Китай продолжает развивать программу высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов

Андрей Виноградов, к.т.н., гл. конструктор проектов 

В планах Компартии Китая принято строительство 150 атомных реакторов для замены тепло-электрогенерирующих станций (ТЭС) на угле. Если в китайской тепло-электрогенерирующей установке HTR-PM600 (INET), см. рис. 1, сделать высыпание ядерного топлива из активной зоны в момент его перегрева в начале аварийной ситуации, то установка станет, несомненно, безопасней.

Её даже можно будет использовать для замены угольных ТЭС и ТЭЦ, расположенных прямо в черте города. При этом идея многозонных атомных реакторов, см. рис. 4, с пассивным опорожнением активной зоны от ядерного топлива станет основным принципом их безопасной эксплуатации.

Китай продолжает развивать программу высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) [1], о чем доложил 05.09.2018 в ходе китайского международного форума, посвящённого вопросам устойчивого развития атомной энергетики, Дун Юйцзе (Dong Yujie) из пекинского института ядерных технологий (INET). Развивают одновременно два типа реакторов:

1 - высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы HTR-PM600 [1];

2 - малые модульные реакторы [3] типа «Ядерной батарейки», см. рис. 2.

Разработке HTR-PM600 с 1970-х годов предшествовали работы с т.н. холодным быстрым газовым реактором (GFR) [2] и высокотемпературным HTR-10 [1]. Практический опыт высокотемпературной программы в Китае начался с исследовательского реактора HTR-10, построенного в Пекине, и впервые выведенного на критику в 2000 году. Это аппарат с тепловой мощностью 10 МВт (т). Выбор теплоносителя и замедлителя традиционен для реакторов ВТГР - графит и гелий, соответственно. Давление в гелиевом контуре составляет 3 МПа, выходная температура гелия - от 700°C до 900°C. Активная зона реактора и парогенератор расположены в отдельных стальных корпусах, соединённых между собой по гелиевому контуру трубопроводом. В активной зоне содержится 27 тысяч шаровых топливных элементов. 

Для демонстрации возможностей высокотемпературных технологий с  точки зрения коммерческого применения в Китае ведётся строительство блока №1 АЭС "Shidao Bay" с двумя реакторами HTR-PM, работающими на одну турбину. Проект HTR-PM базируется на технологиях, отработанных в ходе создания реактора HTR-10. Основные задачи реакторов HTR-PM после их коммерциализации видятся следующим образом [1]: 

- дополнение к парку легководяных реакторов, в первую очередь, с целью замены угольных станций в густонаселённых регионах;

- производство не только электроэнергии, но и горячего пара, а также производство водорода;

- способствование внедрению в китайской промышленности технологических инноваций.

Для нужд топливообеспечения блока в 2010 году был создан демонстрационный топливный завод с производительностью до 100 тысяч шаровых твэлов в год. В марте 2013 года началось строительство коммерческого топливного завода с производительностью до 300 тысяч шаровых твэлов в год. Сооружение завершилось в марте 2016 года, а в августе 2016 года началась эксплуатация завода [1].

Затем коммерческий проект HTR-PM600 будет представлять собой эволюционное развитие проекта HTR-PM. Его главное отличие состоит в том, что к одной турбине будут подсоединены шесть реакторных модулей, а не два. Это фактически многозонный атомный реактор. Суммарная тепловая мощность блока составит 1500 МВт (т), электрическая - 655 МВт (э). Давление в первом (гелиевом) контуре составит 7 МПа. Выходная температура гелия - 750°C. Температура пара - 566°C. Первый бетон на сооружении "Shidao Bay-1" для HTR-PM был уложен в декабре 2012 года. В 2016 году были установлены оба реактора HTR-PM, а в декабре 2017 года завершился монтаж первого реакторного модуля.

Рис. 1 HTR-PM600 (INET) [1].

Этой установке предшествовал реактор HTR-10, который был сооружен на блоке №1 АЭС "Shidao Bay". В 2000 году произошел его физический пуск. Конструкция реактора HTR-10 не раскрыта. 

8 января 2022  — ГЛАС. Концерн China Huaneng Group, выступающий 5-м производителем энергии в КНР, объявил об успешном запуске SMR, см. рис. 2 [3]. Как сообщает портал ria.ru, SMR является первым в мире малым модульным реактором (SMR). Конструкция и режимные параметры SMR полностью засекречены.  По конструкции и размерам он похож на «Ядерную батарейку» на основе «Атомного двигателя Виноградова» [4].

