Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Сверхвысокой температуры реактора Эксперимент ( UHTREX ) был экспериментальным с газовым охлаждением ядерного реактора запустить в Лос - Аламосе Национальной лаборатории в период с 1959 по 1971 [1] [2] как часть исследований в снижении стоимости ядерной энергетики. [3] Его цель состояла в том, чтобы проверить и сравнить преимущества использования простого топлива с недостатками загрязненного контура охлаждения . [4] Впервые он достиг полной мощности в 1969 году. [5]

Эксперимент был побочным продуктом технологии, разработанной в более раннем проекте ROVER . [1]

Конструкция активной зоны реактора [ править ]

Ядро UHTREX состояло из вертикального полого вращающегося цилиндра (турели), построенного из твердого графита .

Вертикальное сечение активной зоны реактора UHTREX 1

Цилиндр был в 70. OD х 23 в. ID х 39 в. Высоко. Активная зона имела 312 топливных каналов. Каналы были равномерно распределены в радиальном направлении вокруг активной зоны с интервалом в 15 градусов, размещены в 13 отдельных слоях по 24 канала в каждом. Каждый канал содержал до 4 топливных элементов и полностью проходил внутрь цилиндра. Ядро можно было заправлять дистанционно на полной мощности. [4] Заправка включала поворот активной зоны в канал, содержащий элемент, требующий замены, и установку нового элемента. Использованный элемент будет вытолкнут в центр и упадет на основание реактора для сбора. На полной мощности реактор потреблял от 1 до 6 твэлов в сутки в зависимости от обогащения и пористости твэла. Он произвел 3 МВт тепловой энергии.

Преимущества [ править ]

Типичный ядерный реактор предотвращает непосредственный контакт теплоносителя с топливными таблетками, либо покрывая топливные таблетки, либо герметизируя топливные таблетки внутри топливного стержня, либо пропуская теплоноситель по отдельным трубопроводам. Это предотвращает загрязнение охлаждающей жидкости. Одним из недостатков герметичной тепловыделяющей сборки является накопление продуктов деления внутри тепловыделяющего элемента. Некоторые из этих продуктов отравляютреакция в конечном итоге приводит к снижению эффективности задолго до того, как израсходуется значительная часть топлива. В настоящее время требуется дозаправка реактора. Разделение топлива и охлаждающей жидкости также может вызвать серьезные проблемы при проектировании. Например, необходимая для этого металлическая трубка не может эксплуатироваться при температурах выше ее точки плавления, которая обычно значительно ниже, чем у топливных таблеток. Это снижает максимальный теоретический тепловой КПД реактора.

В UHTREX использовались топливные элементы из экструдированного пористого углерода без оболочки, каждый из которых имел форму длинного полого цилиндра. [4] Топливные элементы были изготовлены путем вакуумной пропитки пористых углеродных цилиндров водным раствором уранилнитрата, затем их сушки на воздухе и обжига в печи, в результате чего получилось покрытие из оксида урана, прочно удерживаемое в пористой графитовой матрице. [4] Ожидалось, что это топливо будет значительно дешевле в производстве [4], чем другие виды топлива в то время. Основными преимуществами этого типа топлива было то, что пористость таблетки в дополнение к достижимым высоким температурам позволяла использовать большинство ядов, создаваемых продуктами деления.мигрировать из топлива. Яды затем уносятся потоком охлаждающей жидкости для последующей фильтрации и удаления. Это позволяет сжечь более высокий процент топлива до того, как потребуется замена пеллет (до 50%). [4]

Недостатки [ править ]

Главный недостаток пористого реакторного топлива состоит в том, что весь первый контур охлаждения, включая все насосы , компрессоры и теплообменники, может сильно загрязниться продуктами деления . [4] Загрязнение, вызванное потенциальной утечкой загрязненной охлаждающей жидкости, может представлять значительную опасность для персонала и окружающей среды. Высокий уровень загрязнения не позволяет открыть корпус реактора для возможной перегрузки топлива. Поэтому реактор был разработан для удаленной дозаправки в режиме онлайн .

Технические характеристики [ править ]

UHTREX имел следующие характеристики: [4]

  • Топливо - высокообогащенный уран.
  • Номинальная мощность - 3 МВт (тепловая)
  • Материал сердечника - графит
  • Модератор - графит
  • Корпус реактора - сфера из углеродистой стали диаметром 13 футов 2 дюйма и толщиной 1,75 дюйма.
  • Топливные каналы - 312 каналов. Каждый из них имеет внутренний диаметр 1,1 дюйма, длину 23,5 дюйма и вмещает до 4 топливных элементов.
  • Топливный элемент - внешний диаметр 1 дюйм, внутренний диаметр 0,5 дюйма и длина 5,5 дюйма (25,4 мм x 12,7 мм x 139,7 мм).
  • Удельная мощность ядра - 1,3 Вт / куб.
  • Утилизация топлива - до 50%.
  • Хладагент - гелий при давлении 500 фунтов на квадратный дюйм (3,45 МПа)
  • Температура охлаждающей жидкости - на входе 1600 ° F, на выходе 2400 ° F (871 ° C и 1316 ° C).
  • Расход охлаждающей жидкости - 10250 фунтов в час (1,294 кг / с)

где ID и OD - внутренний и внешний диаметр соответственно.

См. Также [ править ]

  • Омега Западный реактор
  • Клементина реактор

Ссылки [ править ]

  1. ^ a b Годы Брэдбери из Лос-Аламосской науки Зима / весна 1983 ( Национальная лаборатория Лос-Аламоса ).
  2. Перейти ↑ Agnew Years from Los Alamos Science Winter / Spring 1983 (Los Alamos Scientific Laboratory).
  3. ↑ The Atom Volume 11 # 51 (январь-февраль 1974 г.)
  4. ^ a b c d e f g h ОТЧЕТ ОБ ОПАСНОСТИ ЭКСПЕРИМЕНТОВ УЛЬТРА-ВЫСОКОТЕМПЕРАТУРНОГО РЕАКТОРА (UHTREX) , Лос-Аламосский научный документ № LA-2689 (1962).
  5. ↑ Вехи в истории Лос-Аламосской национальной лаборатории , Лос-Аламосский научный документ № 21-1993.