Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Схема реактора со сверхкритической водой.

Реактор сверхкритической воды ( SCWR ) представляет собой концепцию Поколение IV реактора , [1] в основном выполнен в виде реактора на легкой воде (LWR) , который работает при сверхкритическом давлении (т.е. больше , чем 22,1 МПа). Термин критический в этом контексте относится к критической точке воды, и его не следует путать с концепцией критичности ядерного реактора.

Вода, нагретая в активной зоне реактора, становится сверхкритической текучей средой выше критической температуры 374 ° C, переходя от текучей среды, более напоминающей жидкую воду, к текучей среде, более напоминающей насыщенный пар (который может использоваться в паровой турбине ), не проходя через отличие фазового перехода от кипения .

Напротив, хорошо зарекомендовавшие себя реакторы с водой под давлением (PWR) имеют первичный контур охлаждения жидкой воды при докритическом давлении, переносящий тепло от активной зоны реактора во вторичный контур охлаждения, где пар для привода турбин производится в котле. (называется парогенератором ). Реакторы с кипящей водой (BWR) работают при еще более низком давлении, при этом процесс кипения приводит к образованию пара в активной зоне реактора.

Генератор сверхкритической пары является проверенной технологией. Разработка систем SCWR считается многообещающим достижением для атомных электростанций из-за их высокого теплового КПД (~ 45% против ~ 33% для текущих LWR) и более простой конструкции. По состоянию на 2012 год концепцию исследовали 32 организации в 13 странах. [2]

История [ править ]

Перегретый пар теплоноситель , работающий при докритическом давлении были экспериментировал с как в Советском Союзе и в Соединенных Штатах в начале 1950 - х и 1960 - х лет , такие как станции Белоярской АЭС , Pathfinder и Бонус GE «s Операция Санрайз программы. Это не SCWR. SCWR разрабатывались с 1990-х годов. [3] В настоящее время разрабатываются как SCWR типа LWR с корпусом реактора, так и SCWR типа CANDU с напорными трубками.

В книгу 2010 г. включены методы концептуального проектирования и анализа, такие как проектирование активной зоны, система станции, динамика и управление станцией, запуск и стабильность станции, безопасность, проектирование быстрых реакторов и т. Д. [4]

В документе 2013 года было завершено прототипное испытание контура с топливом в 2015 году. [5] Аттестационное испытание топлива было завершено в 2014 году. [6]

В книге 2014 года был представлен концептуальный проект реактора с тепловым спектром (Super LWR) и реактора на быстрых нейтронах (Super FR), а также экспериментальные результаты по теплогидравлике, материалам и взаимодействиям материала с теплоносителем. [7]

Дизайн [ править ]

Модератор-охлаждающая жидкость [ править ]

SCWR работает при сверхкритическом давлении. Теплоноситель на выходе из реактора - вода в сверхкритическом состоянии . Легкая вода используется в качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя. Выше критической точки пар и жидкость становятся одинаковой плотности и неотличимы друг от друга, что устраняет необходимость в компенсаторах давления и парогенераторах ( PWR ) или струйных / рециркуляционных насосах, сепараторах пара и осушителях ( BWR).). Кроме того, избегая кипения, SCWR не создает хаотических пустот (пузырей) с меньшей плотностью и замедляющим эффектом. В LWR это может повлиять на теплопередачу и поток воды, а обратная связь может затруднить прогнозирование и управление мощностью реактора. Для прогнозирования распределения мощности необходим нейтронный и термогидравлический расчет. Упрощение SCWR должно снизить затраты на строительство и повысить надежность и безопасность. SCWR типа LWR использует водные стержни с теплоизоляцией, а SCWR типа CANDU удерживает замедлитель воды в баке Каландрии. Активная зона реактора на быстрых нейтронах SCWR типа LWR использует плотную решетку топливных стержней в качестве LWR с высокой степенью конверсии. SCWR со спектром быстрых нейтронов имеет преимущества более высокой плотности мощности, но требует топлива из смеси оксидов плутония и урана, которое можно будет получить после переработки.　

Контроль [ править ]

SCWR, вероятно, будут иметь управляющие стержни, вставленные через верх, как это делается в PWR.

Материал [ править ]

Условия внутри SCWR более жесткие, чем в LWR , LMFBR и сверхкритических установках на ископаемом топливе (с которыми накоплен большой опыт, хотя он не включает сочетание суровых условий и интенсивного нейтронного излучения ). Для SCWR требуются более высокие стандарты материалов активной зоны (особенно оболочки твэлов ), чем для любого из них. Исследования и разработки сосредоточены на:

  • Химия сверхкритической воды под действием излучения (предотвращение коррозионного растрескивания под напряжением и поддержание коррозионной стойкости при нейтронном излучении и высоких температурах)
  • Стабильность размеров и микроструктуры (предотвращение охрупчивания , сохранение прочности и сопротивления ползучести, в том числе под воздействием излучения и высоких температур)
  • Материалы, которые устойчивы к суровым условиям и не поглощают слишком много нейтронов, что влияет на экономию топлива.

