Modulární heliový reaktor

Plynová turbína, modulární heliový reaktor (GT-MHR, GT-MHR)  je mezinárodní projekt na vytvoření jaderné elektrárny splňující požadavky 21. století na bezpečnost, založenou na vysokoteplotním plynem chlazeném reaktoru s heliovým chladivem pracující v přímém cyklu plynové turbíny. Anglický název "Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR)". Vytvoření dvou reaktorů tohoto typu je spolu s rychlými neutronovými reaktory BN-600 a BN-800 zahrnuto do rusko-amerického programu na likvidaci zbrojního plutonia , které není nutné pro obranné účely. Projekt je na paritním základě financován Rosatomem (RF) a Ministerstvem energetiky a NNSA (USA).

Na projektu se podílejí OKBM Afrikantov , RNTs KI , VNIINM , General Atomics (USA), Framatome (Francie), Fuji Electric (Japonsko) .

Cíle projektu GT-MHR

• Vytvoření závodu, který splňuje požadavky technologie 21. století z hlediska bezpečnosti, konkurenceschopnosti a minimalizace dopadů na životní prostředí.
• Uvedení prvního bloku GT-MGR do provozu nejpozději v roce 2023 s minimalizací výzkumu a vývoje s využitím nashromážděných světových zkušeností s technologií HTGR .
• Použití první a několika následujících jednotek ke spálení přebytečného plutonia pro zbraně .
• Vytvoření základny pro následnou komerční aplikaci této technologie pro výrobu elektřiny a tepla pro domácí i průmyslové potřeby, včetně výroby vodíku .

Designové prvky

GT-MGR je grafitovo-plynový reaktor sestavený do dvou modulů: vysokoteplotní reaktorová jednotka a jednotka přeměny energie (PCU). První obsahuje jádro a systém řízení a ochrany reaktoru (CPS) a druhý obsahuje: plynovou turbínu s generátorem , rekuperátor , chladničky. Přeměna energie je uzavřený Braytonův cyklus s jednou smyčkou .

Palivové prvky jsou mikrokuličky oxidu plutonia , oxidu uranu nebo nitridu o průměru 0,2-0,5 mm ve vícevrstvém obalu z pyrolytického uhlíku a karbidu křemíku . V souladu s konstrukčními výpočty je takový mikropalivový článek schopen účinně zadržovat štěpné úlomky jak za normálních provozních podmínek (1250 °C), tak i za nouzových podmínek (1600 °C).

Oba moduly reaktorové elektrárny jsou umístěny ve vertikálních železobetonových šachtách pod úrovní terénu.

Hlavní technické vlastnosti

Výhody

• Vysoká účinnost;
• Zjednodušení projektování jaderných elektráren díky modulární konstrukci reaktoru;
• Použití paliva ve formě mikročástic s vícevrstvým keramickým povlakem umožňuje efektivně zadržovat štěpné produkty při vysokých rychlostech vyhoření (až 640 MW den/kg) a teplotách (až 1600 °C);
• Použití prstencového jádra s nízkou hustotou výkonu umožňuje provádět odvod zbytkového tepla z reaktoru metodami přirozené cirkulace vzduchu;
• Vícenásobná redundance řídicích a ochranných systémů;
• Použití helia jako chladiva , látky, která je chemicky inertní a neovlivňuje rovnováhu neutronů ;
• Projekt také počítá s možností likvidace zbrojního plutonia . Jeden blok GT-MGR sestávající ze čtyř reaktorů je schopen za svůj provoz zpracovat 34 tun této látky. V souladu s projektovou dokumentací lze takto vyhořelé palivo likvidovat bez dalšího zpracování.

