Диссертационная работа является результатом исследований и разработок, выполненных автором по новому направлению: хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов для решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основанных на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.
В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников, условно разделённых на два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.
Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.
С. 365, табл. 34, рис. 84, библ. 90 наим.
Условные обозначения и сокращения.
АВЭ — атомно-водородная энергетика АГВ — аккумуляторы горячей воды.
АНТ — аккумуляторы низкопотенциального тепла.
АПВ — аккумуляторы питательной воды APT — аккумулятор рабочего тела АС — атомная станция.
АСДТ — атомная станция дальнего теплоснабжения АСПТ — атомная станция промышленного теплоснабжения ACT — атомная станция теплоснабжения.
АСУТП — автоматизированная система управления технологическим процессом.
АУТ — аппарат утилизации тепла.
АФП — аккумуляторы фазового перехода.
АТЭЦ — атомная теплоэлектроцентраль.
АЭС — атомная электростанция.
АЭТС — атомная энерготехнологическая станция.
БГВ — баки горячей воды.
БЗОбоковой защитный отражатель.
БГР — быстрый гелиевый реактор
БН — быстрый натриевый реактор
БПЭ — блок преобразования энергии.
БТА — блок утилизации тепла и генерации пара.
БХВбаки холодной воды.
ВАТТУ — воздушно — аккумулирующими газотурбинная установка ВАРМ — водоаммиачные регуляторы мощности ВАТТ — водоаммиачный транспорт тепла ВУВвоздушная ударная волна ВАЭС — воздушно-аккумулирующие электростанции ВВЭР — легководный энергетический реактор
ВГ-400 — проект Российского опытно-промышленного ВТГР с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 1060МВт.
ВГМ — проект Российского опытно-промышленного ВТГР модульного типа с шаровыми твэлами, тепловой мощностью 200 МВт ВКГ — влажный конвертированный газ.
ВПТО — высокотемпературный промежуточный теплообменник.
ВТГР — высокотемпературный газоохлаждаемый реактор
ВТО — высокотемпературный теплообменник.
ВТЭ.
ГАЭСгидроаккумулиругощие станции.
ГВСгазовоздушная смесь.
ГеоТЭС — геотермальные электростанции.
ГРУМгазографитовая реакторная установка для металлургии.
ГТ-МГР — модульный гелиевый реактор с газовой турбиной.
ДАНТ — департамент по атомной науке и техники Минатома России.
ДАЭ — департамент по атомной энергетике Минатома России.
ДВС — двигатель внутреннего сгорания.
ДММдиметанолметил.
ДМЭдиметштовый эфир
ЕТРевропейская территория России.
ЖКХжилищно-коммунальное хозяйство.
ЖСТжидкое синтетическое топливо.
ЖРО — жидкие радиоактивные отходы.
ИВТ РАН — Институт высоких температур РАН.
ИЖТ — искусственное жидкое топливо.
ИНПРО — Международная программа по инновационным ядерным реакторам.
ИЯС — инновационные ядерные системы.
КВД — компрессор высокого давления.
КНконденсатный насос.
КНД — компрессор низкого давления.
КИМ — коэффициент использования мощности.
ККР — конверсионный каталитический реактор
КПД — коэффициент полезного действия.
КЦАкороткоцикловая адсорбция.
МАГАТЭ — Международное Агентство по атомной энергии.
МГР-Т — модульный гелиевый реактор для технологических целей.
МДЭА — монодготаноламиновая отмывка СО2.
НВИЭ — неископаемые возобновляемые источники энергии.
НЗОнижний защитный отражатель.
НД — нормативные документы.
НИОКР (НИР и ОКР) — научно-исследовательские и опытно-конструкторские работы ННЭнарушение нормальной эксплуатации НРБ-99 -нормы радиационной безопаности НПЗ — нефтеперерабатывающий завод.
ОКБМ — Государственное Унитарное Предприятие «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения» им. И. И. Африкантова, г. Нижний Новгород ОПопытно-промышленный ОПТосновной парогенератор
ОЭСР — Организация экономического сотрудничества и развития.
ПАТЭС — плавучая АЭС.
ПВД — подогреватель высокого давления.
ГШ Спылевоздушная смесь.
ПГ — парогенератор
ПГК — промежуточный гелиевый контур
ГТГС — парогазовая смесь.
