В настоящее время в Китае ведется строительство АЭС на базе высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов.Два модульных реактора полностью заводского изготовления уже установлены,а пуск станции намечен на ноябрь этого года.Мощность станции составит 210 Мвт,топливом послужат микротопливные,х пеллеты, которые встраиваются в сферы размером с бейсбольный мяч. Внешним слоем здесь служат графит и керамика, выполняющие роль замедлителя нейтронов.Тысячи подобных шаров размещаются в емкости, куда запускается гелий. Газ поглощает тепло, которое выделяют шары и перенаправляет тепло в парогенератор.Нагретый до высокой температуры водяной пар подается на турбину, которая, вращаясь, генерирует электричество.Завод по производству 300 тысяч таких шариков в Китае уже построен.
Новая АЭС строится вблизи города Weihai в провинции Shandong.Станцией будут совместно владеть энергетическая компания China Huaneng Group( 47.5% акций) China Nuclear Engineering & Construction (CNEC) ( 32.5% ) и Tsinghua University's INET( 20% ).
В дальнейшее развитие данной технологии выполнено технико-экономическое обоснование строительства двух АЭС по 600 Мвт у города Ruijin в провинции Jiangxi с вводом в эксплуатацию в 2021 году.
Как сообщил на 2016 International Topical Meeting on High Temperature Reactor Technology (HTR2016) профессор Жень Жу (Zhang Zuoyi),директор Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, Китай будет постепенно отказываться от сжигания каменного угля, убирая паровые котлы с ТЭС и заменяя их высокотемпературными газоохлаждаемыми ядерными реакторами (HTGRs). Модернизировать будут не все угольные ТЭС, а лишь те из них, что способны работать с очень нагретым водяным паром. Только они смогут выдержать температуры, характерные для высокотемпературных газоохлаждаемых ядерных реакторов.
Проблема реакторов такого типа лишь в их дороговизне. Электричество, генерируемое ими значительно дороже энергии, производимой на ТЭС с природным газом. Но в Китае, по словам разработчиков, есть возможность крупносерийно производить подобные реакторы и топливные «шары», так что себестоимость энергии можно существенно снизить.Использование существующей инфраструктуры угольных ТЭС также даст большую экономию на капзатратах.
Есть возможность снизить себестоимость квт*часа и за счет использования вторичного тепла,т.к. АЭС на базе HTGR ввиду высокой надежности могут размещаться вблизи городов и включаться в системы теплоснабжения.
По материалам зарубежных СМИ
Комментарии
А урана им хватит?
Про уран не знаю,а вот угля в Китае осталось лет на 30,да и то считая весь мусор.
Ну как бы не факт что все 30 лет это будет так же дешево. Легкодоступные месторождения исчерпаны.
С ураном ситуация сложнее, были тут материалы, что и его не так уж много.
АЭС имеет смысл делать только при условии что хватит на сколь нибуть продолжительный период, иначе это так и останется памятником бессмысленной растраты ресурсов.
ИМХО Уже сейчас можно начинать думать о том, чтобы, например, пихать в "шары" торий...
А тория много? На сколько хватит, и насколько придется менять общую технологию.
Тория - ОЧЕНЬ много.
Как его утилизировать - вот вопрос, конечно. Это к атомщикам.
Часть тория прямо в шарах будет, по идее, превращаться в плутоний и тут же сгорать.
С плутонием всё непросто. Чуть зазевался и всё рванёт.
превращаться? прям по мановению волшебной палочки? может трансформироваться? и не в плутоний 239(изотопов плутония не мало), а в уран? которой 233?
Да, много, но пока его еще не начали тратить...
Можно тут почитать: http://crustgroup.livejournal.com/30079.html (журнал относительно старый, но изменений по торию почти нет).
СПС а почему его не использовали не подскажите , в чем там трудности?
1. Торий трудно "поджечь", и не факт что вообще удастся запустить реакцию деления тория в таких шариках. Там требуются специфичные реакторы, как и с U238.
