Interested Article - Высокотемпературный ядерный реактор

Схема сверхвысокотемпературного реактора.

Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с . ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной с . Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод .

Обзор

ВГР — это тип высокотемпературного реактора, в котором теоретически могут достигаться выходные температуры до 1000 °С.

Существует два основных типа ВГР: реакторы с галечным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор имеет активную зону призматической блочной конфигурации, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг на друга в цилиндрическом корпусе высокого давления . Конструкция (PBR) состоит из топлива в форме гальки, уложенных вместе в цилиндрическом корпусе высокого давления. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовым центральным шпилем , в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.

История

Конструкция ВГР была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Окриджа ) в 1947 году . Профессор из Германии также сыграл свою роль в развитии атомной энергетики в 1950-х годах. , когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением, а также .

Реактор Peach Bottom в Соединенных Штатах был первым ВГР, производящим электричество, и очень успешно работал с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Одним из примеров этой конструкции была которая работала как ВГР с 1979 по 1989 год. Хотя у реактора возникли некоторые проблемы, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, он послужил доказательством концепции ВГР в Соединенных Штатах (хотя с тех пор там не было разработано никаких новых коммерческих ВГР) .

ВГР также разрабатывались в Великобритании ( ) и Германии ( реактор AVR и THTR-300 ), а в настоящее время существуют в Японии ( с использованием призматического топлива мощностью 30 МВт) и Китае ( HTR-10 , проект реактора с галечным слоем электрической мощностью 10 МВт). По состоянию на 2019 год два полномасштабных реактора ВГР с галечным слоем , каждый с электрической мощностью 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 галек зависит от конструкции ВГР.

Ядерное топливо

Топливо, используемое в ВГР, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как частицы топлива TRISO. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана , однако также возможен 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 . Частицы TRISO либо диспергируются в гальке, которая формирует галечный слой, либо формуются в брикеты/стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO разработанная в Аргоннской национальной лаборатории , была использована для лучшего управления избытком реактивности.

Охлаждающая жидкость

Гелий

Гелий до сих пор использовался в качестве теплоносителя в большинстве ВГР, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий — инертный газ , поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с какими-либо материалами . Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным в отличие от большинства других возможных теплоносителей.

Расплавленная соль

Вариант LS-VHTR, охлаждаемый расплавленной солью , аналогичен конструкции усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR), в котором для охлаждения в гальке используется жидкая фторидная соль . Он имеет много общих черт со стандартной конструкцией ВГР, но в качестве теплоносителя используется расплав солей вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, гранулы впрыскиваются в поток охлаждающей жидкости, которая 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 более 1400 °C), работа при низком давлении, высокая удельная мощность, лучший КПД электрического преобразования, чем у ВГР с гелиевым охлаждением, работающего в аналогичных условиях, и лучшее удержание в случае аварии .

Контроль

В призматических конструкциях регулирующие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. Реакторы галечного типа управляться так же, как и текущие конструкции модульных реакторов с галечным слоем, если в нём используется сердцевина из гальки, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель . Контроля также можно добиться, добавляя гальку, содержащую поглотители нейтронов .

Проблемы с материалами

Высокая температура, высокая доза нейтронов и, если используется теплоноситель на расплаве солей, коррозионная среда требуют материалов, которые превышают ограничения современных ядерных реакторов. В исследовании реакторов поколения IV (у которых есть множество вариантов, включая высокотемпературные), Мурти и Чарит полагают, что основными кандидатами для использования в ВТР являются материалы, которые имеют высокую стабильность размеров, как под механическим напряжением , так и без него, сохраняют прочность на разрыв , пластичность , сопротивление ползучести при старении и коррозионную стойкость. Некоторые предлагаемые материалы включают суперсплавы на основе никеля, карбида кремния , определённые марки графита, высокохромистые стали и тугоплавкие сплавы . В национальных лабораториях США проводятся исследования того, какие конкретные проблемы необходимо решить в ВТР поколения IV до начала строительства.

Функции безопасности и другие преимущества

Реакторы с гелиевым охлаждением и графитовым замедлителем при определённой оптимизации конструкции имеют ряд преимуществ, связанных с безопасностью. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент однофазный, инертный и не оказывает влияния на реактивность. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо покрыто оксикарбидом урана, который обеспечивает высокую эффективность (около 200 ГВт·день/т) и удерживает продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны ВГР (1000 °C) позволяет производить технологическое тепло без выбросов. Реактор рассчитан на 60 лет службы .

CAREM
Time-dependent neutronics and temperatures
High-temperature engineering test reactor
List of nuclear reactors
Next Generation Nuclear Plant
Nuclear reactor physics
UHTREX

Примечания

↑ Ingersoll, D. (February 2007). (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Oak Ridge National Laboratory. Архивировано из (PDF) 16 июля 2011 . Дата обращения: 20 ноября 2009 .
McCullough, C. Rodgers (15 September 1947). . Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory ). doi : . из оригинала 6 февраля 2021 . Дата обращения: 7 июня 2021 . {{ cite journal }} : Cite journal требует |journal= ( справка )
(неопр.) . Дата обращения: 7 июня 2021. 20 января 2021 года.
IAEA от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
Olander, D. (2009). . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1—22. Bibcode : . doi : . из оригинала 28 октября 2018 . Дата обращения: 7 июня 2021 .
Talamo, Alberto (2010). . Nuclear Engineering and Design . 240 (7): 1919—1927. doi : . из оригинала 4 февраля 2021 . Дата обращения: 7 июня 2021 .
(неопр.) 61. IAEA (15 ноября 1996). Дата обращения: 8 мая 2009. 9 марта 2012 года.
(неопр.) . Inist. Дата обращения: 8 мая 2009. 30 января 2012 года.
Murty, K.L. (2008). "Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities". Journal of Nuclear Materials . 383 (1—2): 189—195. Bibcode : . doi : .
от 9 августа 2017 на Wayback Machine Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60

Ссылки

(неопр.) . Дата обращения: 24 ноября 2005. Архивировано из 25 февраля 2009 года. (from the year 2002)
(неопр.) . Дата обращения: 21 декабря 2005. Архивировано из 29 ноября 2007 года.
(неопр.) . Дата обращения: 1 июля 2015. Архивировано из 22 июля 2012 года.
от 6 октября 2010 на Wayback Machine
от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
IFNEC slides from 2014 about Areva’s SC-HTGR: от 4 марта 2016 на Wayback Machine
The Office of Nuclear Energy reports to the IAEA in April 2014:
Гребенник В. Н. и др. . — М.: Энергоатомиздат, 2008. — 136 с.
Полетавкин П. Г. Парогазотурбинные установки.— М.: Наука, 1980.— 141 с.
Крутов В. И. Теплотехника. — М.: Машиностроение, 1986.— 432 с.
Богоявленский Р. Г. Гидродинамика и теплообмен в высокотемпературных ядерных реакторах с шаровыми твэлами.- М.: Атомиздат, 1978.- 112 с.
Конюхов Г. В. и др. .— М.: Янус-К, 2017.— 220 с.
. Акционерное Общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И. И. Африкантова».
. Российское атомное сообщество, 22 марта 2017 г.