В настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов
Скачать 301.26 Kb.
|
1.ВведениеВ настоящее время атомная энергетика развивается практически только для целей производства электроэнергии, доля которой в общем потреблении энергоресурсов составляет сейчас около 20%. Остальные 80% энергетических ресурсов (нефть, уголь, природный газ) расходуются для получения промышленной и бытовой тепловой энергии, на транспорте, а также используются в виде химических компонентов металлургических и химических процессов. Темп роста потребления органического топлива существенно превосходит скорость пополнения их ресурсной базы. Поэтому, вполне вероятно, что к середине текущего века спрос на энергию нельзя будет обеспечить за счет традиционных технологий использования ископаемых ресурсов. Развертывание крупномасштабной атомной энергетики позволит вытеснить более дорогой уголь, экономить нефть и газ в тех производствах, где их сложнее заменить. Естественно, что для успешного внедрения в новые области, ядерная энергетика должна будет технически изменится. Уже много лет во многих странах мира ведутся работы по созданию высокотемпературных реакторов с гелиевым теплоносителем с рабочей температурой выходящих газов около 1000°С. Освоение высоких температур позволяет получить не только высокий КПД при производстве электроэнергии, но и эффективно использовать реакторы для обеспечения тепловой энергией различные технологические процессы в промышленности, а также для получения водорода, необходимого для экономии природного газа и снижения нагрузки на окружающую среду. ^ Научно-исследовательские и проектно- конструкторские разработки по созданию ВТГР были начаты в 50-х годах прошлого века. Первый реактор «Dragon»» тепловой мощностью 20 MВт был запущен в 1964 г. в Великобритании и проработал до 1977 г. На нем проводились радиационные испытания материалов (как топливных, так и конструкционных) в рамках международных программ, с целью дальнейшего совершенствования конструкционных элементов активной зоны, а также всех систем жизнеобеспечения реактора. Позже были построены АЭС «Пич-Боттом» (США) и AVR (Германия). Первые два проработали более 10 лет, последний - более 20 лет, показав надежность, высокую готовность и безопасность, низкое радиоактивное загрязнение первого контура, устойчивость в переходных режимах, способность длительно нагревать гелий до 950 °С. Во второй половине 1970-х годов были пущены прототипные энергетические реакторы АЭС «Форт-Сент-Врейн» " (США) и THTR-300 (Германия) электрической мощностью 300 МВт. Эти реакторы находились в эксплуатации до второй половины 1980-х годов. Применение ВТГР в ядерной энергетике и использование их для теплоэнергоснабжения промышленных производств базируются на двух особенностях :
Учитывая изложенные выше факторы, во многих страх мира в последние десятилетия начато или возобновляется проектирование и строительство модульных ВТГР малой и средней мощности. Обращает на себя внимание тот факт, что на ряду с Россией, ФРГ, США, Францией, Японией - странах с традиционно развитой ядерной энергетикой, наиболее ускоренными темпами ВТГР разрабатываются в Юго-Восточной Азии (Южная Корея, Китай, Индия), а также в Южно-Африканской Республике (ЮАР). Япония в 1998 и Китай в 2003 г. пустили в эксплуатацию экспериментальные реакторы соответственно ВТГР и МГР-10, на которых исследуется их применение для получения высокопотенциального тепла, теплоснабжения промышленности, производства электроэнергии в газотурбинном цикле, коммерческого использования. Температура гелия на выходе из ВТГР достигла 950 °С. Работы по проектам установок с ВТГР ведутся во Франции и Нидерландах. В табл. 1 приведены инновационные проекты реакторов ВТГР малой и средней мощности. Разрабатываемые реакторы имеют как призматическую активную зону с топливными стержнями в графитовых блоках, так и насыпную активную зону с шаровыми твэлами. В проектах реакторов PBMR, GT-MHR, GTHTR- 300 и FAPIG-HTGR предполагается использовать прямой газотурбинный цикл, в реакторе HTR-PM - непрямой газотурбинный, а проект реактора ACACIA предусматривает возможность использования как непрямого газотурбинного цикла, так и комбинацию непрямого газо- и паротурбинного циклов. Из табл. 1 видно, что за исключением установки с реактором HTR-PM (Китай), все проекты предусматривают как выработку электроэнергии, так и многоцелевое применение. Причем для всех проектов характерно производство тепла для высокотемпературных технологических процессов, в особенности для производства водорода. Возможно также использование установок для получения питьевой воды (PBMR, GT- MHR, GTHTR-300 и ACACIA), технологического пара (GTHTR-300 и ACACIA) или для нужд теплоснабжения (GTHTR-300). Таблица 1 – Инновационные проекты ВТГР.
