Модульный высокотемпературный гелиевый реактор. Гелиевая аэс обещает ни за что не взрываться Основные технические характеристики
В сравнении с СO 2 гелий имеет существенные преимущества. Гелий инертен и даже при очень высокой температуре не вступает в химические соединения, не агрессивен по отношению к карбидам, в форме которых возможно использование ядерного горючего в реакторах на быстрых нейтронах. В сравнении с жидкометаллическим теплоносителем (см. гл. 16) гелий упрощает эксплуатацию АЭС на быстрых нейтронах, удешевляет оборудование такой АЭС, ускоряет ее строительство. Теплофизические свойства гелия позволяют получать в активной зоне, особенно при давлении 30,0 МПа, существенно большие теплосъемы, чем при углекислоте. Поэтому гелий рассматривается в настоящее время как возможный теплоноситель для реакторов на быстрых нейтронах, хотя в сравнении с жидкометаллическим теплоносителем интенсивность теплосъема в реакторе на гелии относительно невелика. Динамические особенности и меньшая теплоемкость активной зоны на быстрых нейтронах на гелиевом теплоносителе усложняют ее создание. Соответствующие разработки ведутся, но еще не доведены до промышленной реализации.
Более проработано применение гелия для АЭС с реактором на тепловых нейтронах. Как указывалось в 17.1, при этом возможны как двухконтурная, так и одноконтурная схемы АЭС. Для одноконтурной схемы рекомендуется давление гелия, равное 9,0 МПа, но при этом усложняется забота по снижению утечки теплоносителя (повышенная текучесть - один из недостатков гелия наряду с его дороговизной), поэтому гелий является пока теплоносителем только для двух-контурной АЭС. В сравнении с водным теплоносителем преимущества гелия заключаются в возможности достижения очень высокой температуры газа (см. 17.1). На рис. 17.5 представлены основные варианты использования высокотемпературного газового реактора (ВТГР) с гелиевым охлаждением.
Как видно из рисунка, ВТГР рассматриваются в качестве источника комплексного производства различных видов энергии. Особое значение они приобретают для вытеснения органического топлива из энергоемких технологических процессов, причем требующих часто высокопотенциальной теплоты (ВПТ). Некоторые технологические процессы используют высокую температуру, равную 950 - 1050 ℃. Получить соответствующие температуры гелия на выходе из реактора пока невозможно. В настоящее время двухконтурная схема позволяет получать после реактора температуру гелия до 750 ℃. При этом можно рассматривать подогрев теплоносителя до более высокой температуры за пределами АЭС, например, в электродуговых установках. В этом случае органическое топливо окажется вытесненным не полностью, но в очень большой мере.
а, б
- выработка только электроэнергии турбинами на СКП (а) и ДКП (б); в
- выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной теплоты; г
- выработка электроэнергии и отпуск высокопотенциальной теплоты; д
- выработка электроэнергии и отпуск низкопотенциальной и высокопотснциальной теплоты; е
- отпуск низкопотенциальной и высокопотенциальной теплоты без выработки электроэнергии;
1
- реактор; 2
- парогенератор; 3
- газодувка; 4
- паровая турбина; 5
- конденсатор; 6
- питательный насос; 7
- низкопотснциальный теплообменник; 8
- высокопотенциальный теплообменник
Вытеснение органического топлива за счет АЭС с ВТГР улучшает чистоту воздушного бассейна. Выбор места расположения АЭС с ВТГР зависит от их назначения. При выработке ими ВПТ и низкопотенциальной теплоты (НПТ) следует
располагать ВТГР по возможности ближе к потребителям теплоты. Высокий КПД АЭС с ВТГР способствует уменьшению расхода пара на турбину и в конденсатор, то есть уменьшает потребные расходы циркуляционной охлаждающей воды конденсаторов. Соответственно, с одной стороны, уменьшается тепловое "загрязнение" водоемов и, с другой стороны, облегчается выбор участка для размещения АЭС. Большое преимущество ВТГР - практическое отсутствие активации теплоносителя при поддержании его высокой чистоты в норма ной эксплуатации, что облегчает проведение ремонтных работ и не требует систематической сложной дезактивации элементов контура.
