Система газоохлаждаемого быстрого реактора ( GFR ) представляет собой конструкцию ядерного реактора, которая в настоящее время находится в стадии разработки. Классифицируемая как реактор IV поколения , она имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл для эффективной конверсии фертильного урана и управления актинидами . Референтная конструкция реактора представляет собой охлаждаемую гелием систему , работающую с температурой на выходе 850 °C (1560 °F) с использованием прямой газовой турбины замкнутого цикла Брайтона для высокой тепловой эффективности. Рассматриваются несколько форм топлива с точки зрения их потенциала работы при очень высоких температурах и обеспечения превосходного удержания продуктов деления : композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или керамические оболочные элементы из соединений актинидов. Рассматриваются конфигурации активной зоны на основе штыревых или пластинчатых топливных сборок или призматических блоков, что обеспечивает лучшую циркуляцию охлаждающей жидкости, чем традиционные топливные сборки.
Реакторы предназначены для использования на атомных электростанциях для выработки электроэнергии с одновременным производством (воспроизводством) нового ядерного топлива.
Быстрые реакторы изначально проектировались как реакторы-размножители . Это было связано с тем, что на момент их создания существовало мнение о неизбежной нехватке уранового топлива для существующих реакторов. Прогнозируемое повышение цены на уран не оправдалось, но если спрос на уран в будущем увеличится, то интерес к быстрым реакторам может возобновиться .
Базовая конструкция GFR представляет собой быстрый реактор, но в остальном похожа на высокотемпературный газоохлаждаемый реактор . Она отличается от конструкции HTGR тем, что в активной зоне содержится больше делящегося топлива, а также неделящийся, воспроизводящий, воспроизводящий компонент. Замедлитель нейтронов отсутствует , поскольку цепная реакция поддерживается быстрыми нейтронами. Благодаря большему содержанию делящегося топлива конструкция имеет большую плотность мощности, чем HTGR.
В конструкции реактора GFR блок работает на быстрых нейтронах; замедлитель для замедления нейтронов не требуется. Это означает, что помимо ядерного топлива, такого как уран, можно использовать и другие виды топлива. Наиболее распространенным является торий, который поглощает быстрый нейтрон и распадается на уран 233. Это означает, что конструкции GFR обладают воспроизводящими свойствами — они могут использовать топливо, которое не подходит для конструкций легководных реакторов, и воспроизводить топливо. Благодаря этим свойствам после первоначальной загрузки топлива в реактор блок может работать годами без необходимости в топливе (иногда более 20 лет). Если эти реакторы используются для воспроизводства, экономично извлекать топливо и отделять полученное топливо для будущего использования.
Используемый газ может быть разных типов, включая углекислый газ или гелий. Он должен состоять из элементов с низким поперечным сечением захвата нейтронов , чтобы предотвратить положительный коэффициент пустотности и наведенную радиоактивность . Использование газа также устраняет возможность взрывов, вызванных фазовым переходом , например, когда вода в водоохлаждаемом реакторе ( PWR или BWR ) вспыхивает, превращаясь в пар при перегреве или разгерметизации. Использование газа также позволяет использовать более высокие рабочие температуры, чем это возможно с другими охладителями, повышая тепловую эффективность и позволяя использовать другие немеханические приложения энергии, такие как производство водородного топлива.
Во всех прошлых пилотных и демонстрационных проектах использовались тепловые конструкции с графитовыми замедлителями. Таким образом, ни одна настоящая конструкция быстрого реактора с газовым охлаждением никогда не была доведена до критичности. Основные проблемы, которые еще предстоит преодолеть, — это конструкционные материалы внутри корпуса, как в активной зоне, так и вне ее, которые должны будут выдерживать повреждения быстрыми нейтронами и высокие температуры (до 1600 °C [2910 °F]). Другая проблема — низкая тепловая инерция и плохая способность отвода тепла при низком давлении гелия, хотя эти проблемы характерны и для тепловых реакторов, которые были построены. Питер Фортескью, работая в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за первоначальную разработку высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR), а также системы газоохлаждаемого быстрого реактора (GCFR). [1]
Газоохлаждаемые проекты (тепловой спектр) включают выведенные из эксплуатации реакторы, такие как реактор Dragon , построенный и эксплуатируемый в Великобритании , AVR и THTR-300 , построенные и эксплуатируемые в Германии , а также Peach Bottom и Fort St. Vrain , построенные и эксплуатируемые в Соединенных Штатах . Текущие демонстрации включают высокотемпературный инженерный испытательный реактор в Японии , который достиг полной мощности (30 МВтт) с использованием топливных компактов, вставленных в призматические блоки в 1999 году, и HTR-10 в Китае , который достиг своего полного эффекта в 10 МВтт в 2003 году с использованием галечного топлива. Демонстрационная установка модульного реактора с шаровыми твэлами мощностью 400 МВтт была спроектирована PBMR Pty для развертывания в Южной Африке , но была отозвана в 2010 году, а консорциум российских институтов проектирует 600 МВтт GT-MHR (призматический блочный реактор) в сотрудничестве с General Atomics . В 2010 году компания General Atomics анонсировала проект реактора Energy Multiplier Module , представляющего собой усовершенствованную версию GT-MHR .
Европейский газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR) демонстратор, ALLEGRO, в настоящее время разрабатывается Чешской Республикой, Францией, Венгрией, Словакией и Польшей. Основная цель ALLEGRO - создать концептуальный проект охлаждаемого гелием быстрого реактора с пассивным отводом остаточного тепла во время аварий LOCA на основе инъекций азота в защитный корпус, содержащий корпус реактора высокого давления , и спроектировать герметичный защитный корпус, способный выдерживать повышенное давление (более 10 бар) и температуру во время аварии LOCA. [2]