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.
Схема высокотемпературного газоохлаждаемого реактора
Отличительная особенность всех высокотемпературных реакторов – использование топлива TRISO, расположенного в виде свободнолежащих шариков или в призматических блоках под наклоном.
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
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 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 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 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.
Комментарии
Хочется услышать комментарии спецов, почему эта тема раньше не "пошла"?
Какой уровень выгорания топлива? Какая требуется степень обогащения урана? Возможно ли использование мокс-топлива? Как реактор относится к дряни типа америция и т.п.? Насколько радиоактивно облучённое топливо? Можно ли его там же - в том же "котле" - дожигать как в БНах? Возможно ли достичь 100% выгорания урана?
гелий дорог, а его надо оч много и интесивно качать. отсюда больше размеры реактора и высокая материалоемкость. Плюс как то надо было решить проблемы разгерметизации, что бы при полной утечки теплоносители топливо сохранило герметичность.
На различных экспериментальных реакторах пробывали разное топливо от природного урана, плутония до смеси урана с торием .
4 поколение это не просто ВТГР а быстрое ВТГР было бы очень интересно.
Китайцы строят на тепловых нейтронах.
Еще и полно проблем с самим гелием при хранении и транспортировке ибо в жидком виде сверхтекуч
Потому что выгорание маленькое. Топливо дорогое. Перерабатывать сложно. Огромная активная зона, ибо реактор графитовый. По размеру 100МВт ВГТР сопоставим с ядерным островом ВВЭР-1000. Стоимость отсюда следует.
Графитовая пыль - проблема для турбин. Высокий КПД - это брутто, а расходы на прокачку газа через АЗ высоки, так что нетто-КПД уже совсем не тот. Пассивная безопасность реализуется только на блоках небольшой мощности (впрочем, они уже огромные). Графит как конструкционный материал - говно и имеет свойство распухать под облучением, срок службы блока мал и продлению не подлежит. Большая масса радиоактивного графита удорожает утилизацию блока (и снова привет РБМК!).
Отрицательные температурные коэффициенты - это хорошо, но помимо этого есть сценарии разгона, которые ВГТР не закрывает.
В общем, это развлечение как раз для Китая: страна богатая, собирают все мыслимые технологии со всего мира. Из развитых попробовали только немцы (идея именно немецкая), но как попробовали, так и оставили.
Спасибо за статью ,познавательно. А касаемо стоимости - в случае монополиста РосАтом , это не принципиально. Если эти станции более безопасные ,но менее рентабельные - их можно в горной местности строить и в условиях вечной мерзлоты к примеру.Там они всё равно будут очень экономически выгодные.Я двумя руками за АЭС.
Безопасность впечатлила. Вот это - "что исключает возможность неконтролируемой цепной реакции" в особенности...
Были вроде проблемы с эрозией микрошариков и радиоактивной пылью, так как поток газа немалый. А шариков много и их надежность сомнительна, не то что герметичные толстостенные твэлы в ВВЭР
Также конструкционые материалы при температурах под 1000 градусов и радиоактвнсти неизвестно как себя поведут, также оборудование, герметизация итп.
Ну и есть в мире более насущная проблема-как включить в цикл использования уран 238, так как 235-го осталось на период не больше, чем период окончания запасов нефти и газа.
А что на счёт разрыва шариков от переполнения продуктами выгорания топлива? Судя по комментарию, Вы что то слышали.
Если довести температуру эксплуатации до 3-6к, то так можно и ракеты в космос/ к Марсу запускать. Это де факто означает доступный космос. Воды в космосе достаточно "Кольца Сатурна состоят из миллиардов кусков льда и камня." Если разогреть воду до 2к. то она перейдет в кислород и водород. Если поджечь - получится ~6к плазма. Подобные технологии вилами по воде писаны, но все же что-то в этом есть.
