Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

Схема сверхвысокотемпературного реактора.

Очень высокая температура реактор (VHTR), или с газовым охлаждением реактор при высокой температуре (ВТГРЫ), представляет собой ядерный реактор IV поколения концепции , которая использует графитовый замедлитель с прямоточным циклом уранового топлива . VHTR - 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 [ править ]

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 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 виде гальки, сложенных вместе в цилиндрическом сосуде высокого давления, как в машине с жвачкой. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовой центральной шпилькой , в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.

История [ править ]

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 газового реактора на быстрых нейтронах (GCFR). [3]

Peach Bottom реактор в Соединенных Штатах был первой HTGR для производства электроэнергии, и сделал это очень успешно, с работой с 1966 по 1974 году 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 [ править ]

Нейтронный модератор [ править ]

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

Ядерное топливо [ править ]

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. Топливо QUADRISO [6]Концепция, разработанная в Аргоннской национальной лаборатории , была использована для лучшего управления избытком реактивности.

Охлаждающая жидкость [ править ]

Гелий [ править ]

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 [ править ]

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 охлаждающей жидкости.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 особенностей, 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 [ править ]

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 [ править ]

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 , ползатьсопротивление 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 [ править ]

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]

См. Также [ править ]

  • КАРЕМ
  • Нейтроника и температура, зависящие от времени
  • Высокотемпературный инженерный испытательный реактор
  • Список ядерных реакторов
  • Атомная станция нового поколения
  • Физика ядерного реактора
  • UHTREX

Ссылки [ править ]

  1. ^ 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 .
  2. ^ 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 )
  3. ^ [1]
  4. ^ База знаний МАГАТЭ HTGR
  5. ^ Olander, D. (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 .
  6. ^ 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 .
  7. ^ "Разработка технологии высокотемпературных газовых реакторов с охлаждением" (PDF) . МАГАТЭ. 15 ноября 1996. с. 61 . Проверено 8 мая 2009 года .
  8. ^ "Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном, гелиевом охлаждении, модуле дивертора из пористого металла" . Инист. 2000 . Проверено 8 мая 2009 года .
  9. ^ Мурти, 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 .
  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

Внешние ссылки [ править ]

  • Информационный бюллетень VHTR Национальной лаборатории Айдахо
  • «Презентация VHTR» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 25 февраля 2009 года . Проверен 24 ноябрь +2005 . (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 2 005 .
  • "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]