Высокотемпературный ядерный реактор

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Схема сверхвысокотемпературного реактора.

Высокотемпературный ядерный реактор (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с графитовым замедлителем. ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной с галечным слоем. Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.

Обзор[править | править код]

AVR в Германии.

ВГР — это тип высокотемпературного реактора, в котором теоретически могут достигаться выходные температуры до 1000 °С.

Существует два основных типа ВГР: реакторы с галечным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор имеет активную зону призматической блочной конфигурации, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг на друга в цилиндрическом корпусе высокого давления. Конструкция реактора с галечным слоем (PBR) состоит из топлива в форме гальки, уложенных вместе в цилиндрическом корпусе высокого давления. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовым центральным шпилем, в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.

История[править | править код]

Конструкция ВГР была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Окриджа[1]) в 1947 году[2]. Профессор Рудольф Шультен из Германии также сыграл свою роль в развитии атомной энергетики в 1950-х годах. Питер Фортескью, когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением, а также газового реактора на быстрых нейтронах[3].

Реактор Peach Bottom в Соединенных Штатах был первым ВГР, производящим электричество, и очень успешно работал с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Одним из примеров этой конструкции была генерирующая станция Форт-Сент-Врейн, которая работала как ВГР с 1979 по 1989 год. Хотя у реактора возникли некоторые проблемы, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, он послужил доказательством концепции ВГР в Соединенных Штатах (хотя с тех пор там не было разработано никаких новых коммерческих ВГР)[4]. 

ВГР также разрабатывались в Великобритании (реактор Dragon) и Германии (реактор AVR и THTR-300), а в настоящее время существуют в Японии (высокотемпературный инженерный испытательный реактор с использованием призматического топлива мощностью 30 МВт) и Китае (HTR-10, проект реактора с галечным слоем электрической мощностью 10 МВт). По состоянию на 2019 год два полномасштабных реактора ВГР с галечным слоем HTR-PM, каждый с электрической мощностью 100 МВт, строятся в Китае по состоянию на 2019 год.

Конструкция ядерного реактора[править | править код]

Нейтронный замедлитель[править | править код]

Замедлителем нейтронов является графит, хотя конфигурация активной зоны реактора в виде графитовых призматических блоков или графитовых галек зависит от конструкции ВГР.

Ядерное топливо[править | править код]

Топливо, используемое в ВГР, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как частицы топлива TRISO. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана, однако также возможен карбид урана или оксикарбид урана. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для уменьшения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице[5]. Частицы TRISO либо диспергируются в гальке, которая формирует галечный слой, либо формуются в брикеты/стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO[6] разработанная в Аргоннской национальной лаборатории, была использована для лучшего управления избытком реактивности.

Охлаждающая среда[править | править код]

Гелий[править | править код]

Гелий до сих пор использовался в качестве теплоносителя в большинстве ВГР, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий — инертный газ, поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с какими-либо материалами[7]. Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным[8] в отличие от большинства других возможных теплоносителей.

Расплавленная соль[править | править код]

Вариант LS-VHTR, охлаждаемый расплавленной солью, аналогичен конструкции усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR), в котором для охлаждения в гальке используется жидкая фторидная соль[1]. Он имеет много общих черт со стандартной конструкцией ВГР, но в качестве теплоносителя используется расплав солей вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, гранулы впрыскиваются в поток охлаждающей жидкости, которая переносится на дно слоя из гальки, и удаляются из верхней части слоя для рециркуляции. LS-VHTR имеет много привлекательных особенностей, в том числе: способность работать при высоких температурах (точка кипения большинства рассматриваемых расплавленных солей более 1400 °C), работа при низком давлении, высокая удельная мощность, лучший КПД электрического преобразования, чем у ВГР с гелиевым охлаждением, работающего в аналогичных условиях, системы пассивной безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии.

Контроль[править | править код]

В призматических конструкциях регулирующие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. Реакторы галечного типа управляться так же, как и текущие конструкции модульных реакторов с галечным слоем, если в нём используется сердцевина из гальки, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель. Контроля также можно добиться, добавляя гальку, содержащую поглотители нейтронов.

