ГТ-МГР

ГТ-МГР

ГТ-МГР (Газовая турбина — модульный гелиевый реактор) — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности.

Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)»

Цели проекта ГТ-МГР

• Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
• Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
• Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония.
• Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода.

Особенности конструкции

ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.

ТВЭЛы представляют собой шарики из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2 мм в многослойной оболочке из углерода и карбида кремния. В соответствии с проектными расчётами, такой ТВЭЛ не может расплавиться при любых состояниях реактора, в том числе аварийных.

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.

Основные технические характеристики

Мощность установки: тепловая, МВт электрическая, МВт	600 285
Теплоноситель	гелий
Циркуляция теплоносителя 1 контура	принудительная
Тип компоновки	интегральная
Диапазон изменения мощности	15 - 100%
Параметры вырабатываемой электроэнергии напряжение на клеммах генератора, кВ частота тока, Гц	20 50
Параметры теплоносителя 1 контура давление, МПа температура на входе в реактор, С температура на выходе из реактора, С	7,24 490 850
Расход электроэнергии на собственные нужды, МВт	7,5
Срок службы, лет	60
Сейсмостойкость оборудования	8 баллов (MSK 64)

Достоинства

• Высокий КПД;
• Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
• Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600°C);
• Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
• Многократное резервирование систем управления и защиты;
• Использование гелия в качестве теплоносителя, вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов;
• Благодаря указанным конструктивным особенностям, разрушение активной зоны в случае аварии полностью исключается;
• Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония. Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацей, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.

Недостатки

• Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя, обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием, и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
• Образование большого количества β-активного углерода ¹⁴C, приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК, уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду, ¹⁴C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
• Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний, очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
• В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония, что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, т. е. его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).

Основные этапы

• 1995—1997 гг. — концептуальный проект.
• 2000—2002 гг. — эскизный проект.
• 2003—2005 гг. — технический проект.
• 2005—2008 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
• 2009—2010 гг. — ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
• 2007—2011 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
• 2012—2015 гг. — ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ

В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.

Персперктивы проекта

С профессиональной точки зрения, проект достаточно интересен, однако, из-за перечисленных недостатков, его промышленная реализация представляется сомнительной.

Смотрите также

• Ядерный реактор
• Водо-водяной реактор
• Графито-газовый реактор
• Ядерное топливо
• Ядерный топливный цикл

Ссылки

• Сайт проекта
• Реакторы нового поколения