Reactorul nuclear de înaltă temperatură

Versiunea actuală a paginii nu a fost încă examinată de colaboratori experimentați și poate diferi semnificativ de versiunea revizuită la 14 august 2021; verificările necesită 5 modificări .

Reactorul nuclear de înaltă temperatură (HTR, HTR, HTGR) este un reactor nuclear de generație a IV -a moderat cu grafit . HRT este un tip de reactor de temperatură înaltă (HTR) care poate avea, teoretic, o temperatură de ieșire de 1000 °C. Miezul reactorului poate fi fie un „bloc prismatic” (asemănător cu un miez de reactor convențional) sau un miez de pat de pietriș . Temperaturile ridicate permit producerea de hidrogen prin ciclul termochimic sulf-iod .

Prezentare generală

VGR este un tip de reactor de înaltă temperatură în care teoretic pot fi atinse temperaturi de ieșire de până la 1000 °C.

Există două tipuri principale de RGR: reactoare cu pat de pietriș (PBR) și reactoare cu bloc prism (PMR). Reactorul bloc prismatic are un miez într-o configurație bloc prismatic în care blocurile hexagonale de grafit sunt stivuite unul peste altul într-un vas cilindric sub presiune . Designul Reactorului Pebble Bed (PBR) constă din combustibil în formă de pietricele stivuite împreună într-un vas cilindric sub presiune. În ambele reactoare, combustibilul poate fi depozitat într- un spațiu inelar cu un cabestan central din grafit , în funcție de proiectare și de puterea dorită a reactorului.

Istorie

Designul PGR a fost propus pentru prima dată de către Laboratorul Clinton (cunoscut acum ca Laboratorul Național Oak Ridge [1] ) în 1947 [2] . Profesorul Rudolf Schulten din Germania a jucat și el un rol în dezvoltarea energiei nucleare în anii 1950. Peter Fortescue , când era la General Atomic, a fost liderul echipei responsabil pentru dezvoltarea inițială a reactorului răcit cu gaz de înaltă temperatură, precum și a reactorului rapid cu gaz [3] .

Reactorul Peach Bottom din Statele Unite a fost primul AGR care a produs electricitate și a funcționat cu mare succes din 1966 până în 1974 ca demonstrator de tehnologie. Un exemplu al acestui proiect a fost stația de generare Fort St. Vrain, care a funcționat ca VGR din 1979 până în 1989. Deși reactorul a întâmpinat unele probleme care au dus la scoaterea din funcțiune din cauza unor factori economici, el a servit ca un FGR de dovadă a conceptului în Statele Unite (deși nu a fost dezvoltat nici un nou FGR comercial de atunci) [4] . 

HRT a fost dezvoltat și în Marea Britanie ( Reactor Dragon ) și Germania ( Reactor AVR și THTR-300 ) și există în prezent în Japonia ( Reactor de testare de inginerie la temperatură înaltă folosind combustibil prismatic de 30 MW) și China ( HTR-10 , Proiect Reactor cu pietriș ). strat cu o putere electrică de 10 MW). Începând cu 2019, două reactoare FGR HTR-PM cu pat de pietriș la scară largă , fiecare cu o putere electrică de 100 MW, sunt în construcție în China începând cu 2019.

Proiectarea unui reactor nuclear

Moderator de neutroni

Moderatorul de neutroni este grafit, deși configurația miezului reactorului sub formă de blocuri prismatice de grafit sau pietricele de grafit depinde de proiectarea VGR.

Combustibil nuclear

Combustibilul utilizat în SGR este particule de combustibil acoperite, cum ar fi particulele de combustibil TRISO . Particulele de combustibil acoperite au miezuri de combustibil fabricate de obicei din dioxid de uraniu , cu toate acestea, este posibilă și carbură de uraniu sau oxicarbură de uraniu. Oxicarbura de uraniu combină carbura de uraniu cu dioxidul de uraniu pentru a reduce stoichiometria oxigenului. Mai puțin oxigen poate reduce presiunea internă în particulele TRISO cauzată de formarea de monoxid de carbon din cauza oxidării stratului de carbon poros din particule [5] . Particulele TRISO sunt fie dispersate în pietricele, care formează un strat de pietricele, fie formate în brichete/tije, care sunt apoi introduse în blocuri hexagonale de grafit. Conceptul de combustibil QUADRISO [6] dezvoltat la Laboratorul Național Argonne a fost folosit pentru a gestiona mai bine excesul de reactivitate.

Lichidul de răcire

Heliu

Heliul a fost folosit până acum ca agent de răcire în majoritatea VGR-urilor, iar temperatura de vârf și puterea depind de proiectarea reactorului. Heliul este un gaz inert , așa că de obicei nu reacționează chimic cu niciun material [7] . În plus, efectul radiației neutronice asupra heliului nu îl face radioactiv [8] , spre deosebire de majoritatea altor agenți de răcire posibili.

Sare topită

Versiunea răcită cu sare topită a LS-VHTR este similară cu designul Advanced High Temperature Reactor (AHTR), care utilizează sare lichidă de fluorură pentru răcirea pietricelelor [1] . Are multe caracteristici în comun cu designul VGR standard, dar sărurile topite sunt folosite ca lichid de răcire în loc de heliu. Combustibilul de pietricele plutește în sare și astfel peletele sunt injectate în fluxul de lichid de răcire care este transportat în partea de jos a patului de pietriș și îndepărtat din partea de sus a patului pentru recirculare. LS-VHTR are multe caracteristici atractive, inclusiv: capacitatea de a funcționa la temperaturi ridicate (punctul de fierbere al majorității sărurilor topite luate în considerare este de peste 1400 °C), funcționare la presiune scăzută, densitate mare de putere, eficiență de conversie electrică mai bună decât VGR răcit cu heliu funcționarea în condiții similare, sisteme de siguranță pasivă și o mai bună izolare a produselor de fisiune în cazul unui accident .