Проблемы с материалами[править | править код]

Высокая температура, высокая доза нейтронов и, если используется теплоноситель на расплаве солей, коррозионная среда[1] требуют материалов, которые превышают ограничения современных ядерных реакторов. В исследовании реакторов поколения IV (у которых есть множество вариантов, включая высокотемпературные), Мурти и Чарит полагают, что основными кандидатами для использования в ВТР являются материалы, которые имеют высокую стабильность размеров, как под механическим напряжением, так и без него, сохраняют прочность на разрыв, пластичность, сопротивление ползучести при старении и коррозионную стойкость. Некоторые предлагаемые материалы включают суперсплавы на основе никеля, карбида кремния, определённые марки графита, высокохромистые стали и тугоплавкие сплавы[9]. В национальных лабораториях США проводятся исследования того, какие конкретные проблемы необходимо решить в ВТР поколения IV до начала строительства.

Функции безопасности и другие преимущества[править | править код]

Реакторы с гелиевым охлаждением и графитовым замедлителем при определённой оптимизации конструкции имеют ряд преимуществ, связанных с безопасностью. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент однофазный, инертный и не оказывает влияния на реактивность. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо покрыто оксикарбидом урана, который обеспечивает высокую эффективность (около 200 ГВт·день/т) и удерживает продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны ВГР (1000 °C) позволяет производить технологическое тепло без выбросов. Реактор рассчитан на 60 лет службы[10].

  • CAREM
  • Time-dependent neutronics and temperatures
  • High-temperature engineering test reactor
  • List of nuclear reactors
  • Next Generation Nuclear Plant
  • Nuclear reactor physics
  • UHTREX

Примечания[править | править код]

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (February 2007). "Trade Studies for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor: Fiscal Year 2006 Progress Report" (PDF). Ornl/Tm-2006/140. Oak Ridge National Laboratory. Архивировано из оригинала (PDF) 16 июля 2011. Дата обращения: 20 ноября 2009.
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15 September 1947). "Summary Report on Design and Development of High Temperature Gas-Cooled Power Pile". Clinton Laboratories (now Oak Ridge National Laboratory). doi:10.2172/4359623. Архивировано 6 февраля 2021. Дата обращения: 7 июня 2021. {{cite journal}}: Cite journal требует |journal= (справка)
  3. ↑ Peter Fortescue Dies at 102 | General Atomics. Дата обращения: 7 июня 2021. Архивировано 20 января 2021 года.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Архивная копия от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
  5. ↑ Olander, D. (2009). "Nuclear fuels – Present and future". Journal of Nuclear Materials. 389 (1): 1—22. Bibcode:2009JNuM..389....1O. doi:10.1016/j.jnucmat.2009.01.297. Архивировано 28 октября 2018. Дата обращения: 7 июня 2021.
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). "A novel concept of QUADRISO particles. Part II: Utilization for excess reactivity control". Nuclear Engineering and Design. 240 (7): 1919—1927. doi:10.1016/j.nucengdes.2010.03.025. Архивировано 4 февраля 2021. Дата обращения: 7 июня 2021.
  7. ↑ High temperature gas cool reactor technology development 61. IAEA (15 ноября 1996). Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 9 марта 2012 года.
  8. ↑ Thermal performance and flow instabilities in a multi-channel, helium-cooled, porous metal divertor module. Inist. Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 30 января 2012 года.
  9. ↑ Murty, K.L. (2008). "Structural materials for Gen-IV nuclear reactors: Challenges and opportunities". Journal of Nuclear Materials. 383 (1—2): 189—195. Bibcode:2008JNuM..383..189M. doi:10.1016/j.jnucmat.2008.08.044.
  10. ↑ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Архивная копия от 9 августа 2017 на Wayback Machine Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60

 

Ссылки[править | править код]

Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Высокотемпературный_ядерный_реактор&oldid=137185204