Отличительная особенность ВТГР - относительно низкая энергонапряженность активной зоны реактора, составляющая около 5 - 8 МВт/м 3 . Реактор тепловой мощностью 3000 МВт имеет объем активной зоны 400 - 500 м 3 . В связи с этим мощные реакторы такого типа можно размещать только в корпусах из предварительно-напряженного железобетона. В монолитном железобетонном цилиндре, предварительное напряжение которого достигается с помощью натянутых домкратами тросов, предусмотрено несколько полостей, в которых располагают основное оборудование первого контура: активную зону, стержни СУЗ, отражатель, парогенераторы, теплообменники, газодувки - интегральная компоновка. С точки зрения возможного растрескивания корпус из предварительно напряженного железобетона предпочтительнее стального. В стальном корпусе возможен внезапный (типа взрывного) разрыв, в бетонном корпусе такой разрыв исключается. К другим преимуществам такого корпуса можно отнести повышенную сейсмическую стойкость, а также возможность использования его в качестве биологической защиты и склонность к "самозалечиванию" трещин, возникающих в процессе работы.
К настоящему времени в мире построено и испытано три опытных реактора на тепловых нейтронах электрической мощностью до 40 МВт. Кроме того, в США действует прототипная АЭС "Форт-Сент-Врейн" на 330 МВт и проектируется аналогичный реактор большей мощности. В ФРГ действует прототипная АЭС THTR на 300 МВт на ториевом топливе. Два реактора запроектированы в СССР. Один из них только энергетического назначения, другой - комбинированный - с отпуском теплоты для технологических целей и выработкой электроэнергии. Для всех этих реакторов давление гелия не превышает 5,0 МПа. Более высокое давление, учитывая текучесть гелия, не применяется, а для интенсификации теплоотдачи предлагается вводить в гелий графитовые частицы различной степени дисперсности.
Гелий во всех создаваемых и проектируемых реакторах циркулирует через активную зону сверху вниз. Пройдя через
щели в нижнем отражателе и опорной графитовой конструкции, гелий через отверстия (газоходы в железобетонном корпусе) попадает в полости, где размещены парогенераторы. После парогенераторов гелий возвращается в активную зону реактора. Потоки гелия организованы таким образом, что все поверхности железобетонного корпуса омываются гелием с наименьшей температурой - температурой входа в активную зону, 250 - 350 ℃.
Для обеспечения циркуляции гелия установлены одноступенчатые газодувки со степенью сжатия около 1,03, то есть давление в контуре 5,0 МПа, создаваемый ими напор равен 0,15 МПа, около 0,05 МПа теряется в активной зоне, а остальное - в теплообменниках и газоходах реактора. В качестве привода газодувок используют паровую турбину (США) или электродвигатель (ФРГ).
Активная зона реактора располагается в центральной полости корпуса с примерно равными диаметром и высотой, составляющими 8-12 м в зависимости от мощности реактора. Создаются и разрабатываются реакторы с активными зонами двух типов: с призматическими (США) и шаровыми (ФРГ) тепловыделяющими элементами.
Основой обоих типов тепловыделяющих элементов является микротвэл: шарик из UO 2 (ThO в случае ториевого цикла) диаметром от 200 до 600 мкм, покрытый несколькими слоями пиролитического углерода и карбида кремния общей толщиной 150-200 мкм (для обычных реакторов микротвэлы имеют только одно металлическое покрытие), такое покрытие обеспечивает существенное снижение выхода продуктов деления из керна микротоплива.
Возможно загрязнение гелиевого теплоносителя за счет продуктов деления ядерного топлива, примесей в исходном гелии, протечки в контур теплоносителя из пароводяного контура, продуктов эрозионного износа конструкционных материалов и в основном графита, коррозии графита и конструкционных материалов (при наличии примесей в гелии и в меру протечек из пароводяного контура). Система очистки включает установку химической очистки (окислительный блок, влагоотделитель, адсорбер выдержки, адсорбер цеолитовый, теплообменники, механические фильтры), криогенную установку, дожимающий компрессор, регулятор расхода гелия на очистку, контроль чистоты гелия.
