stringtranslate.com

Саморегулирующийся атомный энергетический модуль с водородным замедлителем

Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем ( HPM), также называемый компактным саморегулирующимся транспортабельным реактором (ComStar), [1] представляет собой тип ядерного энергетического реактора, использующего гидрид в качестве замедлителя нейтронов . Конструкция изначально безопасна , [2] поскольку топливом и замедлителем нейтронов является гидрид урана UH3 , который при высоких температурах (500–800 °C) восстанавливается до урана и водорода . Газообразный водород выходит из активной зоны, поглощаясь поглощающим водород материалом, таким как обедненный уран , тем самым делая его менее критичным . Это означает, что с повышением температуры замедление нейтронов падает, а реакция ядерного деления в активной зоне затухает, что приводит к снижению температуры активной зоны. Это означает, что по мере того, как из активной зоны извлекается больше энергии, замедление увеличивается, и процесс деления разжигается для производства большего количества тепла.

Концепция этого типа ядерного реактора была разработана учеными Отисом Петерсоном и Робертом Кимпландом из Лос-Аламосской национальной лаборатории (LANL) в Нью-Мексико . [3] Доктор Отис Г. Петерсон получил премию Федерального лабораторного консорциума в категории «Выдающаяся разработка технологий» за эту концепцию реактора в 2002 году. [4] С тех пор эта технология была лицензирована исключительно Hyperion Power Generation в рамках программы передачи технологий и соглашения о совместных исследованиях и разработках (CRADA) с Лос-Аламосской национальной лабораторией.

Реактор имеет некоторые общие характеристики с исследовательскими реакторами TRIGA , которые эксплуатируются в исследовательских лабораториях и университетах по всему миру, а также с реактором SNAP-10A , который был разработан для космических применений.

Принципиальная схема HPM

Характеристики

Согласно патентной заявке [5], конструкция реактора имеет некоторые примечательные характеристики, которые отличают ее от других конструкций реакторов. В ней используется гидрид урана (UH3 ) «низкообогащенный» до 5%  урана-235 — остальное — уран-238 — в качестве ядерного топлива, а не обычный металлический уран или диоксид урана , из которых состоят топливные стержни современных легководных реакторов . Фактически, в заявке современная «стержневая» конструкция с топливными стержнями и регулирующими стержнями полностью исключена из предлагаемой конструкции реактора в пользу конструкции «ванны» с пассивными тепловыми трубами, проводящими тепло в теплообменник, проходящий через «ванну» гранулированного гидрида урана. Вероятным теплоносителем, который будет использоваться, является калий .

Рассматриваемая конструкция реактора начинает вырабатывать энергию, когда водородный газ при достаточной температуре и давлении поступает в активную зону (состоящую из гранулированного металлического урана) и реагирует с металлическим ураном, образуя гидрид урана. Гидрид урана является как ядерным топливом , так и замедлителем нейтронов ; по-видимому, он, как и другие замедлители нейтронов, достаточно замедляет нейтроны, чтобы позволить произойти реакциям деления; атомы U-235 внутри гидрида также служат ядерным топливом. После начала ядерной реакции она будет продолжаться до тех пор, пока не достигнет определенной температуры, приблизительно 800 °C (1500 °F), где из-за химических свойств гидрида урана он химически разлагается и превращается в газообразный водород и металлический уран. Потеря замедления нейтронов из-за химического разложения гидрида урана, следовательно, замедлит — и в конечном итоге остановит — реакцию. Когда температура вернется к приемлемому уровню, водород снова соединится с металлическим ураном, образуя гидрид урана, восстанавливая замедление, и ядерная реакция начнется снова.

Это делает реактор саморегулирующейся, динамической системой, так как при повышении температуры ядерная реактивность существенно снижается, а при понижении температуры ядерная реактивность существенно возрастает. Таким образом, эта конструкция реактора является саморегулирующейся, расплавление невозможно, и конструкция изначально безопасна. С точки зрения безопасности, конструкция использует технологию, используемую в реакторе TRIGA , который использует топливо из гидрида урана-циркония (UZrH) и является единственным реактором, лицензированным Комиссией по ядерному регулированию США для автономной работы.

Согласно спецификации конструкции реактора, ядро ​​из гидрида урана окружено поглощающими водород поддонами хранения, изготовленными из обедненного урана или тория . Поддоны хранения могут либо десорбировать, либо поглощать водородный газ из ядра. Во время нормальной работы (при рабочей температуре около 550 °C (1000 °F)) поддоны хранения поддерживаются при температуре, достаточно высокой для вытеснения водородного газа в ядро. Поддоны хранения нагреваются или охлаждаются с помощью тепловых труб и внешнего источника тепла. Таким образом, в устойчивом состоянии ядро ​​из гидрида урана подчиняется температуре поддонов хранения. Другие тепловые трубы, выступающие из ядра из гидрида урана, доставляют ядерное тепло из ядра в теплообменник , который, в свою очередь, может быть подключен к паровой турбине -генераторной установке для производства электроэнергии.