Имхо повеселее в Generation IV было бы повозиться с натриевыми БН-ами у которых в качестве рабочего тела термодинамического цикла - supercritical CO2. Уйдем от такого неудобного рабочего тела как вода (пожароопасна в контакте с натрием, удельные объемы резко растут при падении давления, отвод более половины тепла в окружающую среду через огромные градирни) при этом получим экономичность в 50-55%
Температура в БН ограничена материалами АЗ, а не водой.
См. проект БНВТ.
Интересная новость, годно пошла. Кстати, на википедии указана мощность по 210 Мвт на блок. И не только на википедии.
оживились "бумажные тигры", почуяли запах денег.
Неужели кто-то всерьез думает, что 50 лет исследований и несколько работающих/остановленных реакторов не вскрыли тех недостатков, которые присущи этой конструкции? Что все так прекрасно, как живописует автор статьи?
Бумажными тиграми у нас в отделе называли лаборатории, которые кормились с этого направления: нейтронщики, тепловики, экпериментаторы и прочие. Диссеры, премии и прочие ништяки. А реальный выхлоп был равен нулю.
Если в обычном реакторе "потекла" кассета, то ее достали и заменили новой. Комиссионно обследовали и навешали люлей по адресу. А в этой кастрюле потекли несколько шаров? Как их найти и достать? Никак, так и будут засирать контур. Далее, в больших графитовых реакторах (шары-то графитовые, о чем автор скромно умолчал) нейтронные поля "гуляют" по высоте и радиусу. Вспомним, что на РБМК операторы работали как пианисты, а на ВВЭРах они чай могут пить и заниматься гимнастикой во время смены, т.к. поля "стоят".
Далее, допустим произошла разгерметизация кастрюли, гелий вышел, а вместо него кто зашел? - воздух? и что будет с графитом при температуре 1000 град на воздухе?
Хорошие вопросы задаёте :)
Китайцы тоже хотят диссертации, научные звания и премии :)
год назад они установили корпус реактора, тогда же обещали осенью 2017 пустить его (первый блок АЭС "Шидаовань") . На сколько они придерживаются заявленного срока не знаю.
А какая ориентировочно потеря гелия в рабочем режиме?
Или там абсолютно герметично до 1500 градусов?
Не спец в этой области, но кмк разгерметизация это ЧП. Атом гелия очень маленький и проходит сквозь металл, поэтому используют разные сплавы. А вот воздух состоит из молекул и атомов гораздо большего размера чем атом гелия, поэтому зайти он вместо гелия не может.
210 мегаватт - это маломощные по сравнению с обычными. Почему не 1 гватт сразу?
Они и 210 не осилят, это чистая авантюра.
Под такую мощность серийное оборудование существует.
Забыли про газоохлаждаемый реактор космического назначения. Вроде как в 2019 году обещали начать испытания.
В смысле воды как теплоносителя для водо-водяных реакторов? Да это же не проблема, эта вода всё-равно нерасходная. Сколько нужно, столько привезут. Вода не бетон.
Не понял, в чём тут естественная безопасность?
Допустим:
1. В результате ошибки дозатор насыпал лишних шариков.
2. Нейтроны пошли делиться, как сумасшедшие.
3. Температура растёт.
4. ???
Тепловое расширение шариков увеличит активную зону и затормозит деление, или как?
топливо для ВТГР 4 поколения должно выдерживать полную утечку теплоносителя. Т.е если если у водяных реакторов, вода утекла, охладить топливо не чем, топливо проплавило ТВС и корпус реактора как на Фукусиме, то тут газ улетел реактор остыл, самопроизвольной реакции нет.
Разве гелий учавствует в ядерной реакции? Он же вроде даже не замедлитель и не поглотитель.
Как его отсутствие или наличие может регулировать реакцию?
гелий теплоноситель в ВТГР как и вода теплоноситель в ВВЭР.
Если нет теплоносителя обычно ядерное топливо начинает перегреваться разрушая реактор.
Хорошо. Гелий вытек, топливо перегрелось, реактор расплавился.
В чём естественная безопасность?
гелий вытек а топливо не может перегреться в этом естесвенная безопасноть
И что мешает топливу достичь температуры плавления, если ядерная реакция не остановилась? Оно же не из криптонита.
