Создание высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР)Принципиально важное значение в РФ и за рубежом придается созданию высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР). Широкое применение реакторов этого типа связывают с разработкой и осуществлением атомно-водородной концепции, предусматривающей крупномасштабное производство водорода и электроэнергии с последующим их использованием в народном хозяйстве. Водород как энергоноситель может найти очень широкое применение и заменить дефицитное органическое топливо:а) в энергетике — для локальной выработки электроэнергии с помощью парогазовых турбин или электрохимических преобразователей; как топливо для электростанций, обеспечивающих пиковые нагрузки; для некопцентрированных потребителей тепла; б) в черной и цветной металлургии— для производства металлов из руды путем прямого восстановления смесью водорода и окиси углерода или чистым водородом; в) в химии — для синтеза аммиака, метана и других веществ; для производства жидкого и газообразного синтетического топлива из угля; г) на транспорте — в качестве топлива для такой техники, как авиационный и автомобильный транспорт, подъемники автомобильные, трапы и т.п. В ВТГР в качестве замедлителя используется графит, а в качестве теплоносителя — телий. Выбор гелия для этой цели обусловлен его химической инертностью, практически нулевым сечением активации и поглощения нейтронов и удовлетворительными теплофизическими свойствами. Топливом служит смесь высокообогащенного урана или плутония с торием в форме окисного или карбидного соединения Благоприятная комбинация материалов в активной зоне позволяет получить высокую температуру теплоносителя на выходе из реактора (до 1000° С) и более эффективно использовать нейтроны, чем в легководном реакторе. Благодаря этому обеспечивается, во-первых, относительно высокий КПД теплового цикла (39—43%) и, во-вторых, больший KB топлива, чем в современных реакторах. Относительно невысокое давление газатеплоносителя (4—6 МПа) и другие его характеристики позволяют при конструировании реактора ВТГР применять железобетонный корпус и интегральную компоновку основного оборудования первого контура, что значительно облегчает решение проблем безопасности «Типичные» (репрезентативные) ядерные реакторы. Для удобства представления различного рода характеристик реакторов и обобщенных данных по воздействию АЭС на окружающую среду вводится понятие типичного реактора ВВЭР, РБМК, БН, ВТГР и других типов мощностью 1000 МВт (эл.). Их характеристики выбирают на основе обобщения параметров действующих серийных реакторов либо известных из специальной литературы проектных или расчетных параметров перспективных реакторов. |
||
