Горячо забытое старое

Всеобщий интерес к малым реакторам стал одной из наиболее очевидных тенденций глобального ядерно-­энергетического рынка. Наряду с уменьшенными вариантами давно апробированных легководных реакторов, сегодня создаются или воссоздаются самые разнообразные модели «нелегководных» конструкций. Их внедрение требует переделки сопутствующих технологий, производственной базы, подходов к безопасности и, соответственно, системы регулирования. Похоже, что в последние годы среди таких вариантов обозначился лидирующий тип конструкции, который получит распространение раньше других, — это высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (ВТГР). В нескольких странах — лидерах в сфере развития малой реакторной ниши ВТГР стали приоритетом и по темпам внедрения наступают на пятки компактным реакторным установкам с водным замедлителем и теплоносителем, а кое-где и опережают их. Самое время приглядеться к этой технологии.

Особенности конструкции
Распространены заблуждения, что концепция ВТГР родилась в 1950‑х годах в Великобритании (стране -пионере внедрения газоохлаждаемых конструкций, где в 1964 году был пущен первый ВТГР) или в тот же период в Германии (впервые реализовавшей вариант такого реактора с засыпной активной зоной). Однако на самом деле идея ВТГР с шаровым топливом появилась примерно на 20 лет раньше: она была предложена в 1944 году американским физиком Фарингтоном Дэниэлсом — участником проекта Manhattan, сразу после вой­ны возглавившим группу, работавшую над созданием энергетического атомного реактора, и безрезультатно пытавшимся добиться практического воплощения этой концепции. Таким образом, ВТГР — одна из наиболее старых концепций реакторов, переживающая сегодня даже не второе, а скорее третье рождение.

Эта конструкция имеет несколько принципиальных отличительных особенностей. Первая из них — использование микротвэлов величиной порядка 1 мм, чье ядро размером ~50−70% диаметра такого шарика — так называемый керн, состоящий из химического соединения делящегося материала, — окружено, как правило, несколькими оболочками, обеспечивающими устойчивость к химическому и механическому воздействиям, а также радиационному распуханию. В качестве соединений делящегося элемента могут применяться диоксид (UO₂), карбид (UC₂) или оксикарбид (UCO) ²³⁵U или ²³³U, оксид плутония либо менее апробированные топливные композиции, такие как монокарбид (UC), мононитрид (UN) или карбонитрид (U[C, N]) делящихся изотопов урана. В случае применения элементов ториевого цикла (как в прежних конструкциях ВТГР) воспроизводящее вещество (прежде всего ²³²Th в форме, например, оксида ThO₂ или карбида ThC₂) используется в составе таких же кернов, причем по объему они преобладают в активной зоне. Мантией, обволакивающей топливное ядро и компенсирующей радиационное расширение, может служить пористый углерод, окруженный защитными слоями из пиролитического углерода и карбида кремния. В старых видах топлива было один-два таких слоя, в современном — четыре.

Множество микротвэлов вкраплены (диспергированы) в материал твердого замедлителя — ядерно-­чистого графита (хотя в некоторых конструкциях используется иная матрица, см. ниже). Полученные таким образом топливные элементы размером несколько сантиметров имеют форму либо брусков (цилиндрических или многогранных, так называемых компактов, укладываемых чаще всего в каналы крупных шестигранных призматических графитовых блоков, из которых выстраивается активная зона), либо засыпаемых в реактор шаров, сопоставимых по величине с биллиардными (сложившийся стандарт — порядка 6 см в диаметре при весе около 200 граммов). Дополнительное защитное покрытие, отделяющее микротвэлы от газового замедлителя, образуют полусантиметровый слой чистого графита, покрывающий шаровые ТВС, либо графит каналов призматического топлива. Каждый топливный элемент, будь то компакт или шар, содержит, как правило, от нескольких тысяч до 20 тысяч кернов; в одном элементе заключено в совокупности от 1 до 10 граммов тяжелого металла. В реакторной установке ВТГР, в зависимости от ее размеров, насчитываются миллиарды кернов, что требует обеспечения высочайших единообразия и качества изготовления топливных частиц и элементов, а также контроля этой продукции во избежание утечек радиоактивности в процессе облучения топлива в реакторе. Некритичным считается суммарное количество всех дефектов оболочек и кернов до первых десятых долей процента от общего числа микротвэлов, при условии, что большинство из них составляют отклонения, не приводящие к сквозному прорыву всех четырех оболочек современного топлива типа TRISO (tristructural isotropic).

В газографитовых реакторах поколений I (выведенных из эксплуатации Magnox и UNGG) и II (действующих AGR), отличающихся от ВТГР менее высокими температурами (~400−675 °С), теплоносителем служит углекислый газ. Почти во всех ВТГР в роли теплоносителя используется гелий — химически инертный, практически не поглощающий нейтроны, но в то же время всепроникающий, легко диффундирующий газ, предъявляющий повышенные требования к материалам, плотности всех соединений и зазоров, особенно подвижных. Современные технологии позволяют удержать утечку гелия из первого контура ВТГР в пределах нескольких процентов в год. Чистый гелий практически не активируется в реакторе, однако незначительные примеси в нем (такие как CO, CO₂, H₂O) могут служить источниками радиационного загрязнения. Хотя гелий выгодно отличается от других теплоносителей неспособностью окислять элементы активной зоны даже при высоких температурах, примеси в нем могут быть причиной коррозии.

Основанные на таких принципах реакторы имеют несколько преимуществ и ряд недостатков.

К достоинствам ВТГР относится, как это следует из их названия, высокая температура, в наиболее совершенных конструкциях приближающаяся к 1000 °C. Это позволяет, во‑первых, существенно увеличить электрический КПД реакторной установки (до ~45−50% против 32−38% для большинства действующих ядерных энергоблоков), используя при этом либо паровую турбину со сверхкритическими параметрами (в цикле Ренкина), либо (в еще более термодинамически эффективном одноконтурном варианте) теплоноситель в качестве, одновременно, рабочего тела газовой турбины (цикл Брайтона); впрочем, в построенных до сих пор ВТГР эти преимущества реализованы лишь отчасти, прямой газотурбинный цикл пока не применялся. Во-вторых, ВТГР могут стать крайне эффективным источником тепловой энергии для различных технологических процессов (производства водорода, водородно-­метановой смеси, опреснения и т. д.). Такой технологический комплекс будет потреблять немного топлива и образовывать минимум шлаков, почти нулевыми будут выбросы парниковых газов.

ВТГР характеризуются высокой маневренностью. При этом в некоторых конструкциях весьма оперативное изменение мощности на значительную величину может достигаться изменением подачи теплоносителя при стабильном положении органов СУЗ и незначительном изменении температуры топлива. Хорошие показатели маневренности упрощают применение ВТГР в производственных процессах и в качестве энергоисточников в небольших энергосистемах. Однако такие реакторы имеют бóльшие размеры, чем PWR соответствующей мощности, и требуют более громоздкой теплоизоляции, что, среди прочего, делает их непригодными в качестве основы транспортных силовых установок, в которых маневренность — одно из наиболее востребованных качеств. Относительно большие размеры корпуса предопределяют попадание большинства ВТГР в класс малых реакторов: оптимизированные с точки зрения экономики и безопасности реакторы обладают тепловой мощностью, как правило, существенно ниже 1000 МВт.

