Дальнее атомное теплоснабжение - вторая главная задача ядерной энергетики России XXI века

Размещено на http://www.allbest.ru/

Дальнее атомное теплоснабжение - вторая главная задача ядерной энергетики России XXI века

Д.э.н. Ю.И.Корякин, профессор НИКИЭТ, г. Москва

В череде событий последнего года ушедшего XX в. выделяется одно, поистине историческое для России и уникальное для истории науки и техники - принятие Правительством России постановления о стратегии ядерной энергетики в стране и возобновлении массового строительства АЭС. В первую очередь, естественно, подлежат достройке энергоблоки АЭС, строительство которых было прекращено после аварии в Чернобыле (их несколько десятков). В первом году нового века был пущен один из таких энергоблоков - первый блок мощностью 1 млн кВт Волго-Донской АЭС. В этом году также был принят (не без немалых трудностей) закон о ввозе в Россию отработавшего топлива зарубежных АЭС, являющегося частью топливной стратегии ядерной энергетики России. Наконец, важным событием этого же года в области мировой энергетики стало снятие послечернобыльского моратория на строительства АЭС в США.

Так кончилась 15-летняя пауза в наращивании мощностей АЭС двух развитых ядерно-энергетических стран и обозначилось начало ядерно-энергетического ренессанса. Нет сомнения в том, что рано или поздно к этому процессу присоединится и Западная Европа.

Энергоуправленческая деградация, основанная на приоритете личных интересов, утяжеленная общими последствиями изменения общественного строя в России после распада СССР, привела к гипертрофированной структуре топливопотребления, основанной на иллюзорных представлениях о дешевизне и бесконечности запасов природного газа, а также надеждах на рыночное «самоупорядочение» стратегического энергоразвития страны.

В этих условиях становился все более необходимым переход ядерной энергетики - единственного сектора ТЭК, демонстрировавшего все постсоветское время устойчивое производство электроэнергии и эффективность работы ядерной энергетики - к более жесткой, упредительной позиции, основанной на широко и гласно обозначенной стратегии приоритетного ее развития, реструктуризации управления отраслью, а также последовательного противодействия иррациональным и некомпетентным, хотя и влиятельным мнениям.

Наконец впервые в истории ядерной энергетики на основе фундаментальных исследований доказана возможность и сформулирована стратегическая цель достижения абсолютной общественной и природоохранной радиационной безопасности - реализация принципа радиационной эквивалентности. Суть этого принципа, основанного на превращении радиоактивных атомов в нерадиоактивные путем их так называемого «трансмутационного радиационного пережигания» до природного уровня, проста и понятна - взял у природы естественную радиоактивность при добыче урана - верни ей столько же. При таком подходе радиоактивных отходов нет.

О направлениях использования ядерных реакторов в промышленных энерготехнологиях

В дочернобыльское время по мере роста числа и мощностей АЭС, а также начавшегося широкого использования и экспорта природного газа среди специалистов-атомщиков уже крепла убежденность, что такая ситуация не могла считаться исчерпывающей с точки зрения рационализации топливно-сырьевого баланса страны.

Даже если все тепловые электростанции будут вытеснены атомными (что уже тогда считалось достижимой целью), будет сэкономлено не более трети добываемого в стране топлива, остальная часть приходится на другие секторы экономики. В первую очередь вытесняемым топливом считался уголь как наиболее вредный загрязнитель воздуха (в т.ч. радиоактивными аэрозолями) и природный газ, идущий на экспорт, а также используемый в качестве источника тепла и химреагента в химическом, металлургическом производствах, а также в промышленнобытовом теплоснабжении. Одновременно возникла и быстро актуализировалась новая, глобальная проблема парниковых газов. Источником их примерно в равной степени стали все секторы экономики любой развитой страны -огневые технологии, используемые во всех видах энергетики любой промышленности развитой страны.

