Специалисты Госкорпорации «Росатом» успешно завершили комплексные испытания полноразмерных макетов конструкционных элементов высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (ВТГР), изготовленных из российского углеродного материала ядерного класса. Этап включал как реакторные тесты при экстремальных температурах до 1300 °C, так и детальный анализ теплофизических характеристик облученных образцов.
Разработка отечественных графитовых композитов представляет собой ключевой этап в создании реакторной установки ВТГР тепловой мощностью 200 МВт. Особенность технологии заключается в применении исключительно керамических материалов и графита ядерного класса для формирования активной зоны, что обеспечивает устойчивость конструкции при сверхвысоких температурах теплоносителя.
Успешная отработка материалов открывает путь к созданию атомной энерготехнологической станции (АЭТС) с интегрированным химико-технологическим циклом. ВТГР способен генерировать высокопотенциальное тепло с температурой до 950 °C на выходе из активной зоны, что делает его идеальной платформой для термохимических процессов производства водородсодержащих продуктов и аммиака без сжигания ископаемого топлива.
По оценкам разработчиков, такие станции могут стать основой для декарбонизации химической и нефтеперерабатывающей промышленности. В перспективе планируется строительство демонстрационного комплекса с ВТГР, который будет вырабатывать до 400 тысяч тонн низкоуглеродного водорода в год. Технология соответствует требованиям безопасности поколения IV ядерных реакторов и позволяет использовать тепло реактора не только для генерации электроэнергии, но и для прямого обеспечения промышленных процессов.
Читайте ещё материалы:
- Атоммаш удвоит выпуск оборудования для турбинных залов АЭС
- Проектирование Нижне-Зейской ГЭС мощностью 400 МВт завершится в сентябре
- КамАЗ представил новые вакуумные агрегаты на базе шасси К5 для нефтегазового сектора
