WikiDer > Очень высокотемпературный реактор

Very-high-temperature reactor

Схема сверхвысокотемпературного реактора.

В очень высокотемпературный реактор (VHTR) или высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR), является Реактор IV поколения концепция, которая использует графит-модерируется ядерный реактор с прямоточным уран топливный цикл. VHTR - это тип высокотемпературного реактора (HTR), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 ° C. В активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо «галька"ядро. Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологический нагрев или водород производство через термохимический серно-йодный цикл.

Обзор

AVR в Германии.

VHTR - это тип высокотемпературного реактора, который теоретически может достигать высоких выходных температур (до 1000 ° C); однако на практике термин «VHTR» обычно понимается как реактор с газовым охлаждением и обычно используется взаимозаменяемо с «HTGR» (высокотемпературный реактор с газовым охлаждением).

Существует два основных типа HTGR: реакторы с шаровидным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор представляет собой призматическую блочную конфигурацию активной зоны, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг на друга, чтобы соответствовать цилиндрической форме. сосуд под давлением. В реактор с галечным слоем (PBR) конструкция состоит из топлива в виде гальки, сложенных вместе в цилиндрическом сосуде под давлением, похожем на машину с резинками. В обоих реакторах топливо может храниться в кольцо область с графитовым центром шпильв зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.

История

Конструкция HTGR была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile Division лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Окриджа[1]) в 1947 году.[2] Профессор Рудольф Шультен в Германия также сыграл свою роль в развитии в 1950-х годах. Питер Фортескью, в то время как в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (GCFR) система. [3]

В Персиковое дно Реактор в Соединенных Штатах был первым HTGR, производящим электричество, и сделал это очень успешно, работая с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Генераторная станция Fort St.Vrain был одним из примеров этой конструкции, которая работала как HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя реактор был окружен некоторыми проблемами, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, он послужил доказательством концепции HTGR в Соединенных Штатах (хотя и не новых с тех пор там были разработаны коммерческие HTGR).[4][неудачная проверка]

HTGR также существовали в Соединенном Королевстве ( Драконий реактор) и Германии (Реактор АВР и THTR-300), и в настоящее время существуют в Японии ( Высокотемпературный инженерный испытательный реактор на призматическом топливе с 30 МВтth мощности) и Китая ( HTR-10, галечная конструкция мощностью 10 МВте поколения). Две полномасштабные галечные ВТГР HTR-PM по состоянию на 2019 год в Китае строятся реакторы мощностью 100 МВт каждый.

Конструкция ядерного реактора

Нейтронный замедлитель

Замедлителем нейтронов является графит, хотя конфигурация активной зоны реактора в виде графитовых призматических блоков или графитовых гальок зависит от конструкции HTGR.

Ядерное топливо

Топливо, используемое в HTGR, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как TRISO топливные частицы. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксид урана, тем не мение, карбид урана или оксикарбид урана также возможны. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для уменьшения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице.[5] Частицы TRISO либо диспергируются в гальке для создания слоя из гальки, либо формуются в брикеты / стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Топливо QUADRISO[6] концепция задумана в Аргоннская национальная лаборатория был использован для лучшего управления избытком реактивности.

Охлаждающая жидкость

Гелий

Гелий до сих пор использовался в качестве теплоносителя в большинстве HTGR, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий - это инертный газ, поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с каким-либо материалом.[7] Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным,[8] в отличие от большинства других возможных охлаждающих жидкостей.

Расплавленная соль

В вариант с солевым охлаждениемLS-VHTR, аналогичный конструкции усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR), использует жидкую фторидную соль для охлаждения в галечной активной зоне.[1](Раздел 3) Он имеет много общего со стандартной конструкцией VHTR, но использует расплавленную соль в качестве охлаждающая жидкость вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, камешки впрыскиваются в поток хладагента, который переносится на дно слоя из гальки, и удаляются из верхней части слоя для рециркуляции. LS-VHTR имеет много привлекательных характеристик, в том числе: способность работать при высоких температурах (точка кипения большинства рассматриваемых расплавленных солей составляет> 1400 ° C), работа при низком давлении, высокая плотность мощности, лучшая эффективность электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающий в аналогичных условиях, пассивная безопасность системы и лучшее удержание продукты деления в случае если авария произошел.