Даже не вдаваясь в подробности определения получаемых экономических эффектов от внедрения в советское время ядерно-энергетических технологий в промышленные энерготехнологии и громадную разницу между советскими методологическими принципами исчисления экономического эффекта и новыми, отражающими произошедшие политэкономические изменения в России, можно утверждать, что общее макроэкономическое ухудшение показателей и возможностей углеводородного ТЭК России делает экономику ядерноэнергетических технологий, сейчас, как правило, более предпочтительной, чем технологий, основанных на нынешней углеводородной топливной базе.

Работы, проведенные в дочернобыльское время по энерготехнологическому использованию ядерных реакторов, прерванные Чернобылем, почти не получили освещения в печати. Можно утверждать, что расширение сфер использования ядерных реакторов в экономике будет поставлено на повестку дня развития реакторостроения в XXI в. ввиду актуализации этой проблемы.

Такими направлениями работ по энерготехнологическому использованию ядерных реакторов (в порядке очередности возникновения интереса к ним) были:

Q опреснение соленых вод;

в черной металлургии для прямого восстановления железа из железной руды с использованием твердотопливного восстановителя;

в химической промышленности для производства аммиака, метанола, водорода и др. химреагентов, используемых при производстве химических удобрений;

в цветной металлургии для производства алюминия;

Q для централизованного теплоснабжения путем передачи латентного тепла на дальние и сверхдальние расстояния в цикле обратимых термохимических реакций;

? использование отходящего тепла конденсаторов турбин АЭС для агробиологического и продовольственных производств.

В этих работах участвовали ряд НИИ и КБ заинтересованных отраслей - Минчермета, Минэнерго, Минхимпрома, Минхиммаша, Мин-цветмета, Минэнергомаша, Комитета по науке и технике и др.

Заманчивость использования ядерного реактора для энерготехнологических целей в традиционных отраслях промышленности основывалась на его главном качестве как мощного источника тепловой энергии, освобождающего от потребления дорогого, труднодоставляемого и неудобного в использовании традиционного углеводородного топлива.

Почему следует стремиться к атомизации некоторых отраслей

Основным вопросом при внедрении реакторной техники в промышленную энерготехнологию становится выбор одного из двух принципиальных решений:

? использовать ли реакторные энергоресурсы через посредство вырабатываемой «атомной» электроэнергии и перевод промышленных энерготехнологий на их электрификацию, например электрометаллоплавильные, электрообогреваемые химические процессы и т. д., включая перевод на электрообогрев промышленнобытового теплоснабжения;

? непосредственно использовать высокотемпературное тепло ядерных реакторов путем создания специализированных атомных энерготехнологических агрегатов.

Анализ плюсов и минусов этих решений приводит почти категорически к выбору второго решения.

Рамки статьи исключают возможность описания работ и их результатов по энерготехнологическому использованию ядерных реакторов, список которых был приведен выше, это требует специального изложения. Можно только сказать, что работа над ними привела к весьма интересным результатам и обозначила важные энергоэкономические перспективы для упомянутых отраслей экономики, развитие и реализация которых были прерваны Чернобылем и последующим распадом СССР.

Поэтому единственная возможность - изложить наиболее актуализированное в настоящее время направление работ по дальнему атомному теплоснабжению с использованием цикла обратимых термохимических реакций.

Решение этой проблемы неизбежно будет связано с реформами жилищно-коммунального хозяйства (ЖКХ), в котором тарифы на газ, электроэнергию и тепло являются одним из ключевых ценообразующих факторов всей системы ЖКХ. В целом проблема ЖКХ является едва ли не главным фактором российской социальной и энергоэкономической действительности на все предвидимое будущее.

С учетом ТЭЦ, работающих на газе, его количество, расходуемое на отопительные цели в жилищно-коммунальном хозяйстве и промышленном теплоснабжении, может быть оценено в 250-300 млрд. м³ в год. Поэтому масштаб задачи предельного вытеснения природного газа из теплоснабжения путем его «атомизации» примерно в 2 раза превышает значимость и эффект решения задачи предельного вытеснения (оцениваемого в 140-150 млрд м³) атомными электростанциями природного газа из электропроизводства.

