны после взрыва этих продуктов.

В качестве одного из критериев безопасности следует принимать непревышение максимального выброса взрывоопасных смесей в технологическом производстве. Количество выброса определяется допустимым значением избыточного давления во фронте ударной волны, принятым для защитной оболочки, систем и элементов АС.

При анализе таких аварий следует рассматривать как сценарии с возможностью взрыва в непосредственной близости от реактора, так и обеспечение безопасности за счет пространственного разделения ядерной и технологической части.

4 Заключение

Развитие технологии МГР в России с самого начала было направлено на использования атомной энергетики не только для производства электричества, но и для промышленного теплоснабжения как альтернатива использования органического топлива.

Технология модульных ВТГР, благодаря уникальным свойствам по эффективности, безопасности и экологичности, может обеспечить комплексное энергоснабжение электричеством, теплом и топливом, в том числе решить актуальную проблему экономически эффективного производства водорода.

Экологически безопасные и требующие небольших затрат на создание и обслуживание атомные станции малой мощности на основе ВТГР могут стать важными элементами инфраструктуры ядерной энергетики текущего столетия.

Выполненные к настоящему времени проектные и экспериментальные работы по вариантам модульных МГР-100 для различного энерготехнологического применения подтверждают возможность удовлетворения требований к реакторным установкам нового поколения.

Отработка энерготехнологии ВТГР на базе МГР-100 позволит существенно снизить общие затраты по программе ВТГР и продемонстрировать возможности и преимущества с целью дальнейшей коммерциализации этой технологии.

Список литературы

1. “Атомная теплофикация России – имеющийся опыт, потенциал отрасли, проблемы развития” Болдырев В.М., Сборник тезисов межотраслевой научно-технической конференции “Региональная Атомная Энергетика” (Атом Регион-2009), 17-18 ноября 2009 года, Нижний Новгород.

2. Энергетическая стратегия России на период до 2030 года. Утверждена распоряжением Правительства России от 13 ноября 2009г №1715

3. “Возможности и перспективы использования ядерных высокотемпературных реакторов для обеспечения энергоемких производств энергносителями“ Пономарев-Степной Н.Н., Столяревский А.Я., Кодочигов Н.Г. Сборник тезисов межотраслевой научно-технической конференции “Региональная Атомная Энергетика” (Атом Регион-2009), 17-18 ноября 2009 года, Нижний Новгород.

4. Статья «Развитие централизованного теплоснабжения в России», стр. 2-15. Журнал «Теплоэнергетика №12; 2009» С.П.Филиппов, Институт энергетических исследований РАН.

5. Васяев А.В., Владимирский М.К. и др. Энергоисточник на основе ВТГР для энерготехнологического применения. Схемно-конструктивные решения. - Труды международного форума по проблемам науки, техники и образования (Том 2)/Под редакцией В.В. Вишневского. - М.: Академия наук о Земле, 2008., с.108-112, ISBN 978-5-93411-050-6.

6. Kiryushin A.I., Kodochigov N.G., Kuzavkov N.G. e.a. Project of the GT-MHR high-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. Mitenkov F.M., Kodochigov N.G., Vasyaev A.V., Golovko V.F., Ponomarev-Stepnoy N.N., Kukharkin N.Ye., Stolyarevsky A.Ya. - Nuclear power, vol. 97, issue 6, December 2004, p. 432-446.

Россия и США совместно разрабатывают проект АЭС будущего. Она значительно превзойдёт все прежние системы и по безопасности, и по экономичности, и по многим другим параметрам. Атомная энергетика ещё не сказала своего последнего слова.

Несмотря на рост использования солнечных батарей, энергии ветра и волн, прочих альтернатив, от «классической» энергетики нам в ближайшие десятилетия не уйти. А здесь, пожалуй, наиболее экологичной является, как ни странно, энергетика атомная.

Да, утилизация отработанного ядерного топлива – сложная проблема, но совсем не безнадёжная. Читайте о некоторых проектах: реальный и уже идущий, а более фантастический.

Об опасности аварий на АЭС мы скажем ниже. Но если их нет – атомная станция словно и не существует – её выбросы нулевые.