ВТГР имеют преимущества с точки зрения безопасности. В частности, для удачно сконструированной активной зоны такой РУ характерен отрицательный температурный коэффициент реактивности, подразумевающий затухание цепной реакции на фоне роста температуры сверх штатных параметров. При полном обесточивании такого реактора на длительное время его активная зона разогреется без повреждения топлива (температура внутренних частей которого может без серьезных последствий доходить до 1600 °C и выше), затем будет постепенно пассивно остывать до необратимых пределов без значимого риска выхода продуктов деления за пределы первого барьера защиты (оболочки кернов) или в крайнем случае графитовой матрицы ТВС. Для большинства наиболее распространенных реакторов с водяным охлаждением средней и особенно большой мощности возможность пассивного расхолаживания ограничена по времени (максимум — около трех суток, что мало для полной необратимости процесса), и в случае, если к этому времени не удается подключить активные системы, возникают существенные риски выхода радиоактивности за пределы третьего (корпус реактора или каландр) или (в исключительно редких и тяжелых случаях для реакторов предшествующих поколений) четвертого (контейнмент) защитных барьеров. При этом конструкция водоохлаждаемых реакторов сильно усложнена многократно дублированными активными и пассивными системами аварийного расхолаживания, часть которых не нужна в ВТГР, где безопасность обеспечивается иными средствами.

Считается, что оболочки микротвэлов TRISO, применяемых в ВТГР, имеют доказанную статистическую устойчивость к длительному разогреву примерно до 1600 °C; максимальные температуры в штатных режимах работы активной зоны на сотни градусов ниже. Однако некоторые данные указывают на, возможно, еще бóльший, чем принято считать, запас прочности ВТГР с точки зрения безопасности — приемлемую статистику повреждений топлива при температурах во внутренних частях топливных элементов свыше 1700 °С. В 1970‑х годах в ходе экспериментов на ВТГР Dragon в Англии была допущена локальная ошибка в конфигурации активной зоны, приведшая к тому, что одна из топливных сборок проработала около трех суток при температурах, превышавших 1900 °C, при предусмотренном максимуме поверхностной температуры этого топлива в ~1400 °С. Когда проблема обнаружилась, этот элемент был выгружен и исследован; в результате был сделан вывод: топливо осталось в рабочем состоянии. Оно было возвращено в реактор и доработало предусмотренный срок. Этот пример показателен, несмотря на то что речь идет о частном случае в исследовательском, материаловедческом реакторе, для которого приемлемо то, что не годится для энергетической РУ, тем более при современных требованиях радиационной безопасности.

Наряду с расплавлением активной зоны, бичом большинства действующих реакторов в случае их длительного обесточивания является окисление оболочек твэлов с сопутствующим образованием водорода, который может привести к возникновению гремучей смеси и взрыву в пространстве контейнмента. Для ВТГР именно этот сценарий невозможен в силу конструктивных принципов. В то же время в случае ВТГР необходимо считаться с другими специфическими рисками. Так, для ряда конструкций таких реакторов характерно более высокое давление во втором контуре по сравнению с первым; вследствие этого при повреждении барьеров между ними в реакторный контур могут проникать водяной пар и другие примеси. Необходимо считаться также с рисками, связанными с потенциальной (при маловероятном доступе окислителя) пожароопасностью разогретого графита.

В то же время преимущество использования графитового замедлителя в ВТГР по сравнению с его применением в некоторых других типах реакторов состоит в ничтожности рисков, связанных с эффектом Вигнера — накоплением энергии деформации кристаллической решетки углерода под действием нейтронного потока, которое может привести к неожиданному, внешне ничем не спровоцированному резкому саморазогреву «холодного» графита (вплоть до ~1200 °С) и его возгоранию. Этот риск значим для некоторых конструкций реакторов с графитовым замедлителем (например, промышленных реакторов с низкой рабочей температурой кладки, набравшей большой флюенс), но практически не относится к ВТГР — прежде всего потому, что в нем высокие температуры графита вызывают эффект, нейтрализующий накопление энергии Вигнера.

В ВТГР, как и во всех современных и модернизированных реакторных установках, применяются дублированные системы аварийного гашения реактивности. Однако в отличие от большинства действующих реакторов, в ВТГР для этой цели не используются жидкие поглотители нейтронов; в качестве «дублеров» на случай отказа механических СУЗ применяются засыпаемые в активную зону по отдельным каналам твердые поглотители, например, борсодержащие пеллеты.

Для ВТГР в принципе достижимы очень высокие значения выгорания топлива (до 100−200 МВт сут/кг U в зависимости от обогащения и других факторов), что предопределяет более эффективное использование делящегося материала. Несмотря на высокое выгорание, радиотоксичность ОЯТ уранового цикла в отношении содержания в нем плутония и некоторых минорных актиноидов может быть ниже, чем у большинства действующих реакторов. Меньше и остаточное тепловыделение в расчете на объем топлива, что дает возможность более плотного размещения отработавших ТВС в хранилищах или объектах окончательного захоронения; впрочем, этот выигрыш нивелируется бóльшим объемом ОЯТ (см. ниже).

Несколько факторов способствуют низкому, по сравнению с другими реакторами, поверхностному радиационному загрязнению оборудования наиболее радиотоксичными изотопами. Среди них: химическая и механическая стойкость топлива (снижающая вероятность дефектов и прямых утечек актиноидов и продуктов деления), незначительная наведенная активность высокоочищенного гелия и пониженный массоперенос с потоком газообразного теплоносителя по сравнению с жидким (до нескольких килограммов в год в ВТГР с шаровым топливом; меньше — в призматической АЗ, где топливо менее подвержено механическому износу). Все это упрощает решение задач дезактивации оборудования и его последующего демонтажа, а также утилизации материала при выводе ВТГР из эксплуатации. Однако в некоторых ранее внедренных ВТГР (например, на АЭС «Пич-­Боттом» в США, в реакторе AVR в Германии) радиационное загрязнение отличалась от этой идеальной картины — в силу, прежде всего, недостатков применявшихся конструкций топлива или экспериментов с экстремальными режимами функционирования.