2. Аналогично как и с U238 надо организовывать очищение топлива после использования для повторного запуска в работу. А это очень грязное и очень сложное производство.
что на тории, что на 238уране ядерную реакцию не сделать, в первом случае нужно торий превратить в 233 уран, во втором случае превратить в 239 плутоний. Запасов что 238урана что тория хватит на тысячи лет.
Считать больше, больше разных неприятных осколков деления, в т.ч. "нейтронные яды", нужны модифицированные заводы для переработки ОЯТ с торием, "ремикс" топливо будет "горячим", для тория предпочтительны БН для полноценного облучения тория (а газоохлаждаемые реакторы с графитом в твелах - это схема на тепловых нейтронах)...
Ну и никто никогда на тории энергетические реакторы ещё не делал :-)
гуглите быстрые газоохлаждаемые реакторы. или вы имели ввиду что именно сейчас речь идет о тепловых?
Сходите по ссылке - это на 10-15 минут.
В 3-х словах:
- Торий более рассеянный элемент чем тот же уран.
- Топливный цикл на основе тория пока проработан сильно хуже уран-плутоневого - еще много вопросов требует проработки.
- г-н Острецов ( апологет ториевой ядерной энергетики) теоретик и мечтатель на пенсии.
- в Индии экспериментируют с торием очень плотно - может у них и получится...
СПС всем, я так понял дороже грязней, но когда других вариантов нет то как грится.....
Примерно так.
Топливный цикл на основе тория пока проработан сильно хуже уран-плутоневого - еще много вопросов требует проработки.
Хуже. Здесь скорее фундаментальная проблема. У тория нейтронный потенциал существенно ниже, чем у урана. С учётом неизбежных потерь нейтронов в реакторе замкнуть цикл на нём в гетерогенном реакторе (т.е. получить КВ > 1) очень сложно, точнее вообще практически невозможно (близко к этому подходит только реакторы с тяжеловодным замедлителем, типа CANDU после определённых мероприятий по улучшению нейтронного баланса, но только при очень малом выгорание топлива, что с точки зрения экономики мало приемлемо). Можно в теории в реакторах на расплавах солей при условие непрерывного отделения осколков и протактиния-233 из расплава (но теоретически достижимые КВ и там не особо велики, в лучшем случае что-то около 1,05), но там свои сложности.
Вообще кажется маловероятным, что удастся замкнуть цикл с торием для промышленных реакторов без внешнего источника нейтронов. Т.е. торий скорее интересен для гибридных и электроядерных реакторов (которые пока существуют только в эскизах). А для более-менее традиционных реакторов - скорее всего нет.
зато Урана-238 скока хошь...мерикосы даже из него снаряды к авиапушкам делают...
А наши наровят в белоярку запихнуть...Вроде бы получается. Белоярка кушает его.
трудностей много. возможно ключевая, заключается в самом процессе трансмутации тория 232, который получает нейтрон, и переходит в торий 233, а он в свою очередь очень быстро переходит в протоактиний 233, который затем распадается на уран 233 с периодом полураспада 27 суток. и вот эти самые 27 суток он будет отравлять активную зону реактора, поглощая нейтроны, которых, как мы знаем, много не бывает. эдакий нейтронный яд. мы ж не быдем каждый день вздергивать крышку реактора, вынимать топливо, так ведь? но зато в жидкосолевых реакторах, теоретически возможно онлайн переработка. так что если и взлетит, то только в жср
торий один из самых распространенных элементов
>>ИМХО Уже сейчас можно начинать думать о том, чтобы, например, пихать в "шары" торий...
Нельзя (точнее можно пару высоко обогащённый уран-235 - торий, но особого выигрыша нет). По двум причинам. Первая - ОЯТ такого типа далее вообще не подлежат переработке, для этого нет никакой осмысленной технологии (топливо рассеяно по углеродной матрице и оделить его от неё и перевести в раствор или расплав кране сложно, причём матрица после облучения в реакторе содержит приличное количество углерода-14, изотопа крайне мерзкого). Т.е. на данный момент реакторы такого типа могут работать только в открытом цикле.
