Габараев – 6 – 2019 Энергетические реакторы средней и малой мощности для комбинированной выработки электрической и тепловой энергии

Содержание:

1. Дополнительные направления использования ядерной энергии

2. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ГТ-МГР

3. АТЭЦ с реакторной установкой ВК-300

4. АТЭЦ с реакторной установкой ВБЭР-300

5. АТЭЦ с реакторной установкой СВБР-75/100

6. Плавучий энергоблок (ПЭБ) с реакторной установкой КЛТ-40С

7. Атомная станция малой мощности с реакторной установкой «Унитерм»

8. Атомная станция малой мощности с реакторной установкой «АБВ»

1. Дополнительные направления использования ядерной энергии

В области мирного использования ядерной энергии безусловно лидирует и в обозримом будущем будет лидировать электроэнергетика. Как известно, электрическая энергия оказалась наиболее «удобоваримым» видом энергии для нашей цивилизации. Большинство экспертов видит основное призвание ядерной энергетики в крупномасштабном производстве электроэнергии на АЭС, позволяющем удовлетворить значимую долю прироста потребности стран мира в электроэнергии. Это позволит ограничить темпы роста как сжигания органического топлива на тепловых станциях, так и соответствующего экологического ущерба [1].

Однако помимо производства электроэнергии имеется целый ряд дополнительных направлений использования ядерной энергии в мирных целях. В первую очередь, можно отметить централизованное теплоснабжение, которое можно осуществить от трёх типов атомного источника [2]:

- атомных тепловых электростанций (АТЭЦ) для комбинированной выработки электроэнергии и тепла в одном агрегате;

- атомных станций теплоснабжения (АСТ), предназначенных только для производства пара низкого давления и горячей воды;

- конденсационных атомных электростанций (АЭС), теплофикационные возможности которых используют для получения тепла.

Следует отметить, что теплоснабжение весьма актуально для самой холодной страны в мире, каковой по своей среднегодовой температуре является Россия. В виде тепла наша страна потребляет в несколько раз больше энергии, чем в виде электричества. Социальное значение проблемы теплоснабжения России трудно переоценить, особенно принимая во внимание низкую платежеспособность основной массы населения российских городов и поселков.

Теплота высокого температурного потенциала (до 1000ºС и выше), необходимая для химической промышленности, производства водорода, черной металлургии и других энергоёмких технологий, может быть получена, например, на охлаждаемых гелием реакторах. Следует отметить, что на водород в недалеком будущем возлагаются большие надежды в целом ряде развитых стран мира, включая Россию и США. Речь идет о создании «водородной экономики», в случае реализации которой производство водорода выходит, наряду с производством электрической энергии, на первый план предназначения ядерной энергетики [3].

Ещё одним важным дополнительным направлением применения ядерной энергетики является опреснение морской воды и других сильно минерализованных и засоленных вод (например, подземных вод, соленых озер Ирана и т.п.). Крупномасштабное производство пресной воды на основе атомного источника впервые освоено в СССР, где в 1973 году на полуострове Мангышлак (казахский берег Каспийского моря) в г. Шевченко был введён в эксплуатацию опреснительный комплекс с быстрым реактором БН-350. Комплекс успешно отработал практически 20 лет и выведен из эксплуатации, главным образом, по политическим мотивам, как и многие другие реакторные установки в странах бывшего СССР и Восточной Европы.

Актуальность проблемы опреснения со временем будет только возрастать. Уже на сегодня 20% населения Земли лишены надежного водообеспечения, а более 50% не имеют должных санитарных условий. Мировой дефицит пресной воды несёт угрозу миру на нашей планете, со временем, войны за пресную воду могут оказаться ещё более жестокими, чем сегодняшние войны за нефть. Общепринятые методы химического обессоливания воды стали уступать место дистилляционным технологиям, которые хорошо сочетаются с ядерными реакторами как источниками тепла.