К недостаткам ВТГР следует отнести на порядок больший, чем у легководных реакторов, объем ОЯТ. При этом переработка отработавшего топлива, хорошо отлаженная для распространенных видов ОЯТ с металлической оболочкой, затруднена: не апробированы промышленные технологии отделения замедлителя от кернов и извлечения из последних делящегося вещества. Другой минус — большой объем облученного графита, способы утилизации (а не просто захоронения) которого остаются открытым вопросом для атомной энергетики во всем мире. К тому же энергоблок с ВТРГ может содержать больше графита в расчете на мощность, чем водо- или газоохлаждаемая РУ с графитовым замедлителем первых поколений (сотни тонн). Облученный графит опасен, в частности, тем, что включает сравнительно долгоживущие радиоизотопы биогенных химических элементов, активно участвующих в метаболизме, таких как ¹⁴C (главная проблема) и ³⁶Cl. Поэтому в отсутствие технологий промышленной утилизации облученного графита необходима его особо тщательная изоляция от окружающей среды. Создание целого парка ВТГР потребует решения этих специфических проблем бэкенда в гораздо более серьезном, чем сегодня, масштабе.

В противоположность большинству других гетерогенных реакторов, чья активная зона пронизана многочисленными дистанционирующими решетками, технологическими и топливными каналами из циркониевых сплавов и стали, ВТГР отличает минимальное присутствие конструкционных материалов в активной зоне (главным образом в органах СУЗ, которые размещаются на периферии АЗ — в отражателе). К тому же для теплосъема в ВТГР используется вещество, в наименьшей степени по сравнению с другими теплоносителями поглощающее нейтроны. Эти особенности создают благоприятный баланс тепловых и эпитепловых нейтронов, дающий возможность в большей степени, чем во многих других реакторах, реализовать преимущества ториевого ­ядерно-­топливного цикла: добиться близкого к единице или даже превышающего ее коэффициента воспроизводства делящегося материала в этом диапазоне энергий нейтронов. Кроме того, использование тория удачно сочетается с высокими выгораниями, допустимыми для топлива высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Благодаря таким особенностям ВТГР хорошо подходят для применения элементов ториевого цикла; не случайно это единственный тип реакторов, большинство действовавших конструкций которого так или иначе использовали торий.

ВТГР отличаются от большинства действующих РУ способностью к более глубокой утилизации плутония, поскольку при характерных для них высоких температурах и сравнительно жестком спектре нейтронов сечения деления и захвата для ²³⁹Pu в разы выше, чем у ²³⁵U. Благодаря этому, в частности, почти весь возникающий в реакторе ²³⁹Pu делится или трансмутирует в ²⁴⁰Pu, внося вклад в энерговыделение активной зоны на уровне нескольких десятков процентов. Отсюда ВТГР сравнительно эффективны не только в ториевом, но и в открытом уран-плутониевом цикле, в том числе при использовании топлива с низким обогащением урана, в котором в большем количестве, чем в ВОУ, присутствует воспроизводящий материал. ВТГР также в принципе подходят для утилизации минорных актиноидов, хотя в этом качестве предпочтительнее концептуальные реакторы на быстрых нейтронах.

Опыт внедрения
Технология ВТГР не только получила развитие во множестве концептуальных вариантов, но и была достаточно хорошо апробирована на практике — на целом ряде построенных и работавших реакторов.

К числу последних относятся: международный проект реакторной установки Dragon тепловой мощностью около 21 МВт, реализованный в исследовательском центре «Уинфрит», Великобритания (реактор действовал в 1964—1975 годы); первый в США демонстрационный энергоблок с ВТГР мощностью 116 МВт (т) на АЭС «Пич-­Боттом» в штате Пенсильвания (1966−1974 годы); коммерческий блок производительностью 842 МВт (т) на АЭС «Форт-­Сент-­Врэйн» в штате Колорадо (1974−1989 годы); экспериментальный реактор AVR мощностью 46 МВт (т) в ядерном исследовательском центре в Юлихе, Германия (1966−1988 годы); реактор THTR мощностью 750 МВт (т) на отдельной площадке в немецком Хамм-­Унторпе (1983−1989 годы); действующий с 1998 года экспериментальный реактор HTTR производительностью 30 МВт (т) в принадлежащем JAEA исследовательском центре «Оараи» в Японии; пущенный в 2000 году и действующий поныне китайский исследовательский реактор HTR‑10 производительностью 10 МВт (т) на площадке Института ядерных и новых энергетических технологий (INET) Университета Цинхуа в Пекине; построенный на площадке Шидаовань в китайской провинции Шаньдун демонстрационный энергоблок c двумя реакторами HTR-PM мощностью по 250 МВт (т), физпуск которых был произведен последовательно осенью прошлого года. Большинство этих реакторов использовались в том числе для выработки электроэнергии.

Первым в истории действующим ВТГР был реактор Dragon, построенный и пущенный в 1959—1964 годах международным консорциумом под эгидой Европейского ядерно-­энергетического агентства, относившегося к Организации экономического сотрудничества и развития (ОЭСР). Основной целью проекта, в котором участвовали компании и организации из 13 стран, была отработка технологий и материалов для применения в коммерческих реакторах. Dragon работал более 10 лет во всевозможных режимах, с различными видами топлива (содержавшего в разное время UO₂, ThO₂, а также карбиды тория и плутония) и конфигурациями активной зоны.

Функционирование Dragon обеспечило на десятки лет вперед большой массив отправной информации для многих разработчиков ВТГР — об особенностях поведения топлива разных видов, системах безопасности, материалах, конструкции ряда ключевых элементов, использовании теплоносителя и т. д. Эта информация позволила оптимизировать некоторые конструктивные решения на стадии проектирования новых ВТГР, в отличие от самого Dragon, системы которого приходилось менять и переделывать в процессе эксплуатации. Ряд узлов и параметров Dragon оказались избыточными и в последующих конструкциях были оптимизированы. Например, реактор-­первопроходец отличался повышенной энергонапряженностью активной зоны (в последующих конструкциях она была в 1,5 и более раз ниже), дублированными системами очистки теплоносителя (появившимися, в частности, потому, что РУ была спроектирована раньше микрокапсюльного топлива), недочетами в изначальной конструкции теплообменников (которые пришлось досрочно менять с переделкой) и т. д.

Будучи исследовательским, материаловедческим реактором, Dragon в отношении некоторых конструктивных особенностей далеко отстоял от коммерческих ВТГР и не использовался для выработки электричества. Первым ВТГР с призматическим топливом, который был задуман как прототип будущих коммерческих РУ, стал реактор первого энергоблока АЭС «Пич-­Боттом». Инвесторами проекта выступили ряд региональных энергокомпаний во главе с Philadelphia Electric; реакторную установку разработала Gulf General Atomic, ныне известная как многопрофильная компания General Atomics (GA). В экспериментальной РУ, выдававшей электрическую мощность 40 МВт нетто и за годы своей работы поставившей около 1,4 млрд кВт·ч товарного электричества, использовалось топливо на основе карбидов урана и тория. За время функционирования реактора — с марта 1966 (физпуск) по октябрь 1974 года — применялись два варианта активной зоны. Первый был основан на микротвэлах с кернами размером от ~0,2 до ~0,6 мм, покрытыми одним слоем плотного пиролитического углерода толщиной в 1/20 мм. Такое, с современной точки зрения упрощенное, топливо показало низкую надежность: наблюдались многочисленные повреждения оболочек и графитовых каналов с компактами, а также утечка радиоактивных материалов в теплоноситель (хотя при этом не был достигнут лимит, установленный тогда для радиоактивных утечек). Поэтому первая активная зона проработала лишь половину предусмотренного срока и уступила место топливу, в микротвэлы которого была добавлена еще одна, толстая внутренняя оболочка низкоплотного углерода, покрывающая керн и призванная компенсировать радиационное расширение. Такой тип топлива получил название BISO (bistructural isotropic). Вторая АЗ, функционировавшая с середины 1970 года, показала приемлемую надежность и отработала положенный срок. Буферная мантия из пористого пироуглерода (50−60% плотности того же материала в последующих оболочках), расположенная между керном и внешними плотными оболочками, стала стандартным решением для последующих видов топлива, включая более совершенное и трудное в изготовлении TRISO, используемое в современных ВТГР.

