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