Korkean lämpötilan ydinreaktori

Kokeneet kirjoittajat eivät ole vielä tarkistaneet sivun nykyistä versiota, ja se voi poiketa merkittävästi 14. elokuuta 2021 tarkistetusta versiosta . tarkastukset vaativat 5 muokkausta .

High Temperature Nuclear Reactor (HTR, HTR, HTGR ) on neljännen sukupolven grafiitilla moderoitu kerran läpi kulkeva ydinreaktori . HRT on korkean lämpötilan reaktorityyppi (HTR), jonka ulostulolämpötila voi teoriassa olla 1000 °C. Reaktorin sydän voi olla joko "prismaattinen lohko" (perinteistä reaktorisydämeä muistuttava) tai kivikerrossydän . Korkeat lämpötilat mahdollistavat vedyn tuotannon rikki-jodi-termokemiallisen syklin kautta .

Yleiskatsaus

VGR on korkean lämpötilan reaktorityyppi, jossa voidaan teoriassa saavuttaa jopa 1000 °C:n ulostulolämpötila.

RGR:itä on kahta päätyyppiä: PBR (Pebble Bed Reactors) ja Prism Block Reactors (PMR). Prismalohkoreaktorissa on prismalohkokokoonpanossa oleva sydän, jossa kuusikulmainen grafiittilohko on pinottu päällekkäin lieriömäisessä paineastiassa . PBR ( Pebble Bed Reactor ) -rakenne koostuu kiven muotoisesta polttoaineesta, joka on pinottu yhteen sylinterimäiseen paineastiaan. Molemmissa reaktoreissa polttoaine voidaan varastoida rengasmaiseen tilaan , jossa on grafiittikeskiakseli reaktorin suunnittelusta ja halutusta tehosta riippuen.

Historia

PGR-suunnitelmaa ehdotti ensimmäisen kerran Clinton Laboratory (nykyisin Oak Ridge National Laboratory [1] ) vuonna 1947 [2] . Myös saksalainen professori Rudolf Schulten oli mukana ydinvoiman kehittämisessä 1950-luvulla. Peter Fortescue , ollessaan General Atomicin palveluksessa, oli ryhmänjohtaja, joka vastasi korkean lämpötilan kaasujäähdytteisen reaktorin sekä nopean kaasureaktorin alkukehityksestä [3] .

Peach Bottom Reactor Yhdysvalloissa oli ensimmäinen AGR, joka tuotti sähköä, ja se toimi erittäin menestyksekkäästi vuosina 1966–1974 teknologian esittelynä. Yksi esimerkki tästä suunnittelusta oli Fort St. Vrain Generating Station, joka toimi VGR:nä vuosina 1979–1989. Vaikka reaktorissa oli joitain ongelmia, jotka johtivat sen käytöstä poistamiseen taloudellisista syistä johtuen, se toimi konseptin FGR:nä Yhdysvalloissa (vaikkakaan siellä ei ole sen jälkeen kehitetty uutta kaupallista FGR:ää) [4] . 

HRT on myös kehitetty Isossa-Britanniassa ( Dragon Reactor ) ja Saksassa ( AVR Reactor ja THTR-300 ) ja se on tällä hetkellä olemassa Japanissa ( High Temperature Engineering Test Reactor käyttäen 30 MW Prismatic Fuel ) ja Kiinassa ( HTR-10 , reaktoriprojekti kivillä kerros, jonka sähköteho on 10 MW). Vuodesta 2019 lähtien Kiinassa on rakenteilla kaksi täysimittaista HTR-PM kivikerros FGR-reaktoria , joiden kummankin sähköteho on 100 MW.

Ydinreaktorin suunnittelu

Neutronimoderaattori

Neutronimoderaattori on grafiittia, vaikka reaktorisydämen konfiguraatio grafiittiprismaattisten lohkojen tai grafiittikivien muodossa riippuu VGR:n suunnittelusta.