ПКМ — паровая конверсия метана.
ПН — питательный насос.
ПНД — подогреватель низкого давления.
ПП — пароперегреватель.
ПТУ — паротурбинная установка.
ПКМ — паровая конверсия метана.
РАН-Российская Академия наук.
РАО — радиоактивные отходы.
РБМК — реактор большой мощности канальный.
РВ — референтный вариант.
РНЦ КИ — Российский Научный Центр «Курчатовский Институт», г. Москва.
РФ — Российская Федерация.
РУ — реакторная установка.
СЖТ — синтетическое жидкое топливо.
СИ — термохимический сернокислотно-иодный цикл.
СНГ — Содружество независимых государств.
СПИН — сверхпроводящие индукционные накопители.
СТТ — ступенчатый теплообменник.
СУЗ — система управления и защиты.
США — Соединенные Штаты Америки.
ТА — тепловые аккумуляторы.
ТВС — тепловыделяющая сборка а. з (топливный блок) твэл — тепловыделяющий элемент.
ТЗ — техническое задание.
ТК — турбокомпрессор
ТКА — термоконверсионный агрегат.
ТНУтеплонасосная установка.
ТМС — термодинамический сдвиг.
ТС — транспортное средство.
ТСЧтеплосиловая часть.
ТХАтермохимический аккумулятор
ТХЦ — термохимический цикл.
ТЦ — топливный цикл.
ТЭК — топливно-энергетический комплекс.
ТЭСтеплоэлектростанция.
УКЭУуглекислотная конденсационная установка.
ФРГ — федеративная республика Германия.
ХРТхранилище рабочего тела.
ХТБ — химико-технологический блок.
ХТС — хемотермические системы.
ХТЧ — химико-технологическая часть.
ЦВДцилиндр высокого давления.
ЦНДцилиндр низкого давления.
ШТ — шаровые твэлы.
ЭСэлектростанция.
ЭТК — энерготехнологический комплекс ЭТУ — энерготехнологическая установка эфф. — эффективных.
ЭХА — электрохимический аккумулятор ЭХГ — электрохимический генератор ЭХМ — электрохимический модуль ЭХС — электрохимическая секция ЯВК — ядерно-водородный комплекс ЯМК — ядерно-металлургический комплекс ЯНХК — ядерный нефтехимический комплекс ЯТК — ядерный технологический комплекс ЯТЧ — ядерная технологическая часть ЯКЦ — ядерный конверсионный центр ЯЭИ — ядерный энергетический источник ЯЭС — ядерная энергетическая система.
AVR — исследовательский ВТГР с шаровыми твэлами (ФРГ).
ASME — American Society of Mechanical Engineers.
EPRI — Институт электроэнергетических исследований (США).
FSV — демонстрационная АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (США).
IAEA — МАГАТЭ.
ША — Международное Энергетическое Агентство.
IIASA — Международный Институт прикладного системного анализа в г. Лаксенбург (Австрия).
INPRO — Международная программа по инновационным ядерным реакторам JAERI — Японский Исследовательский центр по атомной энергии (Япония) LWR — легководный реактор
MIT — Массачусетский технологический институт (США).
OECD — Организация экономического сотрудничества и развития.
HTR -10 — исследовательский ВТГР мощностью 10 МВт (Китай).
HTTR — экспериментальный ВТГР (Япония).
Peach-Bottom" - первая АС с ВТГР (США).
PSA — короткоцикловая адсорбция.
S-I — сернокислотный цикл с разложением иодоводорода.
SRES — специальный доклад по сценариям эмиссии.
THTR-300 — АС с ВТГР электрической мощностью 300 МВт (ФРГ).
VHTR — сверхвысокотемпературный ВТГР vpm — МО" 4% (объемных).
Хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов являются новым направлением решения задачи обеспечения более широкого применения ядерных энергоисточников (ЯЭИ) в различных секторах энергопотребления и основаны на процессах преобразования тепловой энергии в физико-химических системах.
Необходимость аккумулирования энергии ядерных энергоисточников (ЯЭИ) обусловлена требованиями потребителей энергоносителей (электроэнергии, водорода, отопительного тепла и др.), графики потребления и характер использования которых не соответствуют наиболее эффективному режиму работы ЯЭИ, требующему по условиям экономической эффективности и безопасности максимальной постоянной нагрузки.
