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.

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?

АЭУ ВГ-400 двухцелевого назначения: для комбинированной выработки высокопотенциального тепла и перегретого пара заданных параметров в составе опытно-промышленной атомной энерготехнологической станции, предназначенной для производства аммиака в химико-технологической части и выработки электроэнергии в паротурбинной установке.

АЭУ ВГМ Опытно-промышленнаяустановка ВГМ модульной концепции с шаровыми твэлами предназначена для производства высокопотенциального тепла и электроэнергии.

АЭУ ВГМ-П Установка в отличие от АЭУ ВГМ предназначена для теплоснабжения типового нефтеперерабатывающего завода производительностью 12 млн. тонн нефти в год.

Эскизный проект установки ГТ-МГР сочетает безопасный модульный реактор мощностью 600 МВт с кольцевой активной зоной из призматических тепловыделяющих сборок (ТВС) и блок преобразования энергии (БПЭ) с газовой турбиной для производства электроэнергии в газотурбинном цикле с эффективностью до 48 %.

Параметры большинства разработанных проектов ВТГР хорошо отвечают требованиям их технологического применения, в том числе, для производства водорода из воды.

Основываясь на имеющемся проектном заделе, ОКБМ в 2004 г.разработало концептуальный проект реакторной установки МГР-Т , специально предназначенной для целей промышленного производства водорода.

Реакторная установка ГТ-МГР

Концепция модульного гелиевого реактора ГТ-МГР базируется на опыте гелиевоохлаждаемых реакторов с призматическими ТВС и керамическим микротопливом, а также инновационных решениях по системе преобразования энергии с замкнутым газотурбинным циклом и турбомашиной на электромагнитных подшипниках.

Международной проект ГТ-МГР был инициирован в 1995 году Минатомом России и фирмой General Atomics. Позднее к проекту присоединились Фраматом и Fuji Electric. В 1997 г. был разработан Концептуальный проект ГТ-МГР. В 1999 г. концептуальный проект успешно прошел экспертизу в России и США и международную экспертизу с участием независимых экспертов из США, Японии, Германии, Франции и России. Экспертиза подтвердила, что отсутствуют непреодолимые препятствия для реализации проекта.

Исследования, выполненные участниками проекта на концептуальной стадии, показали возможность глубокого выжигания плутония оружейного качества в реакторе ГТ-МГР с последующим захоронением отработанного топлива без дополнительной переработки. Поэтому ГТ-МГР был предложен как дополнительный вариант для решения этой задачи, и в рамках «Соглашения между Правительством Российской Федерации и Правительством США о научно-техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, изымаемым из военных программ» от 24 июля 1998 г., был разработан эскизный проект ГТ-МГР. Проект финансировался на паритетных началах DОЕ США и Минатомом России. Отдельные работы по блоку преобразования энергии поддерживались EPRI, а также Европейским союзом и Японией через ISTC. Разработка проекта была завершена в начале 2002 г.

Зарубежные участники проекта (GA, ORNL, EPRI) внесли свой вклад в виде выработки концепции установки, передаче отдельных технологий, расчетных кодов, поставки оборудования, передачи опыта создания и эксплуатации реактора Fort Saint Vrain и др.

В 2002 г. эскизный проект был рассмотрен и одобрен Минатомом России как одно из инновационных направлений реакторных технологий. Международная кооперация, позволяет эффективно использовать имеющийся опыт, снизить технический риск и затраты на разработку проекта.

В России проект ГТ-МГР включен в Федеральную целевую программу «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 гг. и перспективу до 2015 г.», одобренную правительством Российской Федерации как одно из направлений разработки реакторных установок нового поколения, обеспечивающих высокую безопасность, эффективное производство электроэнергии и производство технологического тепла.

Координационный комитет проекта ГТ-МГР принял решение до начала разработки технического проекта сконцентрировать усилия и средства на выполнение ОКР по топливу, гелиевой турбомашине с электромагнитными подшипниками, валидации физических кодов и кодов транспорта продуктов деления с экспериментальным обоснованием.

Общее описание ГТ-МГР

Реакторный блок, состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора и системы преобразования энергии с прямым замкнутым газотурбинным циклом (рис. I.15).

Газотурбинный цикл преобразования энергии с гелиевой турбомашиной, рекуператором и промежуточным охлаждением обеспечивает термический КПД на уровне 48 %. В совокупности прямой замкнутый газотурбинный цикл и модульный реактор создают предпосылки снижения капитальных затрат на строительство, эксплуатацию и техническое обслуживание, за счет упрощения схемы производства электроэнергии и снижения количества систем безопасности. Возможность реализации этих предпосылок зависит от конкретных технических решений.

Рис. I.15. Реакторный блок ГТ-МГР

1 – генератор; 2 –рекуператор; 3 – турбокомпрессор;

4 –промежуточный холодильник; 5 – предварительный холодильник;

6 – сборка СУЗ; 7 – активная зона; 8 – система корпусов;

9 – система охлаждения остановленного реактора

РУ ГТ-МГР кроме более высокого к.п.д. производства электроэнергии, имеет хорошие потенциальные возможности использования сбросного тепла. Утилизация сбросного тепла для целей теплоснабжения позволяет, совместно с преобразуемым теплом в цикле, практически полностью использовать тепло от реактора (коэффициент использования тепла ~ 99 %) без внесения каких-либо конструктивных изменений в БПЭ. При комбинированном режиме выработки электроэнергии и тепла электрическая мощность установки составит 191 МВт, тепловая мощность, отводимая сетевой водой 400 МВт.

Основные показатели ГТ-МГР приведены в табл. I.15.

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.)

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.