Рис. 2, SMR China Huaneng Group [3].

Стоит отметить, что мощность SMR, который базируется на АЭС «Шидаовань», равняется 200 мегаваттам (не ясно, это электрическая или тепловая мощность). Создатели новейшего SMR утверждают, что он абсолютно безопасен, так как в нем реализована система пассивного выключения при возникновении нештатной ситуации. 

Если это действительно так, то уже в обозримом будущем может свершиться мечта всех экологов — нагрев воды на локальных ТЭС и ТЭЦ. Однако ключевое значение иное: в случае «обкатки» и доказательства эффективности технологии шаровых ТВЭЛов грядет грандиозная революция. Однако важным моментом является способность КНР вывести данный проект в производственный масштаб. Объект прошел успешную синхронизацию и подключение к сетям провинции Шаньдун и теперь поставляет электроэнергию потребителям КНР. 

Данный объект, как отмечают атомщики КНР, выступает в качестве реактора 4-го поколения. В нем используются тепловыделяющие элементы, которые представлены не в виде трубок (стержней), а шарообразные ТВЭЛы. Правда, данная концепция вовсе не новая, так как ее прорабатывали еще физики из СССР. 

В РИА «Новости» отмечают, что будущее находится за модульными проектами SMR China Huaneng Group, и КНР в данном направлении пока занимает лидирующее положение [3].

Интересен тот факт, что этим разработкам предшествовал проект т.н. холодного газоохлаждаемого реактора с углекислым газом сверхкритических параметров в качестве теплоносителя  - System Layout with Supercritical-CO2 Indirect Cycle [2], в результате чего появилась разработка высокотемпературного быстрого газового реактора (HTR-PM) с рабочим телом гелием.

Рис. 3. GFR System Layout with Supercritical-CO2 Indirect Cycle (Hejzalar et al., 2006) [2].

На рис. 3 в турбину поступает рабочее тело гелий, а под рисунком написано Supercritical-CO₂, возможно ошибка. На рис. 3 показана одноконтурная схема, т.е. рабочее тело сразу поступает на турбину. Система допускает потенциально использовать прямой цикл Брайтона (Brayton Cycle)  с высокой эффективностью (к.п.д. около 50%). Однако температура СО₂ на выходе из активной зоны достигала только 850 ⁰С, что было предопределено жаростойкостью имеющихся в наличии шаровых твэлов и материалами активной зоны. Отмечены многократные преимущества применения СО₂ по сравнению с двухконтурными пароводяными технологиями [5], например с ВВЭРами. 

В проекте HTR-PM600 [1] к турбине будут подсоединены уже шесть реакторных модулей, а не два. Суммарная тепловая мощность блока составит 1500 МВт (т), электрическая - 655 МВт (э). Давление в первом  контуре составит 7 МПа. Выходная температура гелия - 750°C. Температура пара - 566°C. Из чего можно сделать вывод, что имеется парогенератор, т.е. схема двухконтурная и используется паровая турбина. 

В плане ядерной безопасности этого энергоблока пока нет экспериментальных данных. Но если конструкторы реализуют HTR-PM600 по принципу энергоустановки, идея которой изложена ниже, т.е. с высыпанием шаровых твэлов из активной зоны в момент перегрева твэлов, то  конечно, его можно будет использовать для замены угольных и газовых ТЭС и ТЭЦ непосредственно в черте города.

Многозонный атомный реактор для генерации электроэнергии и тепла (МАР-ЭТ)

Одна из последних идей это нагрузить одну высокооборотную газовую турбину несколькими независимыми активными зонами, что позволит в малых габаритах получать большую мощность на валу турбины. Принцип нагрузки лопаточного аппарата турбины в нескольких сегментах по окружности  заимствован из работы авиационной турбины, у которой могут несколько камер сгорания не работать по какой-то причине, и расход рабочего тела на вход турбины уменьшается, но сама турбина продолжает работать на пониженной мощности. На рис.4 показан один из вариантов компоновки газовой турбины с 4-мя активными зонами быстрых реакторов. Используется System Layout with Supercritical-CO₂ Indirect Cycle. 

