Moduláris hélium reaktor

Gázturbinás, moduláris héliumreaktor (GT-MHR, GT-MHR)  egy nemzetközi projekt a 21. század biztonsági követelményeinek megfelelő atomerőmű létrehozására, amely magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktorra épül, hélium hűtőközeggel. közvetlen gázturbinás ciklusban működik. Angol neve "Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR)". Két ilyen típusú reaktor létrehozása, valamint a BN-600 és BN-800 gyorsneutronreaktorok szerepelnek a fegyveres minőségű plutónium ártalmatlanítására irányuló orosz-amerikai programban , amely védelmi célokra nem szükséges. A projektet paritásos alapon a Rosatom (RF) és az Energiaügyi Minisztérium finanszírozzaés az NNSA (USA).

A projektben részt vesz az OKBM Afrikantov , az RNTs KI , a VNIINM , a General Atomics (USA), a Framatome (Franciaország), a Fuji Electric (Japán) .

A GT-MHR projekt céljai

• Olyan üzem létrehozása, amely megfelel a 21. századi technológia követelményeinek a biztonság, a versenyképesség és a környezetterhelés minimalizálása tekintetében.
• Az első GT-MGR egység üzembe helyezése legkésőbb 2023-ig a K+F minimalizálásával a HTGR technológia terén felhalmozott világtapasztalat felhasználásával .
• Az első és több azt követő egység felhasználása a felesleges fegyverek szerinti plutónium elégetésére .
• Bázis létrehozása ennek a technológiának a későbbi kereskedelmi alkalmazásához háztartási és ipari szükségletek villamosenergia- és hőtermelésére, beleértve a hidrogéntermelést is .

Tervezési jellemzők

A GT-MGR egy grafit-gáz reaktor , amely két modulból áll: egy magas hőmérsékletű reaktoregységből és egy energiaátalakító egységből (PCU). Az első tartalmazza a zónát és a reaktorvezérlő és védelmi rendszert (CPS), a második pedig: egy gázturbinát generátorral , egy rekuperátort , hűtőket. Az energiaátalakítás egy zárt egyhurkos Brayton-ciklus .

Az üzemanyag elemek 0,2-0,5 mm átmérőjű plutónium - oxid , urán - oxid vagy nitrid mikrogömbök pirolitikus szénből és szilícium - karbidból álló többrétegű héjban . A tervezési számítások szerint egy ilyen mikroüzemanyag-elem képes hatékonyan visszatartani a hasadási törmelékeket mind normál üzemi körülmények között (1250 °C), mind vészhelyzetben (1600 °C).

A reaktortelep mindkét modulja a talajszint alatti függőleges vasbeton aknákban található.

Főbb műszaki jellemzők

Előnyök

• Magas hatásfok;
• Az atomerőművek tervezésének egyszerűsítése a reaktor moduláris felépítése miatt;
• A többrétegű kerámia bevonattal ellátott mikrorészecskék formájú tüzelőanyag felhasználása lehetővé teszi a hasadási termékek hatékony visszatartását magas égési sebesség (legfeljebb 640 MW nap/kg) és hőmérséklet (1600 °C-ig);
• A kis teljesítménysűrűségű gyűrű alakú mag alkalmazása lehetővé teszi a maradékhő eltávolítását a reaktorból természetes légkeringtetéses módszerekkel;
• Vezérlő- és védelmi rendszerek többszörös redundanciája;
• Hélium felhasználása hűtőközegként , kémiailag inert anyag, amely nem befolyásolja a neutronok egyensúlyát ;
• A projekt lehetőséget biztosít a fegyveres minőségű plutónium ártalmatlanítására is . Egy négy reaktorból álló GT-MGR egység 34 tonna anyag feldolgozására képes működése során. A tervdokumentációnak megfelelően az ilyen besugárzott üzemanyag további feldolgozás nélkül ártalmatlanítható.