А вот тепловые станции отравляют атмосферу миллионами тонн ядов и парниковых газов. И радиоактивными веществами тоже, кстати, которые содержатся, скажем, в угле и попадают с выхлопом станции в трубу.

Гидроэлектростанции, кажется, чистые. Но их везде не поставишь, а водохранилища, кстати, необратимо меняют природу на многие десятки километров вокруг, затрагивают среду обитания тысяч видов, оказывают огромное давление на земную кору (что не шибко здорово в сейсмоопасных зонах).

Ядерный синтез? Да, есть интересные варианты (не ITER), но это – на перспективу. А в ближайшие годы круг, вроде, замыкается – будем «жечь» уран. Например, в супер-АЭС, разработанной совместно Россией и США.

Новая схема АЭС устраняет из её конструкции множество прежних систем. А так как узлов меньше, то и надёжность – выше (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

С американской стороны главным участником проекта является компания General Atomics , а с российской – Опытное конструкторское бюро машиностроения имени И. И. Африкантова (ОКБМ) в Нижнем Новгороде, подчиняющееся Федеральному агентству по атомной энергии РФ .

Минатом и затеял сотрудничество с американцами по данному проекту ещё в 1993 году. А к настоящему моменту разработан и эскизный проект реактора (и станции), да и куда более детальные разработки – давно идут полным ходом.

А поскольку в новом типе АЭС специалисты видят будущее атомной энергетики – познакомимся поближе, как же она будет работать.

Называется эта система Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR), а по-русски — «Газовая турбина — модульный гелиевый реактор» — ГТ-МГР.

Основных идей тут две. Ядерный реактор с охлаждением газообразным гелием и с внутренне присущей безопасностью (то есть – чем сильнее нагрев – тем слабее реакция, просто исходя из «физики» реактора, вплоть до остановки естественным путём, без всякого участия системы управления) и – кратчайшее преобразование энергии горячего гелия в электричество – с помощью газовой турбины так называемого замкнутого цикла Брайтона, с размещением турбогенератора и реактора в закрытых капсулах под землёй.

Никаких обширных труб, насосов, турбин, и массы других «железяк» над поверхностью. Устройство АЭС упрощается в разы.

Десятки систем исчезают по мановению волшебной палочки. Никаких промежуточных теплоносителей, меняющих фазу (жидкость-пар), никаких громоздких теплообменников, почти – никаких путей для возможной утечки чего-нибудь радиоактивного.

Всё капсулировано. При этом даже отказ системы управления не ведёт к расплавлению топлива. Всё автоматически затухает и медленно остывает за счёт рассеивания тепла в грунт, окружающий станцию.

Топливо для станции – это оксид и карбид урана или оксид плутония, выполненные в виде шариков диаметром всего 0,2 миллиметра и покрытые несколькими слоями различной термостойкой керамики. Шарики «насыпаются» в стержни, те формируют сборку и так далее.

Физические (масса конструкции, условия протекания реакции) и геометрические параметры реактора таковы (сравнительно низкая плотность энергии, например), что при любом развитии событий, даже полной потере теплоносителя, эти шарики не расплавятся.

Да и вся активная зона выполнена из графита – никаких металлоконструкций тут нет вообще, а жаропрочный сплав применён лишь в самом внешнем корпусе — капсуле.

Так что даже если весь персонал станции дружно «уйдёт пить пиво», ничего страшного для окружающей природы не случится – температура в сердце АЭС подскочит максимум до 1600 градусов по Цельсию, но активная зона при этом не расплавится. Реактор же сам начнёт охлаждаться, отдавая тепло в окружающий грунт.

Схема «сердца» станции. Слева – турбина с электрогенератором и теплообменниками, справа – реактор (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Применение же в качестве теплоносителя гелия сулит ряд преимуществ. Он химически инертен и не вызывает коррозию узлов. Он не меняет своего агрегатного состояния. Он не влияет на коэффициент размножения нейтронов. Наконец, его удобно направлять в газовую турбину.

