stringtranslate.com

Сверхкритический водный реактор

Схема сверхкритического водного реактора.

Реактор со сверхкритической водой ( SCWR ) представляет собой концептуальный реактор поколения IV [1] , спроектированный как легководный реактор (LWR), который работает при сверхкритическом давлении (т.е. выше 22,1 мегапаскаля [3210 фунтов на квадратный дюйм]). Термин «критический» в этом контексте относится к критической точке воды, и его не следует путать с понятием критичности ядерного реактора.

Вода, нагретая в активной зоне реактора, становится сверхкритической жидкостью при температуре выше критической 374 ° C (705 ° F), переходя от жидкости, более напоминающей жидкую воду, к жидкости, более напоминающей насыщенный пар (который можно использовать в паровой турбине ). , не проходя отчетливого фазового перехода кипения .

Напротив, хорошо зарекомендовавшие себя водо-водяные реакторы (PWR) имеют первичный контур охлаждения жидкой водой под критическим давлением, переносящий тепло из активной зоны реактора во вторичный контур охлаждения, где пар для привода турбин производится в котле. (называемый парогенератором ). Реакторы с кипящей водой (BWR) работают при еще более низких давлениях, при этом процесс кипения для образования пара происходит в активной зоне реактора.

Сверхкритический парогенератор — это проверенная технология.

Разработка систем SCWR считается многообещающим достижением для атомных электростанций из-за их высокого теплового КПД (~ 45 % против ~ 33 % для нынешних LWR) и более простой конструкции. По состоянию на 2012 год эту концепцию исследовали 32 организации в 13 странах. [2]

История

Реакторы с перегретым паровым охлаждением, работающие при докритическом давлении, экспериментировались как в Советском Союзе, так и в Соединенных Штатах еще в 1950-х и 1960-х годах, например, на Белоярской АЭС , «Патфайндер» и «Бонус» программы GE Operation Sunrise. Это не SCWR. SCWR разрабатывались с 1990-х годов. [3] Разрабатываются как СКВР типа LWR с корпусом реактора, так и СКВР типа CANDU с напорными трубками.

Книга 2010 года включает концептуальное проектирование и методы анализа, такие как проектирование активной зоны, система станции, динамика и управление станцией, запуск и устойчивость станции, безопасность, проектирование быстрого реактора и т. д. [4]

В документе 2013 года было завершено прототипное испытание топливного контура в 2015 году. [5] Квалификационные испытания топлива были завершены в 2014 году. [6]

В книге 2014 года были представлены концептуальные проекты реакторов теплового спектра (Super LWR) и быстрого реактора (Super FR), а также экспериментальные результаты по теплогидравлике, материалам и взаимодействиям материалов и теплоносителей. [7]

Дизайн

Модератор-хладагент

SCWR работает при сверхкритическом давлении. Теплоносителем на выходе из реактора является сверхкритическая вода . В качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя используется легкая вода . Выше критической точки пар и жидкость становятся одинаковой плотности и неразличимы, что устраняет необходимость в нагнетателях и парогенераторах ( PWR ) или струйных /рециркуляционных насосах, сепараторах пара и осушителях ( BWR ). Кроме того, избегая кипения, SCWR не создает хаотичных пустот (пузырей) с меньшей плотностью и сдерживающим эффектом. В LWR это может повлиять на теплообмен и расход воды, а обратная связь может затруднить прогнозирование и управление мощностью реактора. Для прогнозирования распределения мощности необходимы нейтронные и теплогидравлические расчеты. Упрощение SCWR должно снизить затраты на строительство и повысить надежность и безопасность.

В SCWR типа LWR используются водяные стержни с теплоизоляцией , а в SCWR типа CANDU замедлитель воды находится в резервуаре Calandria. Активная зона реактора на быстрых нейтронах типа LWR SCWR использует плотную решетку топливных стержней в качестве LWR с высокой конверсией. SCWR со спектром быстрых нейтронов имеет преимущества более высокой удельной мощности, но требует топлива из смешанных оксидов плутония и урана, которое будет доступно в результате переработки.　

Контроль

В SCWR, скорее всего, стержни управления будут вставлены сверху, как это делается в PWR.

