Атомный водород

Росатом разрабатывает демонстрационный комплекс с реактором ВТГР

Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы (ВТГР) появились в 60-х годах прошлого века, но по ряду причин широкого распространения пока так и не получили. Сегодня в мире снова возник интерес к ВТГР: уровень температуры теплоносителя на выходе из такого реактора позволяет обеспечить высокотемпературным теплом многие энергоемкие технологические процессы в нефтепереработке, нефтехимии, химической промышленности, металлургии, в том числе может обеспечить крупномасштабное производство водорода. В чем особенности ВТГР, какими преимуществами он обладает и в чем уникальность его топливных элементов, «Вестнику атомпрома» помогает разобраться главный специалист конструкторско-технологического отделения разработки топлива для быстрых и газовых реакторов АО «ВНИИНМ им. А. А. Бочвара» Игорь Голубев. 

Пионеры газоохлаждаемых реакторов

Первые проекты высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов — графитовых реакторов с гелиевым охлаждением — появились в середине прошлого века. Еще в начале 1950-х академик Анатолий Петрович Александров высказал идею об использовании гелиевых реакторов в подводных лодках. В 60-е начался этап бурного развития ВТГР. В 1965 году англичане построили экспериментальный реактор Dragon мощностью 20 МВт (тепл.).

В качестве топлива использовались цилиндрические топливные элементы, в которых были расположены микротопливные сферические частицы из делящегося материала с керамическим покрытием — микротвэлы. В 1966 году в США был пущен экспериментальный ВТГР Peach Bottom 1, который успешно проработал в течение восьми лет, а в 1968 году в ФРГ построили реактор AVR мощностью 50 МВт (тепл.), проработавший в общей сложности около 20 лет. Ключевой элемент топлива ВТГР — микротвэлы, которые представляют собой оксидные, карбидные или оксикарбидные топливные микросферы диаметром 200–500 микрон, на которые наносится многослойное покрытие из пиролитического углерода и карбида кремния.

«Есть два типа ВТГР, — объясняет главный специалист конструкторско-технологического отделения разработки топлива для быстрых и газовых реакторов ВНИИНМ Игорь Голубев. — В первом типе микротвэлы прессуются в цилиндрических графитовых топливных компактах высотой 50 мм и диаметром 12,5 мм. Топливные компакты затем размещаются в шестигранных графитовых блоках с каналами под топливо, а также каналами для прохода теплоносителя и стержней управления и защиты. Из этих блоков набирается активная зона, которую называют призматической. Конструкция второго типа ВТГР имеет активную зону, которая в англоязычной литературе обозначается pebble bed, а у нас просто «шаровая засыпка». В этом варианте активной зоны микротвэлы размещаются в графитовых шарах диаметром 60 мм, ровно с бильярдный шар! Оригинальна и система загрузки: шаровые твэлы насыпаются в корпус активной зоны сверху, а снизу высыпаются отработавшие «шары». Шаровые твэлы, не достигшие проектного выгорания, возвращаются пневмотранспортом в активную зону.

Общее для обоих типов активной зоны, кроме микротвэлов, — это использование гелия в качестве теплоносителя, что позволяет достигать температуры теплоносителя на выходе из активной зоны до 1000 °С. При этом многослойные оболочки эффективно удерживают продукты деления внутри микротвэлов. Также следует отметить присущую ВТГР внутреннюю безопасность: авария типа Чернобыльской, в ликвидации последствий которой мне пришлось поучаствовать в 1986 и 1988 годах, для ВТГР в принципе невозможна».

Мировой опыт

Успешный опыт эксплуатации реактора Peach Bottom 1 позволил американцам продолжить развивать технологии ВТГР, и в 1979 году они построили реактор с призматической активной зоной мощностью 330 МВт (эл.) на АЭС Fort Saint Vrain. Этот реактор проработал 12 лет.

