Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем

, Саморегулирующийся ядерный энергетический модуль (HPM) с водородным замедлителем также называемый компактным саморегулирующимся транспортабельным реактором (ComStar), ^{[ 1 ]} представляет собой тип ядерного энергетического реактора, используется гидрид в котором в качестве замедлителя нейтронов . Конструкция изначально безопасна , ^{[ 2 ]} В качестве топлива и замедлителя нейтронов используется гидрид урана UH ₃ , который при высоких температурах (500–800 °С) восстанавливается до урана и водорода . Газообразный водород выходит из активной зоны, поглощаясь материалом, поглощающим водород, таким как обедненный уран , что делает его менее критическим . Это означает, что с повышением температуры замедление нейтронов падает и реакция ядерного деления в активной зоне затухает, что приводит к более низкой температуре активной зоны. Это означает, что по мере того, как больше энергии отводится из ядра, замедление возрастает, и процесс деления активизируется, выделяя больше тепла.

Концепцию ядерного реактора этого типа разработали ученые Отис Петерсон и Роберт Кимпланд из Национальной лаборатории Лос-Аламоса (LANL) в Нью-Мексико . ^{[ 3 ]} Доктор Отис Г. Петерсон получил награду Федерального лабораторного консорциума в категории выдающихся технологических разработок за эту концепцию реактора в 2002 году. ^{[ 4 ]} С тех пор лицензия на эту технологию была передана исключительно компании Hyperion Power Generation в рамках программы передачи технологий и соглашения о совместных исследованиях и разработках (CRADA) с Национальной лабораторией Лос-Аламоса.

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

Характеристики

Согласно заявке на патент ^{[ 5 ]} Конструкция реактора имеет некоторые примечательные характеристики, которые отличают ее от других конструкций реакторов. В качестве ядерного топлива в нем используется гидрид урана (UH ₃ ), «низкообогащенный» до 5% урана-235 (остальное — уран-238) , а не обычный металлический уран или диоксид урана , из которого состоят топливные стержни современных легких электростанций. водные реакторы . Фактически, в рамках заявки современная конструкция на основе «стержня» с твэлами и регулирующими стержнями полностью исключена из предлагаемой конструкции реактора в пользу конструкции «ванны» с пассивными тепловыми трубками, передающими тепло к теплообменнику, проходящему через «ванну». ванна» гранулированного гидрида урана. Наиболее вероятным охлаждающим агентом является калий .

Рассматриваемая конструкция реактора начинает вырабатывать электроэнергию, когда газообразный водород при достаточной температуре и давлении поступает в активную зону (состоящую из гранулированного металлического урана) и вступает в реакцию с металлическим ураном с образованием гидрида урана. Гидрид урана является одновременно ядерным топливом и замедлителем нейтронов ; по-видимому, он, как и другие замедлители нейтронов, будет достаточно замедлять нейтроны, чтобы обеспечить возможность возникновения реакций деления; Атомы U-235 в составе гидрида также служат ядерным топливом. Как только ядерная реакция началась, она будет продолжаться до тех пор, пока не достигнет определенной температуры, примерно 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, восстановив умеренность, и ядерная реакция начнется снова.

Это делает реактор саморегулирующейся, динамической системой, так как при повышении температуры ядерная реактивность существенно снизится, а при понижении температуры ядерная реактивность существенно увеличится. Таким образом, данная конструкция реактора является саморегулирующейся, расплав невозможен, конструкция безопасна по своей природе. С точки зрения безопасности в конструкции используется технология, используемая в реакторе TRIGA , который использует уран-цирконий-гидридное топливо (UZrH) и является единственным реактором, лицензированным Комиссией по ядерному регулированию США для работы без присмотра.

Согласно проекту реактора, активная зона из гидрида урана окружена водородопоглощающими лотками, изготовленными из обедненного урана или тория . Лотки для хранения могут либо десорбировать, либо поглощать газообразный водород из активной зоны. Во время нормальной работы ( рабочая температура составляет примерно 550 °C (1000 °F)), температура в лотках для хранения поддерживается достаточно высокой для вытеснения газообразного водорода в активную зону. Лотки для хранения нагреваются или охлаждаются с помощью тепловых трубок и внешнего источника тепла. Таким образом, в устойчивом состоянии сердечник из гидрида урана зависит от температуры лотков для хранения. Другие тепловые трубы, выступающие из ядра гидрида урана, передают вырабатываемое ядерной энергией тепло из активной зоны в теплообменник , который, в свою очередь, может быть подключен к паровой турбине -генераторной установке для производства электроэнергии.

