С газовым охлаждением реактор при высокой температуре (ВТГРЫ), представляет собой ядерный реактор IV поколения концепции , которая использует графитовый замедлитель с прямоточным циклом уранового топлива . HTGR - это тип высокотемпературного реактора (HTR), температура на выходе которого может составлять 1000 ° C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающий обычной активной зона реактора) или « галька-кровать » ядро. Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического цикла серо-йод .
Обзор
HTGR - это тип высокотемпературного реактора, который теоретически может достигать высоких выходных температур (до 1000 ° C).
Существует два основных типа HTGR: реакторы с галечным 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 поместиться в цилиндрический сосуд высокого давления . Конструкция реактора с галечным слоем (PBR) состоит из топлива в форме гальки, уложенных вместе в цилиндрическом сосуде высокого давления, как в машине с жевательными шариками. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовой центральной шпилькой , в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.
История
Конструкция HTGR была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Ок-Ридж [1] ) в 1947 году. [2] Профессор Рудольф Шультен из Германии также принимал участие в разработке в 1950-х годах. . Питер Фортескью , когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также системы быстрого реактора с газовым охлаждением (GCFR). [3]
Peach Bottom реактора в Соединенных Штатах был первый HTGR для производства электроэнергии, и сделал это очень успешно, с работой с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологии. Одним из примеров этой конструкции была генерирующая станция Форт-Сент-Врейн, 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, она послужила доказательством концепции HTGR в США (хотя с тех пор там не было разработано новых коммерческих HTGR). [4] [ неудачная проверка ]
HTGR также существовали в Великобритании ( реактор Dragon ) и Германии ( реактор AVR и THTR-300 ), а в настоящее время существуют в Японии ( высокотемпературный инженерный испытательный реактор с использованием призматического топлива мощностью 30 МВт- т ) и Китае ( HTR-10 , дизайн галька-кровать с 10 МВт е генерации). Два полномасштабных реактора HTGR с галечным слоем, реакторы HTR-PM , каждый с мощностью производства электроэнергии 100 МВт, строятся в Китае по состоянию на 2019 год.
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 частицы топлива TRISO . Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана , однако также возможны карбид урана или оксикарбид урана. 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 диспергированы в гальке для конструкции слоя из гальки, либо сформованы в брикеты / стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO [6], разработанная в Аргоннской национальной лаборатории , была использована для лучшего управления избытком реактивности.
Охлаждающая жидкость
Гелий
На сегодняшний день в большинстве ВТГР в качестве теплоносителя используется гелий, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий - инертный газ , поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с какими-либо материалами. [7] Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным, [8] в отличие от большинства других возможных теплоносителей.
Расплавленная соль
Солевой расплав охлаждает вариант , LS-VHTR, аналогично конструкции усовершенствованный реактор высокотемпературного (AHTR), используется жидким фторид соли для охлаждения в каменистом ядре. [1] ( раздел 3 ) Он имеет много общих черт со стандартной конструкцией VHTR, но использует расплав соли в качестве хладагента вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, в поток хладагента впрыскиваются камешки, которые переносятся 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> 1400 ° C), работа при низком давлении, высокая плотность мощности, лучшая эффективность электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающий в аналогичных условиях, пассивные системы безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии .
Контроль
В призматических конструкциях регулирующие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. VHTR будет управляться так же, как и текущие конструкции PBMR, если в нем используется сердцевина из гальки, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель . Контроля также можно добиться, добавляя гальку, содержащую поглотители нейтронов .