Первый реактор АЭС «Пич-­Боттом» имел самый высокий электрический КПД среди действовавших до того времени в США энергетических РУ (хотя сегодня цифра 39% брутто для ВТГР не впечатляет) и к последним годам своей службы достиг хороших показателей эффективности использования установленной мощности, конкурентоспособных на фоне тогдашней ядерной генерации. Конструкция была признана перспективной и послужила основой для разработанного той же компанией более крупного, коммерческого ВТГР, который до сих пор остается самым мощным воплощенным в металле высокотемпературным газоохлаждаемым реактором в истории атомной техники.

Этот реактор производительностью 330 МВт (э) нетто стал основой одноблочной АЭС «Форт-­Сент-­Врейн» в штате Колорадо, физпуск которой состоялся в январе 1974 года. Наряду с уже апробированными для данного типа решениями (гелиевый теплоноситель, микросферическое ­уран-ториевое топливо в графитовой матрице-­замедлителе, паровая турбина и др.) в этой конструкции применялся ряд нововведений для ВТГР, например, привод газодувки непосредственно от паровой турбины, корпус реактора из толстостенного преднапряженного железобетона. Также впервые были подтверждены коммерческие перспективы топлива с микротвэлами TRISO, применявшегося в призматическом варианте. Хотя из-за проблем, возникавших в различных системах (особенно утечек из второго контура), коммерческая эффективность реактора оказалась низкой (итоговый кумулятивный КИУМ — всего 15%), новое топливо показало себя достаточно хорошо. Этот энергоблок также стал иллюстрацией недостаточности применения ВТГР лишь как источников электрической энергии. Уже к началу его эксплуатации в ряде стран — поставщиков ядерных технологий (Германии, США, СССР, Японии, Франции) появились конструкции атомных блоков единичной электрической мощностью ~1 ГВт и выше, производивших существенно более дешевое электричество, несмотря на несколько меньшую, чем у ВТГР, термодинамическую эффективность. Когда в конце 1980‑х годов в остановленной для очередного ремонта (на этот раз замены органов СУЗ) реакторной установке обнаружились микротрещины в парогенераторах, требовавшие дорогостоящей замены основного оборудования, было решено, что овчинка выделки не стоит: в августе 1989 года реактор был официально снят с эксплуатации.

Гораздо меньший, чем американская РУ, ВТГР AVR, пущенный в 1966 году в Юлихском исследовательском центре в Германии, примечателен тем, что стал первым воплощением идеи активной зоны, засыпаемой шаровыми ТВС, родившейся, как уже упоминалось, в США еще во время Второй мировой вой­ны. Реактор мощностью 46 МВт (т)/15 МВт (э) использовал как оксидное (UO₂, ThO₂), так и карбидное (UC₂, ThC₂) топливо BISO на основе ²³²Th и ²³⁵U. Активная зона состояла из примерно 95 тыс. шаровых ТВС диаметром 6 см, включавших в виде СЯТ около 1 грамма смеси природных изотопов урана, обогащенных по ²³⁵U до 93%, и 5 граммов тория. В процессе работы реактора происходила постепенная, медленная замена шаров, автоматически подаваемых в активную зону сверху и удаляемых из нее снизу. Каждый шар проходил через АЗ несколько раз. Достигнутое при этом выгорание топлива превышало 190 МВт сут/кг U.

В первой половине 1970‑х годов максимально возможная (но не типичная рабочая) температура в активной зоне AVR была поэтапно увеличена до 950 °C. AVR проработал около двух десятилетий, демонстрируя высокие для экспериментальной установки (и вообще реакторов того времени) показатели использования мощности (кумулятивный КИУМ составил 62%). Хотя по формальной длительности эксплуатации (более 22 лет с момента физпуска) немецкий реактор уступил пальму первенства японскому HTTR и сравнялся с китайском HTR‑10, по интенсивности и эффективности использования в качестве энергоисточника AVR остается рекордсменом среди высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Еще большая заслуга AVR состоит в том, что он показал жизнеспособность концепции шаровых ТВС, которые стали включаться во многие проекты ВТГР. Хотя в последующем обнаружилось существенное радиоактивное загрязнение первого контура этого реактора продуктами деления (при сохранении низкого фона и доз на площадке), применение более совершенного топлива (TRISO), очевидно, позволило бы нивелировать эту проблему.

Именно такое топливо в том же варианте шаровых ТВС было выбрано для дальнейшего развития конструкции AVR — реактора THTR‑300, созданного немецкой компанией Hochtemperatur-­Reaktorbau GmbH (HRB) и построенного в районе Хамма, германская земля Северный Рейн — Вестфалия. Активную зону РУ составляло примерно 670 тыс. шаровых ТВС, содержавших в типичном варианте чуть больше 1 грамма диоксида ВОУ и 10,2 грамма ThO₂. К своеобразным особенностям этого сравнительно мощного — около 300 МВт (э) — энергоблока относилась интегральная компоновка реакторной установки, при которой активная зона, ее теплоизоляция, шесть вертикальных прямоточных парогенераторов, часть механизмов перегрузки топлива и циркуляции теплоносителя были размещены в единой оболочке из толстостенного (~4,5−5 метров в разных местах) преднапряженного железобетона, служащей корпусом реактора и в то же время контейнментом (реакторное здание не герметизировано и не рассчитано на давление).

THTR‑300 содержал ряд интересных технических решений и за несколько лет работы показал высокую надежность применения шарового топлива TRISO. Однако его внедрение и эксплуатация сопровождались хроническими проблемами — прежде всего организационного и финансового характера. Реактор был в основных чертах разработан в 1960‑х годах, но его строительство, стартовавшее в 1971 году, растянулось более чем на 10 лет и потребовало ряда доработок проекта. После завершения строительства в начале 1980‑х годов и физпуска в 1983 году THTR‑300 несколько лет ожидал разрешения на ввод в эксплуатацию, которое официально было получено лишь в 1987 году. Задержки реализации проекта были обусловлены, в частности, дополнительными требованиями регулятора, список которых после аварии в Чернобыле расширился. На этом фоне ряд участников инвестиционного консорциума, осуществлявшего проект, посчитали дальнейшие вложения в него бесперспективными. В 1989 году реактор был окончательно остановлен, официально пробыв в эксплуатации чуть больше года.