Преимущества [ править ]

  • Вода в сверхкритическом состоянии имеет отличные свойства теплопередачи, что обеспечивает высокую удельную мощность, небольшую сердцевину и небольшую герметизирующую структуру.
  • Использование сверхкритического цикла Ренкина с его обычно более высокими температурами повышает эффективность (будет ~ 45% по сравнению с ~ 33% текущих PWR / BWR).
  • Этот более высокий КПД приведет к лучшей экономии топлива и меньшей загрузке топлива, уменьшая остаточное (остаточное) тепло .
  • SCWR обычно проектируется как прямой цикл, при котором пар или горячая сверхкритическая вода из активной зоны используется непосредственно в паровой турбине. Это упрощает дизайн. Поскольку BWR проще, чем PWR, SCWR намного проще и компактнее, чем менее эффективный BWR, имеющий такую ​​же электрическую мощность. Внутри сосуда высокого давления нет паросепараторов, паросушителей, внутренних рециркуляционных насосов или рециркуляционного потока. Конструкция представляет собой однократный прямой цикл, самый простой из возможных циклов. Сохраненная тепловая и радиологическая энергия в меньшей активной зоне и ее (первичном) контуре охлаждения также будет меньше, чем у BWR или PWR. [8]
  • Вода при комнатной температуре является жидкой, дешевой, нетоксичной и прозрачной, что упрощает осмотр и ремонт (по сравнению с реакторами с жидкометаллическим охлаждением ).
  • Быстро SCWR может быть заводчик реактор , как предлагаемый чистых и экологически безопасного усовершенствованного реактора , и может сжечь долгоживущих актинидов изотопы.
  • Тяжелая вода SCWR может размножаться топливом из тория (4x более обильного , чем уран), с повышенной устойчивостью пролиферации над селекционерами плутония [ править ] .

Недостатки [ править ]

  • Меньший запас воды (из-за компактного первого контура) означает меньшую теплоемкость для амортизации переходных процессов и аварий (например, потеря потока питательной воды или авария с большой потерей теплоносителя ), что приводит к аварии и переходным температурам, которые слишком высоки для традиционной металлической оболочки. [9]

Однако анализ безопасности SCWR типа LWR показал, что критерии безопасности соблюдаются при авариях и аномальных переходных режимах, включая полную потерю потока и аварию с потерей теплоносителя. [9] : 97,104 Двухсторонний разрыв не происходит из-за прямоточного цикла охлаждающей жидкости. Активная зона охлаждается индуцированным потоком при аварии с потерей теплоносителя.

  • Более высокое давление в сочетании с более высокой температурой, а также более высокий рост температуры в активной зоне (по сравнению с PWR / BWR) приводят к повышенным механическим и термическим нагрузкам на материалы корпуса, которые трудно решить. В конструкции типа LWR внутренняя стенка корпуса реактора охлаждается охлаждающей жидкостью на входе как PWR. Форсунки на выходе охлаждающей жидкости снабжены термовставками. Конструкция давления трубы, где ядро делятся на меньшие трубки для каждого топливного канала, потенциально имеет меньше проблем здесь, как меньший диаметр трубка может быть намного тоньше , чем массивные сосуды одиночного давления, и труба может быть изолирована от внутренней части с инертная керамическая изоляция, позволяющая работать при низкой температуре (вода каландрии). [10]

Теплоноситель значительно снижает его плотность на конце активной зоны, что приводит к необходимости размещения там дополнительного замедлителя. В конструкции SCWR типа LWR используются водяные стержни в топливных сборках. В большинстве конструкций SCWR типа CANDU используется внутренняя каландрия, где часть потока питательной воды направляется через верхние трубы через сердечник, что обеспечивает дополнительное замедление (питательную воду) в этой области. Это дает дополнительное преимущество, заключающееся в возможности охлаждения всей стенки резервуара питательной водой, но приводит к сложному и материально требовательному (высокая температура, высокие перепады температур, высокое излучение) внутреннему устройству каландрий и плену. Опять же конструкция давления трубка имеет потенциально меньше проблем, так как большая часть замедлителя в каландра при низкой температуре и давлении, что снижает эффект плотности охлаждающей жидкости на умеренных количествах,а фактическую напорную трубку можно поддерживать прохладной за счет воды каландрии.[10]

  • Необходима обширная разработка материалов и исследования в области сверхкритической химии воды под действием излучения.
  • Необходимы специальные процедуры запуска, чтобы избежать нестабильности до того, как вода достигнет сверхкритических условий. Нестабильность регулируется соотношением мощности к расходу охлаждающей жидкости, как у BWR.
  • Для быстрого SCWR требуется относительно сложная активная зона реактора, чтобы иметь отрицательный коэффициент пустотности . Но возможен одиночный проход потока теплоносителя.