Помимо вышеперечисленных направлений следует отметить возможность применения ядерной энергии в транспортных энергетических установках (атомные подводные лодки, ледоколы, лихтеровозы и т.п.) и энергетических установках на космических аппаратах. Ядерная энергия также может быть использована при освоении месторождений арктического континентального шельфа для перекачки газа по трубопроводам на большой глубине, ожижения газа и его перевозки атомными подводными ледокольными танкерами [2].

Для тепло- и электроснабжения, а также обеспечения пресной воды больших и средних городов оптимальная единичная мощность энергоблока составляет 200-300 МВт∙(эл) в конденсационном режиме, что отвечает реакторной установке так называемой средней мощности. В случае малых городов и поселков для этих целей лучше подходят энергоблоки с реакторными установками малой мощности от нескольких до сотни МВт. (эл).

Следует отметить, что масштабы последствий тяжёлых аварий на энергоблоках большой мощности Чернобыльской и Фукусимской АЭС заставляют задуматься над оправданностью курса на увеличение единичной мощности энергоблока. Реакторы средней и малой мощности в силу особенности их конструкции можно сделать более безопасными, чем большие реакторы. Кроме того, на реакторах меньшей мощности масштабы последствий тяжёлой аварии будут меньше из-за меньшего содержания топлива и т.п.

Отсюда следует вывод о возможности расширения ниши применения реакторов средней и малой мощности. Это может оказаться особенно актуальным для стран, только приступающих к освоению ядерной энергетики.

2. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор ГТ-МГР/МГР-Т

Как известно, единственной ядерной технологией, способной сегодня наиболее полно решить задачу вытеснения органического топлива из промышленного теплоснабжения и транспортной сферы, являются высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР), которые обеспечивают выработку тепла с температурой до 950°С. Одна из самых перспективных областей применения ВТГР – производство водорода из воды. Водород является наиболее перспективным энергоносителем – универсальным, высоко энергоемким и экологически чистым. Этот элемент сегодня рассматривается и как самый перспективный вид моторного топлива, в первую очередь, для автотранспорта.

Наиболее освоенным и экономически оправданным способом производства водорода является технология паровой конверсии метана (ПКМ). Однако сырьевые и экологические ограничения этого метода стимулируют разработку промышленных процессов с использованием только воды в качестве исходного сырья для производства водорода. Среди них практический интерес представляет высокотемпературный электролиз пара (ВЭП) с использованием высокотемпературных электрохимических устройств (ВТЭХУ) с твердым электролитом, использующих тепло и электричество от высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов для расщепления воды на водород и кислород.

Побочным продуктом производства водорода является чистый кислород, который может эффективно использоваться в различных отраслях промышленности, в первую очередь в металлургии.

При разработке ядерной энергоустановки ГТ-МГР с газовой турбиной и модульным высокотемпературным гелийохлаждаемым реактором, позволяющей помимо водорода получать электроэнергию, был использован отечественный и зарубежный (США, Великобритания и Германия) опыт разработки и эксплуатации высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. На стадии эскизного проекта разработка осуществлялась совместными усилиями России, США, Франции и Японии [3]. Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 было включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны.

В настоящее время на основе результатов этой разработки в ОКБМ с участием РНЦ «Курчатовский институт», ВНИИНМ, НПО «Луч», ВНИПИЭТ, НИИАР, СНТК им. Н.Д. Кузнецова разрабатывается модульный высокотемпературный газоохлаждаемый реактор МГР-Т [15]. Эта ядерная энергоустановка тоже предназначена для безопасной и экономически эффективной комбинированной выработки высокопотенциального тепла и генерации электроэнергии в прямом газотурбинном цикле для нужд водородного производства.

Реактор ГТ-МГР/МГР-Т является реактором на тепловых нейтронах, однако следует отметить, что в России разработаны технический проект опытно-промышленного реактора БГР-300 и концептуальные предложения реактора БГР-1000 на быстрых нейтронах.

