Rosatom, Yüksek Sıcaklık Gaz Soğutmalı Reaktör (HTGR) ve hidrojen tesisine sahip bir mühendislik nükleer santraline yönelik proje geliştiriyor. Söz konusu proje hem gaz soğutmalı reaktörlerin hem de hidrojen teknolojisinin geliştirilmesinde yeni bir aşama niteliği taşıyor.

Öncesi

Geliştirilmekte olan mühendislik nükleer santralinin (ENPS) öncesinde, Sovyet tasarımı ABTU-15 deneysel reaktörü ve VGR-50 reaktörüne sahip ABTU-ts-50 pilot santrali yer alıyor. Bu santral, enerji üretimi ve polietilen, ahşap ve diğer malzemelerin radyasyona bağlı modifikasyonu için tasarlandı. 1970’lerde, elektrik ve yüksek ısı enerjisi üretmek için pilot bir yüksek sıcaklık gaz soğutmalı reaktör olan VG-400 geliştirildi. Ardından, VGM-200 çakıl yataklı reaktör ve kapalı çevrim gaz türbinli MVGR-GT güç ünitesi gibi modüler HTGR’ler geliştirildi. Bu dönemde, Sovyet mühendisler VTGR-10 küçük güç reaktörünün kavramsal tasarımı ve nükleer enerjiyle üretilen hidrojenin sanayi, ulaşım ve konutlar için bir enerji kaynağı olarak kullanılmasına yönelik nükleer ve hidrojen teknolojilerinin birleştirilme ilkeleri üzerinde çalışıyorlardı.

1980’lerde Sovyet Hükümeti, enerji yoğun uygulamalar ve süreçler için HTGR’lerin geliştirilmesini sağlayan ulusal bir hidrojen ekonomisi programını kabul etti. Bu kapsamda, VG-400 reaktör tasarımı amonyak gübresi üretimi için değiştirildi. HTGR ile teçhiz edilmiş olan beş santral kurulması planlanmış olsa da Sovyetler Birliği’nin çöküşüyle ​bu ​planlar da sekteye uğradı.

Bununla birlikte, yüksek sıcaklık gaz soğutmalı bir reaktör inşa etme fikri, 1998-2012 yılları arasında devam eden çalışmalarla, doğrudan gaz türbinli 600 MW’lık bir reaktörün geliştirilmesi ile devam etti. Geliştirme çalışmalarında General Atomics (ABD), Framatome (Fransa) ve Fuji Electric (Japonya) de katıldı. Proje, Rus şirketleri arasındaki iş birliğini canlandırırken yetkinliklerini de tamamlamış oldu.

Mevcut durum

Yüksek sıcaklıkta helyumla soğutulan bir reaktöre ve bir hidrojen santraline sahip gelişmiş bir ENPS’nin geliştirilmesi çalışmaları günümüzde ENPS için bir sahanın belirlenmesi ve ön mühendislik çalışmalarıyla devam ediyor. Mevcut ENPS tasarımının öncekilerden temel farkını hidrojen üretim tesisinin nükleer istasyonun ayrılmaz bir parçası haline getirilmesi oluşturuyor. Dolayısıyla santralin nihai ürünü ısıdan ziyade depolanabilen, taşınabilen ve müşterilere satılabilen hidrojen olacak.

Birkaç zorlu seçim arasında kalan mühendisler, ENPS’te yabancı teknoloji kullanmamaya, bunun yerine sadece Rus teknolojisine karar verdiler. Bu nedenle tercih edilen hidrojen üretim yöntemi olarak elektroliz yerine karbonsuz buhar metan reformasyonu (SMR) işlemi seçildi. SMR süreci Rusya’da uzun zamandır çalışılan bir alan ve ülkede bunun için bol miktarda metan ve su bulunuyor. Isının hidrojen santraline aktarılması için bir ara devre kullanılması konusunda da karar verilmesi gerektiğinden, güvenlik gerekçesiyle hidrojen üreten ve reaktör devrelerinin bir ara helyum devresi ile fiziksel olarak ayrılmasına karar verildi. Hidrojen santralindeki herhangi bir kazanın reaktöre zarar vermemesi için reaktör ile hidrojen üreten devrelerin birbirinden ne kadar uzağa yerleştirilmesi gerektiği yanıtlanması gereken bir diğer soru.

ENPS parametreleri

Yüksek sıcaklık gaz soğutmalı reaktörün 200 MW termal kapasiteye sahip olacağı öngörülüyor. Yılda 110 bin ton hidrojen üretme kapasitesine sahip hidrojen santralinde, ENPS’de dört HTGR ve buna bağlı olarak dört hidrojen santrali bulunacağından santralin toplam kapasitesinin 800 MW termal enerji ve yılda 440 bin ton hidrojen olması planlanıyor.

Helyum sıcaklığı reaktör girişinde 330°C ve reaktör çıkışında ise 850°C olarak hesaplanıyor. Yakıt unsurları doğal güvenlik gereksinimlerini karşılayacak şekilde tasarlanıyor. Kapatma sistemlerini tetiklemeden kapanabilme özelliğine sahip olması gereken reaktörde kalan ısının uzaklaştırılması için herhangi bir harici enerji kaynağı veya personel müdahalesi gerekmiyor. Diğer bir gereklilik ise mevcut reaktör kabı imalat yetenekleri göz önüne alındığında reaktörün daha güçlü hale getirilmesidir. Sonuç olarak uzmanlar, yakıt olarak blok tipi yakıt düzeneklerini kullanmayı seçtiler.

Beklentiler

ENPS projesinin 2024 yılında yatırım aşamasına getirilmesi ve bu tarihe kadar reaktör ünitesinin teknik tasarımı, niyet beyanı ve diğer dokümanların hazır olması hedefleniyor. ENPS projesinin tasarım ve lisans aşamalarının 2028 yılında tamamlanması, ardından ilk ünitenin inşaatının 2032 yılında tamamlanması öngörülürken, geri kalan ünitelerin ise 2035 yılında inşa edilmesi planlanıyor.

Genel durum

Mühendislik nükleer santrali, Rusya’nın nükleer enerji santrali işletmeleri yan kuruluşu ve Rosatom’un bir parçası olan RosEnergoAtom’un büyük hidrojen üretimi ve tüketimi uygulamaları için nükleer ve hidrojen teknolojilerinin geliştirilmesi çatısı altında yürüttüğü yatırım projelerinden biridir. RosEnergoAtom, ENPS’nin yanı sıra nükleer santrallerden elde edilen elektrikle elektrolitik hidrojen üretimi yöntemleri de geliştiriyor. 50 Nm³/saat anyon değişim membranına sahip pilot modüler elektroliz tesisi denemelere hazır. 2025 yılında Kola Nükleer Santrali, elektroliz yoluyla hidrojen üretimi için 200 Nm³/saat kapasiteli bir test santralini devreye almayı planlıyor.