В Западной Германии также не остановили работу по теме ВТГР и в 1984 году построили реактор с шаровой засыпкой THTR-300 мощностью 300 МВт (эл.), в котором была сделана попытка в качестве ядерного топлива использовать торий, считающийся перспективным материалом для наработки ядерного топлива, так как запасы тория на Земле значительно превосходят запасы урана.

Сильный удар по развитию технологий ВТГР, впрочем, как и по всей ядерной энергетике, в 1986 году нанесла авария на Чернобыльской АЭС, после которой по всему миру стали закрываться исследовательские и экспериментальные программы в области реакторостроения. Наложилось и то обстоятельство, что существующие на тот момент реакторы ВТГР были экспериментальными или прототипами проектируемых промышленных реакторов и не могли конкурировать с традиционными легководными реакторами с точки зрения удельной стоимости на киловатт выработанной электроэнергии. В итоге в конце 1980-х годов тема ВТГР в Европе стала неактуальной как по политическим, так и по экономическим причинам. В Германии свернули работы по этой тематике, однако в США все 1990-е годы продолжали заниматься разработками проектов ВТГР и проводить реакторные испытания различных конструкций микротвэлов.

В то же время такие страны, как Япония и Китай, наоборот, начали работы по развитию технологий ВТГР. Япония построила свой высокотемпературный инженерный испытательный реактор HTTR с призматической активной зоной мощностью 30 МВт (тепл.). Китай взял за основу немецкую технологию производства шаровых твэлов и на рубеже 2000-х годов запустил исследовательский реактор HTR-10, а в 2021 году в Китае была введена в эксплуатацию АЭС HTR-PM, включающая два модульных ВТГР по 100 МВт (эл.) каждый, имеющих активные зоны с шаровыми засыпками.

Помимо Китая и Японии, Южная Корея и ЮАР также пробовали внедрять подобные технологии, но были вынуждены по разным причинам приостановить разработки. С 2000-х годов тематика высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов продолжила развитие на уровне разработки технологий ВТГР модульной концепции повышенной безопасности. Интерес к технологиям ВТГР в настоящее время проявляют около двух десятков стран мира.

ВТГР в СССР

В 1970-е годы в СССР была принята государственная программа по развитию атомно-водородной энергетики. В 1987 году Советом Министров СССР была принята программа по созданию атомных энерготехнологических комплексов на базе ВТГР.

«По теме микротвэлов я писал диплом, это был 1976 год, — рассказывает Игорь Голубев. — После окончания кафедры № 16 МИФИ я попал в Курчатовский институт. Отделом-35 (по-старому – «Сектор-6», который упоминается в фильме «9 дней одного года»), куда я пришел дипломником, тогда руководил Николай Николаевич Пономарев-Степной, ныне академик РАН. Николай Николаевич (Ник-Ник, как мы его называли) и по сей день является главным научным и идейным вдохновителем темы атомно-водородной энергетики у нас в стране.

В то время в СССР тема ВТГР хорошо развивалась. В Подольске и Новосибирске было запущено экспериментальное производство по изготовлению шаровых твэлов и микротвэлов. Проводилось много реакторных испытаний в разных реакторах: в Обнинске в филиале Научно-исследовательского физико-химического института им. Л. Я. Карпова, в Курчатовском институте в реакторе МР-50, в Димитровграде в реакторах СМ-3 и РБТ-6, в Екатеринбурге в реакторе ИВВ-2. В Курчатовском институте в реакторе МР-50 была построена петля ПГ-100 (петля гелиевая, рассчитанная на давление гелия до 100 атмосфер). Там испытывались каналы типа КВГ, которые условно можно считать маленькими ВТГР. Также на этом реакторе провели серию испытаний топлива ВТГР в ампульных устройствах типа «Каштан». При этом достигались высокие показатели по выгоранию топлива. Курчатовский институт выступал в качестве научного руководителя. Микротвэлы, прошедшие испытания, были разных конструкций, с различным покрытием, испытывались как в специальных ампулах, так и в составе шаровых твэлов. В то время развивались такие проекты ВТГР, как ВГР-50, ВГ-400, ВГМ, позже ВГР-Т.