Ydinpolttoaine

SGR:ssä käytetään pinnoitettuja polttoainehiukkasia, kuten TRISO - polttoainehiukkasia. Pinnoitettujen polttoainehiukkasten polttoaineytimet on yleensä valmistettu uraanidioksidista , mutta myös uraanikarbidi tai uraanioksikarbidi on mahdollista. Uraanioksikarbidi yhdistää uraanikarbidin uraanidioksidiin hapen stoikiometrian vähentämiseksi. Vähemmän happea voi alentaa TRISO-hiukkasten sisäistä painetta, joka johtuu hiilimonoksidin muodostumisesta hiukkasen huokoisen hiilikerroksen hapettumisen vuoksi [5] . TRISO-hiukkaset joko dispergoidaan kiviin, jotka muodostavat kivikerroksen, tai niistä muodostuu brikettejä/sauvoja, jotka sitten työnnetään kuusikulmaisiin grafiittilohkoihin. Argonnen kansallisessa laboratoriossa kehitettyä polttoainekonseptia QUADRISO [6] on käytetty liiallisen reaktiivisuuden hallintaan.

Jäähdytysneste

Helium

Heliumia on tähän asti käytetty jäähdytysaineena useimmissa VGR:issä, ja huippulämpötila ja teho riippuvat reaktorin suunnittelusta. Helium on inertti kaasu , joten se ei yleensä reagoi kemiallisesti minkään materiaalin kanssa [7] . Lisäksi neutronisäteilyn vaikutus heliumiin ei tee siitä radioaktiivista [8] , toisin kuin useimmat muut mahdolliset jäähdytysaineet.

Molten Salt

LS-VHTR:n sulalla suolalla jäähdytetty versio on samanlainen kuin Advanced High Temperature Reactor (AHTR), joka käyttää nestemäistä fluoridisuolaa jäähdytykseen kivissä [1] . Siinä on monia yhteisiä ominaisuuksia tavallisen VGR-mallin kanssa, mutta jäähdytysnesteenä käytetään heliumin sijasta sulaa suolaa. Kivipolttoaine kelluu suolassa ja siten pelletit ruiskutetaan jäähdytysnestevirtaan, joka kuljetetaan kivipedin pohjalle ja poistetaan pedin yläosasta kierrätystä varten. LS-VHTR:llä on monia houkuttelevia ominaisuuksia, mukaan lukien: kyky toimia korkeissa lämpötiloissa (useimpien tarkasteltavien sulaneiden suolojen kiehumispiste on yli 1400 °C), matalapainekäyttö, korkea tehotiheys, parempi sähkömuunnostehokkuus kuin heliumjäähdytteisellä VGR:llä toimiminen samanlaisissa olosuhteissa, passiiviset turvajärjestelmät ja parempi fissiotuotteiden eristäminen onnettomuuden sattuessa .

Ohjaus

Prismamaisissa malleissa ohjaussauvat työnnetään reikiin, jotka on leikattu ytimen muodostaviin grafiittilohkoihin. Pebble-tyyppisiä reaktoreita ohjataan samalla tavalla kuin nykyisiä pikkukivikerrosmodulaarisia reaktoreita, jos siinä käytetään kiviydintä, säätösauvat työnnetään ympäröivään grafiittiheijastimeen . Ohjaus voidaan saavuttaa myös lisäämällä neutroniabsorboijia sisältäviä kiviä .

Ongelmia materiaalien kanssa

Korkea lämpötila, suuri neutroniannos ja jos käytetään sulan suolan jäähdytysnestettä, syövyttävä ympäristö [1] vaativat materiaaleja, jotka ylittävät nykyaikaisten ydinreaktorien rajoitukset. Tutkimuksessa IV-sukupolven reaktoreista (joissa on monia vaihtoehtoja, mukaan lukien korkean lämpötilan reaktorit) Murthy ja Charit uskovat, että tärkeimmät ehdokkaat HTR-käyttöön ovat materiaaleja, joilla on korkea mittastabiilius sekä mekaanisessa rasituksessa että ilman sitä ja jotka säilyttävät lujuuden . repeämä , sitkeys , ikääntymisen virumisenkestävyys ja korroosionkestävyys. Joitakin ehdotettuja materiaaleja ovat nikkelipohjaiset superseokset , piikarbidi , tietyt grafiittilajit, korkeakromiteräkset ja tulenkestävät seokset [9] . Yhdysvaltain kansallisissa laboratorioissa tehdään tutkimusta siitä , mitä erityiskysymyksiä IV-sukupolven videonauhureissa on käsiteltävä ennen rakentamista.

