Atomic-Energy.ru

Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

22 марта 2017
Модель китайского ВТГР "HTR-PM", представленная на выставке в Пекине в 2014

В 2014 году международный научный форум “Generation IV” подтвердил статус высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР) как одного из шести инновационных проектов реакторов 4-го поколения. Специалисты ожидают промышленное внедрение таких реакторов уже в 2030-х годах.

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор способен вырабатывать тепло с температурой до 950-1000 °С, что позволяет получать водород и другие полезные продукты без как-либо выбросов CO2. Генерация электричества в реакторе ВТГР осуществляется в одноконтурной турбине с гелием.

История

История развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов насчитывает более 50 лет. Первые АЭС были исследовательскими – проекты мощностью 20 МВт в Великобритании и 15 МВт в Германии. Последний был запущен в 1966 году и был продолжен уже промышленным реактором, работающем на тории. Тем не менее, проект был встречен политическими и техническими неурядицами, и был остановлен в 1989 году.

В Соединенных Штатах было построено два таких промышленных реактора. Первый ВТГР – мощностью 40 МВт в Пич Боттом (Peach Bottom) проработал с 1966 по 1975 года и послужил основой для значительно более крупного реактора мощностью 330 МВт, расположенного в Форте Врейн (Fort St Vrain) и действующего с 1976 по 1988 год. Последний реактор смог доказать техническую обоснованность ВТГР, но так и не успел помочь с проработкой экономической привлекательности этой технологии.

Технология

Большинство проектов ВТГР используют гелий в качестве теплоносителя, но также может быть использован сверхкритический углекислый газ или азот.

Отличительная особенность всех высокотемпературных реакторов – использование топлива TRISO, расположенного в виде свободнолежащих шариков или в призматических блоках под наклоном.

Топливная технология TRISO

Плотное ядерное топливо инкапсулировано внутри чрезвычайно мелких капсул/микротвелов из углерода или карбида кремния диаметром менее 1 мм. Такая технология располагает к безопасному удержанию топлива и продуктов деления во время работы, а также совершенно не требует воды или активной системы охлаждения для хранения ОЯТ.

В настоящее время топливо данного типа используется в двух экспериментальных реакторах: HTR-10 в Китае и HTTR в Японии.

Японский проект HTTR

Японский проект HTTR

Безопасность

Частицы топлива TRISO обладают высокой прочностью и не дают трещин даже из-за сильных механических напряжений (какие могут возникать, например, от теплового расширения или газового давления) и при температурах до 1600 °C, и, следовательно, остаются безопасными даже в случае аварийных ситуаций с реактором.

Важным фактором, обеспечивающим безопасность шарообразных твэлов, является то, что даже в условиях отказа систем теплоотвода эти твэлы не будут плавиться, взрываться и выбрасывать опасные вещества в окружающую среду, а просто будут постепенно остывать, не меняя своей формы. Это стало одной из причин, по которой МАГАТЭ квалифицировала этот реактор как абсолютно безопасный.

Кроме того, высокотемпературные реакторы имеют очень сильный отрицательный коэффициент реактивности, что исключает возможность неконтролируемой цепной реакции в случае аварийных ситуаций. При этом гелий, который, как правило, используется в качестве охлаждающего газа, имеет очень низкое сечение захвата нейтронов и с большим трудом становится радиоактивным, т.е. выброса радионуклидов в окружающую среду не произойдет даже в случае утечки теплоносителя.

Экономическая эффективность

Коэффициент полезного действия энергоблока с высокотемпературным реактором может достигать 42% в паровом цикле и до 50% с использованием газовой турбины, что считается очень высоким показателем по сравнению с другими видами тепловых машин.

Одно из главных преимуществ газоохлаждаемых реакторов в том, что для его работы не требуется очень больших объемов воды, что позволяет строить их не обязательно именно на побережье крупных водоёмов, как водо-водяные реакторы, а поблизости от центров потребления электроэнергии.

По сравнению с реакторами других типов, у реакторов с шаровыми твэлами более простая схема обращения с ОЯТ – отработанное топливо может храниться без активной системы охлаждения, достаточно естественной циркуляции воздуха. При этом такое ОЯТ хорошо подходит для длительного хранения.

Китайская программа

Среди азиатских стран программы развития газоохлаждаемых реакторов имеются в Китае, Японии и Южной Корее, но наибольшего прогресса достигла китайская программа.

Ещё в 1990-х годах в Китае было завершено лицензирование проекта высокотемпературного реактора, основы которого были ранее заложены в Германии. В 1995 году в Институте ядерных и энергетических технологий INET (Institute of Nuclear and Energy Technology) Университета Синьхуа началось строительство первого экспериментального реактора такого типа мощностью 10 МВт. Результаты эксперимента были признаны успешными, после чего было принято решение о строительстве полноценного энергетического реактора на базе этой технологии.

Концепция будущей АЭС "Шидаовань"

Концепция проекта китайского проекта HTR-PM

Стройплощадка АЭС "Шидаовань" в 2014 году

В 2012 года на площадке Шадао-бэй в 900 км к юго-востоку от Пекина началось строительство электростанции "Шидаовань", состоящей из двух высокотемпературных реакторов с шаровыми твэлами мощностью по 100 МВт. Запуск первого из этих реакторов ожидается в 2018 году.

В Китае рассматривается возможность устанавливать реакторы такого типа на существующие ТЭЦ вместо угольных энергетических установок, поскольку паротурбинная установка у высокотемпературных реакторов схожа с той, которая используется на угольных станциях. Поскольку угольные электростанции в Китае расположены, как правило, вблизи крупных городов, замена угольных энергоблоков на атомные позволит существенно оздоровить экологическую обстановку.