Второе - КВ торий-уранового цикла в реакторах с графитовым замедлителем получается меньше единицы. Это позволяет использовать (даже если удастся решить первую проблему) лишь достаточно небольшое количество тория. Реактор в любом случае будет нуждаться в подпитке ураном 235.
А зачем впихивать торий и уран в графит? Неужто нельзя просто в керамику? Тогда и переработать получится.
Главное - чтобы шарик грелся и плевался нейтронами :-) что у него внутри - всем имхо без разницы.
А зачем впихивать торий и уран в графит? Неужто нельзя просто в керамику? Тогда и переработать получится.
Матрица должна быть очень жаростойкой, достаточно устойчивой к воздействие нейтронов (т.е. не слишком сильно распухать и менять физические свойства под действием этого фактора) и слабо поглощать нейтроны. Найти материал удовлетворяющий всем этим требованиям одновременно не очень просто. По сути кроме графита в качестве основы матрицы ничего пока и предложено не было.
С запасами урана полной ясности нет,как и нет ясности,сколько его понадобится через 60 лет.Уран в принципе можно добывать из морской воды,дорого конечно,но не критически для конечной цены энергии.
Угля-то может и хватить, особенно в свете того, что большую часть потребляемого угля Китай закупает. А вот здоровья уже не хватает, так как загрязнение воздуха в Китае в последние лет7-8 происходит именно из-за ТЭС. Так что чем раньше их закроют, тем лучше.
Это сколько? 5%? 8%? Или он может целых 10% закупает (в планах)?
Мне не нравится эта идея. Станции будут засраны, если оболочки топливных шаров будут, скажем, охрупчиваться и ломать друг друга. Второй вопрос - КАК они собираются мощность регулировать?
Реактор-наработчик типа РБМК ИМХО и то выглядит более разумным решением для Китая.
Там оболочки из карбида кремния - оный по твердости и прочности в разы лучше всяких металлических сплавов и не охрупчивается. Химически стоек, температура плавления - 2700градС.
мощность регулируется так же стержнями-поглотителями,технически - решаемая проблема, тем более что газовые реакторы в управлении даже легче чем водяные, из-за отсутствия эффекта выкипания воды. Впрочем газовые реакторы имеют другие, не менее серьезные проблемы, например неэффективное использование топлива...
РБМК - очень технологичное изделие и в изготовлении и в монтаже. Надо сотни каналов сделать качественно и качественно их собрать. А китай, как показала практика, может проконтролировать одно изделие, но контроль работоспособности десятка изделий уже вызывает проблемы, не говоря о тысячах)))) Понятно что айфончик - не канал РБМК, но как мы помним разруха начинается с малого, не проверяют как положено мелочевку - где гарантия что будут проверять как следует серьезные вещи?
Однако, под действием даже медленных нейтронов (о быстрых вааще молчу, а этих быстрых тоже не мало в АЗ реактора), происходят "мутации" элементов. В результате, кремний и углерод постепенно, но неуклонно превращаются в другие элементы, примесь которых в карбиде кремния представляет из себя деффекты кристаллической решётки и дефекты растут, естественно, что приводит к крайне нежелательным последствиям. Кроме того нейтроны сами выбивают атомы из кристаллической решётки, что тоже не способствует..., так сказать.
Твердость и хрупкость - практически всегда сопутствуют. Стекло, например - твердое, но хрупкое. Так же и с карбидом кремния.
Так же и с прочностью - есть прочность на изгиб, на излом, на сжатие и на растяжение. И если с прочностью на сжатие у силита всё неплохо, то со всеми остальными - наоборот.