Она капсулирована вместе с насосами и теплообменниками и вращается исключительно на осевых и радиальных электромагнитных подшипниках – подшипники качения предусмотрены как аварийные.

Про теплообменники нужно сказать особо. Тот гелий, что охлаждает реактор, делает в турбинной установке несколько «петель», максимально отдавая свою энергию турбогенератору. Кроме того, там есть дополнительное охлаждение гелия водой, но в случае какой-либо аварии – система обойдётся вовсе без неё, реактор не расплавится.

Результат всех этих новаций – КПД станции – до 50%, против 32% у существующих АЭС, плюс — намного более полная выработка ядерного топлива (а значит – меньше облучённого урана и меньше высокоактивных отходов на каждый мегаватт-час полученной энергии), простота конструкции, а значит — меньше стоимость возведения и проще контроль над работой.

И, конечно, безопасность. Американцы пишут, что ГТ-МГР – первая в мире АЭС, которая будет соответствовать первому уровню безопасности.

Всего их 4, из них нулевой – это самый высокий. 0 — это фантастика. Тут ничего никогда случиться не может и вообще – нет опасных материалов. Первый уровень – самый высокий из реально возможных. При нём АЭС, по идее, не требуются особые системы безопасности, так как у самого реактора имеется внутренний, конструктивно предопределённый «иммунитет» от любых ошибок операторов и технических повреждений.

Станция в Чернобыле имела, по версии американцев, третий (худший) уровень безопасности, что означает критичность системы к ошибкам людей или неисправности оборудования. Сейчас многие действующие станции вышли на уровень безопасности «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 циркуляции гелия (иллюстрация с сайта gt-mhr.ga.com).

Американцы же, в свою очередь сообщают интересные подробности: поскольку ГТ-МГР может потреблять не только уран, но и оружейный плутоний, такие АЭС становятся идеальным устройством по его утилизации, не только безопасной, но ещё и в определённом смысле выгодной. Например, Северск будет (частично, конечно), обеспечивать себя электроэнергией за счёт «сокращаемых» российских боеголовок.

А плутоний, который будут выгружать из реактора после «работы», по своим параметрам — совершенно бесперспективен для гипотетического применения в ядерном оружии, что для мировой безопасности тоже неплохо.

Но и США заинтересованы в проекте – высокий термический КПД связки «гелиевый реактор – замкнутая газовая турбина» – это колоссальная выгода, как в плане экономики, так и сохранности окружающей среды.

Нужно добавить, что тепловая мощность одной такой установки составит 600 мегаватт, а электрическая – 285 мегаватт.

Расчётный же срок службы ГТ-МГР – 60 лет. Успеют к тому времени разработать промышленные реакторы синтеза, или альтернативная энергетика станет действительно массовой?

Цели проекта ГТ-МГР

• Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
• Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
• Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония .
• Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода .

Особенности конструкции

ТВЭЛы представляют собой микросферы из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2-0,5 мм в многослойной оболочке из пиролитического углерода и карбида кремния . В соответствии с проектными расчётами, такой микроТВЭЛ способен эффективно удерживать осколки деления как при нормальных условиях эксплуатации (1250 0 С), так и при аварийных режимах (1600 0 С).

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.

Основные технические характеристики

Достоинства

• Высокий КПД;
• Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
• Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600 °C);
• Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
• Многократное резервирование систем управления и защиты;
• Использование гелия в качестве теплоносителя , вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов ;
• Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония . Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацей, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.

Недостатки

• Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя , обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием , и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
• Образование большого количества β-активного углерода 14 C , приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК , уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду, 14 C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
• Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний , очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
• В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония , что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, т. е. его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
• Использование гелия в качестве теплоносителя , т.к. в случае аварии, связанной с разгерметизацией реактора, весь теплоноситель неизбежно будет замещен более тяжелым воздухом.

Основные этапы

• 1995-1997 гг. - концептуальный проект.
• 2000-2002 гг. - эскизный проект.
• 2003-2005 гг. - технический проект.
• 2005-2008 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
• 2009-2010 гг. - ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
• 2007-2011 гг. - ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
• 2012-2015 гг. - ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ

В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.