Magas hőmérsékletű atomreaktor

Az oldal jelenlegi verzióját még nem ellenőrizték tapasztalt közreműködők, és jelentősen eltérhet a 2021. augusztus 14-én felülvizsgált verziótól ; az ellenőrzések 5 szerkesztést igényelnek .

A High Temperature Nuclear Reactor (HTR, HTR, HTGR) egy IV. generációs grafit moderálású egyszeri áteresztő nukleáris reaktor . A HRT egy olyan típusú magas hőmérsékletű reaktor (HTR), amelynek kilépő hőmérséklete elméletileg 1000 °C. A reaktormag lehet „prizmás blokk” (hagyományos reaktormagra hasonlít) vagy kavicságyas zóna . A magas hőmérséklet lehetővé teszi a hidrogén előállítását a kén-jód termokémiai cikluson keresztül .

Áttekintés

A VGR egy olyan magas hőmérsékletű reaktor, amelyben elméletileg akár 1000 °C kimeneti hőmérséklet is elérhető.

Az RGR-eknek két fő típusa van: kavicságyas reaktorok (PBR) és prizmatömb reaktorok (PMR). A prizmatikus blokkreaktor magja prizmás blokk-konfigurációjú, amelyben hatszögletű grafitblokkok vannak egymásra rakva egy hengeres nyomástartó edényben . A Pebble Bed Reactor (PBR) kialakítása kavics alakú tüzelőanyagból áll, amelyeket egy hengeres nyomástartó edényben halmoznak fel. Mindkét reaktorban a tüzelőanyag egy gyűrű alakú térben tárolható grafit középső hajtóművel , a tervezéstől és a kívánt reaktorteljesítménytől függően.

Történelem

A PGR tervét először a Clinton Laboratory (ma Oak Ridge National Laboratory [1] néven ismert) javasolta 1947-ben [2] . A németországi Rudolf Schulten professzor is szerepet játszott az atomenergia fejlesztésében az 1950-es években. Peter Fortescue , amikor a General Atomicnál dolgozott, a csoport vezetője volt a magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor, valamint a gyorsgáz reaktor kezdeti fejlesztéséért [ 3] .

Az Egyesült Államokban a Peach Bottom Reactor volt az első AGR, amely villamos energiát termelt, és 1966 és 1974 között nagyon sikeresen működött technológiai bemutatóként. Ennek egyik példája volt a Fort St. Vrain generátorállomás, amely 1979 és 1989 között VGR-ként működött. Bár a reaktornak voltak olyan problémák, amelyek gazdasági tényezők miatt a leszereléshez vezettek, az Egyesült Államokban az FGR koncepciójának bizonyítékaként szolgált (bár azóta nem fejlesztettek ki új kereskedelmi FGR-t) [4] . 

A HRT-t az Egyesült Királyságban ( Dragon Reactor ) és Németországban ( AVR Reactor és THTR-300 ) is fejlesztették, jelenleg pedig Japánban ( High Temperature Engineering Test Reactor 30 MW Prismatic Fuel ) és Kínában ( HTR-10 , kavicsos reaktorprojekt) létezik 10 MW villamos teljesítményű réteg). 2019-től Kínában 2019-től két teljes méretű , egyenként 100 MW elektromos teljesítményű HTR-PM kavicságyas FGR reaktor épül.

Atomreaktor tervezése

Neutron moderátor

A neutronmoderátor grafit, bár a reaktormag konfigurációja grafit prizmás blokkok vagy grafitkavicsok formájában a VGR kialakításától függ.

Nukleáris üzemanyag

Az SGR-ben használt üzemanyag bevonatos üzemanyag-részecskék, például TRISO üzemanyag-részecskék. A bevont tüzelőanyag-részecskék tüzelőanyag-magja általában urán-dioxidból készül , de urán-karbid vagy urán-oxi-karbid is lehetséges. Az urán-oxikarbid az urán-karbidot urán-dioxiddal kombinálja az oxigén sztöchiometriájának csökkentése érdekében. Kevesebb oxigén csökkentheti a TRISO részecskékben a belső nyomást, amelyet a részecske porózus szénrétegének oxidációja következtében kialakuló szén-monoxid képződés okoz [5] . A TRISO részecskék vagy szétszóródnak a kavicsokban, amelyek kavicsréteget képeznek, vagy brikettté/rudakká formálódnak, amelyeket aztán hatszögletű grafittömbökbe helyeznek. Az Argonne National Laboratory -ban kifejlesztett QUADRISO [6] üzemanyag-koncepciót a túlzott reakcióképesség jobb kezelésére használták.

Hűtőfolyadék

Hélium

A legtöbb VGR-ben eddig héliumot használtak hűtőközegként, a csúcshőmérséklet és a teljesítmény a reaktor kialakításától függ. A hélium inert gáz , ezért általában nem lép kémiai reakcióba semmilyen anyaggal [7] . Ráadásul a neutronsugárzás héliumra gyakorolt ​​hatása nem teszi radioaktívvá [8] , ellentétben a legtöbb lehetséges hűtőközeggel.

Molten Salt

Az LS-VHTR olvadt sóhűtéses változata hasonló az Advanced High Temperature Reactor (AHTR) kialakításához, amely folyékony fluorid sót használ a kavicsok hűtésére [1] . Számos közös jellemzője van a szabványos VGR-konstrukciónak, de hélium helyett hűtőfolyadékként olvadt sókat használnak. A kavicsos tüzelőanyag lebeg a sóban, és így a pellet a hűtőfolyadék-áramba fecskendeződik, amely a kavicságy aljára kerül, és a kavicságy tetejéről eltávolítja a recirkulációt. Az LS-VHTR számos vonzó tulajdonsággal rendelkezik, többek között: képes magas hőmérsékleten működni (a legtöbb vizsgált olvadt só forráspontja 1400 °C felett van), alacsony nyomású működés, nagy teljesítménysűrűség, jobb elektromos átalakítási hatásfok, mint a héliumhűtéses VGR. hasonló feltételek mellett működő passzív biztonsági rendszerek és a hasadási termékek jobb elszigetelése baleset esetén .