Характерной тенденцией дальнейшего развития ВТГР стал поворот к модульным конструкциям. Хотя при этом во всех странах — ведущих поставщиках реакторных технологий и в ряде других государств (наиболее яркий пример — ЮАР) создавались различные проекты таких реакторов, эта технология получила практическое, воплощенное в реальных конструкциях продолжение пока лишь в Японии и Китае.

В Японии в 1998 году на площадке исследовательского центра «Оараи» в префектуре Ибараки на востоке острова Хонсю, принадлежавшей государственному Японскому институту ядерно-­энергетических исследований (JAERI; ныне Японское агентство по атомной энергии, JAEA), был пущен исследовательский реактор HTTR тепловой мощностью 30 МВт. Он предназначен для отработки перспективных технологий высокотемпературных (сверхвысокотемпературных) реакторов нового поколения. Такие реакторы, среди прочего, должны работать в устойчивом, базовом режиме на предельно высоких для ВТГР температурах (900−1000 °С), использовать для выработки электроэнергии более эффективный, прямой турбинный цикл, но применяться в первую очередь не для генерации электричества, а для производственных процессов.

HTTR имеет призматическую конфигурацию активной зоны с компактами кольцевого поперечного сечения, укладываемыми в графитовые каналы диаметром 3,4 см. В них применяется топливо TRISO на основе микросфер с увеличенным (до ~2/3 диаметра микротвэла) размером керна. В каждом компакте содержится ~13 тыс. микротвэлов. HTTR впервые среди действовавших ВТГР начал использовать в качестве базового топлива исключительно UO₂ низкого обогащения (3−10%, средний уровень — 6%). В активную зону реактора загружается приблизительно 900 кг урана.

В HTTR впервые на практике применено модульное построение с однопетлевой компоновкой первого контура; в него включены три газодувки, но нет парогенератора. Конструкция последующих контуров теплоотдачи позволяет с минимальными доработками включить в схему оборудование, утилизирующее тепловую или производящее электрическую энергию. Стальной корпус реактора и элементы реакторного контура, в том числе промежуточный теплообменник, убраны в стальной контейнмент, практически целиком расположенный ниже уровня земли.

На HTTR были на практике показаны базовые преимущества безопасности ВТГР подобного класса мощности: отрицательный температурный коэффициент реактивности и способность к полностью пассивному расхолаживанию без ограничений по времени и ущерба для активной зоны. В частности, при испытаниях в 2010 году в ходе работы реактора (правда, на мощности 30% от номинальной) все ПЭЛы были зафиксированы в извлеченном из активной зоны положении, отключены аварийная защита и все три гелиевые газодувки. Таким образом имитировалось прекращение принудительной циркуляции теплоносителя через активную зону при полном отказе дублированных систем СУЗ. Как и предполагали разработчики, мощность реактора самопроизвольно снизилась почти до нуля и он сохранял стабильное состояние без последствий для АЗ.

В январе 2022 года были проведены похожие, но дополнительно осложненные испытания: на этот раз в добавление к прежним условиям было отключено охлаждение контейнмента. Эксперимент показал практически тот же результат. В дальнейшем предполагается повторить тест 2010 года на уровне мощности 100%. После аварии на АЭС «Фукусима‑1» дотошный японский регулятор в течение многих лет моделировал устойчивость этого реактора к различным нештатным ситуациям. Согласно его заключению, не только проектная, но и ни один из рассмотренных сценариев запроектной аварии не может привести к расплавлению активной зоны HTTR. Кроме того, стальной контейнмент реактора устоит при намеренном направлении на него пассажирского самолета.

Другим примечательным достижением, полученным на HTTR, стала демонстрация стабильной работы при высочайших температурах. В апреле 2004 года реактор впервые достиг температуры теплоносителя на выходе в 950 °C. В марте-апреле 2007 года HTTR был разогрет до 850 °C и проработал таким образом месяц. В январе-марте 2010 года была показана способность реактора устойчиво и безопасно функционировать на предельных уровнях мощности и температуры: он проработал 50 дней с полной нагрузкой при 950 °C (первый в мире прецедент длительной работы с такими параметрами). При этом утечки радиоактивных благородных газов из топлива (индикатор повреждений первых барьеров защиты, прежде всего оболочек микротвэлов) оказались стабильно на 1−3 порядка ниже допустимых пределов. Эти результаты говорят о практической возможности применения ВТГР в высокотемпературных индустриальных процессах, требующих непрерывной, длительной работы в базовом режиме.

Продолжением иной, «немецкой» концепции ВТГР стал исследовательский реактор HTR‑10, созданный в Китае. Самый маленький среди ­когда-либо действовавших высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов — 10 МВт (т) — был построен на площадке разработчика технологии (INET) в северном пригороде Пекина, пущен в конце 2000 года и вышел на полную мощность к началу 2003 года. Реактор имеет засыпную активную зону с топливом, похожим на использовавшееся в Германии: шаровые ТВС шестисантиметрового размера, содержащие ~8,3 тыс. микротвэлов TRISO стандартным диаметром 0,91 мм, 55% которого приходится на керн с диоксидом урана, обогащенным до 17%. Менее 60% от числа шаров в активной зоне (27 тыс.) составляют ТВС, каждая из которых включает по 5 граммов урана; остальные шары представляют собой поглотитель или замедлитель с немного отличными от графита матрицы характеристиками.

Среди примечательных особенностей конструкции HTR‑10 — отсутствие металлических частей в активной зоне (органы СУЗ, включая каналы аварийной засыпки поглотителя, расположены у внутренней периферии отражателя); единственная петля первого контура; модульная, крупноблочная компоновка, в основе которой реактор, соединенный коротким трубопроводом с прямоточным парогенератором и интегрированной с ним газодувкой; отсутствие контейнмента, признанного ненужным при такой мощности и конструкции РУ (уместно, однако, вспомнить заключение японского регулятора о контейнменте HTTR).

HTR‑10 был подключен к турбогенератору, выдающему 3 МВт электрической мощности, и показал возможность работы со стандартной, заурядной для тепловой энергетики на органическом топливе паровой турбиной. На этом реакторе также проводились испытания пассивного расхолаживания АЗ при остановке циркуляции теплоносителя и при отказе СУЗ. Некоторые из этих тестов были проведены раньше, чем в Японии, но стоит учитывать, что японский реактор втрое мощнее, чем HTR‑10, а его максимальная рабочая температура на 250 °C выше. В дальнейшем планируется повысить температуру китайского реактора и исследовать новые схемы выдачи мощности (см. ниже). Однако важнейшее значение HTR‑10 состоит в том, что на нем были отработаны технологии, на основе которых теперь создаются и уже внедряются китайские ВТГР промышленного и энергетического назначения

Перспективы развития
C 1980−1990‑х годов стали разрабатываться модульные конструкции ВТГР, первыми действующими, но пока еще экспериментальными моделями которых стали HTTR и HTR‑10. Устройство таких РУ оптимизировано и упрощено, они допускают заводское изготовление крупными блоками, для многих из них принят общий тип топлива — микротвэлы TRISO. В то же время эволюционировало представление о назначении таких реакторов: ведущей рыночной нишей для них признана поставка технологического тепла, причем на первый план выдвигается их использование для производства водорода, рынок которого приобретает новый смысл и расширяется лишь с недавних пор.