3. Состояние разработок ВТГР. ^ В настоящее время в Российской Федерации разрабатывается международный проект опытно-промышленной установки ГТ-МГР, который сочетает безопасный модульный реактор с кольцевой активной зоной из призматических ТВС и блок преобразования энергии с газотурбинным циклом производства электроэнергии (рис. 1).  Рисунок 1 - . РУ ГТ-МГР Эффективность газотурбинного цикла преобразования энергии с к.п.д. цикла 48% делает ее конкурентоспособной по сравнению с АЭС или электростанциями на органическом топливе. Главной целью проектирования реактора является повышение температуры теплоносителя на выходе из активной зоны с 850 до 1000 оС при сохранении пассивной безопасности. В первых разработках ВТГР в РФ использовалась интегральная компоновка с размещением активной зоны и оборудования в полостях корпуса из предварительно-напряженного железобетона, и мощность реакторов достигала 1000 МВт и более. В проектах последнего времени реализуется модульная концепция с ограниченной мощностью и размещением активной зоны в отдельном стальном корпусе, что явилось дальнейшим этапом в развитии их возможностей (см. рис. 2).  Рисунок 2 - Активная зона реактора ГТ-МГР Прекращение цепной реакции в реакторе ГТ-МГР осуществляеться за счёт отрицательных обратных связей по температуре и мощности реактора рис 3.  а) набор мощности б) потеря теплоносителя Рисунок 3 – Зависимость мощности реактора от времени Расхолаживание установки пасивными средствами засчёт естественных процессов, без привышения допустимых температурных пределов рис.4.  Рисунок 4 - Расхолаживание установки пасивными средствами Основные характеристики проектов реакторных установок с ВТГР, которые разрабатывались в РФ, приведены в табл.2. Таблица 2 - Основные характеристики проектов реакторных установок с ВТГР РФ
^ Исследовательские и опытно-конструкторские работы по ВТГР в Китае начались в 70-е годы прошлого столетия, а с 1986 г. высокотемпературное направление в реакторостроении было включено в государственную программу перспективных разработок. Развитие технологии ВТГР в Китае проходило в три этапа. На первом этапе в 1992 г. правительство утвердило строительство высокотемпературного исследовательского реактора HTR-10 (рис. 3)  Рисунок 3 - высокотемпературный исследовательский реактор HTR-10 тепловой мощностью 10 МВт на площадке Института ядерных и новых энергетических технологий (Institute of Nuclear and New Energy Technology - INET), которое началось в 1995 г. В декабре 2000 г. реактор достиг критичности, а в январе 2003 г. выведен на номинальную мощность. Реактор является опытно-экспериментальной базой для проверки правильности проектирования и накопления опыта для создания промышленной демонстрационной установки. На нем была проведена серия экспериментов по исследованию свойств безопасности в ходе ожидаемых переходных процессов или аварий, а также при потере теплоносителя и несрабатывании аварийной защиты. На втором этапе после ввода в эксплуатацию HTR- 10 INET в 2001 г. приступил к проектированию высокотемпературного реактора HTR-10GT, у которого вместо парового цикла будет использован гелий-турбинный. Основными целями проекта являются:
Если проект HTR-10GT окажется успешным, контур преобразования энергии заменят прямым гелиевым, хотя в настоящее время предпочтение отдается паровому циклу, поскольку Китай располагает готовыми паровыми турбинами. Третий этап начался в 2004 г., когда INET начал проектные работы по реактору HTR-PM. Разрабатываемый реактор предназначен для решения следующих задач:
Проектируемый реактор будет иметь кольцевую активную зону и тепловую мощность на выходе 450 МВт (см. рис. 3). Предложено два варианта АЗ - с подвижной и неподвижной центральной областью. Оба проекта имеют свои преимущества и недостатки. Конкурентоспособность реактора должны обеспечить:
Строительство реактора, которое включено в государственную программу развития науки и техники, начнется в 2008-2009 гг. и закончится в 2012-2013 гг. с Сооружение его будет проводиться по самым совершенным технологиям с использованием опыта ФРГ и других стран и привлечением международного сотрудничества. Характеристики реакторов HTR-10, HTR-10GT и HTR-РМ приведены в табл.3. Таблица 3 - Характеристики реакторов HTR-10, HTR-10GT и HTR-РМ
^ Разработка проекта модульного газоохлаждаемого реактора с насыпной активной зоной была начата в 1993 г. консорциумом ESCOM с использованием базовых разработок Германии по ВТГР. В 2004 г. правительство ЮАР приняло решение о разработке и внедрении модульного ВТГР с насыпной активной зоной (PBMR) и финансировало реализацию этого проекта. Предполагается, что на таких реакторах будет вырабатываться 4000... 5000 МВт эл., что соответствует вводу в эксплуатацию 25...30 реакторов PBMR (рис.4) мощностью 165 МВт эл. каждый . | ||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||||
Добавить документ в свой блог или на сайт
Похожие:
 | Доля нефти в общем потреблении энергоресурсов продолжает неуклонно расти и в настоящее время составляет более 60%. Нефть, благодаря... | | Атомная энергия сегодня используется практически только для производства электричества, хотя существуют проекты тепловых атомных... |
 | В настоящее время российский оптовый рынок электроэнергии – это сложная система договорных отношений множества его участников, связанных... | | Крайняя изношенность технологического оборудования практически всех станций Автономной Республики Крым не позволяет в настоящее время... |
| В настоящее время технология фермерского производства молока практически исключает возможность существования в нем туберкулезной... | | По длительному размышлению, подкрепленному опытом, человечеству придется отказаться и от атомной энергетики по 4 причинам |
| А без этого, очевидно, нельзя дать историю развития этих областей знания, которая может быть написана только лицом, самостоятельно... | | А без этого, очевидно, нельзя дать историю развития этих областей знания, которая может быть написана только лицом, самостоятельно... |
| Это абсолютно оправданный процесс обновления, вызванный необходимостью перемен на пороге тысячелетия, приоритетами интеграционных... | | Изменить ситуацию может только радикальная реформа рынка, прежде всего переход к системе формирования тарифов, учитывающей не только... |