Если же учесть потребление природного газа в промышленных энерготехнологиях, где вытеснение газа путем атомизации промышленных процессов также может быть дополнительно поставлено в повестку дня ядерно-энерготехнологического реакторостроения на XXI в., то становится очевидной исключительная энергоэкономическая важность задачи атомизации промышленных энерготехнологий и, в первую очередь, освоения технологии дальнего транспорта «атомного» тепла.

При использовании водяного теплоносителя в системах транспортировки тепла возможность концентрации тепловых мощностей энергоисточников ограничена. Экономические пределы транспортировки тепла в виде горячей воды при двухтрубной системе с учетом возможности повышения температуры воды до 180-200 ОС составляют до 50 км, при однотрубной системе -до 70 км. Тепло в виде пара может транспортироваться на расстояние до 10 км. Все это не позволяет обеспечить централизованным теплоснабжением относительно мелких потребителей тепла, удаленных на большие расстояния, типичные для России.

Достоинства транспортировки тепла в химически связанном состоянии по сравнению с транспортировкой тепла горячей водой или паром проявляются в снижении металлоемкости теплопередающей системы и материалоемкости ее обустройства на единицу передаваемого тепла, в отсутствии потерь тепла при транспортировке, а также в отсутствии необходимости теплоизоляции теплопроводов.

Это позволяет значительно увеличить дальность передачи тепла по сравнению с традиционными системами и тем самым охватить централизованным теплоснабжением от единого концентрированного атомного энергоисточника отдельных рассредоточенных крупных и мелких потребителей тепла.

Передача тепла в латентном виде и атомные станции дальнего теплоснабжения (АСДТ)

теплоснабжение атомный ядерный реактор

В основе такого теплоснабжения лежит известная обратимая химическая реакция (получившая название Адам-Ева) парогазовой конверсии метана, проводимая при температуре 800-900 ОС в присутствии катализатора:



Обратная реакция с выделением тепла и получением метана и воды происходит в так называемых метанаторах также в присутствии катализатора (реакция метанирования). Для более эффективного использования системы передачи тепловой энергии в химически связанном состоянии целесообразно проводить процесс конверсии метана при давлении 20 атм. и соотношении пар/газ -2:1.

Принципиальная (упрощенная) схема осуществления дальнего теплоснабжения, основанная на использовании АСДТ и осуществлении замкнутого цикла химических реакций, приведена на рис.1.

Основой системы является зона конверсии метана в атомной энерготехнологической установке. В ней происходит аккумулирование тепла ядерной реакции при эндотермической химической реакции преобразования смеси метана с водяным паром в смесь газов:

Тепло от охлаждения этой смеси используется для подогрева газа, идущего на конверсию, а также для производства технологического пара в конверсии метана.

Окончательное охлаждение смеси полученных газов до температуры окружающей среды производится в конденсаторах-сепараторах, где происходит отделение смеси газов от воды. Охлажденный газ по трубопроводам направляется к потребителю тепла. Здесь, в метанаторах, осуществляется в присутствии катализатора выделение химически связанной энергии путем соединения водорода с окисью и двуокисью углерода. При определенном начальном температурном режиме (300 ОС) происходит экзотермическая реакция метанирования, существенной особенностью которой является многоступенчатость. Каждая ступень метанирования состоит из адиабатического химического реактора (с неподвижным слоем катализатора) с одним или несколькими теплообменниками (или сам метанатор является теплообменником), в которых используется тепло, выделившееся в процессе метанирования (рис. 2).

Уже в первой ступени метанирования можно получить температуру газа на выходе порядка 800 ОС в случае, если использовать наиболее эффективные катализаторы. Эта температура практически равна температуре, при которой осуществляется конверсия природного газа в ядерной технологической части. Поэтому на вход первой ступени метанирования подается, как правило, разбавленный газ, например смешанный с газом из первой ступени. Это позволяет ограничивать максимальную температуру в первом адиабатическом метанаторе до значения, выдерживаемого катализатором. В расчетах температура на выходе из первой ступени метанирования принималась для запаса заниженной - 600 ОС.