Не соблаговолите ли привести ссылке на стабильно работающий и управляемый "легче, чем водяные" газовый реактор? По-моему, ни одного действующего промышленного ВТГР ещё нет, потому китайцы и строят первые блоки на средние мощности.
РБМК никогда наработчиком не был, это чисто энергетический реактор. Наследник первых наработчиков, но сам по себе эту функцию выполнять не рассчитан.
По-моему, вы несколько не в теме.
Пара китайских чернобылей и успокоятся станции строить.
Особенно новых, непроверенных дизайнов с неотработанными технологиями.
Они достаточно отработаны, китайцы не американцы. Единственное, такие реакторы достаточно маломощны. Тепла от них, ЕМНИП, поменьше, чем от обычных реакторов. Так что иметь распространение они будут исключительно в местностях, куда не проведешь так просто электричество. Например на островах.
Не приведете ли данные по количеству и месту постройки предыдущих версий таких реакторов в Китае, если они, по вашему мнению, отработанны?
Как от реакторов с рабочей температурой 900 градусов может быть меньше тепла, чем от обычных? И что такое "обычный ядерный реактор"?
это германский дизайн, по моему они у немцев выкупили. кстати в гермашке был действующий втгр. про тепло. наверно имелось общее тепловыделение, а не температура. например в рбмк, который гигаватник, температура меньше, чем у ввэр 440.
Если на их смог посмотреть становится совсем грустно.
1) А что будет, когда реактор разгерметизируется и весь гелий улетит в атмосферу?
2) Какая у такого реактора пассивная безопасность?
1) А что будет, когда реактор разгерметизируется и весь гелий улетит в атмосферу?
Одна из существенных проблем с безопасностью этих реакторов. А если представить, что получится, если вместо гелия в контур пойдёт воздух - становится вообще страшно :) Шарики то из графита (со слоями карбида кремния), а при высокой температуре всё это прекрасно горит. :)
Звучит как новость оттуда ;). Можно по подробнее про данный реактор? Как я понял на русском нет?
Ну хотя бы вот, для первичного ознакомления.
http://www.okbm.nnov.ru/reactors#vthr
Интересно там в процессе циркуляции He3 образуется? Ну тот что можно использовать в термоядерных реакциях.
То есть они не будут строить атомные электростанции с нуля, а будут апгрейдить угольные? В RTS переиграли? АЭС - это комплекс изначально заточенный под безопасность и устойчивость. И то, Чернобыль и Фукусима показали, что даже такие продуманные проекты (ну да, с криворукими исполнителями, но это константа для всех) могут давать страшные аварии. Я ни разу не специалист в атомной энергетике, я вообще с физикой не особо того, но мне почему-то стремно.
У них десятки почти однотипных тепловых блоков, может и выгодно будет.
Написано, что реакторные блоки полностью заводского изготовления. Это должно решить проблемы безопасности. ХЗ, как там они эти реакторы к существующим теплообменникам подключают, но сильно опасным, пока гелий не выйдет, это быть не должно.
И новые АЭС будут строить и параллельно ТЭС под АЭС абгрейдить.
Похоже на первоапрельскую шутку.
По моим данным, строительство рабочих газоохлаждаемых реакторов (высокотемпературных, тем более с шаровыми ТВЭЛами) в ближайшие десятилетия невозможно. Тем более модульные, полностью заводского изготовления. Это технология не XXI, а XXII века уже.
Хотелось бы каких-нибудь ссылок, помимо "мамой клянусь, сам только что об этом слышал". Ну или хотя бы названия этого фантастического реактора.
Хотелось бы каких-нибудь ссылок на "ваши данные". Тем более о технологиях XXII века)
Экспериментальный реактор был и работал довольно долго, в Германии (АЭС Юлих). Так что при желание построить можно. Хотя конечно экономика с безопасностью такого типа реакторов пока вызывает много вопросов.
Судя по конструкции,вряд ли газовый реактор опаснее существующих при том,что заданный уровень пассивной безопасности достигается меньшими затратами.
Страницы