Control

În modelele prismatice, tijele de control sunt introduse în găurile tăiate în blocurile de grafit care alcătuiesc miezul. Reactoarele de tip pietriș sunt controlate în același mod ca modelele actuale de reactoare modulare cu pietriș, dacă utilizează un miez de pietriș, tijele de control vor fi introduse în reflectorul din grafit din jur . Controlul poate fi realizat și prin adăugarea de pietricele care conțin absorbanți de neutroni .

Probleme cu materialele

Temperatura ridicată, doza mare de neutroni și, dacă se folosește un agent de răcire cu sare topită, un mediu corosiv [1] necesită materiale care depășesc limitele reactoarelor nucleare moderne. Într-un studiu al reactoarelor de generația a IV -a (care au multe opțiuni, inclusiv cele de înaltă temperatură), Murthy și Charit consideră că principalii candidați pentru utilizare în HTR sunt materialele care au stabilitate dimensională ridicată, atât sub solicitări mecanice, cât și fără aceasta, își păstrează rezistența . la rupere , ductilitate , rezistență la fluaj la îmbătrânire și rezistență la coroziune. Unele materiale sugerate includ superaliaje pe bază de nichel , carbură de siliciu , anumite clase de grafit, oțeluri cu conținut ridicat de crom și aliaje refractare [9] . Cercetările sunt efectuate la laboratoarele naționale din SUA cu privire la problemele specifice care trebuie abordate în VTR-urile de generație a IV-a înainte de construcție.

Caracteristici de securitate și alte beneficii

Reactoarele moderate cu grafit răcite cu heliu, cu o oarecare optimizare a designului, au o serie de avantaje legate de siguranță. Grafitul are o inerție termică mare, iar agentul frigorific cu heliu este monofazat, inert și nu afectează reactivitatea. Miezul este compus din grafit, are o capacitate termică mare și stabilitate structurală chiar și la temperaturi ridicate. Combustibilul este acoperit cu oxicarbură de uraniu, care asigură o eficiență ridicată (aproximativ 200 GW zi/t) și reține produsele de fisiune. Temperatura medie ridicată la ieșirea miezului VGR (1000 °C) face posibilă producerea căldurii de proces fără emisii. Reactorul este proiectat pentru 60 de ani de funcționare [10] .

  • CAREM
  • Neutronica și temperaturile dependente de timp
  • Reactor de testare tehnică de înaltă temperatură
  • Lista reactoarelor nucleare
  • Centrală nucleară de următoarea generație
  • fizica reactorului nuclear
  • UHTREX

Note

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (februarie 2007). „Studii comerciale pentru reactorul cu temperatură foarte ridicată răcit cu sare lichidă: Raport de progres pentru anul fiscal 2006” (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Laboratorul Național Oak Ridge. Arhivat din original (PDF) pe 2011-07-16 . Recuperat la 20 noiembrie 2009 . Parametrul depreciat folosit |deadlink=( ajutor )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15 septembrie 1947). „Raport de rezumat privind proiectarea și dezvoltarea pilei de energie electrică răcită cu gaz la temperatură înaltă” . Clinton Laboratories (acum Laboratorul Național Oak Ridge ). DOI : 10.2172/4359623 . Arhivat din original pe 06.02.2021 . Extras 2021-06-07 . Parametrul depreciat folosit |deadlink=( ajutor )
  3. ↑ Peter Fortescue a murit la 102 de ani | Atomică generală . Preluat la 7 iunie 2021. Arhivat din original la 20 ianuarie 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Arhivat 6 aprilie 2012 la Wayback Machine
  5. ↑ Olander, D. (2009). „Combustibili nucleari – prezent și viitor” . Jurnalul de materiale nucleare . 389 (1): 1-22. Cod biblic : 2009JNuM..389 ....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Arhivat din original pe 28.10.2018 . Extras 2021-06-07 . Parametrul depreciat folosit |deadlink=( ajutor )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). „Un concept nou de particule QUADRISO. Partea II: Utilizare pentru controlul excesului de reactivitate” . Inginerie nucleară și proiectare . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Arhivat din original pe 04.02.2021 . Extras 2021-06-07 . Parametrul depreciat folosit |deadlink=( ajutor )
  7. ↑ Dezvoltarea tehnologiei reactoarelor de răcire cu gaz de înaltă temperatură 61. IAEA (15 noiembrie 1996). Consultat la 8 mai 2009. Arhivat din original pe 9 martie 2012.
  8. ↑ Performanța termică și instabilitatea fluxului într-un modul divertor metalic poros, cu mai multe canale, răcit cu heliu . inist. Preluat la 8 mai 2009. Arhivat din original la 30 ianuarie 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). „Materiale structurale pentru reactoare nucleare Gen-IV: provocări și oportunități”. Jurnalul de materiale nucleare . 383 (1-2): 189-195. Cod biblic : 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 Arhivat din august 9, 2017 la Wayback Machine Pagina 489, Tabelul 2. Citat: Durata de viață operațională proiectată (an) 60

 

Link -uri

  Accesați articolul Wikidata  Dicționare și enciclopedii
În cataloagele bibliografice