Reactor modular cu heliu

Versiunea actuală a paginii nu a fost încă revizuită de colaboratori experimentați și poate diferi semnificativ de versiunea revizuită pe 2 octombrie 2017; verificările necesită 2 modificări .

Turbină cu gaz, reactor modular cu heliu (GT-MHR, GT-MHR)  este un proiect internațional de creare a unei centrale nucleare care să îndeplinească cerințele secolului 21 pentru siguranță, bazată pe un reactor răcit cu gaz la temperatură înaltă cu un lichid de răcire cu heliu care funcționează într-un ciclu direct al turbinei cu gaz. Denumirea engleză „Turbină cu gaz – Reactor modular cu heliu (GT-MHR)”. Crearea a două reactoare de acest tip, împreună cu reactoarele cu neutroni rapidi BN-600 și BN-800, este inclusă în programul ruso-american pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme , care nu este necesar în scopuri de apărare. Proiectul este finanțat pe bază de paritate de Rosatom (RF) și Departamentul de Energieși NNSA (SUA).

La proiect participă OKBM Afrikantov , RNTs KI , VNIINM , General Atomics (SUA), Framatome (Franța), Fuji Electric (Japonia) .

Obiectivele proiectului GT-MHR

• Crearea unei fabrici care să îndeplinească cerințele tehnologiei secolului 21 în ceea ce privește siguranța, competitivitatea și minimizarea impactului asupra mediului.
• Punerea în funcțiune a primei unități GT-MGR până în 2023, cu minimizarea cercetării și dezvoltării prin utilizarea experienței acumulate la nivel mondial în tehnologia HTGR .
• Utilizarea primei unități și a mai multor unități ulterioare pentru arderea excesului de plutoniu de calitate pentru arme .
• Crearea unei baze pentru aplicarea comercială ulterioară a acestei tehnologii pentru producerea de energie electrică și căldură pentru nevoile casnice și industriale, inclusiv producția de hidrogen .

Caracteristici de design

GT-MGR este un reactor cu gaz grafit asamblat în două module: o unitate reactor de înaltă temperatură și o unitate de conversie a energiei (PCU). Primul conține miezul și sistemul de control și protecție a reactorului (CPS), iar al doilea include: o turbină cu gaz cu generator , un recuperator , frigidere. Conversia energiei este un ciclu Brayton cu o singură buclă închisă .

Elementele combustibile sunt microsfere de oxid de plutoniu , oxid de uraniu sau nitrură cu un diametru de 0,2-0,5 mm într-o înveliș multistrat de carbon pirolitic și carbură de siliciu . În conformitate cu calculele de proiectare, un astfel de element de microcombustibil este capabil să rețină eficient fragmentele de fisiune atât în ​​condiții normale de funcționare (1250°C), cât și în condiții de urgență (1600°C).

Ambele module ale centralei reactoare sunt amplasate în puțuri verticale din beton armat sub nivelul solului.

Principalele caracteristici tehnice

Puterea de instalare: termică, MW electric, MW	600 285
lichid de răcire	heliu
Circulația lichidului de răcire 1 circuit	forţat
tip de layout	integrală
Gama de putere	15 - 100%
Parametrii energiei electrice generate tensiune la bornele generatorului, kV frecvența curentă, Hz	20 50
Parametrii circuitului de răcire 1 presiune, MPa temperatura la intrarea în reactor, С temperatura la ieșirea din reactor, C	7.24 490 850
Consum de energie electrică pentru nevoi proprii, MW	7.5
Durată de viață, ani	60
Rezistența seismică a echipamentelor	8 puncte (MSK 64)

Avantaje

• Eficiență ridicată;
• Simplificarea proiectării centralelor nucleare datorită proiectării modulare a reactorului;
• Utilizarea combustibilului sub formă de microparticule cu acoperire ceramică multistrat face posibilă reținerea eficientă a produselor de fisiune la rate mari de ardere (până la 640 MW zi/kg) și temperaturi (până la 1600 °C);
• Utilizarea unui miez inelar cu o densitate redusă de putere face posibilă îndepărtarea căldurii reziduale din reactor folosind metode naturale de circulație a aerului;
• Redundanță multiplă a sistemelor de control și protecție;
• Utilizarea heliului ca agent de răcire , o substanță care este inertă din punct de vedere chimic și nu afectează echilibrul neutronilor ;
• Proiectul prevede, de asemenea, posibilitatea de eliminare a plutoniului de calitate pentru arme . O unitate GT-MGR, formată din patru reactoare, este capabilă să proceseze 34 de tone din această substanță în timpul funcționării sale. În conformitate cu documentația de proiectare, un astfel de combustibil iradiat poate fi eliminat fără procesare suplimentară.

