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