Проблемы с материалами
Высокотемпературная, высокая доза нейтронов и, если используется теплоноситель на расплаве солей, коррозионная среда [1] ( стр. 46 ) VHTR требуют материалов, которые превышают ограничения современных ядерных реакторов. [ необходимая цитата ] В исследовании реакторов поколения IV в целом (у которых есть множество конструкций, включая VHTR), Мурти и Чарит предполагают, что материалы, которые имеют высокую стабильность размеров, как с напряжением , так и без него , сохраняют свою прочность на разрыв , пластичность , сопротивление ползучести и т. д. после старения и коррозионная стойкость являются основными кандидатами для использования в VHTR. Некоторые предлагаемые материалы включают суперсплавы на основе никеля , карбид кремния , определенные марки графита, высокохромистые стали и тугоплавкие сплавы . [9] В национальных лабораториях США проводятся дальнейшие исследования относительно того, какие конкретные проблемы необходимо решить в VHTR поколения IV до начала строительства.
Функции безопасности и другие преимущества
В конструкции использованы преимущества характеристик безопасности, присущие гелиевому охлаждению активной зоны с графитовым замедлителем, с особыми конструктивными оптимизациями. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент однофазный, инертный 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 эксплуатации. [10]
Смотрите также
- КАРЕМ
- Зависящие от времени нейтроника и температура
- Высокотемпературный инженерный испытательный реактор
- Список ядерных реакторов
- Атомная станция нового поколения
- Физика ядерного реактора
- UHTREX
Рекомендации
- ^ a b c Ингерсолл, Д .; Forsberg, C .; Макдональд, П. (февраль 2007 г.). "Торговые исследования реактора сверхвысокой температуры с жидкостным солевым охлаждением: отчет о проделанной работе за 2006 финансовый год" (PDF) . Орнл / ТМ-2006/140 . Национальная лаборатория Окриджа. Архивировано из оригинального (PDF) 16 июля 2011 года . Проверено 20 ноября 2009 года .
- ^ Маккалоу, К. Роджерс; Штаб Power Pile Division (15 сентября 1947 г.). «Сводный отчет о проектировании и разработке высокотемпературной газоохлаждаемой электростанции» . Ок-Ридж , Теннесси , США: Лаборатории Клинтона (ныне Национальная лаборатория Ок-Ридж ). DOI : 10.2172 / 4359623 . ОСТИ 4359623 . Цитировать журнал требует
|journal=
( помощь ) - ^ [1]
- ^ База знаний МАГАТЭ HTGR
- ^ Оландер, Д. (2009). «Ядерное топливо - настоящее и будущее» . Журнал ядерных материалов . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389 .... 1O . DOI : 10.1016 / j.jnucmat.2009.01.297 .
- ^ Таламо, Альберто (2010). «Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности» . Ядерная инженерия и дизайн . 240 (7): 1919–1927. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2010.03.025 .
- ^ «Разработка технологии высокотемпературных газовых реакторов с теплоносителем» (PDF) . МАГАТЭ. 15 ноября 1996. с. 61 . Проверено 8 мая 2009 года .
- ^ «Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном модуле дивертора из пористого металла с гелиевым охлаждением» . Инист. 2000 . Проверено 8 мая 2009 года .
- ^ Murty, KL; 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 . DOI : 10.1016 / j.jnucmat.2008.08.044 .
- ^ 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
Внешние ссылки
- Информационный бюллетень VHTR Национальной лаборатории Айдахо
- «Презентация VHTR» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 25 февраля 2009 года . Источник +24 ноября 2 005 . (с 2002 г.)
- Сайт VHTR Международного форума "Поколение IV"
- «Итоги семинара INL VHTR» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 29 ноября 2007 года . Источник +21 декабря +2005 .
- "Европейская программа исследований и разработок VHTR: RAPHAEL" . Архивировано из оригинального 22 июля 2012 года . Проверено 1 июля 2015 года .
- Усовершенствованный высокотемпературный реактор с галечным слоем (PB-AHTR)
- База знаний МАГАТЭ по HTGR
- Страница ORNL NGNP
- INL Теплогидравлический анализ LS-VHTR
- Слайды IFNEC 2014 года о SC-HTGR компании Areva : [2]
- Управление ядерной энергетики сообщает МАГАТЭ в апреле 2014 года [3]