Модульная энергоустановка ГТ-МГР (рис.1 [3]) состоит из двух корпусов (модулей), соединенных коротким трубопроводом. В одном из корпусов находится реакторное оборудование, а в другом помещены турбогенератор и компрессоры. Основные характеристики ГТ-МГР (для варианта паровой конверсии метана) приведены в табл. 5.3.2.1.

Фактически, ГТ-МГР/МГР-Т представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора (МГР) и системы преобразования энергии (СПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона. Кроме того, имеется система транспортирования тепла с высокотемпературными теплообменниками для водородного производства (ВТО).

Активная зона реактора содержит 102 графитовых канала, заполненных призматическими ТВС. В топливные блоки запрессованы топливные компакты диаметром ~13 мм и высотой 51 мм. В свою очередь, топливные компакты представляют собою смесь микрочастиц (диаметром 0,65-0,85 мм) урана или плутония в графитовой матрице.

Собственно производство водорода из воды осуществляется во ВТЭХУ, к которому подводится тепло от ВТО при температуре 800-850°С и электроэнергия от СПЭ. Разработки ВТЭХУ ведутся в РНЦ «Курчатовский Институт».

МГР-Т сможет производить до 140 тыс. м3 водорода в час. Для удовлетворения нынешних российских потребностей в водороде необходимо не менее 50 блоков МГР-Т.

Основные технические решения ГТ-МГР [2,3]:

- модульный подход;

- газотурбинный преобразователь энергии прямого цикла (ГТ);

- применение керамического микротоплива (сферы с многослойным

покрытием в графитовой матрице);

- гелиевый теплоноситель (химическая инертность, неизменность

фазового состояния, нейтронная инертность);

- графитовый замедлитель;

- отсутствие в активной зоне металлоконструкций;

- подземное размещение энергоустановки.

Преимущества ГТ-МГР:

- высокий к.п.д.;

- возможность заводского изготовления модулей;

- нагрев теплоносителя до высоких температур ~1000^оС;

- глубокое выгорание ядерного топлива, следовательно,

повышение эффективности топливного цикла;

- высокий отрицательный температурный коэффициент реактивности;

- гибкость по ядерному топливу (уран, плутоний, торий, актиниды);

- эффективное сжигание оружейного плутония;

- гарантии нераспространения ядерных материалов;

- сжигание (трансмутация) актинидов;

- большая тепловая инерция массы графита в реакторе (несколько

суток на послеаварийный разогрев);

- устойчивость при авариях;

- возможность захоронения отработанного ядерного топлива

без предварительной переработки.

Основные проблемы ГТ-МГР:

- опора ротора газовой турбины;

- необходимость обеспечения герметичности гелиевого контура;

- образование в графитовом замедлителе большого количества

долгоживущего β-активного углерода ¹⁴C;

- отсутствие промышленного производства твэлов из плутония.

Энергоустановка ГТ-МГР, как и аналогичные реакторы с производством высокопотенциальной теплоты (~1000^оС и выше) представляет интерес для будущей атомно-водородной экономики. Эта установка может быть применена для получения водорода из воды или природного газа:

а) Расщепление воды

вода + тепло (>800^оС) + электроэнергия → водород + кислород

б) Паровая конверсия природного газа

вода + тепло (>800^оС) + метан → водород + углекислый газ

Водород имеет большую ценность как энергоноситель (электрохимические генераторы в виде топливных элементов, транспорт, энергетика). Концепция атомно-водородной энергетики описывается следующей цепочкой:

вода на входе + чистая (атомная) энергия → водород →

водород + кислород → чистая энергия + вода на выходе

Кроме того, водород является важным химическим реагентом (металлургия, нефтепереработка, производство аммиака, метанола).

Прогнозируемая мировая потребность в водороде на первую и вторую половины ХХI века показана в табл. 5.3.2.2 [3].