Я, уже начиная с дипломной работы, специализировался на расчетном моделировании термомеханического поведения микротвэлов и шаровых твэлов. Но мне довелось и непосредственно участвовать в экспериментальных работах. В Обнинске я принимал участие в испытаниях — в прямом смысле: сидел в реакторном зале реактора ВВР-Ц за пультом управления облучательным устройством в ночные смены, мы дежурили по неделе, затем менялись. На реакторе МР-50 в Курчатовском институте периодически участвовал в постановке и выемке экспериментальных каналов КВГ непосредственно на «крышке» реактора».

Россия в тренде

В конце 1980-х тема ВТГР в нашей стране сошла на нет. Так продолжалось до конца 1990-х, как и в большинстве западных стран, по политическим и экономическим причинам. Однако в начале 2000-х годов технологии ВТГР вновь приобрели актуальность в связи с мировым трендом на развитие водородной энергетики. Реактор ВТГР может давать на выходе гелий с температурой до 1000 °С, что позволяет использовать термохимические и электрохимические методы разложения воды для получения водорода, а также использовать высокопотенциальное тепло для различных технологических процессов.

«В России с конца 1990-х реализовывался большой совместный проект с участием США и Франции (Франция выступала, скорее, в роли наблюдателя) по созданию высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ГТ-МГР для производства электроэнергии в прямом газотурбинном цикле с КПД около 50%, — продолжает рассказ Игорь Голубев. — Кстати, самые хорошие воспоминания остались от общения с американскими и французскими специалистами: там, где нет политики, люди всегда находят общий язык.

Проект в итоге свернули, однако в ходе его реализации во ВНИИНМ была построена уникальная установка БИУ (боксовая исследовательская установка). На этой установке была разработана технология по производству топливных кернов, на которые наносится четырехслойное покрытие из пироуглерода и карбида кремния, после чего они становятся, собственно, микротвэлами. В ходе работ по проекту ГТ-МГР во ВНИИНМ были разработаны не только технологии изготовления микротвэлов и топливных компактов, но и расчетный код GOLT, моделирующий поведение микротвэлов и прогнозирующий пределы безопасной эксплуатации топлива».

Разработанный расчетный код весьма успешно «выступил» в ходе проведения сравнительных расчетов (бенчмарках) с кодами, разработанными в других странах в рамках работы международной группы CRP-6 МАГАТЭ. Всего в бенчмарках приняли участие 12 кодов из 10 стран мира. В результате, например, японский код, опубликованный в ведущих периодических изданиях, «сошел с дистанции», в то время как результаты расчетов тестовых задач, полученные по коду GOLT, разработанному во ВНИИНМ, практически полностью совпали с результатами, полученными с помощью известных кодов, разработанных в США, Англии и Евросоюзе.

К сожалению, проект ГТ-МГР по разным причинам не был реализован. Но сегодня технология ВТГР вновь стала актуальной, и причины этого не только экономические, но и связанные с экологией. «Цены на углеводороды (нефть, газ) значительно выросли, — объясняет Игорь Голубев. — Фактор декарбонизации экономики, углеродный налог и рост потребления в промышленности водорода в качестве химического реагента поддерживают интерес к атомно-водородной энергетике на базе реакторов ВТГР. Водород используется также для прямого восстановления железа в металлургии, для очистки и переработки нефти и во многих других отраслях».

Атомная энерготехнологическая станция

В настоящий момент АО «Концерн Росэнергоатом» (электроэнергетический дивизион госкорпорации «Росатом») реализует масштабный инвестиционный проект «Разработка технологий атомно-водородной энергетики для крупномасштабного производства и потребления водорода», направленный на разработку и создание инфраструктуры для производства, хранения, транспортировки и использования водорода.

Один из проектов в рамках программы концерна «Росэнергоатом» нацелен на создание демонстрационного комплекса с реактором ВТГР и химико-технологической частью (ХТЧ) для крупномасштабного производства водорода. По сути, ВТГР — это многоцелевой реактор, предназначенный для замещения ископаемого топлива в различных высокотемпературных промышленных технологиях. Температура гелия, используемого в качестве теплоносителя, на выходе составит 850 °С. Отводимое гелиевым теплоносителем тепло передается в химико-технологическую часть комплекса, где и происходит выработка водорода.