Материал

Температура внутри SCWR выше, чем в LWR . Хотя сверхкритические заводы, работающие на ископаемом топливе, имеют большой опыт работы с материалами, он не включает в себя сочетание высокой температуры окружающей среды и интенсивного нейтронного излучения . SCWR нуждаются в материалах активной зоны (особенно в топливной оболочке ), чтобы противостоять окружающей среде. Исследования и разработки сосредоточены на:

В прямоточных циклах теплоносителя, таких как SCWR и сверхкритические электростанции, работающие на ископаемом топливе, весь теплоноситель реактора обрабатывается при низкой температуре после конденсации . Это преимущество в управлении водно-химическим режимом и коррозионным растрескиванием конструкционных материалов. В LWR это невозможно из-за рециркуляции горячего теплоносителя реактора. Исследования и разработки в области материалов и химии воды должны проводиться с учетом сквозных характеристик. [4]

Преимущества

Недостатки

Однако для обшивки из нержавеющей стали она не слишком высока. Анализ безопасности LWR типа SCWR показал, что критерии безопасности соблюдаются с запасом при авариях и аномальных переходных процессах, включая полную потерю потока и аварию с потерей теплоносителя. [10] [4] [9] : 97, 104  Двусторонний разрыв не происходит из-за прямоточного цикла подачи СОЖ. Активная зона охлаждается наведенным потоком при аварии с потерей теплоносителя. Запас воды в верхнем куполе корпуса реактора выполняет функцию внутрикорпусного аккумулятора. Принцип безопасности SCWR заключается не в поддержании запаса теплоносителя, а в поддержании расхода теплоносителя активной зоны. [10] [4] Его легче контролировать, чем уровень воды при авариях. Во время аварии на острове Три-Майл произошла ошибка в сигнале уровня воды , и операторы отключили САОЗ.

Однако в конструкции типа LWR внутренняя стенка корпуса реактора охлаждается входным теплоносителем, как и PWR. Выходные патрубки охлаждающей жидкости оснащены термогильзами. Конструкция с трубкой под давлением, в которой активная зона разделена на более мелкие трубки для каждого топливного канала, потенциально имеет здесь меньше проблем, поскольку трубки меньшего диаметра могут быть намного тоньше, чем массивные одиночные сосуды под давлением, а трубку можно изолировать изнутри с помощью инертная керамическая изоляция, позволяющая работать при низкой температуре (каландрийная вода). [11]

Однако в конструкции SCWR типа LWR используются водяные стержни в топливных сборках, как в BWR. Плотность теплоносителя в водяных стержнях поддерживается высокой за счет тонкой теплоизоляции, не полностью изолированной. В большинстве конструкций SCWR типа CANDU используется внутренняя каландрия, в которой часть потока питательной воды направляется через верхние трубы через активную зону, что обеспечивает дополнительную модерацию (питательную воду) в этой области. Это имеет дополнительное преимущество, заключающееся в возможности охлаждения всей стенки резервуара питательной водой, но приводит к сложной и требовательной к материалам (высокая температура, большие перепады температур, высокая радиация) внутренней компоновке каландров и плен. Конструкция с напорной трубкой имеет такие характеристики, как большая часть замедлителя находится в каландрии при низкой температуре и давлении, что снижает влияние плотности охлаждающей жидкости на замедление, а фактическая напорная трубка может охлаждаться за счет воды в каландре. [11]

Однако вся охлаждающая жидкость SCWR очищается после конденсации. Это преимущество в управлении водно-химическим режимом и коррозионным растрескиванием конструкционных материалов. Это невозможно в LWR, где циркулирует горячий теплоноситель.

Однако нестабильность регулируется соотношением мощности и расхода охлаждающей жидкости в BWR. [12] Изменение плотности теплоносителя в SCWR меньше, чем в BWR.

Тем не менее, возможна установка ядра с одним потоком теплоносителя. [7]

Однако LWR были разработаны в 1950-х годах на основе подкритических технологий, работающих на ископаемом топливе. Успех LWR основан на этом опыте. [4] Сверхкритические электростанции, работающие на ископаемом топливе, были разработаны после 1950-х годов. Для коммерческого применения предусмотрены такие компоненты, как клапаны, трубопроводы, турбины, насосы питательной воды и нагреватели для работы при давлении дросселя турбины до 30 МПа (4400 фунтов на квадратный дюйм) и температуре до 630 °C (903 K; 1166 °F). [13] [4] SCWR представляют собой естественную эволюцию LWR. Конкурентоспособность LWR на рынке электроэнергии в США подвергается сомнению из-за сланцевого газа, согласно историческим сводкам прогнозов приведенной стоимости электроэнергии (LCOE) Управления энергетической информации США (EIA) (2010-2020 гг.) в стоимости электроэнергии по источникам. . LWR являются доминирующей конструкцией, на которую приходится наибольшая доля выработки атомной энергии, и в настоящее время являются предложением для нового строительства в мире. Инновационная динамика показывает, что инновации исходят не от компаний с наибольшей долей рынка. [14] Сравнение SCWR и LWR не актуально с точки зрения динамики инноваций . Если малый модульный реактор (SMR) будет конкурентоспособен, версия SMR SCWR увеличит его преимущество. [15]

Однако химическая прокладка не может использоваться в SCWR, а также в BWR из-за положительного коэффициента пустот теплоносителя. В SCWR в качестве вторичного останова используется борированная вода, как и в BWR.

