Газоохлаждаемый реактор

Тип ядерного реактора, с охлаждением CO2 или He

Реактор с газовым охлаждением (ГКР) — это ядерный реактор , в котором в качестве замедлителя нейтронов используется графит , а в качестве теплоносителя — газ ( диоксид углерода или гелий в существующих конструкциях) . Хотя существует много других типов реакторов, охлаждаемых газом, термины GCR и, в меньшей степени, реактор с газовым охлаждением , особенно используются для обозначения этого типа реактора.

GCR смог использовать природный уран в качестве топлива, что позволило странам, которые их разработали, производить собственное топливо, не полагаясь на поставки обогащенного урана из других стран , который на момент их разработки в 1950-х годах был доступен только из Соединенных Штатов. или Советский Союз . Канадский реактор CANDU , использующий тяжелую воду в качестве замедлителя, был спроектирован с той же целью - использовать топливо из природного урана по тем же причинам.

Рекомендации по проектированию

Исторически газоохлаждаемые реакторы с графитовым замедлителем теплового спектра в основном конкурировали с легководными реакторами , но в конечном итоге проиграли им после некоторого внедрения в Великобритании и Франции. Тяжеловодные реакторы имеют некоторые общие конструктивные особенности, поскольку оба в принципе способны использовать необогащенное топливо, но требуют онлайн-дозаправки, чтобы быть жизнеспособными энергетическими реакторами.

Преимущества

• Отсутствие пустотного коэффициента реактивности , поскольку теплоноситель представляет собой газ при комнатной температуре и остается газообразным при рабочей температуре.
• Возможность использования природного ( необогащенного ) урана, поскольку углерод имеет более низкое сечение поглощения нейтронов , чем легкая вода.
• Может быть достигнута высокая температура охлаждающей жидкости на выходе, что повышает эффективность Карно.
• Более низкое давление, чем в реакторе с водой под давлением.
• Реакторы Magnox были спроектированы для двойного использования и производили плутоний как энергетического, так и оружейного качества . Более поздние конструкции вместо этого создавали плутоний реакторного качества.
• Меньшая опасность взрыва водорода из-за отсутствия воды
• Высокая температура охлаждающей жидкости на выходе позволяет при необходимости лучше использовать технологическое тепло.
• Добавление обычной (легкой) воды – например, в качестве аварийной охлаждающей жидкости – замедляет реакцию, обеспечивая большую безопасность в случае непредвиденных аварий.

Недостатки

• Громоздкий из-за более низкой энергетической плотности природного урана по сравнению с обогащенным топливом и более низкого замедляющего эффекта углерода по сравнению с водой.
• Оболочку топлива из магнокса нельзя хранить в течение длительного времени в бассейне отработавшего топлива, что делает ядерную переработку обязательной.
• Реакция Будуара между графитовым замедлителем и охлаждающей жидкостью CO ₂ может привести к образованию взрывоопасного и ядовитого угарного газа.
• Авария с потерей теплоносителя , в отличие от реактора с водяным замедлителем, сама по себе не вызывает аварийного останова .
• Графит горюч и в процессе эксплуатации подвергается воздействию высоких температур – возгорание графита является возможным сценарием аварии.
• ядерный графит дороже легкой воды, но дешевле тяжелой воды.

ГКЛ I поколения

Существовало два основных типа ГКЛ I поколения:

• Реакторы Magnox , разработанные Великобританией .
• Реакторы UNGG , разработанные Францией .

Основное различие между этими двумя типами заключается в материале оболочки твэла. Оба типа в основном производились в странах своего происхождения, с небольшими экспортными продажами: два завода Magnox в Италию и Японию и один UNGG в Испанию . Совсем недавно GCR на основе рассекреченных чертежей первых реакторов Magnox были построены Северной Кореей в Йонбенском научно-исследовательском центре ядерных исследований .

В обоих типах использовались материалы оболочки топлива, которые были непригодны для среднесрочного хранения под водой, что делало переработку важной частью ядерного топливного цикла . Оба типа в странах своего происхождения также были разработаны и использовались для производства оружейного плутония , но ценой серьезных перерывов в их использовании для производства электроэнергии, несмотря на возможность онлайн-дозаправки .

ГКЛ II поколения

В Великобритании Magnox был заменен усовершенствованным газоохлаждаемым реактором (AGR), улучшенным реактором с газоохлаждаемым газом второго поколения . Во Франции UNGG был заменен реактором с водой под давлением (PWR).

Типы

К типам газоохлаждаемых реакторов относятся:

• Реактор с газовым охлаждением (графитовый замедлитель, охлаждение CO _{2 )}
  • Magnox (британский дизайн, построено 28 штук, 1956–2015 гг.)
  • Реактор UNGG (французская конструкция, построено 10 штук, 1956–1994 гг.)
  • Усовершенствованный реактор с газовым охлаждением (преемник Magnox, построено 15 штук, с 1962 г. по настоящее время)
• Реактор с тяжеловодным газовым охлаждением (тяжеловодный замедлитель, охлаждение CO _{2 )}
  • Атомная электростанция Бреннилис (1967-1985)
  • КС 150 (1972-1979)
  • Атомная электростанция Нидераихбах (1973-1974 гг.)
• Высоко- и сверхвысокотемпературный реактор (с графитовым замедлителем, с гелиевым охлаждением)
  • Призматический блочный реактор
    • Реактор Дракон (1964-1975)
    • Атомная электростанция «Персиковое дно » (1967–1974)
    • Электростанция Форт-Сен-Врен (1979–1989)
    • Высокотемпературный инженерный испытательный реактор (1999-настоящее время)
    • Газотурбинный модульный гелиевый реактор ( проект General Atomics )
    • Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор парового цикла ( проект Areva SMR )
  • Реактор с галечным слоем
    • Реактор АВР (1966-1988)
    • ТТТР-300 (1983-1989)
    • ХТР-10 (2003-настоящее время)
    • ХТР-ПМ (в стадии строительства)
    • Модульный реактор с галечным слоем (проект)
• Быстрый реактор с газовым охлаждением (без замедлителя, с гелиевым охлаждением)
  • Модуль умножителя энергии (разработка General Atomics)

Смотрите также

• УТРЕКС