в данном случае мешает отрицательный коэффициент реактивности топлива.
А что он тогда заранее то не остывает? Вы не понимаете вопроса совсем, либо очень плохо умеете высказывать свои мысли.
у меня зависон в том же месте.
отрицательный коэффициент реактивности означает что чем выше температура тем меньше реактивность соответственно тем меньше и мощность реактора то есть при больших значениях отрицательного коэффициента реактивности ядерная реакция с ростом температуры топлива будет замедляется вплоть до перехода реактора в подкритичное состояние. Т.е при гипотетической аварии с разрывом главного питающего трубопровода и утечкой всего гелия ядерная реакция сама заглохнет, топливо не расплавится и тп. и тд.
Спасибо, теперь понятно.
А можно в двух словах объяснить, каким образом это работает? Дело в увеличении размера шарика при нагревании или в чём то ещё?
дело в физических свойствах материалов , вода к примеру так же имеет отрицательный коэффициент, но он слабей.
О ВТГР можете почитать тут. Минус в том что книга больше про преимущества и тп и значительно меньше про проблемы, ну и книга слегка старовата 2008 год.
У таких реакторов проблемы с эффективным расхолаживанием.
Газоохлаждаемые реакторы - это священный грааль для всех ядерщиков. Именно на них можно построить новую ядерную эру. Но у ГОР есть ряд проблем, неразрешимых на нынешнем этапе:
1). Как перерабатывать с него топливо - никто не знает. То есть вообще не понятно, на кой он нужен в 21-м веке.
2). Конструкционных материалов, способных работать под облучением при 1000 градусах - пока нет, и непонятно, когда будут.
3). По идее, такой реактор должен быть очень дешёвым: естественная безопасность, один контур, высокий КПД. На практике же все говорят, что он будет дороже обычных реакторов.
В итоге получается, что великолепный на бумаге реактор - на практике не имеет ни одного из достоинств, что ему приписывают.
Сейчас пытаться допилить ГОР - это всё равно, что с технологиями 19-го века осваивать космос. Запустить в небо пороховую шутиху - можно. Но достигнуть границы космоса, тем более запустить туда человека - нечего и думать.
Эту технологию следует пока отложить, и заняться БН и ЗЯТЦ.
ок, а когда электричество будет то?
обещают в этом году пускать.
Весьма спорный фактор для оценки достоинств гелия как теплоносителя. Воду тоже замучаешься облучать нейтронами для наработки в теплоносителе дейтерия с тритием,а р/а изотопы кислорода имеют периоды полураспада до нескольких секунд. Да и не они определяют основную опасность р/а отходов, образующихся при работе атомной промышленности. При утечке гелия-теплоносителя из реактора вместе с ним махом улетят в атмосферу и р/а осколки деления урана или плутония, в частности это изотопы йода-129,131, криптон-85, Хе-133, да и куча других легкокипящих радиоактивных элементов с жёстким излучением.
Ctavr, большой отрицательный коэффициент реактивности по любому из параметров тоже, обычно, не плюс, а минус. Например, для ВВЭР в последнее время стараются, чтобы температурный коэффициент реактивности был не слишком большим к концу кампании. Причина - в перечень рассматриваемых в проекте аварий внесена авария с разрывом трубопровода в парогенераторе, там происходит очень быстрое захолаживание активной зоны и повторный выход в критику...
И, да, я бы поставил не на ВТГР, а на реакторы с жидкометаллическим теплоносителем - там технологии отработаны, а параметры среды позволяют достигать примерно тех же параметров по подогреву газа.
Реакторы с ЖМТ есть свои плюсы связанные с ЗЯТЦ, если свинец взлетит то и по топливу все будет соответствовать 4 поколению.
А так у всё 4 поколение страдает экономикой в наших реалиях.
Быстрый ВТГР был бы очень интересен, тепловой ВТГР кроме еще большей безопасности ни чего не даст изза проблем утилизации топлива в первую очередь переработка графита.