Высокотемпературный ядерный реактор

Эта статья находится на начальном уровне проработки, в одной из её версий выборочно используется текст из источника, распространяемого под свободной лицензией
Материал из энциклопедии Руниверсалис
Схема сверхвысокотемпературного реактора.

Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с графитовым замедлителем. 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 галечным слоем. Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.

Обзор

AVR в Германии.

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 реактора с галечным слоем (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[1]) в 1947 году[2]. Профессор Рудольф Шультен из Германии также сыграл свою роль в развитии атомной энергетики в 1950-х годах. Питер Фортескью, когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением, а также газового реактора на быстрых нейтронах[3].

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 генерирующая станция Форт-Сент-Врейн, 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)[4]. 

ВГР также разрабатывались 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) 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 HTR-PM, 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[5]. 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[6] 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[7]. Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным[8] 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[1]. 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, системы пассивной безопасности и лучшее удержание продуктов деления 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[1] 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[9]. 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[10].

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

Примечания

  1. ↑ 1,0 1,1 1,2 Ingersoll (February 2007). «Trade Studies for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor: Fiscal Year 2006 Progress Report». Ornl/Tm-2006/140 (Oak Ridge National Laboratory). Проверено 20 November 2009.
  2. ↑ McCullough (15 September 1947). «Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas-Cooled Power Pile» (Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory)). doi:10.2172/4359623.
  3. ↑ Peter Fortescue Dies at 102 | General Atomics. Дата обращения: 7 июня 2021. Архивировано 20 января 2021 года.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Архивная копия от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
  5. ↑ Olander (2009). «Nuclear fuels – Present and future». Journal of Nuclear Materials 389 (1): 1–22. doi:10.1016/j.jnucmat.2009.01.297. Bibcode: 2009JNuM..389....1O.
  6. ↑ Talamo (2010). «A novel concept of QUADRISO particles. Part II: Utilization for excess reactivity control». Nuclear Engineering and Design 240 (7): 1919–1927. doi:10.1016/j.nucengdes.2010.03.025.
  7. ↑ High temperature gas cool reactor technology development 61. IAEA (15 November 1996). Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 9 марта 2012 года.
  8. ↑ Thermal performance and flow instabilities in a multi-channel, helium-cooled, porous metal divertor module. Inist. Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 30 января 2012 года.
  9. ↑ Murty (2008). «Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities». Journal of Nuclear Materials 383 (1–2): 189–195. doi:10.1016/j.jnucmat.2008.08.044. Bibcode: 2008JNuM..383..189M.
  10. ↑ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Архивная копия от 9 августа 2017 на Wayback Machine Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60

 

Ссылки

Источник — https://xn--h1ajim.xn--p1ai/index.php?title=Высокотемпературный_ядерный_реактор&oldid=10797941