Наряду с широким созданием мощных энергоблоков различного типа для несения постоянной электрической нагрузки по условиям топливно-энергетического баланса ядерные энергоисточники могут применяться и в секторах производства водорода для различных энергоёмких потребителей и транспорта, а также дальнего транспорта тепла и производства тепловой и электрической энергии в разуплотнённых графиках потребления.
Решение данной задачи с помощью традиционных технологий не обеспечивает требуемой конкурентоспособности, что сдерживает расширение сфер применения ядерной энергии для сокращения потребления дефицитных видов органического топлива и снижения их вредного воздействия на окружающую среду.
В работе предложены и исследуются системы производства энергоносителей на основе хемотермических технологий аккумулирования тепловой энергии ядерных энергоисточников.
Систематические исследования возможностей расширения сферы применения ядерных энергоисточников в народном хозяйстве начались в начале 70-х годов прошлого века. Были разработаны атомные станции теплоснабжения и атомные теплоэлектроцентрали на основе ядерных реакторов различного типа. Выполнены проекты высокотемпературных ядерных реакторов для технологических процессов. Велись исследования и разработки по процессам получения водорода с помощью ядерной энергии. Однако высокая стоимость и сложность таких систем не позволили создать требуемые ядерно-технологические комплексы.
В настоящее время в России и за рубежом становится всё более актуальным разработка технологий, позволяющих перевести энергоёмких потребителей на ядерное энергообеспечение, что обусловлено резко возрастающими ценами на природные энергоресурсы и, в первую очередь, — на жидкие и газообразные углеводороды, а также необходимостью уменьшения климатического влияния процессов сжигания этих энергоресурсов с помощью атмосферного кислорода.
Такое направление получило название Атомно-водородная энергетика, инициатива создания которой в России принадлежит коллективу ученых, работающих под руководством академика РАН, профессора Пономарева-Степного Николая Николаевича. Созданы проекты ядерно-технологических комплексов с высокотемпературными газоохлаждаемыми реакторами (В'П'Р), разработаны технологии производства водорода из воды на основе этого типа энергоисточников. При этом условно можно выделить два класса: к первому относятся хемотермические технологии преобразования тепловой энергии высокотемпературных ЯЭИ для производства из воды и метана водорода и содержащих его энергоносителей с последующим их использованием для энергоёмких процессов и хемотермического транспорта тепловой энергии, ко второму классу можно отнести хемотермические энерготехнологии в составе ЯЭИ различного типа для аккумулирования и передачи тепловой энергии с помощью термохимических материалов и возможностью преобразования этих материалов в электроэнергию пиковой нагрузки.
Разработаны применительно к ядерным энергоисточникам отечественные и зарубежные технологии производства водородосодержащих энергоносителей на базе электролизных и плазмохимических процессов мощностью до 1 МВт.
Разработаны и внедрены в практику в России и за рубежом энергоаккумулирующие системы различного типа (гидравлические, электрохимические) с эффективностью аккумулирования выше 90%, соответствующей задаче их использования для мощных ЯЭИ.
Современные технологии аккумулирования энергии (гидравлические, электрохимические) для ядерных энергоисточников имеют ограниченный сегмент применения по причине чрезвычайно высоких капитальных затрат и больших расходов электроэнергии, не позволяющих применять их для мощных ЯЭИ.
Цель диссертационной работы заключалась в научном обосновании технических разработок хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов, имеющих существенное значение для расширения сферы применения и повышения эффективности ядерных энергоисточников на базе производства водорода, энергообеспечения энергоёмких промышленных потребителей и транспорта, а также работы в разуплотнённых графиках электрической нагрузки.
Диссертационная работа направлена на повышение эффективности ядерных энерготехнологических установок, надежности их функционирования, обеспечение требований энергосистем и промышленности за счет использования наиболее эффективных и экономичных хемотермических систем и технологий аккумулирования энергии ядерных реакторов и разработки наиболее совершенных схем и параметров таких систем и технических решений для их реализации.
Предмет исследования — хемотермические технологии аккумулирования энергии ядерных реакторов.