При соединении окиси и двуокиси углерода с водородом образуется метановодяной пар. При этом температура от ступени к ступени снижается; уменьшается и объем газа. В последней ступени температура газа устанавливается примерно на уровне 300 ОС, при которой практически все компоненты конвертированного газа успевают прореагировать. После конденсации и сепарации водяного пара восстановившийся метан транспортируется по возвратному трубопроводу для подачи в атомно-технологическую установку с целью его новой конверсии. Цикл многократно повторяется с необходимой незначительной добавкой природного газа в цикл для восстановления потерь от утечек в не плотностях трубопроводов.

Эффективность использования этой транспортнотепловой системы зависит от качества метанаторов и сбережения утечек тепла во всем цикле его оборота и использования на производствах и, разумеется, от затрат на работу компрессоров для перекачки газа в прямом и обратном направлении. При таком способе транспорта тепла отсутствуют потери тепла в теплотранспортных магистралях.

Сравнительный анализ вариантов схем использования транспорта тепла в химически связанном состоянии позволил выявить диапазон расстояний между площадками теплопотребляющей и теплогенерирующей частей системы теплового оборота термохимических реакций до 300 км.

Поступающая на конверсию возвратная газовая смесь предварительно подогревается до температуры 400 ОС за счет утилизации тепла конвертированного газа и смешивается в необходимом соотношении с перегретым паром. Парогазовая смесь догревается до температуры начала реакции конверсии (600 ОС) и поступает в атомную конверсионную печь.

Необходимый для осуществления конверсии технологический пар генерируется частично за счет утилизации тепла конвертированного газа, частично за счет тепла от высокотемпературного реактора.

Расчеты теплового баланса химических реакций, происходящих в процессах конверсии метана и метанирования, а также схем теплоаккумулирующей и тепловыделяющей стадий АСДТ определили энергетические показатели АСДТ при следующих традиционных параметрах проведения конверсии:

давление в конверсионной печи - 4 МПа;

температура газа на выходе из конверсионной печи-800 ОС;

соотношение пар/метан - 4:1;

состав газа на входе в конверсионное производство (объемн. %):

- подача газовой смеси на входе в теплоаккумулирующую стадию 1000 нм³/ч.

В результате было установлено, что:

1) объем сухого конвертированного газа на выходе из теплоаккумулирующей стадии (конверсионной установки) при объеме обратного метана на входе в эту установку 1000 нм³/ч - 3324 нм³/ч;

2)состав конвертированного газа:

теплотворная способность конвертированного газа - 0,592 кВт. ч/нм³ (510 ккал/нм³);

мощность высокотемпературного реактора, расходуемая для конверсии 1000 нм³/ч метана - 3308 МВт;

тепло, регенерируемое при охлаждении горячего конвертируемого газа, не может быть полностью утилизировано в самой технологической схеме конверсии.

Результаты следует прокомментировать. Несмотря на то, что в результате конверсии метана получается газ, теплотворная способность которого значительно ниже, чем у метана, количество конвертированного газа получается в 3,3 раза больше на каждую единицу конвертированного метана.

В цикле обратимых хемотермических реакций единственным расходуемым водородосодержащим топливом является общедоступная вода (!), разлагаемая теплом ядерного реактора при температуре 800-900 ОС на экзотермические компоненты с почти 100% использованием тепла. К расходу же метана могут быть отнесены только потери из неплотностей (в основном трубопроводов). Масштаб этих потерь в существующей газопроводной практике доходит в худшем случае до 3-5 % (норматив ~ 1 %).