Для расхолаживания ВТГР используется основная система отвода теплоты, которая обычно представляет собой модульную систему с возможностью работы лишь ее части. Кроме того, предусматривают и отдельную, специальную автономную систему расхолаживания (АСР), которая состоит из петель с идентичным оборудованием (теплообменником, газодувкой). Аварийное охлаждение зоны обеспечивается
аналогичными установками, но с приводом газодувки от дизель-генератора.
Создание АЭС с ВТГР имеет и ряд недостатков и проблем: необходимость дорогостоящих сталей, высоколегированных никелем, хромом и молибденом; дороговизна теплоносителя (гелия); производство новых видов оборудования - газодувок, высокотемпературных теплообменников, специальной гелиевой арматуры и др. Тем не менее сооружение АЭС с ВТГР безусловно перспективно, кроме указанных в начале § 17.3 их преимуществ следует иметь в виду, что комбинация гелия в качестве газообразного теплоносителя и графита как конструкционного материала активной зоны обеспечивает исключительно благоприятные условия с точки зрения достижения высокой температуры и ядерной безопасности. Это связано со стойкостью топлива при повышенной температуре; нерасплавляемостью активной зоны даже в случае полной утечки гелия; отсутствием коррозии в первом контуре; постоянством фазового состояния теплоносителя во всем используемом диапазоне температуры; постоянством фазового состояния замедлителя и, следовательно, отсутствием влияния фазовых переходов на размножающие свойства реактора; большой теплоемкостью активной зоны, обусловливающей незначительные отклонения температуры в случае нарушения режима работы, саморегулированием системы вследствие отрицательного температурного коэффициента реактивности.
Учитывается или нет данная публикация в РИНЦ. Некоторые категории публикаций (например, статьи в реферативных, научно-популярных, информационных журналах) могут быть размещены на платформе сайт, но не учитываются в РИНЦ. Также не учитываются статьи в журналах и сборниках, исключенных из РИНЦ за нарушение научной и издательской этики."> Входит в РИНЦ ® : да | Число цитирований данной публикации из публикаций, входящих в РИНЦ. Сама публикация при этом может и не входить в РИНЦ. Для сборников статей и книг, индексируемых в РИНЦ на уровне отдельных глав, указывается суммарное число цитирований всех статей (глав) и сборника (книги) в целом."> Цитирований в РИНЦ ® : 1 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Входит или нет данная публикация в ядро РИНЦ. Ядро РИНЦ включает все статьи, опубликованные в журналах, индексируемых в базах данных Web of Science Core Collection, Scopus или Russian Science Citation Index (RSCI)."> Входит в ядро РИНЦ ® : нет | Число цитирований данной публикации из публикаций, входящих в ядро РИНЦ. Сама публикация при этом может не входить в ядро РИНЦ. Для сборников статей и книг, индексируемых в РИНЦ на уровне отдельных глав, указывается суммарное число цитирований всех статей (глав) и сборника (книги) в целом."> Цитирований из ядра РИНЦ ® : 0 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Цитируемость, нормализованная по журналу, рассчитывается путем деления числа цитирований, полученных данной статьей, на среднее число цитирований, полученных статьями такого же типа в этом же журнале, опубликованных в этом же году. Показывает, насколько уровень данной статьи выше или ниже среднего уровня статей журнала, в котором она опубликована. Рассчитывается, если для журнала в РИНЦ есть полный набор выпусков за данный год. Для статей текущего года показатель не рассчитывается."> Норм. цитируемость по журналу: 0,937 | Пятилетний импакт-фактор журнала, в котором была опубликована статья, за 2018 год."> Импакт-фактор журнала в РИНЦ: 0,129 | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Цитируемость, нормализованная по тематическому направлению, рассчитывается путем деления числа цитирований, полученных данной публикацией, на среднее число цитирований, полученных публикациями такого же типа этого же тематического направления, изданных в этом же году. Показывает, насколько уровень данной публикации выше или ниже среднего уровня других публикаций в этой же области науки. Для публикаций текущего года показатель не рассчитывается."> Норм. цитируемость по направлению: 0,386 |
Вид производства | Млн ГДж | Млн Гкал | % |
Пищевая промышленность | 206,4 | 49,3 | 10,8 |
Легкая промышленность | 26,8 | 6,4 | 1,4 |
Деревопереработка | 46,5 | 11,1 | 2,4 |
Производство кокса | 12,1 | 2,9 | 0,6 |
Производство нефтепродуктов | 268,8 | 64,2 | 14,1 |
Химическое производство | 492,8 | 117,7 | 25,8 |
Производство неметаллических изделий | 83,7 | 20,0 | 4,4 |
Металлургическое производство | 300,2 | 71,7 | 15,7 |
Машиностроение | 181,3 | 43,3 | 9,5 |
Прочие | 291,8 | 69,7 | 15,3 |
Всего | 1910,4 | 456,3 | 100 |
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.