Система допускает потенциально использовать прямой цикл Брайтона (Brayton Cycle)  с высокой эффективностью (к.п.д. около 70%) при температуре рабочего тела на выходе из активной зоны реактора до 1400 ⁰С. Ядерное топливо в активных зонах находится в шаровых твэлах-ШПГО с молибденовой капсулой для таблетки ядерного топлива.. Каждая активная зона поз. 1 полностью автономна в управлении и выводе ядерного топлива в случае его перегрева. Сигналом на спусковой крючок раскрытия створок люка активной зоны, через который происходит высыпание шаровых твэлов, является температура шаровых твэлов в активной зоне. В случае превышения этой температурой заданного значения происходит автоматически простое (без электронной аппаратуры) механическое раскрытие спускового крючка. 

Твэлы-ШПГО высыпаются в специальный контейнер поз. 3 - «гробик», в котором они принимают форму засыпки с большой подкрbтичностью, т.е. плоскую форму и пропитываются жидким свинцом, который выливается из экрана активной зоны. Технология удаления твэлов-ШПГО из активной зоны и дальнейшая их утилизация  полностью повторяет принципы, использованные в «Атомном двигателе Виноградова», а именно, обеспечивается абсолютная безопасность атомного реактора от расплавления ядерного топлива и выброса радиации в окружающую среду.

Такая конструкция многозонного атомного реактора (МАР-ЭТ), вырабатывающая электроэнергию и тепло для сетей отопления, может безопасно использоваться для замены ТЭС на угле и газе.  Причем, установку МАР-ЭТ можно производить в пределах населённых пунктов на месте ТЭС в уже имеющихся помещениях на месте демонтированных котлов ТЭС. МАР-ЭТ не требует обслуживания и ремонта, и минимум  строительных работ. Срок эксплуатации с одной загрузкой ядерного топлива от 3 лет. Подробные характеристики пока засекречены.

Рис. 4. Конструкция многозонного атомного реактора (МАР-ЭТ),  (2021 г).

На рис. 4 показаны только основные узлы: 1 - активная зона с твэлами-ШГПО; 2 - свинцовый экран активной зоны; 3 - контейнер для вывода ядерного топлива из активной зоны - «гробик»; 4 - стенка усиленного теплоотвода; 5 - узел створок раскрытия активной зоны; 6 - напорная кольцевая камера на входе в активную зону; 7 - отсечной клапан на выходе компрессора; 8 - компрессор рабочего тела; 9 - камера охлажденного рабочего тела на входе в компрессор; 10 - вал турбины и компрессора с сальником и узлами подшипников; 11 - извлекаемый блок активной зоны для замены; 12 - отсечной клапан на выходе из активной зоны (на входе в турбину); 13 - теплообменник охлаждения рабочего тела и нагрева воды второго контура (на отопление); 14 - газовая турбина; 15 - камера отработанного рабочего тела.  Стрелками указано направление движения рабочего тела. 

Транспортные габариты и масса установки позволяет легко доставлять и монтировать МАР-ЭТ прямо внутри здания взамен котлов и турбины ТЭС. Время замены одного энергетического сегмента поз. 11 с активной зоной поз. 1 около 2-3-х часов. Замену энергетического сегмента поз. 11 можно производить без отключения газовой турбины. Отработавший срок эксплуатации энергетический сегмент заменяется на новый заводом-изготовителем.

В заключении отвечу на часто задаваемые мне вопросы: - «Почему газотурбинная установка с атомным реактором дешевле пароводяной установки с водо-водяным реактором ВВЭРом?» Посмотрите на рисунок ниже, и сами поймёте. «Паровозные» технологии должны уйти из России сами, или их экономически попросту вытеснят дешевые и выгодные тепло-электрогенерирующие установки. Причём, дешевизна это не проценты, а в разы - атомная ГТУ в 3- 4 раза дешевле и легче по массе, чем ВВЭРы. И строительных работ практически нет.

Рис.5. Взят из публикации: Supercritical CO2 Brayton Cycle Development Gary E. Rochau, Technical Area Lead Advanced SMR Energy Conversion [5].

PS. От души благодарю всех инженеров и конструкторов,  доцентов и профессоров, помогавших мне советами и практически при разработке технологии «Ядерной батарейки». Жду от читателей честных и обоснованных замечаний, мнений и поправок.

Ссылки:

1. Китайские ВТГРы _ Атомная энергия 2.0 18.09.2018 .pdf

2. The gas-cooled fast reactor (GFR) and its fuel cycle _ Capital Energy 20.08.2015 .pdf

3. РИА _Новости__ КНР построит атомный коммунизм 08.01.2022.pdf

4. PRoAtom - «Атомный двигатель Виноградова».pdf

5. Supercritical CO2 Brayton Cycle Development,  NEA CsCO2 Brayton Brief.pdf