Контроль

В призматических конструкциях стержни управления вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. VHTR будет управляться как ток PBMR конструкции, если он использует сердцевину из гальки, регулирующие стержни будут вставлены в окружающий графит отражатель. Контролировать можно также добавив камешки, содержащие поглотители нейтронов.

Проблемы с материалами

Высокотемпературный, высоко-нейтрон дозу, а при использовании охлаждающей жидкости с расплавом соли разъедающий среда,[1](стр. 46) для VHTR требуются материалы, которые превышают ограничения существующих ядерных реакторов.[нужна цитата] В исследовании Реакторы поколения IV в целом (которых существует множество конструкций, включая VHTR), Murty и Charit предполагают, что материалы, обладающие высокой стабильностью размеров, с или без стресс, поддерживать свои предел прочности, пластичность, слизняк стойкость и т.д. после старения и коррозионная стойкость являются основными кандидатами для использования в VHTR. Некоторые предлагаемые материалы включают никелевую основу. суперсплавы, Карбид кремния, графит особых марок, высокопрочныйхром стали и тугоплавкие сплавы.[9] Дальнейшие исследования проводятся в США. национальные лаборатории относительно того, какие конкретные вопросы должны быть решены в VHTR поколения IV до начала строительства.

Функции безопасности и другие преимущества

В конструкции использованы преимущества характеристик безопасности, присущих гелиевому охлаждению активной зоны с графитовым замедлителем, с особыми оптимизациями конструкции. Графит имеет большие тепловая инерция гелиевый теплоноситель является однофазным, инертным и не имеет эффектов реактивности. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо покрыто оксикарбидом урана, которое обеспечивает высокое выгорание (приближающееся к 200 ГВт · сут / т) и удерживает продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны VHTR (1000 ° C) позволяет производить технологическое тепло без выбросов. Реактор рассчитан на 60 лет службы.[10]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ а б c Ingersoll, D .; Forsberg, C .; Макдональд, П. (февраль 2007 г.). "Торговые исследования реактора сверхвысокой температуры с жидкостным солевым охлаждением: отчет о ходе работы за 2006 финансовый год" (PDF). Орнл / ТМ-2006/140. Национальная лаборатория Ок-Ридж. Архивировано из оригинал (PDF) 16 июля 2011 г.. Получено 20 ноября 2009.
  2. ^ Маккалоу, К. Роджерс; Штаб Power Pile Division (15 сентября 1947 г.). «Сводный отчет о проектировании и разработке высокотемпературной энергетической установки с газовым охлаждением». Oak Ridge, TN, США: Clinton Laboratories (ныне Национальная лаборатория Окриджа). Дои:10.2172/4359623. OSTI 4359623. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  3. ^ [1]
  4. ^ МАГАТЭ База знаний HTGR
  5. ^ Оландер, Д. (2009). «Ядерное топливо - настоящее и будущее». Журнал ядерных материалов. 389 (1): 1–22. Bibcode:2009JNuM..389 .... 1O. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2009.01.297.
  6. ^ Таламо, Альберто (2010). «Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности». Ядерная инженерия и дизайн. 240 (7): 1919–1927. Дои:10.1016 / j.nucengdes.2010.03.025.
  7. ^ «Разработка технологии высокотемпературного газового реактора с теплоносителем» (PDF). МАГАТЭ. 15 ноября 1996. с. 61. Получено 8 мая 2009.
  8. ^ «Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном модуле дивертора из пористого металла с гелиевым охлаждением». Инист. 2000 г.. Получено 8 мая 2009.
  9. ^ Murty, K.L .; Чарит, И. (2008). «Конструкционные материалы для ядерных реакторов Gen-IV: проблемы и возможности». Журнал ядерных материалов. 383 (1–2): 189–195. Bibcode:2008JNuM..383..189M. Дои:10.1016 / j.jnucmat.2008.08.044.
  10. ^ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Стр. 489, Таблица 2. Цитата: Расчетный срок службы (год) 60

внешняя ссылка