Hátrányok

• Alacsony fogyasztású. Egy VVER-1000 egység cseréjéhez négy GT-MGR egység szükséges. Ezt a hátrányt egyrészt a vízhez vagy a nátriumhoz képest alacsony hőkapacitású gázhűtőfolyadék alkalmazása , másrészt a mag találkozásából adódó alacsony energiaintenzitása okozza. fokozott reaktorbiztonsági követelmények. Ez a funkció megkérdőjelezi az atomerőművek tervezésének GT-MHR-rel történő egyszerűsítésével kapcsolatos érveket;
• A grafit moderátorban nagy mennyiségű hosszú élettartamú β-aktív szén képződése 14 C , amelynek nincs elfogadható ártalmatlanítási módja, és az RBMK reaktorok működése során felhalmozott tartalékok már meglehetősen nagyok. A környezetbe kerülve a 14 C hajlamos felhalmozódni az élő szervezetekben;
• A kiégett fűtőelemek újrafeldolgozására és elhelyezésére vonatkozó elfogadható rendszer hiánya. A szilíciumot tartalmazó anyagok feldolgozása a kémiai technológia szempontjából igen nehézkes. Így amint az üzemanyag belép a reaktorba, véglegesen kikerül a nukleáris üzemanyag-ciklusból.
• Jelenleg nincs bevált ipari technológia a fűtőelemek plutóniumból történő előállítására , ami annak rendkívül összetett kémiájával függ össze. Az ilyen termelés létrehozása az atomipar teljes történetében az uránfeldolgozási beruházásokat összemérhető vagy akár meg is haladó tőkebefektetést igényel . Ezért a GT-MHR fegyveres minőségű plutónium ártalmatlanítására való felhasználásáról szóló állítás meglehetősen kétségesnek tűnik. Ugyanakkor azt is figyelembe kell venni, hogy a világon mindössze mintegy 400 tonna plutónium halmozódott fel, vagyis mindössze 10 erőmű (egyenként 4 reaktor) életciklusára lehet elegendő.
• Hélium használata hűtőközegként , mivel a reaktor nyomáscsökkenésével kapcsolatos baleset esetén a teljes hűtőfolyadékot elkerülhetetlenül nehezebb levegő váltja fel.

Mérföldkövek

• 1995-1997 - koncepcionális tervezés.
• 2000-2002 - előzetes tervezés.
• 2003-2005 - műszaki projekt.
• 2005-2008 — a prototípus modul tüzelőanyag-gyártásának üzembe helyezése.
• 2009-2010 — A GT-MGR prototípus modul üzembe helyezése.
• 2007-2011 — az AS GT-MGR 4 modulos hajtómű tüzelőanyag-gyártásának üzembe helyezése.
• 2012-2015 — egy 4 modulos AS GT-MG tápegység üzembe helyezése

Jelenleg részletesebb fejlesztések zajlanak a projekttel kapcsolatban.

Projekt kilátások

Szakmai szempontból a projekt meglehetősen érdekes, azonban a felsorolt ​​hiányosságok miatt ipari megvalósítása kétségesnek, ráadásul utópisztikusnak tűnik.

Lásd még

• Nukleáris reaktor
• Nyomás alatti vizes reaktor
• Grafitgáz reaktor
• Nukleáris üzemanyag
• Nukleáris üzemanyag-ciklus

Jegyzetek

Linkek

• Projekt helyszíne
• Ian Gore-Lacy, "Nuclear Electricity", 4.3. fejezet: Új generációs reaktorok (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 (247. oldal)
• Ran F., Adamantiades A., Kenton J., Brown C. Handbook of Nuclear Energy Technologies / Szerk. V. A. Legasova. — M.: Energoatomizdat, 1989. — 752 p.
• Kostin V.I. AZ ENERGIAÁTALAKÍTÁSI EGYSÉG GT-MGR PROJEKT FEJLESZTÉSE // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 . - S. 57-63 .
• Kostin VI, Kodochigov NG, Vasyaev AV, Golovko VF teljesítményátalakító egység közvetlen gázturbinás ciklussal elektromos áramtermeléshez a GT-MHR reaktor üzem részeként. HTR-2004 // Konferencia a magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktorokról, Peking, Kína, szept. 2004. 22-24.
• Boyko V.I. A GT-MGR reaktor Üzemanyagblokkjainak GRAFIT FORRÁSÁNAK ÉRTÉKELÉSE  // A Tomszki Politechnikai Egyetem közleménye. - 2005. - T. 308 . - S. 81-84 .
• V F. Zelensky, N.P. Odeychuk, V.K. Jakovlev, V.A. Gurin. MAGAS HŐMÉRSÉKLETŰ GÁZHŰTÉSŰ REAKTOROK (HTGR) MUNKÁK JELENLEGI ÁLLAPOTA A VILÁGBAN ÉS ALKALMAZÁSUK KITEKINTÉSE UKRAJÁNÁBAN  // Az atomtudomány és -technológia problémái. - 2009. - Kiadás. 4-2 . - S. 247-255 .
• AI Kiryushin, NG Kodochigov, NG Kuzavkov et al. GM-MHR magas hőmérsékletű hélium reaktor projekt gázturbinával // Nucl. Engn. Tervezés.. - 1997. - T. 173 . - S. 119-129 .
• N.G. Kodochigov és munkatársai : A GT-MGR mag neutronfizikai jellemzőinek számítási és kísérleti vizsgálatai // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 , sz. 1 . - S. 63-68 .
• L. Popov. A hélium atomerőmű azt ígéri, hogy nem robban fel (membrana.ru, 2005. augusztus 29.).
• A. Ruchkin. A hélium az atomenergia-ipart fogja szolgálni . (Neftegaz.RU, 2009. október 15.).