Однако коэффициент мощности LWR в США уже высок – более 90%. SCWR с корпусом высокого давления не требуют онлайн-дозаправки.

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «Реактор сверхкритического водяного охлаждения (SCWR)» . www.gen-4.org . Проверено 7 апреля 2016 г.
  2. ^ Буонджорно, Якопо (июль 2004 г.), «Сверхкритический реактор с водяным охлаждением: текущие исследования и разработки в США», Международный конгресс 2004 г. по достижениям в области атомных электростанций , Американское ядерное общество - ANS, Ла-Грейндж-Парк (США), OSTI  21160713
  3. ^ Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи (2001), «Концепция легководоохлаждаемого реактора прямоточного цикла со сверхкритическим давлением», Nuclear Science and Technology , 38 (12): 1081–1089, Бибкод : 2001JNST...38.1081O, doi : 10.1080/ 18811248.2001.9715139 , S2CID  95258855
  4. ^ abcdef Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи; Ишиватари, Юки; Ямаджи, Акифуми (2010). Сверхлегководные реакторы и сверхбыстрые реакторы . Спрингер. дои : 10.1007/978-1-4419-6035-1. ISBN 978-1-4419-6034-4.
  5. ^ https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf [ пустой URL-адрес PDF ]
  6. ^ «Европейская комиссия: CORDIS: Проекты и результаты: Краткое изложение итогового отчета - SCWR-FQT (Реактор со сверхкритической водой - Квалификационные испытания топлива)» . Cordis.europa.eu . Проверено 21 апреля 2018 г.
  7. ^ аб Ёсиаки Ока; Хидео Мори, ред. (2014). Легкие водоохлаждаемые реакторы сверхкритического давления . Спрингер. ISBN 978-4-431-55024-2.
  8. ^ Циклаури, Георгий; Талберт, Роберт; Шмитт, Брюс; Филиппов Геннадий; Богоявленский, Роальд; Гришанин, Евгений (2005). «Сверхкритический паровой цикл для атомной электростанции» (PDF) . Ядерная инженерия и дизайн . 235 (15): 1651–1664. doi :10.1016/j.nucengdes.2004.11.016. ISSN  0029-5493. Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2013 г. Проверено 25 сентября 2013 г.
  9. ^ аб Макдональд, Филип; Буонджорно, Якопо; Дэвис, Клифф; Витт, Роберт (2003 г.), Технико-экономическое обоснование сверхкритических легких водоохлаждаемых реакторов для производства электроэнергии - Отчет о ходе работ до сентября 2003 г. - 2-й годовой отчет и 8-й квартальный отчет (PDF) , Национальная лаборатория Айдахо
  10. ^ аб Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «Специальная лекция Super LWR и Super FR R&D», Совместный курс МЦТФ-МАГАТЭ по науке и технологии сверхкритических ректоров с водяным охлаждением (SCWR), Международный центр теоретической физики, Триест, Италия, 27 июня – 1 июля 2011 г.» (PDF) ) . indico.ictp.it Проверено 21 октября 2022 г.
  11. ^ Аб Чоу, Чун К.; Хартабил, Хусам Ф. (2007), «Концептуальные конструкции топливных каналов для CANDU-SCWR» (PDF) , Nuclear Engineering and Technology , 40 (2), заархивировано из оригинала (PDF) 27 сентября 2013 г.
  12. ↑ Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «SC19, Динамика и управление установкой» (PDF) . www.f.waseda.jp . Проверено 23 октября 2022 г.
  13. ^ Дж. Ф. Маршатер и М. Петрик (август 1960 г.). «Обзор состояния технологии сверхкритических водяных реакторов», ANL-6202». www.osti.gov . дои : 10.2172/4153321 . Проверено 17 октября 2022 г.
  14. ^ Аттербек, Джеймс М. (1996). Освоение динамики инноваций (2-е изд.). Бостон: Издательство Гарвардской школы бизнеса. ISBN 9780875847405.
  15. ^ ECC умный. «Совместная европейско-канадско-китайская разработка технологии малых модульных реакторов». ecc-smart.eu . Проверено 22 октября 2022 г.

Внешние ссылки

На Wikimedia Commons есть СМИ, связанные с реакторами на сверхкритической воде .