См. Также [ править ]

  • Реактор IV поколения
  • Реактор-размножитель
  • Реактор с пониженным содержанием воды замедлителя - концепция, которая в некоторых отношениях схожа с концепцией SCWR, а в других частично совпадает с концепцией SCWR и находится в стадии разработки отдельно от программы «Поколение IV».
  • Реактор III поколения
    • Усовершенствованный реактор с кипящей водой ( ABWR )
    • Экономичный упрощенный реактор с кипящей водой ( ESBWR ) (поколение III +)

Ссылки [ править ]

  1. ^ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/technology-system-scwr | accessdate = 7 апреля 2016 г.
  2. ^ Buongiorno, Якопо (июль 2004), «Охлажденная сверхкритической воды реактора: Продолжающееся Исследования и разработки в США», 2004 Международный конгресс по достижениям в области атомных электростанций , Американское ядерное общество - ANS, La Grange Park (Соединенные Штаты Америки), Osti 21160713 
  3. ↑ Ока, Ёсиаки; Koshizuka, Сейичи (2001), "Сверхкритическое давление, прямоточный цикла Light с водяным охлаждением реактора Концепции", ядерная науки и техники , 38 (12): 1081-1089, DOI : 10,1080 / 18811248.2001.9715139
  4. ↑ Ока, Ёсиаки; Кошидзука, Сейичи; Ишиватари, Юки; Ямаджи, Акифуми (2010). Сверхлегкие водные реакторы и сверхбыстрые реакторы . Springer. ISBN 978-1-4419-6034-4.
  5. ^ https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf
  6. ^ «Европейская комиссия: CORDIS: Проекты и результаты: Резюме окончательного отчета - SCWR-FQT (Реактор со сверхкритической водой - квалификационные испытания топлива)» . cordis.europa.eu . Проверено 21 апреля 2018 года .
  7. ^ Ёсиаки Ока; Хидео Мори, ред. (2014). Реакторы с легководным охлаждением сверхкритического давления . Springer. ISBN 978-4-431-55024-2.
  8. ^ Циклаури, Георгий; Талберт, Роберт; Шмитт, Брюс; Филиппов, Геннадий; Богоявленский, Роальд; Гришанин, Евгений (2005). «Сверхкритический паровой цикл для АЭС» (PDF) . Ядерная инженерия и дизайн . 235 (15): 1651–1664. DOI : 10.1016 / j.nucengdes.2004.11.016 . ISSN 0029-5493 . Архивировано из оригинального (PDF) 28 сентября 2013 года . Проверено 25 сентября 2013 .  
  9. ^ а б Макдональд, Филип; Буонджорно, Якопо; Дэвис, Клифф; Витт, Роберт (2003), Технико-экономическое обоснование сверхкритических реакторов с водяным охлаждением для производства электроэнергии - Отчет о ходе работ до сентября 2003 г. - 2-й годовой отчет и 8-й квартальный отчет (PDF) , Национальная лаборатория Айдахо
  10. ^ а б Чоу, Чун К .; Хартабил, Хусам Ф. (2007), «Концептуальные проекты топливных каналов для CANDU-SCWR» (PDF) , Nuclear Engineering and Technology , 40 (2), заархивировано из оригинала (PDF) 27 сентября 2013 г.
  • Страница INL SCWR
  • Презентация INL
  • Отчет INL о ходе работ по НИОКР поколения IV в ФГ-03 для разработки SCWR в США
  • Сайт Международного форума «Поколение IV» SCWR .
  • Итоги семинара INL SCWR

Внешние ссылки [ править ]

  • Информационный бюллетень о реакторе со сверхкритическим водяным охлаждением (SCWR) Национальной лаборатории штата Айдахо
  • Презентация UW: Требования к конструкции топливных стержней SCWR (презентация в PowerPoint).
  • Анализ устойчивости ANL SCWR (презентация в PowerPoint).
  • МАСТЕРСКАЯ INL ДЛЯ УЛУЧШЕННЫХ РЕАКТОРОВ, ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА И ЭНЕРГЕТИЧЕСКИХ ПРОДУКТОВ (PDF).
  • Естественная циркуляция на атомных электростанциях с водяным охлаждением (IAEA-TECDOC-1474)