Предполагается, что атомный энерготехнологический комплекс будет состоять из четырех блоков тепловой мощностью 200 МВт каждый — в итоге суммарная мощность комплекса составит 800 МВт, что позволит обеспечить производство порядка 440 тыс. тонн водорода в год. Пуск атомной энерготехнологической станции (АЭТС) запланирован на начало 2030-х годов.

Работа на результат — в единой команде

ВНИИНМ — одна из структур, обеспечивающая научное и технологическое сопровождение работ по созданию в России топлива для ВТГР, и участник широкой кооперации отраслевых предприятий госкорпорации «Росатом» и российских научных организаций.

«Сегодня над разработкой активной зоны и топлива ВТГР работают предприятия атомной отрасли, имеющие многолетний опыт по данному направлению в России, — это АО «ОКБМ Африкантов» (главный конструктор реакторной установки и активной зоны), НИЦ «Курчатовский институт» (научный руководитель проекта), АО «ВНИИНМ» (конструктор-технолог микротвэлов) и предприятия Топливной компании «ТВЭЛ», АО «НИИ НПО «ЛУЧ» (конструктор-технолог тепловыделяющего элемента и разработчик опытно-промышленной технологии производства топлива ВТГР, главный технолог химико-технологической части), АО «НИИграфит», ФГУП «РФЯЦ-ВНИИТФ им. академика Е. И. Забабахина» и многие-многие другие, — рассказывает Игорь Голубев. — Мы, как разработчики технологии производства микротвэлов, изготовили экспериментальные партии микротвэлов, которые проходят первые реакторные испытания в АО «ИРМ» (г. Заречный, Свердловская обл.). С марта 2022 года ведутся испытания экспериментальных топливных компактов на реакторе СМ-3 в АО «ГНЦ НИИАР» (г. Димитровград, Ульяновская обл.). Также изготовлены партии микротвэлов, которые будут направлены в Курчатовский институт для проведения радиационных испытаний по методике Курчатовского института — это так называемое слабое облучение.

Темпы очень высокие, и сроки выполнения работ очень жесткие. Эскизные проекты уже выпустили, начали готовить техпроекты, создается нормативная документация, так как ее еще нет для этого типа реакторов. Если резюмировать, то по всем направлениям идет активная деятельность. В АО «НИИ НПО «ЛУЧ» уже начата работа по созданию пилотной линии производства микротвэлов и топливных компактов, чтобы обеспечить в дальнейшем переход к созданию на площадке Топливной компании «ТВЭЛ» промышленного производства топлива ВТГР для устойчивого топливообеспечения будущих энерготехнологических станций. Главная причина активизации работ — востребованность водорода для российской и мировой экономики, поскольку это экологически чистое топливо, имеющее высокий экспортный потенциал».

Безопасность в высокой степени

В чем привлекательность разрабатываемого проекта АЭТС? Прежде всего, в том, что станция обеспечивает высокую степень безопасности. Конструкция микротвэлов позволяет топливу выдерживать высокие температуры — до 1600 °С — в течение сотен часов. Расчеты, проведенные для аналогичных проектов, показали, что даже в случае запроектной аварии графитовая кладка активной зоны не сможет загореться. На ВТГР нет риска возникновения пароциркониевой реакции, так как в конструкции микротвэлов не используются сплавы с цирконием, а в активной зоне нет воды. Помимо этого, реактор имеет отрицательный температурный коэффициент и при разогреве сам затухает.

Также необходимо отметить, что в микротвэлах все продукты распада находятся внутри многослойных керамических оболочек, хранить отработавшие топливные элементы можно в сухом хранилище. Кроме того, сейчас во ВНИИНМ разрабатываются технологии переработки отработавшего топлива и возврата в топливный цикл регенерированных материалов.