Модульный гелиевый реактор

**Газовая турбина, модульный гелиевый реактор (ГТ-МГР, GT-MHR)** — международный проект по созданию АЭС, отвечающей требованиям XXI века по безопасности, на базе высокотемпературного газоохлаждаемого реактора с гелиевым теплоносителем, работающим в прямом газотурбинном цикле. Английское название «Gas Turbine — Modular Helium Reactor (GT-MHR)». Создание двух реакторов такого типа наряду с реакторами на быстрых нейтронах БН-600 и БН-800 включено в российско-американскую программу утилизации оружейного плутония, не являющегося необходимым для целей обороны. Проект финансируется на паритетных началах Росатомом (РФ) и Департаментом энергетики и NNSA (США).

В проекте участвуют ОКБМ Африкантова, РНЦ КИ, ВНИИНМ, General Atomics (США), Framatome (Франция), Fuji Electric (Япония).

## Цели проекта ГТ-МГР

[1]

* Создание установки, отвечающей требованиям к технологиям XXI века в отношении безопасности, конкурентоспособности и минимизации воздействия на окружающую среду.
* Ввод в эксплуатацию первого блока ГТ-МГР не позднее 2023 г. с минимизацией НИОКР путём использования накопленного мирового опыта по технологии ВТГР.
* Использование первого и нескольких последующих блоков для выжигания избыточного оружейного плутония.
* Создание базы для последующего коммерческого применения данной технологии в целях производства электроэнергии и тепла для бытовых и промышленных нужд, включая производство водорода.

## Особенности конструкции

[2]
ГТ-МГР представляет собой графито-газовый реактор, собранный в двух модулях: блока высокотемпературного реактора и блока преобразования энергии (БПЭ). В первом содержится активная зона и система управления и защиты реактора (СУЗ), а в состав второго входят: газовая турбина с генератором, рекуператор, холодильники. Преобразование энергии — замкнутый одноконтурный цикл Брайтона.

ТВЭЛы представляют собой микросферы из оксида плутония, оксида или нитрида урана диаметром 0,2-0,5 мм в многослойной оболочке из пиролитического углерода и карбида кремния. В соответствии с проектными расчётами, такой микроТВЭЛ способен эффективно удерживать осколки деления как при нормальных условиях эксплуатации (1250°С), так и при аварийных режимах (1600°С).

Оба модуля реакторной установки располагаются в вертикальных железобетонных шахтах, находящихся ниже уровня земли.

### Достоинства

* Высокий КПД;
* Упрощение конструкции АЭС благодаря модульному устройству реактора;
* Использование топлива в виде микрочастиц с многослойным керамическим покрытием позволяет эффективно удерживать продукты деления при высоких степенях выгорания (до 640 МВт·сут/кг) и температурах (до 1600 °C);
* Применение кольцевой активной зоны с низкой энергонапряжённостью позволяет осуществлять отвод остаточного тепла от реактора методами естественной циркуляции воздуха;
* Многократное резервирование систем управления и защиты;
* Использование гелия в качестве теплоносителя, вещества химически инертного и не оказывающего влияние на баланс нейтронов;
* Проектом также предусматривается возможность утилизации оружейного плутония. Одна установка ГТ-МГР, состоящая из четырёх реакторов, за время эксплуатации способна переработать 34 тонны этого вещества. В соответствии с проектной документацией, такое облучённое топливо может захораниваться без дополнительной переработки.

### Недостатки

* Невысокая мощность. Для замены одного блока ВВЭР-1000 требуется четыре блока ГТ-МГР. Данный недостаток вызван, с одной стороны, применением газового теплоносителя, обладающего небольшой теплоёмкостью по сравнению с водой или натрием, и, с другой стороны, низкой энергонапряжённостью активной зоны как результата выполнения повышенных требований к безопасности реактора. Эта особенность ставит под сомнение доводы об упрощении конструкции АЭС с ГТ-МГР;
* Образование в графитовом замедлителе большого количества долгоживущего β-активного углерода 14C, приемлемых способов утилизации которого не существует, а запасы, накопленные при эксплуатации реакторов РБМК, уже достаточно велики. При попадании в окружающую среду 14C имеет тенденцию накапливаться в живых организмах;
* Отсутствие приемлемой схемы переработки и захоронения отработанного топлива. Переработка веществ, содержащих кремний, очень сложна для химической технологии. Таким образом, топливо, единожды попав в реактор, будет навсегда выведено из ядерно-топливного цикла.
* В настоящее время нет отработанной промышленной технологии производства ТВЭЛов из плутония, что связано с его крайне сложной химией. Налаживание такого производства требует капиталовложений, сравнимых или даже превышающих вложения в переработку урана за всю историю атомной промышленности. Поэтому заявление об использовании ГТ-МГР для утилизации оружейного плутония выглядит достаточно сомнительным. При этом следует также учитывать, что в мире накоплено всего около 400 т плутония, то есть его может хватить на жизненный цикл всего 10 энергоблоков (по 4 реактора).
* Использование гелия в качестве теплоносителя, так как в случае аварии, связанной с разгерметизацией реактора, весь теплоноситель неизбежно будет замещен более тяжелым воздухом.

## Основные этапы

[3]

* 1995—1997 гг. — концептуальный проект.
* 2000—2002 гг. — эскизный проект.
* 2003—2005 гг. — технический проект.
* 2005—2008 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для прототипного модуля.
* 2009—2010 гг. — ввод в эксплуатацию прототипного модуля ГТ-МГР.
* 2007—2011 гг. — ввод в эксплуатацию топливного производства для 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГР.
* 2012—2015 гг. — ввод в эксплуатацию 4-х модульного энергоблока АС ГТ-МГ

В настоящий момент идут более детальные разработки проекта.

## Перспективы проекта

[4]
С профессиональной точки зрения, проект достаточно интересен, однако из-за перечисленных недостатков его промышленная реализация представляется сомнительной и более того, утопической.[*источник не указан 2650 дней*]

## См. также

[5]

* Ядерный реактор
* Водо-водяной реактор
* Графито-газовый реактор
* Ядерное топливо