Suojausominaisuudet ja muut edut

Heliumjäähdytteisillä grafiitilla moderoiduilla reaktoreilla on jonkin verran suunnittelun optimointia, ja niillä on useita turvallisuuteen liittyviä etuja. Grafiitilla on suuri lämpöinertia, ja heliumin kylmäaine on yksifaasinen, inertti eikä vaikuta reaktiivisuuteen. Ydin koostuu grafiitista, sillä on korkea lämpökapasiteetti ja rakenteellinen stabiilisuus jopa korkeissa lämpötiloissa. Polttoaine on päällystetty uraanioksikarbidilla, joka tarjoaa korkean hyötysuhteen (noin 200 GW vrk/t) ja säilyttää fissiotuotteet. VGR-sydämen ulostulon korkea keskilämpötila (1000 °C) mahdollistaa prosessilämmön tuotannon ilman päästöjä. Reaktori on suunniteltu 60 vuoden käyttöön [10] .

  • CAREM
  • Aikariippuvainen neutroniikka ja lämpötilat
  • Korkean lämpötilan tekninen testireaktori
  • Luettelo ydinreaktoreista
  • Seuraavan sukupolven ydinvoimala
  • ydinreaktorin fysiikka
  • UHTREX

Muistiinpanot

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (helmikuu 2007). "Neste-suolajäähdytteisen erittäin korkean lämpötilan reaktorin kauppaa koskevat tutkimukset: Tilikauden 2006 edistymisraportti" (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Oak Ridgen kansallinen laboratorio. Arkistoitu alkuperäisestä (PDF) 2011-07-16 . Haettu 20. marraskuuta 2009 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15. syyskuuta 1947). Yhteenvetoraportti korkean lämpötilan kaasujäähdytteisen voimapaalujen suunnittelusta ja kehittämisestä . Clinton Laboratories (nykyisin Oak Ridge National Laboratory ). DOI : 10.2172/4359623 . Arkistoitu alkuperäisestä 2021-02-06 . Haettu 2021-06-07 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  3. ↑ Peter Fortescue kuolee 102-vuotiaana | Yleiset atomit . Haettu 7. kesäkuuta 2021. Arkistoitu alkuperäisestä 20. tammikuuta 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base arkistoitu 6. huhtikuuta 2012 Wayback Machinessa
  5. ↑ Olander, D. (2009). "Ydinpolttoaineet - nykyisyys ja tulevaisuus" . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Arkistoitu alkuperäisestä 28.10.2018 . Haettu 2021-06-07 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). ”Uusi konsepti QUADRISO-hiukkasista. Osa II: Käyttö ylimääräisen reaktiivisuuden hallintaan . Ydintekniikka ja -suunnittelu . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Arkistoitu alkuperäisestä 2021-02-04 . Haettu 2021-06-07 . Käytöstä poistettu parametri |deadlink=( ohje )
  7. ↑ Korkean lämpötilan kaasujäähdytysreaktoriteknologian kehittäminen 61. IAEA (15. marraskuuta 1996). Haettu 8. toukokuuta 2009. Arkistoitu alkuperäisestä 9. maaliskuuta 2012.
  8. ↑ Lämpöteho ja virtauksen epävakaus monikanavaisessa, heliumjäähdytteisessä, huokoisessa metallissa olevassa divertterimoduulissa . inist. Haettu 8. toukokuuta 2009. Arkistoitu alkuperäisestä 30. tammikuuta 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). "Rakennemateriaalit sukupolven IV ydinreaktoreihin: haasteita ja mahdollisuuksia". 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 Arkistoitu elokuusta 9, 2017 Wayback Machinessa Sivu 489, taulukko 2. Lainaus: Suunniteltu käyttöikä (vuosi) 60

 

Linkit

  Siirry Wikidata-kohteeseen  Sanakirjat ja tietosanakirjat
Bibliografisissa luetteloissa