Dezavantaje

• Putere redusă. Pentru a înlocui o unitate VVER-1000 , sunt necesare patru unități GT-MGR. Acest dezavantaj este cauzat, pe de o parte, de utilizarea unui lichid de răcire cu gaz , care are o capacitate termică scăzută în comparație cu apa sau sodiul , și, pe de altă parte, de intensitatea energetică scăzută a miezului ca urmare a întâlnirii. cerințe crescute de siguranță a reactorului. Această caracteristică pune la îndoială argumentele privind simplificarea proiectării centralelor nucleare cu GT-MHR;
• Formarea unei cantități mari de carbon β-activ cu viață lungă 14 C în moderatorul de grafit , care nu are metode acceptabile de eliminare, și rezervele acumulate în timpul funcționării reactoarelor RBMK sunt deja destul de mari. Când este eliberat în mediu, 14 C tinde să se acumuleze în organismele vii;
• Lipsa unei scheme acceptabile de reprocesare și eliminare a combustibilului uzat. Prelucrarea substanțelor care conțin siliciu este foarte dificilă pentru tehnologia chimică. Astfel, odată ce combustibilul intră în reactor, acesta va fi eliminat definitiv din ciclul combustibilului nuclear.
• În prezent, nu există o tehnologie industrială dovedită pentru producerea de elemente combustibile din plutoniu , care este asociată cu chimia sa extrem de complexă. Înființarea unei astfel de producții necesită investiții de capital comparabile sau chiar depășitoare de investiții în prelucrarea uraniului în întreaga istorie a industriei nucleare. Prin urmare, declarația despre utilizarea GT-MHR pentru eliminarea plutoniului de calitate pentru arme pare destul de îndoielnică. În același timp, trebuie avut în vedere și faptul că în lume s-au acumulat doar aproximativ 400 de tone de plutoniu, adică poate fi suficient pentru ciclul de viață a doar 10 unități de putere (cu câte 4 reactoare).
• Utilizarea heliului ca agent de răcire , deoarece în cazul unui accident asociat cu depresurizarea reactorului, întregul lichid de răcire va fi inevitabil înlocuit cu aer mai greu.

Repere

• 1995-1997 - design conceptual.
• 2000-2002 - proiectare preliminară.
• 2003-2005 - proiect tehnic.
• 2005-2008 — punerea în funcțiune a producției de combustibil pentru modulul prototip.
• 2009-2010 — Punerea în funcțiune a modulului prototip GT-MGR.
• 2007-2011 — punerea în funcțiune a producției de combustibil pentru unitatea de putere cu 4 module AS GT-MGR.
• 2012-2015 — punerea în funcțiune a unei unități de putere cu 4 module AS GT-MG

Momentan există dezvoltări mai detaliate ale proiectului.

Perspective de proiect

Din punct de vedere profesional, proiectul este destul de interesant, însă, din cauza neajunsurilor enumerate, implementarea sa industrială pare îndoielnică și, în plus, utopică.

Vezi și

• Reactor nuclear
• Reactor cu apă sub presiune
• Reactorul cu gaz grafit
• Combustibil nuclear
• Ciclul combustibilului nuclear

Note

Link -uri

• Site-ul proiectului
• Ian Gore-Lacy, „Nuclear Electricity”, Capitolul 4.3 Reactoare de nouă generație (I Hore-Lacy, Nuclear Electricity ISBN 0-9593829-8-4 )
• Thomas B. Kinger, Enciclopedia Energiei Nucleare: Știință, Tehnologie și Aplicații; 22.7.1 GT-MHR (pagina 247)
• Ran F., Adamantiades A., Kenton J., Brown C. Handbook of Nuclear Energy Technologies / Ed. V. A. Legasova. — M.: Energoatomizdat, 1989. — 752 p.
• Kostin V.I. DEZVOLTAREA PROIECTULUI UNITĂȚII DE CONVERSIE A ENERGIEI GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 . - S. 57-63 .
• Kostin VI, Kodochigov NG, Vasyaev AV, Golovko VF Unitate de conversie a puterii cu ciclu direct de turbină cu gaz pentru generarea de energie electrică ca parte a reactorului GT-MHR Proc. din HTR-2004 // Conferința privind reactoarele răcite cu gaz la temperatură înaltă, Beijing, China, sept. 22-24, 2004.
• Boyko V.I. EVALUAREA RESURSEI DE GRAFIT A BLOCURILOR DE COMBUSTIBIL ALE REACTORULUI GT-MGR  // Buletinul Universității Politehnice din Tomsk. - 2005. - T. 308 . - S. 81-84 .
• V.F. Zelensky, N.P. Odeychuk, V.K. Yakovlev, V.A. Gurin. STADIUL ACTUAL AL ​​LUCRĂRILOR LA REACTOARELE RĂCITE CU GAZ DE TEMPERATURĂ ÎNALTĂ (HTGR) ÎN LUME ŞI PERSPECTIVELE APLICĂRII LOR ÎN UCRAINA  // Probleme ale ştiinţei şi tehnologiei atomice. - 2009. - Emisiune. 4-2 . - S. 247-255 .
• AI Kiryushin, NG Kodochigov, NG Kuzavkov și colab. Proiectul reactorului cu heliu de înaltă temperatură GM-MHR cu turbină cu gaz // Nucl. ing. Proiectare.. - 1997. - T. 173 . — S. 119-129 .
• N.G. Kodochigov și colab.. Studii computaționale și experimentale ale caracteristicilor fizice neutronice ale miezului GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 , nr. 1 . - S. 63-68 .
• L. Popov. Centrala nucleară cu heliu promite că nu va exploda (membrana.ru, 29 august 2005).
• A. Ruchkin. Heliul va servi industria nucleară . (Neftegaz.RU, 15 octombrie 2009).