Научная проблема диссертационного исследования формулируется следующим образом: разработка схем и параметров и технических решений по энерготехнологической части ядерной энергоустановки, предназначенной для преобразования тепловой энергии в высокоэффективные энергоносители на основе хемотермических процессов и применения этих энергоносителей для аккумулирования энергии.
Направления исследований:
1. Поиск технологических решений и концепции энерготехнологических систем с инновационными ядерными энергоисточниками с высокими термодинамическими параметрами для крупномасштабного производства водорода, аккумулирования и транспорта энергии с применением хемотермических технологий на основе анализа состояния вопросов теории и практики их проектирования, современных тенденций развития.
2. Развитие теоретических положений по расчету и проектированию хемотермических технологий аккумулирования энергии ядерных энергоустановок.
3. Систематизация способов производства водорода с помощью ЯЭИ, оценка их эффективности. Разработка рекомендаций по использованию предлагаемых хемотермических технологий на основе паровой конверсии метана.
4. Поиск и разработка новых технических решений энерготехнологических систем по эффективному преобразованию тепловой энергии ЯЭИ в хемотермические энергоносители.
5. Разработка на основе известных теоретических положений концепции, практических решений по технологии и выбору оборудования установок теплоэнергоаккумулирования энергии ЯЭИ с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.
Для выполнения исследований были разработаны экспериментальные и расчётные методы определения термодинамических и кинетических параметров, энергетической эффективности отдельных элементов хемотермической технологии и энерготехнологической системы в целом.
В первой главе диссертационной работы приведен обзор технологий производства водорода на базе высокотемпературных ЯЭИ. Выполнен анализ показателей электрои термохимических технологий отечественного и зарубежного производства. Рассмотрены различные схемы выполнения водородного производства. Значительное место уделено рассмотрению предлагаемых термохимических методов разложения воды, позволяющих учесть различные факторы, влияющие на их конкурентоспособность. Показана практическая неэффективность применения серно-иодного цикла в ядерно-технологическом комплексе производства водорода. Приведены результаты комплексных исследований по выбору эффективной технологии производства водорода с помощью ядерного энергоисточника, разработана высокоэффективная технология термохимического разложения воды и природного газа в адиабатическом процессе каталитической конверсии, определены параметры и схемные решения данной технологии, создана практическая основа применительно к производству различных водородосодержащих продуктов. Применительно к реакторной установке МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) определены технологические решения, схема и параметры процесса производства водорода из воды и природного газа, задачи исследования.
Во второй главе приведены результаты комплексных исследований требований и возможностей систем аккумулирования энергии, обеспечивающих увеличение доли АЭС в энергосистемах, показана необходимость создания накопителей энергии с низкими удельными капитальными затратами, суммарная мощность которых для сбалансированности работы энергосистем должна составлять 10−15% суммарной установленной мощности АЭС и ТЭС. Представлены результаты разработки схемы и определения основных технических решений по маневренной АЭС с ВТГР на основе применения бинарного парогазового цикла с хемотермическим аккумулированием, позволяющего не только получить высокую тепловую экономичность, но и обеспечить процесс конверсии метана технологическим паром, утилизировать теплоту охлаждения смеси Н2 и СО и рационально использовать аккумулированную теплоту. Определены параметры и конструктивные характеристики газовой и паровой турбин. Расчётами показано, что разработанная схема АЭУ позволяет при постоянной мощности реактора в 1000 МВт (тепл) изменять нагрузку блока в диапазоне от 240 до 560 МВт со среднесуточным КПД около 42%. Применительно к задачам теплофикации представлена схема АТЭЦ на базе ГТУ с ВТГР, исследования которой определили схемы, параметры и способы компоновки оборудования. Применительно к схеме атомных станций дальнего теплоснабжения с хемотермической передачей тепла даны основные технические решения, схемы и технологические параметры по контуру конверсии метана.
Третья глава содержит результаты системных комплексных исследований, анализа возможных потребителей высокопотенциального тепла применительно к развитию атомных энергоисточников, требования и масштабы отраслевых технологий применительно к производству водорода с помощью ВТГР. Даны основные технологические решения по процессам производства водорода из воды на базе ВТГР на основе применения многоступенчатой адиабатической конверсии метана и высокотемпературного электролиза. Представлено обоснование системы передачи тепла от ВТГР к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре. Применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) изложены факторы радиационной и пожаровзрывобезопасности, рекомендации и технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.
