stringtranslate.com

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

Заправочная площадка в Форт-Сен-Врен HTGR , 1972 г.

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR) — это тип газоохлаждаемого ядерного реактора , который использует урановое топливо и графитовый замедлитель для получения очень высоких выходных температур активной зоны реактора . [1] Все существующие реакторы HTGR используют гелиевый теплоноситель. Активная зона реактора может быть либо «призматической» (напоминающей обычную активную зону реактора), либо « шарообразной» (pebble-bed ). China Huaneng Group в настоящее время эксплуатирует HTR-PM , электростанцию ​​HTGR мощностью 250 МВт в провинции Шаньдун , Китай.

Высокие рабочие температуры реакторов HTGR потенциально позволяют использовать их для таких применений, как технологическое тепло или производство водорода через термохимический цикл серы и йода . Предлагаемая разработка HGTR — это сверхвысокотемпературный реактор поколения IV (VHTR), который изначально будет работать при температурах от 750 до 950 °C.

История

Использование высокотемпературного газоохлаждаемого реактора для производства электроэнергии было предложено в 1944 году Фаррингтоном Дэниелсом , тогда заместителем директора химического отделения Металлургической лаборатории Чикагского университета . Первоначально Дэниелс предполагал реактор с использованием замедлителя из бериллия . Разработка этого высокотемпературного проектного предложения продолжалась в отделении Power Pile лабораторий Клинтона (теперь известной как Национальная лаборатория Оук-Ридж ) до 1947 года. [2] Профессор Рудольф Шультен из Германии также сыграл свою роль в разработке в 1950-х годах. Питер Фортескью, работая в General Atomics , был руководителем группы, ответственной за первоначальную разработку высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR), а также системы газоохлаждаемого быстрого реактора (GCFR). [3]

Реактор Peach Bottom unit 1 в Соединенных Штатах был первым HTGR, который вырабатывал электроэнергию, и делал это очень успешно, работая с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологии. Электростанция Fort St. Vrain Generating Station была одним из примеров этой конструкции, которая работала как HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя реактор был охвачен некоторыми проблемами, которые привели к его выводу из эксплуатации из-за экономических факторов, он послужил доказательством концепции HTGR в Соединенных Штатах (хотя с тех пор там не было разработано ни одного нового коммерческого HTGR). [4] [ неудавшаяся проверка ]

Экспериментальные 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 призматическим топливом мощностью 30 МВт тепловой мощности) и Китае ( HTR-10 , конструкция с шаровыми твэлами и мощностью генерации 10 МВт электрической энергии ). Два полномасштабных HTGR с шаровыми твэлами, реакторы HTR-PM , каждый с электрической мощностью 100 МВт, были введены в эксплуатацию в Китае в 2021 году. [5]

Конструкция реактора

замедлитель нейтронов

Замедлителем нейтронов служит графит, хотя конфигурация активной зоны реактора из графитовых призматических блоков или из графитовой гальки зависит от конструкции ВТГР.

Ядерное топливо

Топливо, используемое в HTGR, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как топливные частицы TRISO [6] [7] [8] [9] . Покрытые топливные частицы имеют топливные ядра, обычно изготовленные из диоксида урана , однако, карбид урана или оксикарбид урана также возможны. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для снижения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием оксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице. [10] Частицы TRISO либо диспергируются в гальке для конструкции с шаровым слоем, либо формуются в компакты/стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO [11], задуманная в Аргоннской национальной лаборатории, использовалась для лучшего управления избытком реактивности.

Охлаждающая жидкость

Гелий был охладителем, используемым во всех HTGR до настоящего времени. Гелий является инертным газом , поэтому он, как правило, не вступает в химическую реакцию ни с одним материалом. [12] Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным, [13] в отличие от большинства других возможных охладителей.

Контроль

В призматических конструкциях стержни управления вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, из которых состоит ядро. VHTR будет управляться так же, как и текущие конструкции PBMR , если он использует ядро ​​с шаровой засыпкой, стержни управления будут вставлены в окружающий графитовый отражатель . Управление также может быть достигнуто путем добавления шаровой засыпки, содержащей поглотители нейтронов .

Функции безопасности и другие преимущества

Конструкция использует преимущества присущих характеристик безопасности охлаждаемой гелием активной зоны с графитовым замедлителем с определенными оптимизациями конструкции. Графит имеет большую тепловую инерцию , а гелиевый теплоноситель является однофазным, инертным и не имеет эффектов реактивности. Активная зона состоит из графита, имеет высокую теплоемкость и структурную устойчивость даже при высоких температурах. Топливо представляет собой уран-оксикарбид с покрытием, что обеспечивает высокое выгорание (приближающееся к 200 ГВт·д/т) и сохраняет продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны VHTR (1000 °C) позволяет производить высококачественное технологическое тепло без выбросов . Реакторы рассчитаны на 60 лет службы. [14]

Список реакторов HTGR

Построенные реакторы

По состоянию на 2011 год было построено и эксплуатировалось в общей сложности семь реакторов HTGR. [15] Еще два реактора HTGR были введены в эксплуатацию на китайской площадке HTR-PM в 2021/22 году.