Хотя «бумажные» ВТГР новой генерации разработаны во многих странах в разных вариантах, первым государством, вступающим на новый коммерческий рынок таких реакторов, становится Китай. Для КНР больше, чем для многих других стран, актуальна задача замещения части генерации тепла, производимого на органическом топливе, другими видами энергии. Преобладание угля в этой сфере на фоне быстрого экономического роста в течение многих десятилетий привело Китай к очень плохим экологическим и климатическим показателям, невыгодно отличающим его на фоне не только передовых, но и многих развивающихся стран. Атомная энергия с этой точки зрения наиболее технически эффективна; кроме того, ВТГР и другие виды малых реакторов хорошо подходят по размеру для замещения локальных источников теплоснабжения.

НИОКР по ВТГР велись в Китае с первой половины 1970‑х годов. Первоначально они концентрировались на создании охлаждаемого гелием реактора на тепловых нейтронах с шаровой засыпной активной зоной, работающего в ториевом цикле с коэффициентом воспроизводства более единицы. На этом этапе приоритетами были изучение возможностей утилизации богатых ресурсов тория (как альтернативы скромным запасам урана) и синтез ²³³U — материала, имеющего как энергетический, так и оружейный потенциал. Позже Китай наладил сотрудничество по теме ВТГР, в первую очередь с немецкими компаниями и Юлихским ядерным центром, развивающими технологию засыпной активной зоны. Пекин стал изучать применение ВТГР в качестве источников тепловой энергии для нефтегазовой и других отраслей промышленности. Исследования по высокотемпературным реакторам были сосредоточены в INET.

В 1986 году ВТГР были включены в число научно-­технических приоритетов страны — Национальную программу высокотехнологичных НИОКР. Начала формироваться экспериментальная база по этому направлению. В первой половине 1990‑х годов было решено создать небольшой исследовательский реактор для отработки технологии. К 1994 году был разработан проект такого реактора, получившего наименование HTR‑10; в 1995 году началось его строительство, которое было завершено к концу десятилетия. С физическим пуском HTR‑10 в конце 2000 года и его выходом на полную мощность в 2003 году началась экспериментальная отработка технологий будущих коммерческих ВТГР.

В 2004—2008 годах была разработана конструкция демонстрационного реактора такого рода, за которым закрепилась аббревиатура HTR-PM. В 2006 году этот реактор вошел в число приоритетных национальных научно-­технических проектов КНР, пользующихся особой государственной поддержкой центральной власти. К 2012 году регулятор выдал разрешение на строительство демонстрационного энергоблока на площадке АЭС «Шидаовань», которое стартовало в том же году. Сегодня энергоблок, подсоединенный к сети в конце прошлого года, готовится к официальному вводу в эксплуатацию.

Этот блок представляет собой комбинацию двух одинаковых, способных работать независимо друг от друга реакторных установок HTR-PM единичной тепловой производительностью 250 МВт, подсоединенных к общей турбине, выдающей до 211 МВт (брутто) электрической мощности. Конструкция реактора (см. Табл. 2) переняла ряд базовых особенностей HTR‑10: имеет модульную РУ той же компоновки, схожие топливо TRISO на основе UO₂, схему перегрузки, устройство СУЗ и строение активной зоны, лишенной металлических конструкций. В то же время HTR-PM в 25 раз мощнее, отличается несколько более высокой температурой теплоносителя (750 °С), находящегося под намного более высоким давлением, чем у всех действовавших до этого ВТГР (7 МПа). Это позволяет получить рабочее тело турбины с высокими, сверхкритическими параметрами (давление 13,25 МПа, температура 567 °С), обеспечивающими повышенную для атомного энергоблока эффективность (электрический КПД чуть более 40%). Шаровая ТВС при таких же, как у HTR‑10, геометрических параметрах более плотно насыщена микротвэлами, что позволило на 40% увеличить содержание урана, снизив его обогащение вдвое (до 8,5% в обычной загрузке). Благодаря накопленной за последние 20 лет экспертизе, развитию технологий и материалов, для HTR-PM приняты менее консервативные предельные параметры, чем были установлены для HTR‑10. Например, предельная температура корпуса реактора для условий максимально возможной проектной аварии (МПА) составляет 425 °C (по сравнению с 375 °C в оригинальном проекте HTR‑10), а температура внутренних частей топлива не должна превысить 1620 °C (у HTR‑10−1230 °С); последний параметр означает гарантированное, по температурным условиям, сохранение целостности стандартных микротвэлов у HTR-PM в условиях МПА.

Для коммерческого внедрения в среднесрочной перспективе в Китае разрабатывается энергоблок с шестью схожими с HTR-PM реакторами (тремя тандемами РУ, скомпонованными наподобие построенного на «Шидаоване» блока), вращающими общую турбину мощностью 655 МВт (э). Такой блок хорошо подходит для замены конденсационных станций и ТЭЦ с типичными угольными энергоблоками в Китае, а также на экспорт. Пекин ведет переговоры о поставке своих газоохлаждаемых реакторов или участии в местных программах развития ВТГР в целом ряде государств: Саудовской Аравии, Индонезии, ОАЭ, ЮАР, Великобритании, Иордании и др.

В то же время в Китае планируется развивать и сверхвысокотемпературное направление. Для проведения таких НИОКР изучаются возможности модернизации HTR‑10 с повышением его температуры до 850−950 °С с целью отработки прямого газотурбинного или комбинированного цикла с газовой и паровой турбинами (позволяющего приблизить КПД энергоблока к 50%), а также опытного производства водорода. Однако такие планы требуют весьма радикальной перекройки проекта существующего реактора, например, снижения расхода теплоносителя примерно в 1,5 раза.