В четвертой главе приведены материалы по разработке концепции низкотемпературных водо-аммиачных циклов аккумулирования и транспорта тепловой энергии, предложены и обоснованы схемы, параметры, составы рабочих тел и проектные решения по водоаммиачным регуляторам мощности (ВАРМ) применительно к АЭС различного типа, а также схемы и технология применения отборов пара низкого давления на АЭС с водоохлаждаемыми реакторами для дальней (до 60 км) транспортировки низпотенциального отопительного тепла в химически связанном состоянии. Даны результаты разработки технологии и технических средств электрои теплогенерации с ЯЭИ различного типа на основе высокоэффективных аккумулирующих углекислотных циклов высокого давления с сорбционным накоплением рабочего тела (САУ — сорбционных аккумулирующих установок), утилизирующих сбросное тепло основной энергоустановки. Изложены результаты комплексных исследований, поиска и рекомендаций для практического применения диапазона рабочих параметров САУ, обеспечивающих наибольший эффект в режиме аккумулирования низкопотенциального тепла. Представлена концепция, даны практические решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела. Показана возможность эффективного применения сезонного регулирования режимов аккумулирования энергии ЯЭИ с приростом мощности на 20−30%.
В заключение работы приведена общая характеристика работы и основные выводы по результатам диссертации.
На защиту выносятся:
Системный анализ отечественных и зарубежных разработок систем производства водорода и хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоисточников, на основе которых впервые представлен выбор эффективной технологии производства водорода с помощью высокотемпературного ЯЭИ, позволяющей провести комплексную разработку и создание крупномасштабного производства водорода на основе предложенной и обоснованной автором технологии адиабатической паровой конверсии метана, также путей её практического применения в энерготехнологических системах.
Созданные и защищенные авторскими свидетельствами и патентами новые устройства и способы хемотермического аккумулирования энергии ядерных энергоустановок, позволяющие существенно расширить сферу применения и поднять эффективность использования ЯЭИ.
Разработанные теоретические положения: концепция атомно-водородной энергетики, математические модели схем и параметров ядерных энерготехнологических установок, методические подходы к определению эффективности комбинированных ядерно-энергетических систем производства тепловой и электрической энергии с неравномерными графиками их потребления, предложенные автором решения по технологии и выбору оборудования хемотермических установок теплоэнергоаккумулирования с применением в качестве рабочего тела диоксида углерода сверхкритических параметров с сорбционной и криогенной системой запасения рабочего тела.
Расчётно-экспериментальное обоснование предложенной автором системы передачи тепла от ВИТ к технологическому контуру с применением технологического пара, перегреваемого вместе с водородосодержащей средой в первом контуре, выполненное применительно к разработанной схеме передачи тепла для установки МГР-Т мощностью 600 МВт (тепл) с учётом выявленных факторов радиационной и пожаровзрывобезопасности, найдены и рекомендованы технологические решения по их обеспечению применительно к атомно-водородному комплексу производительностью более 400 тыс. т водорода/год.
Автор благодарит коллег по работе, в особенности академика РАН профессора Пономарёва-Степного Николая Николаевича за внимание к проведённым исследованиям, ценные советы и рекомендации, конструктивное обсуждение результатов работы, а также кандидата химических наук Пахомова Валерия Петровича за многолетние совместные работы по поиску наиболее эффективных решений различных энерготехнологических систем.
включения.
ТКА установке.
МГР-Т.
ХТБ.
Нагретый в реакторной установке (РУ) гелий поступает в ТКА, где проводится ПКМ, а затем с температурой 850С подается на вход в гелиевую турбину БПЭ, где служит для выработки электроэнергии в регенеративном цикле Брайтона с кпд свыше 45%. После газотурбинной установки гелий нагревается в регенераторе до температуры 550С и возвращается для нагрева в активную зону реактора.
Принятый вариант ЛТК позволяет производить около 0.4 млн. т Н2/год и около 700 МВт электроэнергии (нетто).