Кроме того, с 1969 по 1971 год в Лос-Аламосской национальной лаборатории проводился эксперимент по сверхвысокотемпературному реактору мощностью 3 МВт (UHTREX) с целью разработки технологии высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. [17] В UHTREX, в отличие от реакторов HTGR, гелиевый теплоноситель напрямую контактировал с ядерным топливом, достигая температур свыше 1300 °C.

Предлагаемые проекты

Ссылки

  1. ^ Эванс Д. Китчер (26 августа 2020 г.). «Белая книга: варианты утилизации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR) — это концепция ядерного реактора с газовым охлаждением и графитовым замедлителем, работающего на уране и способного производить очень высокие температуры на выходе активной зоны.
  2. ^ Маккалоу, К. Роджерс; Сотрудники, Отделение энергетических свай (15 сентября 1947 г.). «Краткий отчет о проектировании и разработке высокотемпературной газовой энергетической сваи». Ок-Ридж , штат Теннесси , США: Лаборатории Клинтона (теперь Национальная лаборатория Ок-Риджа ). doi : 10.2172/4359623. OSTI  4359623. {{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
  3. ^ «Питер Фортескью умер в возрасте 102 лет».
  4. ^ База знаний МАГАТЭ по HTGR
  5. ^ "Демонстрационный HTR PM готовится к подключению к сети: New Nuclear – World Nuclear News". world-nuclear-news.org .
  6. ^ Аламери, Саид А. и Мохаммад Альрвашдех. «Предварительный трехмерный нейтронный анализ частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в усовершенствованном высокотемпературном реакторе с призматическим сердечником». Annals of Nuclear Energy 163 (2021): 108551.
  7. ^ Альрвашдех, Мохаммад и Саид А. Аламери. «Двумерный полный анализ активной зоны частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в реакторах с очень высокой температурой». В Международной конференции по ядерной инженерии, т. 83761, стр. V001T05A014. Американское общество инженеров-механиков, 2020 г.
  8. ^ Альрвашдех, Мохаммад, Саид А. Аламери и Ахмед К. Алькааби. «Предварительное исследование топлива для усовершенствованного высокотемпературного реактора с призматическим сердечником с использованием метода двойной гетерогенизации». Ядерная наука и инженерия 194, № 2 (2020): 163-167.
  9. ^ Альрвашдех, Мохаммад, Саид А. Аламаэри, Ахмед К. Алкааби и Мохамед Али. «Гомогенизация топлива TRISO с использованием метода эквивалентной физической трансформации реактивности». Труды 121, № 1 (2019): 1521-1522.
  10. ^ Оландер, Д. (2009). «Ядерное топливо – настоящее и будущее». Журнал ядерных материалов . 389 (1): 1–22. Бибкод : 2009JNuM..389....1O. doi :10.1016/j.jnucmat.2009.01.297.
  11. ^ Таламо, Альберто (2010). «Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности». Ядерная инженерия и проектирование . 240 (7): 1919–1927. doi :10.1016/j.nucengdes.2010.03.025.
  12. ^ "Разработка технологии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора" (PDF) . МАГАТЭ. 15 ноября 1996 г. стр. 61. Получено 8 мая 2009 г.
  13. ^ "Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном, охлаждаемом гелием, пористом металлическом диверторном модуле". Inist. 2000. Архивировано из оригинала 30 января 2012 года . Получено 8 мая 2009 года .
  14. ^ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Страница 489, Таблица 2. Цитата: Проектный срок службы (год) 60
  15. ^ abcdefgh JM Beck, LF Pincock (апрель 2011 г.). "Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы. Уроки, извлеченные из опыта, применимые к ядерной электростанции следующего поколения" (PDF) . Айдахская национальная лаборатория. На сегодняшний день построено и эксплуатируется семь установок HTGR
  16. ^ https://aris.iaea.org/PDF/HTR-PM.pdf [ пустой URL-адрес PDF ]
  17. ^ Lipper, HW (1969), «Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы с использованием гелиевого охладителя», Труды симпозиума по гелию 1968 года: сто лет гелия , США, стр. 117. Три из этих установок, AVR, Peach Bottom и Fort St. Vrain, являются фактическими электростанциями, а две, Dragon и UHTREX, являются экспериментальными установками, используемыми в первую очередь для разработки технологии высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов.

Внешние ссылки