- ГТ-МГР
-
ГТ-МГР
ГТ-МГР (Газовая турбина — модульный гелиевый реактор) — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности.
Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)»
Содержание
Цели проекта ГТ-МГР
- Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
- Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
- Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония.
- Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода.
Особенности конструкции
ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.
ТВЭЛы представляют собой шарики из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2 мм в многослойной оболочке из углерода и карбида кремния. В соответствии с проектными расчётами, такой ТВЭЛ не может расплавиться при любых состояниях реактора, в том числе аварийных.
Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.
Основные технические характеристики
Мощность установки: - тепловая, МВт
- электрическая, МВт
600
285Теплоноситель гелий Циркуляция теплоносителя 1 контура принудительная Тип компоновки интегральная Диапазон изменения мощности 15 - 100% Параметры вырабатываемой электроэнергии - напряжение на клеммах генератора, кВ
- частота тока, Гц
20
50Параметры теплоносителя 1 контура - давление, МПа
- температура на входе в реактор, С
- температура на выходе из реактора, С
7,24
490
850Расход электроэнергии на собственные нужды, МВт 7,5 Срок службы, лет 60 Сейсмостойкость оборудования 8 баллов (MSK 64) Достоинства
- Высокий КПД;
- Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
- Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600°C);
- Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
- Многократное резервирование систем управления и защиты;
- Использование гелия в качестве теплоносителя, вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов;
- Благодаря указанным конструктивным особенностям, разрушение активной зоны в случае аварии полностью исключается;
- Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония. Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацей, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.
Недостатки
- Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя, обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием, и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
- Образование большого количества β-активного углерода 14C, приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК, уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду, 14C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
- Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний, очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
- В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония, что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, т. е. его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
Основные этапы
- 1995—1997 гг. — концептуальный проект.
- 2000—2002 гг. — эскизный проект.
- 2003—2005 гг. — технический проект.
- 2005—2008 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
- 2009—2010 гг. — ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
- 2007—2011 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
- 2012—2015 гг. — ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ
В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.
Персперктивы проекта
С профессиональной точки зрения, проект достаточно интересен, однако, из-за перечисленных недостатков, его промышленная реализация представляется сомнительной.
Смотрите также
- Ядерный реактор
- Водо-водяной реактор
- Графито-газовый реактор
- Ядерное топливо
- Ядерный топливный цикл
Ссылки
Wikimedia Foundation. 2010.