На роль другого крупнейшего центра развития технологий ВТГР и одновременно рынка их применения претендуют и США. Закон об энергетической политике, принятый в 2005 году, предусматривал строительство к концу 2021 года на площадке Айдахской национальной лаборатории демонстрационного модульного ВТГР нового поколения, способного производить водород. На соответствующий проект под названием «Атомная станция следующего поколения» (NGNP) предусматривалось выделить в течение 10 лет $ 1,25 млрд. На реализацию проекта претендовали американские General Atomics и Westinghouse, южноафриканская PBMR (Pty) Ltd., французская Areva и другие компании. Однако властям и частным инвесторам не удалось договориться о финансировании этих работ в рамках государственно-­частного партнерства, и примерно с 2010 года реализация проекта в задуманном виде застопорилась; сохранилось лишь фрагментарное финансирование отдельных НИОКР в рамках программ, поощряющих не только ВТГР, но и другие реакторные технологии. Среди федеральных инициатив поддержки развития реакторных технологий, затрагивающих ВТГР, можно выделить: адаптацию американским ядерным регулятором — Комиссией по ядерному регулированию (NRC) — разрешительных процедур к внедрению коммерческих «нелегководных» реакторов; ряд программ Минэнерго, поощряющих создание демонстрационных реакторов нового поколения (GAIN, ARDP и др.); конкурсный проект Минобороны США по созданию микрореактора для нужд армии; поддержку развития в США производства топлива TRISO и т. д.

Среди компаний, наиболее активно развивающих в последние 10 лет проекты ВТГР в США, следует назвать Hybrid Power Techlologies, HolosGen, X-energy, BWX Techlologies (BWXT), Ultra Safe Nuclear Corporation (USNC). Ряд компаний продвигали или продвигают на американском рынке зарубежные наработки в области ВТГР, например, бывшая Areva — французские, PBMR — южноафриканские и японские, USNC — южнокорейские.

X-energy предлагает конструкцию Xe‑100 мощностью 200/82 МВт (т/э) с шаровым топливом, тем самым порывая с давней американской традицией развития ВТГР на основе призматической активной зоны. В базовом варианте предусматривается АЭС с четырьмя блоками, предназначенными для поставки как электрической, так и тепловой энергии. В первоначальном варианте реактора используется оксикарбидное урановое топливо TRISO с обогащением около 16%; в перспективе компания рассматривает возможность применения ториевого цикла. Собственная версия топлива TRISO-Х, которую X-energy намерена производить сама (см. Справку), отличается примерно в полтора раза более плотным насыщением графитовой матрицы микротвэлами, чем у китайского HTR-PM и японского HTTR. Как и у других реакторов с шаровой засыпкой, перегрузка осуществляется на мощности; каждая шаровая ТВС в типичном случае шесть раз проходит через АЗ, достигая среднего выгорания в 165 МВт·сут/кгU. Ряд параметров Xe‑100 должны обеспечить его конкурентоспособность не только с ядерной, но и с другими видами генерации; среди них: возможность поставки высокопотенциальной тепловой энергии (температура на выходе из АЗ — 750 °С); исключительная топливная экономичность; модульная конструкция (заводское изготовление модулей и их доставка, в том числе автомобильным транспортом); способность работать в базовом и маневренных режимах (с изменением нагрузки 25−100−25%); высокий КИУМ (в том числе благодаря перегрузке без останова реактора); срок службы 60 лет.

В рамках упомянутой госпрограммы GAIN компания X-energy получила в 2016 году грант $ 53 млн на развитие своей реакторной технологии. В соответствии с другой программой — ARDP, инициированной в 2019 году, — Минэнерго США выбрало два проекта концептуальных реакторов, которые должны получить государственное финансирование при условии строительства и запуска первых РУ в течение семи лет; одним из них стал ВТГР Xe‑100, которому в 2020 году был выделен грант в объеме $ 80 млн из общей суммы федеральной поддержки свыше $ 1,5 млрд, которая может быть получена до конца десятилетия при соблюдении всех условий. Эти деньги вместе с сопоставимыми по размеру частными инвестициями предполагается направить на строительство до 2028 года четырехблочной атомной станции на базе Xe‑100 в районе действующей АЭС «Коламбия» в штате Вашингтон (владелец которой — Energy Northwest — выступает инвестором проекта), а также завода промышленного производства топлива TRISO (см. Справку).

BWXT разрабатывает ВТГР под аббревиатурой BANR с призматической активной зоной на основе топлива TRISO — поначалу оксикарбидного с обогащением около 20%, а в дальнейшем, возможно, — более плотного нитридного уранового. Активная зона подлежит замене раз в пять лет. Базовый реактор компании должен иметь тепловую мощность 50 МВт и электрическую 17 МВт, температуру теплоносителя на выходе 750 °C. В июне 2022 года BWXT выиграла конкурс министерства обороны США (вторым, проигравшим финалистом которого была X-energy), получив $ 300 млн на создание и установку к 2024 году на площадке Айдахской национальной лаборатории прототипа мобильного ВТГР мощностью от 1 до 5 МВт для нужд американской армии.

Среди требований Минобороны: перегрузка — не чаще раза в три года; модульная конструкция с возможностью размещения любого из крупнейших компонентов в стандартном коммерческом морском контейнере и его транспортировки тяжелым транспортным самолетом; сборка и пуск реактора — в течение не более чем трех суток; время от останова до готовности к перевозке — не более недели. Прототипный реактор должен быть изготовлен на заводе крупных компонентов BWXT в Линчбурге, штат Виргиния, доставлен в АНЛ модульными блоками транспортом стандартной грузоподъемности и пущен в 2024 году. Столь сжатые сроки вполне реальны, учитывая, что внедрение этой РУ не будет проходить обычных процедур сертификации и лицензирования в NRC: решения о внедрении военных реакторов принимаются уполномоченным подразделением Минэнерго.

Наряду с созданием разнообразных ВТГР в США выстраивается и собственная, столь же диверсифицированная база фабрикации топлива для реакторов этого и других типов (такое же ядерное горючее используют, например, реактор eVinci от Westinghouse и некоторые разрабатываемые ЖСР).

В Японии недавно был провозглашен курс на достижение к середине века нулевого сальдо антропогенной эмиссии парниковых газов: 18 июля 2021 года была представлена в окончательной редакции «Стратегия зеленого роста через достижение углеродной нейтральности к 2050 году». Один из приоритетов планируемой с этой целью реструктуризации сфер производства и потребления энергии — развитие водородной энергетики, ключевым средством для которого в государственных документах признаны высокотемпературные реакторы. По оценке JAEA, они могут обеспечить 40% потребностей страны в водороде, основными направлениями использования которого могут стать выплавка стали и применение топливных элементов на транспорте и в стационарных энергоустановках.

Энергетическая стратегия страны в последней редакции (6‑й стратегический план развития энергетики, утвержденный кабинетом министров Японии в октябре 2021 года) предусматривает развитие ВТГР в качестве одного из технологических приоритетов. Согласно документу, к 2030 году должны быть созданы технологии для широкомасштабного производства водорода с помощью ВТГР. Работы в этой области в последнее время активизировались после длительной стагнации. После аварии 2011 года в Фукусиме реактор HTTR простаивал 10 лет. С его перезапуском 30 июля 2021 года японская программа ВТГР вернула себе экспериментальную базу; в то же время в новых стратегических документах государство ясно обозначило место этой технологии в перспективном развитии страны. Таким образом, недавно ВТГР получили в Японии новый импульс развития.