Nevýhody

• Nízký výkon. K výměně jedné jednotky VVER-1000 jsou zapotřebí čtyři jednotky GT-MGR. Tato nevýhoda je způsobena jednak použitím plynového chladiva , které má ve srovnání s vodou nebo sodíkem nízkou tepelnou kapacitu a jednak nízkou energetickou náročností aktivní zóny v důsledku splnění zvýšené požadavky na bezpečnost reaktoru. Tato vlastnost zpochybňuje argumenty o zjednodušení návrhu JE pomocí GT-MHR;
• Tvorba velkého množství dlouhodobého β-aktivního uhlíku 14 C v grafitovém moderátoru , který nemá přijatelné způsoby likvidace, a zásoby nahromaděné během provozu reaktorů RBMK jsou již poměrně velké. Při uvolnění do životního prostředí má 14 C tendenci se hromadit v živých organismech;
• Chybí přijatelné schéma přepracování a likvidace vyhořelého paliva. Zpracování látek obsahujících křemík je pro chemickou technologii velmi náročné. Jakmile tedy palivo vstoupí do reaktoru, bude trvale odstraněno z cyklu jaderného paliva.
• V současné době neexistuje žádná osvědčená průmyslová technologie výroby palivových článků z plutonia , což je spojeno s jeho extrémně složitou chemií. Zavedení takové výroby vyžaduje kapitálové investice srovnatelné nebo dokonce převyšující investice do zpracování uranu v celé historii jaderného průmyslu. Proto tvrzení o použití GT-MHR pro likvidaci plutonia pro zbraně vypadá dost pochybně. Zároveň je také třeba vzít v úvahu, že ve světě se nashromáždilo jen asi 400 tun plutonia, to znamená, že to může stačit na životní cyklus pouhých 10 energetických jednotek (každý 4 reaktory).
• Využití helia jako chladiva , protože v případě havárie spojené s odtlakováním reaktoru bude celé chladivo nevyhnutelně nahrazeno těžším vzduchem.

Milníky

• 1995-1997 - koncepční design.
• 2000-2002 - předběžný návrh.
• 2003-2005 - technický projekt.
• 2005-2008 — uvedení do provozu výroby paliva pro prototypový modul.
• 2009-2010 — Uvedení prototypového modulu GT-MGR do provozu.
• 2007-2011 — zprovoznění výroby paliva pro 4modulovou pohonnou jednotku AS GT-MGR.
• 2012-2015 — uvedení do provozu 4-modulové pohonné jednotky AS GT-MG

V tuto chvíli probíhá podrobnější vývoj projektu.

Vyhlídky projektu

Z odborného hlediska je projekt poměrně zajímavý, nicméně vzhledem k vyjmenovaným nedostatkům působí jeho průmyslová realizace pochybně a navíc utopisticky.

Viz také

• Nukleární reaktor
• Tlakovodní reaktor
• Grafitovo-plynový reaktor
• Jaderné palivo
• Cyklus jaderného paliva

Poznámky

Odkazy

• Místo projektu
• Ian Gore-Lacy, "Jaderná elektřina", kapitola 4.3 Reaktory nové generace (I Hore-Lacy, Nuclear Electricity ISBN 0-9593829-8-4 )
• Thomas B. Kinger, Nuclear Energy Encyclopedia: Science, Technology, and Applications; 22.7.1 GT-MHR (strana 247)
• Ran F., Adamantiades A., Kenton J., Brown C. Handbook of Nuclear Energy Technologies / Ed. V. A. Legasová. — M.: Energoatomizdat, 1989. — 752 s.
• Kostin V.I. VÝVOJ PROJEKTU JEDNOTKY PŘEMĚNY ENERGIE GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 . - S. 57-63 .
• Kostin VI, Kodochigov NG, Vasyaev AV, Golovko VF Power Conversion Unit s přímým cyklem plynové turbíny pro výrobu elektrické energie jako součást GT-MHR Reactor Plant Proc. HTR-2004 // Konference o vysokoteplotních plynem chlazených reaktorech, Peking, Čína, září. 22-24, 2004.
• Bojko V.I. HODNOCENÍ ZDROJŮ GRAFITU PALIVOVÝCH BLOKŮ REAKTORU GT-MGR  // Bulletin Tomské polytechnické univerzity. - 2005. - T. 308 . - S. 81-84 .
• VF. Zelenskyj, N.P. Odeychuk, V.K. Jakovlev, V.A. Gurin. SOUČASNÝ STAV PRACÍ NA VYSOKOTEPLOTNÍCH PLYNEM CHLAZENÝCH REAKTORŮ (HTGR) VE SVĚTĚ A VYHLÍDKY JEJICH UPLATNĚNÍ NA UKRAJINĚ  // Problémy atomové vědy a techniky. - 2009. - Vydání. 4-2 . - S. 247-255 .
• AI Kiryushin, NG Kodochigov, NG Kuzavkov a kol. Projekt vysokoteplotního heliového reaktoru GM-MHR s plynovou turbínou // Nucl. Engn. Design.. - 1997. - T. 173 . - S. 119-129 .
• N.G. Kodochigov et al. Výpočtové a experimentální studie neutronově-fyzikálních charakteristik jádra GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 , č. 1 . - S. 63-68 .
• L. Popov. Heliová jaderná elektrárna slibuje, že nevybuchne (membrana.ru, 29. srpna 2005).
• A. Ruchkin. Helium bude sloužit jaderné energetice . (Neftegaz.RU, 15. října 2009).