Приближается ввод в эксплуатацию первых за несколько десятилетий высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов (ВТГР) промышленной мощности — китайского энергоблока с парой HTR-PM. Однако монополия Поднебесной в этой нише продлится, вероятно, недолго: внедрение таких РУ все больше походит на массовый забег, который может привести к коллективному финишированию.
Всеобщий интерес к малым реакторам стал одной из наиболее очевидных тенденций глобального ядерно-энергетического рынка. Наряду с уменьшенными вариантами давно апробированных легководных реакторов, сегодня создаются или воссоздаются самые разнообразные модели «нелегководных» конструкций. Их внедрение требует переделки сопутствующих технологий, производственной базы, подходов к безопасности и, соответственно, системы регулирования. Похоже, что в последние годы среди таких вариантов обозначился лидирующий тип конструкции, который получит распространение раньше других, — это высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (ВТГР). В нескольких странах — лидерах в сфере развития малой реакторной ниши ВТГР стали приоритетом и по темпам внедрения наступают на пятки компактным реакторным установкам с водным замедлителем и теплоносителем, а кое-где и опережают их. Самое время приглядеться к этой технологии.
Особенности конструкции
Распространены заблуждения, что концепция ВТГР родилась в 1950‑х годах в Великобритании (стране -пионере внедрения газоохлаждаемых конструкций, где в 1964 году был пущен первый ВТГР) или в тот же период в Германии (впервые реализовавшей вариант такого реактора с засыпной активной зоной). Однако на самом деле идея ВТГР с шаровым топливом появилась примерно на 20 лет раньше: она была предложена в 1944 году американским физиком Фарингтоном Дэниэлсом — участником проекта Manhattan, сразу после войны возглавившим группу, работавшую над созданием энергетического атомного реактора, и безрезультатно пытавшимся добиться практического воплощения этой концепции. Таким образом, ВТГР — одна из наиболее старых концепций реакторов, переживающая сегодня даже не второе, а скорее третье рождение.
Эта конструкция имеет несколько принципиальных отличительных особенностей. Первая из них — использование микротвэлов величиной порядка 1 мм, чье ядро размером ~50−70% диаметра такого шарика — так называемый керн, состоящий из химического соединения делящегося материала, — окружено, как правило, несколькими оболочками, обеспечивающими устойчивость к химическому и механическому воздействиям, а также радиационному распуханию. В качестве соединений делящегося элемента могут применяться диоксид (UO2), карбид (UC2) или оксикарбид (UCO) 235U или 233U, оксид плутония либо менее апробированные топливные композиции, такие как монокарбид (UC), мононитрид (UN) или карбонитрид (U[C, N]) делящихся изотопов урана. В случае применения элементов ториевого цикла (как в прежних конструкциях ВТГР) воспроизводящее вещество (прежде всего 232Th в форме, например, оксида ThO2 или карбида ThC2) используется в составе таких же кернов, причем по объему они преобладают в активной зоне. Мантией, обволакивающей топливное ядро и компенсирующей радиационное расширение, может служить пористый углерод, окруженный защитными слоями из пиролитического углерода и карбида кремния. В старых видах топлива было один-два таких слоя, в современном — четыре.
Полный материал читайте на сайте «Атомного эксперта».