Таблица 2. Основные параметры МГР-100 ГТ | |||
Наименование параметра | Значение | ||
Режим выработки электро-энергии | Комбини-рованный режим | ||
215 | 215 | ||
46,1 | 25,4 | ||
558 / 850 | 490 / 795 | ||
Температура гелия низкого давления на входе в рекуператор, °С | 583 | 595 | |
139,1 | 134 | ||
Расход гелия через байпас с выхода КВД на выход рекуператора по стороне высокого давления, кг/с | - | 32,2 | |
4,91 | 4,93 | ||
Степень расширения в турбине | 2,09 | 1,77 | |
Частота вращения генератора/ТК, об/мин | 3000/9000 | 3000/9000 | |
Расход охлаждающей воды БПЭ, кг/с | 804 | 480 | |
Температура сетевой воды на входе/выходе, °С | - | 70 / 145 | |
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).
Таблица 3. Основные параметры МГР-100 ВЭП | |
Наименование параметра | Значение |
Тепловая мощность реактора, МВт | 215 |
Полезная электрическая мощность генератора, МВт | 87,1 |
КПД выработки электроэнергии (нетто), % | 45,7 |
Температура гелия на входе/выходе реактора, °С | 553 / 850 |
Расход гелия через реактор, кг/с | 138 |
Давление гелия на входе в реактор, МПа | 4,41 |
Степень расширения в турбине | 2,09 |
Частота вращения генератора/ ТК, об/мин | 3000/ 9000 |
Расход гелия через турбину, кг/с | 126 |
Температура гелия на входе/выходе БПЭ, °С | 850 / 558 |
Мощность ПГ, МВт | 22,3 |
Расход гелия через ПГ, кг/с | 12,1 |
Температура гелия на входе/выходе ПГ, °С | 850 / 494 |
Паропроизводительность, кг/с | 6,46 |
Давление пара на выходе ПГ, МПа | 4,82 |
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.
Таблица 4. Основные параметры МГР-100 ПКМ | ||
Наименование параметра | Значение | |
Тепловая мощность реактора, МВт | 215 | |
450 / 950 | ||
Расход гелия через реактор, кг/с | 81,7 | |
Давление гелия на входе в реактор, МПа | 5,0 | |
Давление парогазовой смеси на входе теплообменников, МПа | 5,3 | |
ВТО-ТКА1 | ||
Мощность теплообменника, МВт | 31,8 | |
12,1 / 43,5 | ||
350 / 650 | ||
ВТО-ТКА2 | ||
Мощность теплообменника, МВт | 58,5 | |
Расход гелия/ парогазовой смеси, кг/с | 22,2 / 60,9 | |
Температура парогазовой смеси на входе/ выходе, °С | 350 / 750 | |
ВТО-ТКА3 | ||
Мощность теплообменника, МВт | 125 | |
Расход гелия/ парогазовой смеси, кг/с | 47,4 / 101 | |
Температура парогазовой смеси на входе/ выходе, °С | 350 / 870 | |
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.
Таблица 5. Основные параметры МГР-100 НПЗ | ||
Наименование параметра | Значение | |
Тепловая мощность реактора, МВт | 215 | |
Температура гелия на входе/ выходе реактора, °С | 300 / 750 | |
Расход гелия через реактор, кг/с | 91,5 | |
Давление гелия на входе в реактор, МПа | 5,0 | |
Мощность ПТО, МВт | 217 | |
Расход гелия первого/второго контура через ПТО, кг/с | 91,5 / 113 | |
Температура гелия первого контура на входе/ выходе ПТО, °С | 750 / 294 | |
Температура гелия второго контура на входе/ выходе ПТО, °С | 230 / 600 | |
Давление гелия второго контура на входе ПТО, МПа | 5,50 | |
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.