Первым практическим шагом на новом пути стал осуществляемый с нынешнего года проект создания первого в мире крупномасштабного (до 1000 м³ / час) демонстрационного производства водорода с помощью атомной энергии — на модернизированном для этой цели реакторе HTTR. Весной 2022 года министерство экономики и JAEA выбрали компанию MHI генеральным подрядчиком и главным технологическим партнером для реализации данного плана (в нем также участвуют Toshiba-­IHI, Fuji Electric, Kawasaki HI, Hitachi, NFI и др.). Предусматриваются выбор оптимальных технологий производства водорода, переделка HTTR для эффективного синтеза H₂, отладка производственных процессов на практике, выработка разрешительных процедур для будущих проектов такого рода. Кроме того, предполагается отработка на HTTR прямого турбинного цикла, который уже моделировался на специально созданной исследовательской установке с применением гелия.

На этом фоне приобрели особую актуальность работы по созданию перспективных коммерческих ВТГР, сохраняющих приверженность призматической активной зоне. В качестве базовой конструкции JAEA (при участии MHI и ряда названных выше компаний) разработала концептуальный реактор GTHTR300, который в адаптированных исполнениях должен применяться (в разных комбинациях) для производства водорода, опреснения, теплоснабжения, выработки электричества посредством газовой турбины с КПД около 50%, в том числе в единых комплексах с возобновляемыми источниками энергии, балансируя их неустойчивую работу. Реактор имеет тепловую мощность около 600 МВт и электрическую — до 300 МВт; выходную температуру 850−950 °С. Его конструкция станет основой для десятков комплексов промышленного производства водорода, которые, согласно планам правительства, начнут создаваться в Японии ближе к 2040 годам. Наряду с базовым реактором JAEA с партнерами также прорабатывают несколько концептуальных ВТГР меньшей мощности (около 10 и 50 МВт) с прицелом на специфические рыночные ниши, в том числе за пределами Японии.

Великобритания в конце минувшего десятилетия взяла курс на приоритетное развитие малых реакторов, стремясь занять в этой сфере передовые позиции в мире и превратиться в экспортера технологий. В этом контексте, выбрав приоритетную легководную конструкцию (ею ожидаемо стал концептуальный PWR от британской компании Rolls-­Royce), Лондон указал и предпочтительный тип «нелегководной» РУ — это ВТГР, признанный приоритетным вариантом, в частности, в рамках реализации государственной программы поддержки НИОКР по модульным реакторам нового поколения. Позиционируя себя как одну из передовых стран в сфере сохранения климата, Великобритания в августе 2021 года приняла план создания крупномасштабной водородной энергетики — Стратегию Соединенного Королевства в области водорода, предусматривающую строительство к 2030 году мощностей по производству H₂ объемом 5 ГВт, их рост до 7−20 ГВт к 2035 году и 15−60 ГВт — к 2050 году. В связи с этим правительство намерено не позднее начала следующего десятилетия запустить демонстрационный реактор, который станет основой будущей коммерческой технологии производства водорода и синтетического топлива с помощью атомной энергии. Интерес к внедрению своих технологий ВТГР в Соединенном Королевстве проявили, в частности, X-energy, USNC, JAEA, INET, Urenco. Консорциум во главе с Urenco получил в 2021 году государственное финансирование в размере £40 млн на проработку проекта строительства в Великобритании к концу десятилетия демонстрационного реактора U-Battery.

Наряду с рассмотренными странами, развивающими свой исторический опыт создания ВТГР (за исключением Германии, принципиально отказавшейся от использования ядерной генерации), ряд других государств также накопили теоретические и экспериментальные компетенции в этой сфере; среди них Франция, Россия, ЮАР, Канада, Южная Корея. Каждое из них предприняло те или иные шаги для внедрения этой технологии.

Например, Канада становится одним из крупнейших интернациональных рынков ВТГР, открытых как для отечественных, так и для зарубежных поставщиков разнообразных реакторных технологий. В этом отношении она напоминает США и отличается от Китая и Японии, которые в развитии высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов делают отчетливую ставку на национальные компании и развиваемые государствами унифицированные технологические линейки. Вторая по площади страна в мире, в которой имеется множество отдаленных, отрезанных от большой энергетики локальных энергосистем, работающих в суровых климатических условиях, Канада выглядит одним из самых привлекательных рынков для малых реакторов, в том числе наиболее эффективных генераторов тепловой энергии — ВТГР. Недаром несколько поставщиков этого типа конструкций интересуются канадским рынком; к ним относятся, в частности, уже упомянутые выше X-energy и USNC, а также канадская StarCore Nuclear из Квебека.

Среди специфичных для Канады решений напрашивается пример реактора StarCore. Основанная на призматической активной зоне с топливом TRISO обогащением 15%, эта концептуальная конструкция предлагается в нескольких исполнениях: мощностью 35/14 МВт (т/э), 50/20 МВт (т/э) и 150/60 МВт (т/э); каждый вариант может входить в состав АЭС с числом блоков до шести. Максимальная температура теплоносителя на выходе из реактора — 750 °C. Среди особенностей этой модульной конструкции: более низкое по сравнению с первым давление во втором контуре, заполненном азотом, передающим энергию газовой турбине; размещение блока под землей, в том числе реактора — значительно ниже уровня почвы, в 30‑метровой стальной шахте; полностью автоматизированное управление процессом производства энергии по удаленным каналам связи; перегрузка топлива — не чаще раза в пять лет. StarCore, выступающая поставщиком технологии и одновременно инвестором проектов, считает своим приоритетным рынком отдаленные районы с небольшими изолированными энергосистемами — в первую очередь в Канаде.

Итак, ВТГР будут первыми в сегменте внедрения нового поколения «нелегководных» реакторов, а также на зарождающемся обширном рынке малых модульных реакторов, где газовые РУ опережают даже не требующие такого объема НИОКР, опробованные вдоль и поперек технологии PWR. Показательно, например, что HTR-PM заработает быстрее, чем любой из многочисленных концептуальных китайских малых реакторов с водой под давлением, часть которых уже внедряется. Та же картина — в некоторых других странах, например, в США, где ВТГР, создаваемый BWXT по заказу Минобороны, станет, если все пойдет по плану, первым ядерным энергоблоком поколения IV, первым малым модульным и первым внедренным за последние десятилетия мобильным микрореактором. При этом ВТГР — это не просто очередное переиздание энергетической РУ, а по существу ключ, открывающий двери новых рынков. И помимо, например, опреснения (где такие реакторы вполне заменимы другими) или сферы производства водорода (где трудно найти более рациональное решение), ВТГР могут открыть одну из дорог к освоению ториевого цикла; недаром возможность применения тория держат в голове многие разработчики высокотемпературных реакторов, пока планирующие активную зону на уране. В общем, получается, что одна из самых старых реакторных концепций спустя без малого 80 лет после своего рождения по-прежнему остается пионерной.