Единственные опасности связаны со всеми ядерными материалами , а именно с радиацией , но это значительно смягчается тем фактом, что конструкция реактора предназначена для захоронения под землей и выкапывания для дозаправки только каждые пять лет, и в этот момент при условии принятия надлежащих мер безопасности. используются, то воздействие радиоактивности является сравнительно тривиальной 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, в заявке на патент на конструкцию указывается, что использование ториевого топливного цикла вместо уранового топливного цикла с реактором этого типа обеспечит гораздо больший потенциал переработки, чем в настоящее время имеется у стандартного отработанного топлива. Кроме того, гидрид урана способен обеспечить высокое выгорание топлива , до 50%, в отличие от легководного реактора , который обычно достигает выгорания 5%.

Переработка отработавшего топлива так называемый процесс зонной очистки . упрощена и более экономична для конструкции гидридного реактора, поскольку для разделения можно использовать ^{[ 6 ]}

Судя по всему, предлагаемая конструкция реактора будет способна выдавать 27 МВт _эл. электроэнергии или 70 МВт _тыс. , весить 18–20 тонн, иметь диаметр около 1,5 метра, производиться серийно на сборочной линии и быть способной к автономной работе. эксплуатация без дозаправки до семи-десяти лет единовременно. По прогнозам, затраты будут конкурентоспособными по сравнению с другими традиционными источниками энергии, такими как уголь, традиционная ядерная энергия и природный газ.

Ни один прототип реактора этого типа еще не создан, хотя ядерные процессы были смоделированы с помощью MCNP . Поскольку концепция уран-гидридного реактора является новой, потребуются дальнейшие экспериментальные работы в отношении динамики газового потока, выбора материалов и характеристик (особенно в отношении водородного охрупчивания и пирофорности гидридов), радиационного повреждения и накопления осколков деления. Дополнительная проблема будет связана с дистанционным контролем температуры лотков для хранения, а также охлаждением этих лотков, когда это может быть необходимо, чтобы они поглощали водород из активной зоны (само поглощение выделяет тепло, которое сначала необходимо отвести, прежде чем можно будет поглотить больше водорода). возле лотков для хранения).

История

Концепция HPM основана на работах 1950-х годов, когда радиационной лаборатории Калифорнийского университета (ныне Ливерморская национальная лаборатория имени Лоуренса ) потребовалось небольшое устройство ядерного деления в качестве воспламеняющего заряда для термоядерного оружия. Целью было произвести взрыв, достаточно мощный, чтобы воспламенить его, используя при этом лишь минимальное количество делящегося материала. Это было опробовано в операции Upshot–Knothole , ^{[ 7 ]} где водород использовался для снижения критической массы. В ходе испытательных взрывов под кодовыми названиями «Рут» и «Рэй» в активной зоне использовался гидрид урана. Рут использовала изотоп водорода протия ( ¹H) и Рэй использовали изотоп водорода дейтерий ( ²Ч или ²Г) в качестве замедлителей нейтронов. Прогнозируемая мощность составляла от 1,5 до 3 кт в тротиловом эквиваленте для Рут и от 0,5 до 1 кт в тротиле для Рэя, однако в ходе испытаний была получена мощность всего около 200 тонн в тротиловом эквиваленте.

Коммерциализация

Технология HPM разрабатывается и коммерциализируется компанией Hyperion Power Generation , Inc. Hyperion нацелена на оптовый рынок для малых и средних приложений в отдаленных районах для промышленных установок и жилых помещений, обслуживающих от 20 000 (типично для США) до 100 000 (типично для других стран). ) домохозяйства. Они утверждают, что устройство будет поставляться в запечатанном контейнере и практически не требует технического обслуживания, поскольку его нельзя открывать на месте. Компания хочет массово производить агрегаты на заводе, доставлять их грузовиками и возвращать на переработку через 5–10 лет (в зависимости от энергопотребления). ^{[ нужна ссылка ]}

Однако в ноябре 2009 года компания Hyperion Power Generation решила использовать быстрого реактора со свинцовым теплоносителем для своего силового модуля другую конструкцию , основанную на нитриде урана , сославшись на длительный процесс разработки и нормативного лицензирования конструкции гидридного уранового реактора. ^{[ 8 ]}

Hyperion, затем переименованный в Gen4 Energy , прекратил свою деятельность 1 апреля 2018 года [4] после проигрыша во втором раунде грантов Министерства энергетики в январе 2016 года. [5]

Ссылки

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

Внешние ссылки

Заявка на патент в Ведомстве США по патентам и товарным знакам
Отис Петерсон (1 января 2009 г.). «Большие надежды на гидрид» . Международная организация ядерной инженерии . Глобальные торговые СМИ. Архивировано из оригинала 9 октября 2009 года . Проверено 18 октября 2009 г.

[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 г.)

[4] [1] Научные награды и награды LANL 2002 г.

[5] [2] Заявка на патент США 20100119027.

[6] Слайды Hyperion Power Generation для совещания NRC по предварительной подаче заявки, 22 августа 2007 г.: Документ системы доступа и управления документами всего агентства NRC США (ADAMS), документ ML072340518

[7] ttp://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, 18 ноября 2009 г.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]