Предварительные оценки удельных затрат и экономических показателей принятого варианта ЯТК показывают, что на основе референтных показателей (VHTR, Gen IV System Evaluation Tool, 2003) в данной системе выполняются: критерии ИНПРО, в частности, удельные капиталовложения в 4хмодульный ЯЭИ для ЯТК в электрическом эквиваленте составляют (по максимальной вероятности оценок) значение 1122 $/кВт (эл), что ниже чем у базового (референтного) варианта — РВ, а также, как показал анализ, в районах дорогого топлива (природного газа, в частности, в США) стоимость водорода, вырабатываемого ЯТК в варианте с процессом ПКМ (500 $/т), ниже чем у продаваемого в настоящее время водорода, вырабатываемого при сжигании природного газа (800−1500 $/т). В варианте с процессом СИ стоимость водорода заметно выше: 1800−2200 $/т.
Стоимость тепла, вырабатываемого ЯЭИ, по данным аналога (VHTR) оценивается на уровне 12 $/МВт.ч /NTDG report, 2002/, что соответствует примерно стоимости газа 110−120 $/103 нм3. Более того, как показал анализ, в сравнении с рассмотренным аналогом в ЯТК с МГР-Т используется возможность заметного снижения указанного показателя за счет упрощения схемы ЯТК (отказ от промконтура) и введения когенерации (БПЭ), как это предусмотрено концепцией ЯТК.
Предложение о целесообразности дополнения анализа экономических показателей удельными затратами отнесенными к единице вырабатываемого продукта наиболее наглядно видны при сравнении вариантов ЯТК на базе ПКМ и ЯТК с ТХЦ (процессом СИ).
Все материальные расходные показатели: расход урана, удельные металлозатраты на ЯЭИ, удельная масса и объем отходов, а также другие показатели, характеризующие, как показано ниже, качество системы, в варианте ЯТК с ПКМ примерно в девять раз ниже, чем в варианте ЯТК (ТХЦ) с получением водорода из воды с помощью процесса СИ. Такой анализ особенно важен с точки зрения возможной динамики развертывания таких ядерных комплексов в соответствующем секторе для реализации рыночного потенциала, поскольку инвестиционные ресурсы, необходимые в строительство ЯТК с ПКМ будут также примерно в 9−10 раз ниже, чем для сернокислотного производства водорода на базе МГР-Т.
Рассматриваемая система имеет высокие показатели по суммарной эффективности использования тепловой энергии (более 63% первичной энергии переходит в энергию качественных энергоносителей — водорода и электроэнергии).
Для сравнения с референтным вариантом (РВ), в качестве которого принята АЭС с ЛВР, условно принималось, что рассматриваемая система МГР-Т служит для выработки электроэнергии с кпд 50%, что может трактоваться как суммарное производство электроэнергии на самом ЯЭИ (в расчете на один модуль МГР-Т) с помощью газотурбинного цикла (180 МВтэл) и производство электроэнергии у потребителя с помощью ЭХГ, работающего на производимом ЯТК водороде и имеющего эффективность 60% (консервативная оценка), что позволяет выработать дополнительный эквивалент 120 Мвтэл, которые составляют примерно 30% всей электроэнергии, вырабатываемой на ЭХГ из водорода, т. е. без учета электроэнергии, получаемой из водорода, условно производимого при процессе ПКМ из природного газа (около 70%).
Такое сравнение совпадает с результатами выполненной по программе Generation IV сравнительной оценки различных ядерных систем.
В частности, по принятому в методологии ИНПРО базовому принципу БП-0.1, в соответствии с которым воздействие на окружающую среду системы с МГР-Т должно быть более низким, чем у принятых в текущей практике систем производства того же продукта.
И указанный БП-O.l и вытекающие из него ТП-О.1.1 и ТП-О.1.2 в ЯТК с МГР-Т эффективно выполняются с существенным снижением (примерно в 22.5 раза) таких видов воздействия как сброс тепла в окружающую среду, а с учетом перехода в МГР-Т на охлаждение сухими градирнями, чему способствует высокая температура сбрасываемого тепла, с наибольшей эффективностью реализуется и ТП-01.2 (ALARP), поскольку затраты воды на охлаждение в рассматриваемой ИЯС практически сводятся к нулю.