Единственная опасность — это опасность всех ядерных материалов , а именно радиация , но она значительно смягчается тем фактом, что конструкция реактора предназначена для захоронения под землей и выкапывания только для перезарядки каждые пять лет, после чего, при условии использования надлежащих мер безопасности, воздействие радиоактивности становится сравнительно незначительной проблемой. Отработанное топливо также вызывает беспокойство, но оно смягчается благодаря определенным технологиям и преимуществам, которые делают отработанное топливо рассматриваемой конструкции более подходящим для ядерной переработки . В частности, патентная заявка на конструкцию указывает, что использование ториевого топливного цикла вместо уранового топливного цикла с этим типом реактора обеспечит гораздо больший потенциал переработки, чем в настоящее время имеется в стандартном отработанном топливе. Кроме того, гидрид урана обладает способностью к высокому выгоранию топлива , до 50%, в отличие от легководного реактора , который обычно достигает выгорания 5%.

Переработка отработанного топлива упрощается и становится более экономичной для конструкции гидридного реактора, поскольку для разделения можно использовать так называемый процесс зонной очистки . [6]

По-видимому, предлагаемая конструкция реактора будет способна вырабатывать 27 МВт эл. электроэнергии или 70 МВт тепл ., весить 18–20 тонн, иметь диаметр около 1,5 метра, производиться серийно на сборочной линии и работать без обслуживания и дозаправки до семи-десяти лет подряд. Прогнозируется, что затраты будут конкурентоспособными по сравнению с другими устоявшимися источниками энергии, такими как уголь, традиционная атомная энергия и природный газ.

Ни один прототип этого типа реактора пока не был реализован, хотя ядерные процессы были смоделированы с помощью MCNP . Поскольку концепция реактора на гидриде урана является новой, потребуются дальнейшие экспериментальные работы в отношении динамики газового потока, выбора материалов и производительности (особенно в отношении водородной хрупкости и пирофорности гидрида), радиационного повреждения и накопления осколков деления. Еще одной проблемой станет дистанционное управление температурой поддонов для хранения, а также охлаждение этих поддонов, когда это может быть необходимо, чтобы они поглощали водород из активной зоны (само поглощение выделяет тепло, которое сначала должно быть отведено, прежде чем больше водорода сможет быть поглощено поддонами для хранения).

История

Концепция HPM основана на работе 1950-х годов, когда Радиационной лаборатории Калифорнийского университета (в настоящее время Ливерморская национальная лаборатория имени Лоуренса ) потребовалось небольшое устройство ядерного деления в качестве заряда зажигания для термоядерного оружия. Целью было произвести взрыв, достаточно мощный для его воспламенения, используя при этом минимальное количество расщепляющегося материала. Это было опробовано в операции Upshot–Knothole [7] , где водород использовался для снижения критической массы. Тестовые взрывы под кодовым названием Ruth и Ray использовали в ядре гидрид урана. Ruth использовал изотоп водорода протий ( 1 H), а Ray использовал изотоп водорода дейтерий ( 2 H или 2 D) в качестве замедлителей нейтронов. Прогнозируемый выход составлял от 1,5 до 3 кт ТНТ для Ruth и 0,5-1 кт ТНТ для Ray, однако испытания дали выход только около 200 тонн ТНТ.

Коммерциализация

Технология HPM разрабатывается и коммерциализируется компанией Hyperion Power Generation , Inc. Hyperion нацелена на массовый рынок для малых и средних приложений в отдаленных районах для промышленных установок и жилых установок, обслуживающих от 20 000 (типично для США) до 100 000 (типично для не-США) домохозяйств. Они утверждают, что устройство будет поставляться в герметичном контейнере и в основном не будет требовать обслуживания, поскольку устройство не будет открываться на месте. Компания хочет массово производить устройства на заводе, доставлять их грузовиком и забирать их обратно для повторной переработки через 5-10 лет (в зависимости от потребления электроэнергии). [ необходима цитата ]

Однако в ноябре 2009 года Hyperion Power Generation решила использовать для своего энергетического модуля другую конструкцию быстрого реактора со свинцовым теплоносителем на основе нитрида урана , сославшись на длительный процесс разработки и лицензирования конструкции реактора на основе гидрида урана. [8]

Hyperion, затем переименованная в Gen4 Energy , прекратила свою деятельность 1 апреля 2018 года[4], проиграв второй раунд грантов от Министерства энергетики в январе 2016 года[5].

Ссылки

  1. ^ Технический отчет Лос-Аламосской национальной лаборатории № LA-UR-03-5170 (2003 г.) и LA-UR-04-1087 (2004 г.)
  2. ^ Заявка на патент США 20100119027 Раздел 28 Заявка на патент США 20100119027
  3. ^ Петерсон, О.Г., Кимпланд, Р.Х., Коутс, Д.М.: Компактный саморегулирующийся ядерный реактор. Труды Американского ядерного общества, том 98, стр. 729–730 (2008)
  4. ^ [1] Научные награды и почести LANL 2002 г.
  5. ^ [2] Заявка на патент США 20100119027
  6. ^ Слайды Hyperion Power Generation для встречи NRC по предварительной подаче заявок, 22 августа 2007 г.: Документ ML072340518 Системы доступа и управления документами (ADAMS) Агентства США NRC
  7. ^ http://www.nuclearweaponarchive.org/Usa/Tests/Upshotk.html Документация миссии по операции Upshot-Knothole
  8. ^ [3] Архивировано 24 сентября 2010 г. в пресс-релизе Wayback Machine Hyperion Power Generation от 18 ноября 2009 г.

Внешние ссылки