Vezérlés

A prizmatikus kivitelben a vezérlőrudakat a magot alkotó grafittömbökbe vágott lyukakba helyezik. A kavicsos típusú reaktorok vezérlése ugyanúgy történik, mint a jelenlegi kavicságyas moduláris reaktorok esetében, ha kavicsos magot használ, a vezérlőrudakat a környező grafit reflektorba helyezik . A szabályozás neutronelnyelőket tartalmazó kavicsok hozzáadásával is elérhető .

Problémák az anyagokkal

A magas hőmérséklet, a nagy neutrondózis és ha olvadt só hűtőfolyadékot használnak, a korrozív környezet [1] olyan anyagokat igényel, amelyek meghaladják a modern atomreaktorok korlátait. A IV. generációs reaktorok tanulmányozása során (amelyeknek számos lehetőségük van, beleértve a magas hőmérsékletűeket is), Murthy és Charit úgy vélik, hogy a HTR-ben való felhasználásra elsősorban olyan anyagokat jelöltek meg, amelyek nagy méretstabilitással rendelkeznek, mind mechanikai igénybevétel esetén, mind anélkül, megőrzik szilárdságát . szakadásnál , hajlékonyságnál , öregedési kúszásállóságnál és korrózióállóságnál. Néhány javasolt anyag a nikkel alapú szuperötvözetek , a szilícium-karbid , a grafit bizonyos fajtái, a magas krómtartalmú acélok és a tűzálló ötvözetek [9] . Az Egyesült Államok Nemzeti Laboratóriumában folynak kutatások arra vonatkozóan, hogy milyen konkrét kérdésekkel kell foglalkozni a IV. generációs VTR-ekben az építés előtt.

Biztonsági szolgáltatások és egyéb előnyök

A héliumhűtéses, grafit-moderált reaktorok, némi tervezési optimalizálással, számos biztonsági előnnyel rendelkeznek. A grafitnak nagy a hőtehetetlensége, a hélium hűtőközeg egyfázisú, inert és nem befolyásolja a reakcióképességet. A mag grafitból készült, magas hőkapacitású és szerkezeti stabilitása magas hőmérsékleten is. A tüzelőanyagot urán-oxikarbiddal vonják be, amely nagy hatásfokot (kb. 200 GW nap/t) biztosít, és megtartja a hasadási termékeket. A VGR mag kimeneténél a magas átlaghőmérséklet (1000 °C) lehetővé teszi a folyamathő kibocsátás nélküli előállítását. A reaktort 60 éves üzemidőre tervezték [10] .

  • CAREM
  • Időfüggő neutronika és hőmérséklet
  • Magas hőmérsékletű műszaki tesztreaktor
  • Az atomreaktorok listája
  • Következő generációs atomerőmű
  • atomreaktor fizikája
  • UHTREX

Jegyzetek

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (2007. február). „Kereskedelmi tanulmányok a folyékony-sóval hűtött nagyon magas hőmérsékletű reaktorhoz: 2006-os pénzügyi év előrehaladási jelentése” (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Oak Ridge Nemzeti Laboratórium. Archivált az eredetiből (PDF) ekkor: 2011-07-16 . Letöltve: 2009. november 20 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (1947. szeptember 15.). „Összefoglaló jelentés a magas hőmérsékletű gázhűtéses energiacölöpök tervezéséről és fejlesztéséről” . Clinton Laboratories (ma Oak Ridge National Laboratory ). DOI : 10.2172/4359623 . Archiválva az eredetiből, ekkor: 2021-02-06 . Letöltve: 2021-06-07 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
  3. ↑ Peter Fortescue 102 évesen meghalt | Általános atomok . Letöltve: 2021. június 7. Az eredetiből archiválva : 2021. január 20.
  4. ↑ NAÜ HTGR tudásbázis archiválva : 2012. április 6. a Wayback Machine -nél
  5. ↑ Olander, D. (2009). „Nukleáris üzemanyagok – jelen és jövő” . Nukleáris anyagok folyóirata . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Archiválva az eredetiből, ekkor: 2018-10-28 . Letöltve: 2021-06-07 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). „A QUADRISO részecskék újszerű koncepciója. II. rész: Felhasználás túlzott reakcióképesség szabályozására” . Nukleáris mérnöki tervezés és tervezés . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Archiválva az eredetiből, ekkor: 2021-02-04 . Letöltve: 2021-06-07 . Elavult használt paraméter |deadlink=( súgó )
  7. ↑ Magas hőmérsékletű gázhűtéses reaktor technológia fejlesztése 61. NAÜ (1996. november 15.). Letöltve: 2009. május 8. Az eredetiből archiválva : 2012. március 9..
  8. ↑ Hőteljesítmény és áramlási instabilitás egy többcsatornás, héliumhűtéses, porózus fém terelőmodulban . inist. Letöltve: 2009. május 8. Az eredetiből archiválva : 2012. január 30.
  9. ↑ Murty, KL (2008). „Strukturális anyagok a Gen-IV atomreaktorokhoz: Kihívások és lehetőségek”. Nukleáris anyagok folyóirata . 383 (1-2): 189-195. Iránykód : 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 Archivált : augusztus 9, 2017 a Wayback Machine -nél 489. oldal, 2. táblázat. Idézet: Tervezett üzemidő (év) 60

 

Linkek

  Ugrás a Wikidata elemre  Szótárak és enciklopédiák
Bibliográfiai katalógusokban