Анализ также показал, что тепло, регенерируемое при охлаждении горячего конвертированного газа, не может быть полностью утилизировано в самой технологической схеме АСДТ. Поэтому должна быть обязательно обеспечена глубокая утилизация тепла ядерного реактора, получаемого в теплоаккумулирующей стадии АСДТ (ПТП на рис. 1). Это требование теплового баланса может быть выполнено без затруднений, поскольку создание такого крупного источника выгодного тепла (это априори можно утверждать, учитывая огромный объем вытесняемого АСДТ дорогого природного газа), как ядерный конверсионный центр, неизбежно повлечет за собой создание близ него дополнительной теплопотребляющей инфраструктуры (например, жилпоселка, как при АЭС).

В случае максимальной утилизации тепла горячего конвертированного газа коэффициент использования тепла ядерного реактора в теплоаккумулирующей стадии АСДТ составит 96 %.

Вид схемы, параметры процесса метанирования и использования тепла метанирования, тепловыделяющая и теплоиспользующая стадии АСДТ (см. рис. 1) определяется профилем установки метанирования (энергетическая для комбинированного производства тепла и электроэнергии или одноцелевая, ориентированная только на снабжение теплом среднего или низкого потенциала), а также параметрами производимого в ней энергоносителя (энергетический пар, пар для технологических целей, сетевая вода для отопления). Пример конструкции метанатора приведен на рис. 2.



Анализ тепловых схем установок метанирования различного назначения показал, что при вышеупомянутых параметрах проведения процесса конверсии общее количество воды, образующееся в процессе метанирования, составляет 0,5 т на 1 МВт. ч (0,68 т на 1 Гкал) тепла, отпускаемого потребителям.

Коэффициент полезного использования тепла в схеме тепловыделяющей и теплоиспользующей стадий АСДТ составляет 91 %. Коэффициент использования тепла высокотемпературного реактора в полной схеме АСДТ (с учетом потерь тепла в теплоаккумулирующей и тепловыделяющих стадиях) составляет 83 %.

Величина тепловой нагрузки ближних потребителей тепла, необходимой для обеспечения максимального коэффициента использования тепла в схеме АСДТ - 96 %, что составляет 53 % от тепловой нагрузки дальних потребителей АСДТ.

Энергетические показатели АСДТ существенно зависят от параметров проведения процесса конверсии (давления конвертируемого газа, температуры конвертированного газа на выходе и конверсионной печи, соотношения пар/метан). Например, при снижении соотношения пар/метан до 2-х, коэффициент использования тепла в полной схеме АСДТ возрастает до 85%, а отношение тепловой нагрузки ближних и дальних потребителей тепла снижается до 48%. Однако при этом теплотворная способность конвертированного газа также снижается до 0,544 кВт.ч/нм³ (468 ккал/нм³). Это, в свою очередь, при одинаковой нагрузке дальних потребителей тепла потребует увеличения затрат на транспортировку латентного хемотермического тепла компрессорами.

Выбор параметров проведения конверсии может быть сделан на основе комплексной оптимизации конкретной полной схемы АСДТ с использованием прогресса в создании катализаторов конверсии и метанирования, а также газопроводной системы транспортировки конвертированного газа. Эта задача является самостоятельной и должна служить предметом дальнейших исследований. Вопросом является также изучение возможностей и рационализации способов использования воды, образующейся в процессе метанирования (дистиллята) так как возврат ее в конверсионную атомную установку наверняка нецелесообразен.

На рис. 3 сопоставлены инвестиции в систему хемотермической передачи тепла в сравнении с инвестициями в тепловую магистраль (тепловая мощность 1000 МВт), построенной по однотрубной схеме с бесканальной прокладкой. Инвестиции в трубопровод равной мощности, передаваемой конвертированным газом, сокращаются более чем в 2 раза (с учетом обратной метановой нитки и затрат на создание необходимых компрессорных станций). А по сравнению с тепловой магистралью, построенной по двухтрубной, наиболее часто используемой схеме с канальной непроходной прокладкой, -более чем в 3 раза. При этом металлозатраты и стоимость стальных труб для газопровода и однотрубной тепломагистрали соизмеримы, а при наиболее распространенной двухтрубной схеме передачи горячей воды даже в 1,5-2 раза ниже.

