Основные характеристики РУ с ВТГР

АЭУ ВГ-400 двухцелевого назначения: для комбинированной выработки высокопотенциального тепла и перегретого пара заданных параметров в составе опытно-промышленной атомной энерготехнологической станции, предназначенной для производства аммиака в химико-технологической части и выработки электроэнергии в паротурбинной установке.

АЭУ ВГМ Опытно-промышленнаяустановка ВГМ модульной концепции с шаровыми твэлами предназначена для производства высокопотенциального тепла и электроэнергии.

АЭУ ВГМ-П Установка в отличие от АЭУ ВГМ предназначена для теплоснабжения типового нефтеперерабатывающего завода производительностью 12 млн. тонн нефти в год.

Эскизный проект установки ГТ-МГР сочетает безопасный модульный реактор мощностью 600 МВт с кольцевой активной зоной из призматических тепловыделяющих сборок (ТВС) и блок преобразования энергии (БПЭ) с газовой турбиной для производства электроэнергии в газотурбинном цикле с эффективностью до 48 %.

Параметры большинства разработанных проектов ВТГР хорошо отвечают требованиям их технологического применения, в том числе, для производства водорода из воды.

Основываясь на имеющемся проектном заделе, ОКБМ в 2004 г.разработало концептуальный проект реакторной установки МГР-Т, специально предназначенной для целей промышленного производства водорода.

Реакторная установка ГТ-МГР

Концепция модульного гелиевого реактора ГТ-МГР базируется на опыте гелиевоохлаждаемых реакторов с призматическими ТВС и керамическим микротопливом, а также инновационных решениях по системе преобразования энергии с замкнутым газотурбинным циклом и турбомашиной на электромагнитных подшипниках.

Международной проект ГТ-МГР был инициирован в 1995 году Минатомом России и фирмой General Atomics. Позднее к проекту присоединились Фраматом и Fuji Electric. В 1997 г. был разработан Концептуальный проект ГТ-МГР. В 1999 г. концептуальный проект успешно прошел экспертизу в России и США и международную экспертизу с участием независимых экспертов из США, Японии, Германии, Франции и России. Экспертиза подтвердила, что отсутствуют непреодолимые препятствия для реализации проекта.

Исследования, выполненные участниками проекта на концептуальной стадии, показали возможность глубокого выжигания плутония оружейного качества в реакторе ГТ-МГР с последующим захоронением отработанного топлива без дополнительной переработки. Поэтому ГТ-МГР был предложен как дополнительный вариант для решения этой задачи, и в рамках «Соглашения между Правительством Российской Федерации и Правительством США о научно-техническом сотрудничестве в области обращения с плутонием, изымаемым из военных программ» от 24 июля 1998 г., был разработан эскизный проект ГТ-МГР. Проект финансировался на паритетных началах DОЕ США и Минатомом России. Отдельные работы по блоку преобразования энергии поддерживались EPRI, а также Европейским союзом и Японией через ISTC. Разработка проекта была завершена в начале 2002 г.

Зарубежные участники проекта (GA, ORNL, EPRI) внесли свой вклад в виде выработки концепции установки, передаче отдельных технологий, расчетных кодов, поставки оборудования, передачи опыта создания и эксплуатации реактора Fort Saint Vrain и др.

В 2002 г. эскизный проект был рассмотрен и одобрен Минатомом России как одно из инновационных направлений реакторных технологий. Международная кооперация, позволяет эффективно использовать имеющийся опыт, снизить технический риск и затраты на разработку проекта.

В России проект ГТ-МГР включен в Федеральную целевую программу «Развитие атомного энергопромышленного комплекса России на 2007 - 2010 гг. и перспективу до 2015 г.», одобренную правительством Российской Федерации как одно из направлений разработки реакторных установок нового поколения, обеспечивающих высокую безопасность, эффективное производство электроэнергии и производство технологического тепла.

Координационный комитет проекта ГТ-МГР принял решение до начала разработки технического проекта сконцентрировать усилия и средства на выполнение ОКР по топливу, гелиевой турбомашине с электромагнитными подшипниками, валидации физических кодов и кодов транспорта продуктов деления с экспериментальным обоснованием.

Общее описание ГТ-МГР

Реакторный блок, состоит из связанных воедино двух блоков: модульного высокотемпературного реактора и системы преобразования энергии с прямым замкнутым газотурбинным циклом (рис. I.15).

Газотурбинный цикл преобразования энергии с гелиевой турбомашиной, рекуператором и промежуточным охлаждением обеспечивает термический КПД на уровне 48 %. В совокупности прямой замкнутый газотурбинный цикл и модульный реактор создают предпосылки снижения капитальных затрат на строительство, эксплуатацию и техническое обслуживание, за счет упрощения схемы производства электроэнергии и снижения количества систем безопасности. Возможность реализации этих предпосылок зависит от конкретных технических решений.

Рис. I.15. Реакторный блок ГТ-МГР

1 – генератор; 2 –рекуператор; 3 – турбокомпрессор;

4 –промежуточный холодильник; 5 – предварительный холодильник;

6 – сборка СУЗ; 7 – активная зона; 8 – система корпусов;

9 – система охлаждения остановленного реактора

РУ ГТ-МГР кроме более высокого к.п.д. производства электроэнергии, имеет хорошие потенциальные возможности использования сбросного тепла. Утилизация сбросного тепла для целей теплоснабжения позволяет, совместно с преобразуемым теплом в цикле, практически полностью использовать тепло от реактора (коэффициент использования тепла ~ 99 %) без внесения каких-либо конструктивных изменений в БПЭ. При комбинированном режиме выработки электроэнергии и тепла электрическая мощность установки составит 191 МВт, тепловая мощность, отводимая сетевой водой 400 МВт.

Основные показатели ГТ-МГР приведены в табл. I.15.

Т а б л и ц а I.15