С точки зрения БП-02 и ТП-02.1 и ТП-02.2 в рассматриваемой ИЯС: расход урана в т и/ГВтэл.год составляет в открытом ТЦ 150−190 т и/ГВтэЛ.год при обогащении 15% и выгорании 180 ГВт. сут/т, что примерно соответствует показателям PBMR и не превышает РВзамещение органического топлива ядерным в рассматриваемой системе примерно в в 1.7−1.8 раза превышает показатели РВ, что означает, что при том же расходе невосполняемых ресурсов в глобальном энергообеспечении ИЯС с МГР-Т почти в 2 раза дает больший эффект по результирующей выработке энергии и снижению эмиссии парниковых газов.
В отношении безопасности модульные ВТГР, как известно, обладают уникальными характеристиками, позволяющими с большой уверенностью выполнять все предусмотренные методологией ИНПРО базовые принципы и требования потребителей.
Основным барьером в реализуемой в МГР-Т «защите-в-глубину» является способность микротоплива удерживать радионуклиды при нормальных и аварийных условиях. Температуры топлива даже при наложении ряда отказов при постулированных тяжелых авариях температура топлива, а значит, и выход радионуклидов остаются в допустимых пределах. Большая тепловая инерция графитовой активной зоны переводит скорость процессов в активной зоне из категории «минутных» в «часовые» или даже «суточные» («дни против минут»). Общий выход радионуклидов снижается более чем в 10 раз по сравнению с РВ. Даже при тяжелых авариях на границе площадки ожидаемая доза облучения на все тело составлет несколько миллирэм.
Как и в РВ защищенность доступа в реакторное здание, выполнение всех функций безопасности пассивными средствами или за счет физических характеристик ЯЭИ без необходимости в электропитании, оперативном вмешательстве или поддержания систем подачи воды совпадает по принципам построения безопасности и в МГР-Н2.
В то же время подземное размещение реактора обеспечивают лучшие условия по внешним воздействиям, в том числе и вызванным специфической (по сравнению с РВ) установкой получения водорода.
Выполнение базовых принципов предусмотрено в МГР-Т в соответствии с основами физической концепции, построенной на использовании графитовой активной зоны с микротопливом, обеспечивающим высокое (до 180 ГВт. суг/т) выгорание и удержание радионуклидов во всем диапазоне рабочих и аварийных температур.
По сравнению с РВ масса отходов уменьшается примерно в 2−3 раза (6т/ ГВтзл. год против 15−20 т/ ГВтэл. год в РВ). При этом в силу низкой энергонапряженности активной зоны объем отходов практически совпадает с РВ (15−20 м3/ ГВтэл-год), но отработанное ядерное топливо (ОЯТ) в МГР-Т допускает прямое захоронение, что позволяет не накапливать его на площадке размещения ЯЭИ.
Остаточное энерговыделение в ОЯТ лежит на уровне РВ (1−3 кВт/ ГВтэл. год), но может быть снижено при переводе ЯЭИ на ториевый топливный цикл (ТЦ). Долговременная радиотоксичность составляет 100−500 mSv/ ГВтэл. год, что ниже, чем у РВ (500−1500 mSv/ ГВтэл. год) за счет меньшего количества миноритарных актинидов при более жестком спектре и большем обогащении (15%).
В рассматриваемой системе МГР-Т защищенность против несанкционированного доступа к делящимся материалам примерно эквивалентна показателям РВ поскольку несмотря на более высокое начальное обогащение топлива требуется больше ОЯТ для создания критической массы, а также в силу того, что не существует работающих установок по переработке ОЯТ такой системы и вследствие большого выгорания в ОЯТ изотопный вектор является менее привлекательным с точки зрения оружейного использования.
Наиболее показательным с точки зрения сопряженных областей в МГР-Т является высокая гибкость по возможностям адаптации ко многим сценариям и стратегиям развития ЯЭ.
Более того, в рассматриваемом варианте МГР-Т с ПКМ система в принципе инвариантна по отношению к изменению рыночной конъюнктуры вырабатывемой продукции, поскольку позволяет производить как чистый водород, например, для нужд автотранспорта, так и, в случае перехода в ТС на прямое использование метанола, производить метанол или диметиловый эфир или (в процессах Фишера-Тропша) синтетический бензин и другие продукты.
Построение схемы и компановка ЯЭИ допускают замену ТКА на высокотемпературный промежуточный теплообменник (ВПТО) с переходом в ХТБ на другие технологии, если в период эксплуатации ЯЭИ появятся технологии с большей эффективностью или изменится рыночная картина.