Основной фактор снижения инвестиций в систему транспорта тепла в случае хемотремической передачи тепловой энергии - значительно меньшая трудоемкость создания газопровода. Это обусловлено более простой конструкцией линейной части газопровода и отсутствием необходимости использования дорогой и трудоемкой теплоизоляции, особенно в регионах России с большой длительностью стояния низких температур. В России таких регионов большинство.

Особенно важен этот факт при рассмотрении схем пароснабжения. Существенное увеличение затрат в случае транспортировки тепла паром (в 1,4-1,7 раза по сравнению с передачей горячей воды), а также ограничения по допустимым потерям давления и тепла в таких системах приводят к тому, что дальность передачи пара не превышает 8-10 км. В случае же использования хемотермических систем возможно организовать централизованное паротеплоснабжение потребителей, удаленных на сотни километров. При этом, естественно, возможно теплоснабжение всех возможных потребителей, расположенных вдоль трасс хемотермического трубопровода (рис. 4).

В таком случае может быть решен ряд серьезных государственных экономических проблем, связанных с энергостратегически важной задачей коммунально-бытового теплоснабжения. Возможность концентрации мощностей АСДТ позволит уменьшить число, а значит, плотность размещения ядерных энергоисточников, что важно с точки зрения радиационной безопасности, общественной радиофобии и экономики. Кроме того, возможность увеличения единичной мощности ядерной конверсионной энергоустановки значительно снижает ее удельную стоимость.

Дополнительные эффекты могут быть получены в надежности теплоснабжения за счет двух важных положительных качеств, которыми обладает система хемотермического теплоснабжения и которые отсутствуют при традиционном теплоснабжении «живым» теплом, в том числе при использовании обычных атомных станций теплоснабжения - ACT.

Первое - это отсутствие опасности замерзания теплотрассы в зимнее время. Второе - это прохождение летних минимумов и зимних максимумов тепловой нагрузки путем создания газохранилищ-аккумуляторов смеси конвертированного газа, а также возможностью закольцовывания трубопроводной системы нескольких АСДТ в единую региональную и межрегиональную сеть хемотермического теплоснабжения.



Это значит, что хемотермическое теплоснабжение позволяет создать единую российскую систему теплоснабжения, функционирующую на основе рыночных принципов - свободного доступа атомных теплопроизводителей и теплопотребителей к хемотермической трубопроводной сети для прямого адресного теплоснабжения на основе конкурирующих договоров потребителей и производителей латентного тепла.

С нынешней точки зрения, такая теплоснабжающая система почти полностью повторяет электропроводную систему РАО «ЕЭС России» и ее функционирование связано с аспектами владения энергетической собственностью. Однако на данном этапе не имеет смысла рассуждать о путях решения политэкономических вопросов функционирования единой системы хемотермического теплоснабжения России. Сейчас ясно только одно - вряд ли в предвидимом будущем атомные источники теплоснабжении России могут стать частной собственностью.

Следует ответить на естественно возникающий вопрос, касающийся рассмотренных преимуществ дальнего теплоснабжения: если это такое стоящее и перспективное дело, то почему им не занимаются за рубежом? Ответ - в климатических пространственных и политэкономических условиях Запада (включая Канаду). В этих странах заниматься стратегически таким серьезным делом, как дальнее теплоснабжение, просто нет необходимости. Слишком короток и климатически терпим в них холодный период года (если только он вообще есть, как в странах юга Европы и Америки). Там, где в этом есть необходимость, достаточно организовано преобладающее частное домовоофисное теплоснабжение на основе углеводородного топлива (газ, жидкое топливо). Доставка его не сопряжена с экономическим преодолением больших расстояний. Несмотря на высокие цены на это топливо (по меркам России), они приемлемы для западного высокоплатежного потребителя.