По оценкам экономистов, высокотемпературные реакторы станут коммерчески рентабельными в случае перехода к серийному производству унифицированных модулей себестоимостью 2000-2500 долларов на кВт мощности. Как заявил представитель INET профессор Чжой Чжан (Zuoyi Zhang), серийная конструкция предусматривает объединённую станцию из 6 блоков по 100 МВт, что сделает её мощность сравнимой со сверхкритическими угольными электростанциями. По его оценкам, в течение 5 лет эта технология выйдет на мировой рынок.

Пилотная линия производства микросферического топлива для ВТГР на АЭС "Шидаовань", запущенная в марте 2016 года

Пилотная линия производства микросферического топлива для ВТГР АЭС "Шидаовань", запущенная в марте 2016 года

Североамериканские проекты

В США в 2005 году была утверждена программа разработки реакторов нового поколения NGNP (Next Generation Nuclear Plant). Одной из основных проблем в реализации программы является получение лицензии со стороны регулирующих органов.

Разработкой проектов высокотемпературных реакторов на североамериканском континенте занимаются компании X-Energy и General Atomics (США) и Starcore Nuclear (Канада).

Компания X-Energy, зарегистрированная в штате Мэриленд, разрабатывает энергоблок мощностью 50 МВт с перспективой увеличения мощности до 200 МВт. В 2016 году этот проект получил пятилетний грант от Министерства энергетики США на сумму 40 млн $.

Площадка АЭС X-Energy

В свою очередь, General Atomics разрабатывает концептуальный проект реактора с шаровыми твэлами мощностью 265 МВт. Компания не афиширует подробности о том, в какой стадии находится разработка. Но в обоих случаях одним из основных проблемных вопросов является лицензирование этих проектов. Некоторое время назад Комиссия по ядерному регулированию (NRC) опубликовала доклад о своём видении перспектив развития «не легководных» реакторов. Судя по имеющимся прогнозам, появление в США промышленных высокотемпературных реакторов вряд ли следует ожидать до 2025 года.

Канада

На мировом рынке ядерных технологий Канада известна в первую очередь тяжеловодными реакторами CANDU. Однако, поскольку их доля на мировом рынке является весьма ограниченной, канадские атомщики разрабатывают проекты реакторов, основанные на иных принципах.

В ноябре 2015 года компания Starcore Nuclear начала процесс подготовки лицензирования своего проекта тяжеловодного реактора (в местном законодательстве эта процедура носит название Vendor Design Review). Ожидается, что регулирующий орган CNSC завершит эту процедуру в течение 18 месяцев, после чего разработчики примут решение, следует ли подавать заявку на получение полной лицензии.

Технология Starcore предполагает использование твэлов не шаровой, а призматической формы, в остальных деталях мало отличаясь от китайских и американских аналогов. Компания разрабатывает энергоблок мощностью 20 МВт с возможностью расширения до 100 МВт. Бизнес-стратегия компании состоит в том, чтобы не строить реакторы на заказ, а продавать производимую ими электроэнергию. Себестоимость электроэнергии оценивается в 140$ за Мвт-ч, что, с одной стороны, не выдерживает конкуренции с другими производителями в крупномагистральных сетях, но для удалённых районов может оказаться более эффективным, чем дизель-электрическая генерация.

Футуристический дизайн проекта Starcore Nuclear

Футуристический дизайн Starcore Nuclear

Россия

В Российской Федерации развитием технологии ВТГР занимается "ОКБМ Африкантов", а ВНИИНМ помогает проекту с разработкой микросферического топлива. В апреле 2015 года Национальное агентство по атомной энергии Индонезии объявило консорциум в составе индонезийских компаний Rekayasa Engineering и Kogas и немецкой компании Nukem Technologies GmbH (дочернее предприятие АО «АСЭ) победителем тендера на предпроектную фазу по сооружению опытного энергетического реактора типа ВТГР в Индонезии. В конце 2015 года "ОКБМ Африкантов" завершило разработку концептуального проекта реактора. Теперь индонезийская сторона должна принять решение о проведении тендера на реализацию второй фазы — непосредственно сооружение реакторной установки.

Варианты применения ВТГР

Перспективы высокотемпературных реакторов

В числе преимуществ высокотемпературных реакторов называют также то, что, помимо электроэнергии, они могут также непосредственно вырабатывать и тепловую энергию. Недавно программа исследования рынка тепловой энергии, финансируемая Евросоюзом, оценила объёмы этого рынка в 946 – 1,376 млн. т. условного топлива, из которых атомная генерация способна покрыть 260 – 430 млн. т., для чего потребуется удвоение нынешней мощности парка реакторов.

Преимуществом высокотемпературных реакторов, как уже говорилось выше, является присущая их конструкции «естественная безопасность». Если нынешние легководные реакторы снабжены многоуровневыми дублирующими друг друга системами безопасности, что значительно удорожает стоимость производимой электроэнергии, то стоимость электроэнергии, производимой на высокотемпературных газоохлаждемых реакторах, может оказаться вдвое ниже, что позволит им успешно конкурировать с угольными электростанциями. По прогнозам, стоимость их электроэнергии составит менее 6,5 евроцентов за кВт-час. Кроме того, имеется большой ресурс для увеличения их КПД.

Среди всех разрабатываемых в мире проектов ВТГР наибольший интерес у наблюдателей вызывают разработки в Китае, где, как ожидается, их коммерческая эксплуатация начнется уже в ближайшем десятилетии.

Подробнее о развитие технологии ВТГР вы можете прочитать по тегу на нашем портале "Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы".