Предыдущая публикация
Гонка «четверок»: какие энергосистемы поколения IV имеют коммерческий потенциал
Реакторные системы четвертого поколения кардинально изменят мировую атомную отрасль, уверен руководитель управления инновационного развития «Росэнергоатома», член группы старших советников от промышленности Международного форума «Поколение IV» Константин Корниенко. Мы расспросили его о том, как идет смена поколений и когда перспективные проекты будут реализованы в железе.
— В конце прошлого года сообщалось, что в Китае в коммерческую эксплуатацию введена первая в мире АЭС четвертого поколения «Шидаовань» с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (ВТГР). Что представляет собой эта станция?
— В концепции ВТГР задействована активная зона с графитовым замедлителем и прямоточным урановым топливным циклом с использованием гелия в качестве теплоносителя. У реактора этого типа разные назначения. С его помощью можно производить тепло с температурой порядка 600–700 °C, это выше температуры пара на тепловых станциях. Если использовать промежуточные системы парового реформинга, можно за счет дополнительных технологических систем вырабатывать водород.
Введенный в эксплуатацию в Китае на АЭС «Шидаовань» демонстрационный энергоблок состоит из двух высокотемпературных реакторов HTRPM тепловой мощностью 250 МВт каждый, которые приводят в движение одну паровую турбину мощностью 210 МВт. Всего на этой АЭС запланирована эксплуатация восьми реакторов ВТГР и двух водо-водяных реакторов мощностью 1400 МВт. Сейчас, когда говорят о китайском ВТГР, в моем субъективном восприятии это некая реплика тех реакторов, которые были спроектированы и построены раньше в Германии. Их конструкцию мы изучали еще в бытность студентами в 1970-е годы. И еще я для себя отметил, что «Шидаовань» — единственная АЭС, которая не была построена в Китае в запланированные сроки. Тем не менее это большое достижение.
— А в России идут работы в данном направлении?
— Работы по ВТГР организованы научным консультантом гендиректора «Росэнергоатома» академиком Николаем Николаевичем Пономаревым-Степным. Основные теоретические вопросы были решены в Курчатовском институте. В 1990-е в ОКБМ им. Африкантова совместно с Министерством энергетики США работали над созданием опытной петли высокотемпературного реактора. Наши специалисты показали, что могут изготавливать достаточно плотные контуры, из которых не уходит гелий. Но действующего исследовательского реактора и прототипа у нас еще нет. Сейчас в концерне реализуется достаточно большая программа НИОКР в этом направлении, и в ближайшие месяцы технический проект реакторной установки будет рассматриваться на научно-техническом совете «Росатома». В наибольшей степени проработки у нас находятся быстрые натриевые (БН-1200М) и свинцовые реакторы (БРЕСТ-ОД-300).
— Какие конструкции ядерных реакторов в настоящее время исследуются на предмет коммерческого применения?
— Их шесть. Помимо трех вышеперечисленных (высокотемпературный газоохлаждаемый, быстрый с натриевым теплоносителем и быстрый со свинцовым теплоносителем), это быстрый с газовым теплоносителем, на расплавленных солях (жидкосолевой) и сверхкритический водоохлаждаемый.
Полный материал читайте в Стране Росатом: https://clck.ru/3AHwQh #Росатом #наука #реактор
Следующая публикация
Нет комментариев