Нынешняя ситуация с высокотемпературными реакторами

В дочернобыльское время интерес к высокотемпературным реакторам, как правило, с гелиевым теплоносителем, был довольно значительным. Они считались «кандидатами» на ядерно-электроэнергетическое будущее. Иных целей, кроме получения высокого КПД АЭС с такими реакторами, не преследовалось. Были построены опытные ядерно-энергетические установки электрической мощностью от 5 до 40 МВт. На реакторе AVR, построенном в Юлихе (Германия) в порядке эксперимента, была достигнута температура гелия на выходе 950 ОС. Все эти реакторные установки были построены на основе национальных программ в этой области.

Наибольший интерес в 80-х гг. ХХ в. для европейских компаний, занимавшихся технологией высокотемпературных реакторов, представляла реакторная установка THTR-300 в Германии. Она была остановлена в 1988 г., как и остальные после чернобыльской аварии. Интерес к высокотемпературным реакторам постепенно пропал. Однако к концу 90-х гг. этот интерес в Европе стал восстанавливаться, но уже не на основе национальных проектов, а на основе интересов 15 отдельных фирм, представители которых объединились для проведения обсуждений и семинаров на базе высокопоточного голландского реактора HFR в Петтене. В эту группу входят представители фирм и организаций: Анссальдо, Белгатом, BNFL, СЕА, Фраматом, Штутгарт, атомного центра в Юлихе и другие.

В Японии в 1999 г. был пущен прототипный высокотемпературный реактор НТК, в Китае прототипный высокотемпературный реактор HTR-10 находится в стадии строительства, в Южной Африке в 2002 г. начнется строительство модульного высокотемпературного реактора мощностью 110 МВт (эл.).

Все это говорит о возобновлении интереса к таким реакторам, что вызвано проблемой «парникового эффекта» Земли и, как полагают, рождением нового поколения реакторов, к которым относят высокотемпературные.

К упомянутому европейскому объединению представителей подключаются еще три члена -от Кожема (Франция), VTT (Финляндия) и BDT (Германия), а также в качестве наблюдателей -СИМАТ (Испания) и VUJE (Словакия).

Основная сфера внимания этого объединения представителей - технология высокотемпературного ядерного топлива и усовершенствование его. В связи с достижением критичности китайского высокотемпературного реактора HTR-10 возможно проведение испытаний топлива этого реактора в высокопоточном реакторе HFR в Петтене. Обсуждалась также технология российского реактора ГТ-МГК. Как известно, этот реактор, ориентированный на модульное использование, логикой обстоятельств спроектирован не столько для энергетических целей, сколько для отработки использования плутониевого топлива.

В европейской группе, работающей на базе в Петтене, разработано 5 программ работ с ежегодным финансированием 17 млн евро.

В целом наблюдаемая за рубежом ситуация в этой области не свидетельствует о наличии какого-либо конкретного интереса к назначению или конструкции высокотемпературного реактора, работающего на традиционном конвективном принципе. Скорее эта ситуация с интересами «на всякий случай» носит эволюционный характер и пока еще не вышла на уровень решения какой-либо задачи, сформулированной конечной цели. А в России цель ядерной энергетики формируется экономико-географическими условиями, побуждающими к диверсификации направлений использования ядерных реакторов. Это не только электроэнергетика, но и промышленные энерготехнологии, среди которых выделяется своей нарастающей актуальностью дальнее теплоснабжение. Оно может стать новейшей научно-технической основой неизбежной реформы жилищно-коммунального хозяйства страны.

Температуру, при которой в присутствии катализатора производится пароводяная конверсия метана, удалось снизить до 800-900 ОС. Этот диапазон температур находится в пределах температурной достигаемости рабочих температур нового поколения высокотемпературных ядерных реакторов. Созданный в России значительный задел по созданию таких реакторов может и должен быть использован.

Размещено на Allbest.ru