Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

— Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGR) это тип ядерного реактора с газовым охлаждением , в котором используется урановое топливо и графитовый замедлитель для получения очень высоких выходных температур активной зоны реактора . ^[1] Все существующие реакторы ВТГР используют гелиевый теплоноситель. Активная зона реактора может представлять собой либо «призматический блок» (напоминающий активную зону обычного реактора), либо активную зону « галечный слой ». China Huaneng Group в настоящее время управляет HTR-PM , электростанцией HTGR мощностью 250 МВт в провинции Шаньдун , Китай.

Высокие рабочие температуры реакторов HTGR потенциально позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического цикла сера-йод . Предлагаемая разработка HGTR - это поколения IV сверхвысокотемпературный реактор (VHTR), который первоначально будет работать при температурах от 750 до 950 ° C.

История

Использование высокотемпературного реактора с газовым охлаждением для производства электроэнергии было предложено в 1944 году Фаррингтоном Дэниэлсом Чикагского университета , тогдашним заместителем директора химического отдела Металлургической лаборатории . Первоначально Дэниэлс предполагал построить реактор с бериллиевым замедлителем. Разработка этого предложения по конструкции для высоких температур продолжалась в отделе энергетических свай Лабораторий Клинтона (известном теперь как Национальная лаборатория Ок-Ридж ) до 1947 года. ^[2] Профессор Рудольф Шультен из Германии также сыграл свою роль в развитии в 1950-е годы. Питер Фортескью , работая в General Atomics , был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также системы быстрого реактора с газовым охлаждением (GCFR). ^[3]

Реактор первого энергоблока «Пич Боттом » в США был первым реактором HTGR, производившим электроэнергию, и делал это очень успешно, работая с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Генераторная станция Форт-Сент-Врейн была одним из примеров этой конструкции, которая работала в режиме HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя у реактора были некоторые проблемы, которые привели к его выводу из эксплуатации по экономическим причинам, это послужило доказательством концепции HTGR в США (хотя с тех пор там не разрабатывались новые коммерческие HTGR). ^[4]^{[ не удалось пройти проверку ]}

Экспериментальные HTGR также существовали в Великобритании ( реактор Dragon ) и Германии ( реактор AVR и THTR-300 ), а в настоящее время существуют в Японии ( Высокотемпературный инженерный испытательный реактор на призматическом топливе мощностью 30 ) _МВт и Китае. ( HTR-10 , галечная конструкция с мощностью генерации 10 МВт ₎ . Два полномасштабных реактора HTGR с галечным слоем, реакторы HTR-PM , каждый мощностью 100 МВт электроэнергии, введены в эксплуатацию в Китае в 2021 году. ^[5]

Проектирование реактора

Нейтронный замедлитель

Замедлителем нейтронов является графит, однако от конструкции ВТГР зависит, выполнена ли активная зона реактора в виде графитовых призматических блоков или графитовых камешков.

Ядерное топливо

Топливо, используемое в HTGR, представляет собой частицы топлива с покрытием, такие как TRISO. ^[6]^[7]^[8]^[9] частицы топлива. Частицы топлива с покрытием имеют топливные ядра, обычно изготовленные из диоксида урана , однако карбид урана также возможны или оксикарбид урана. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для снижения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице. ^[10] Частицы TRISO либо диспергируются в гальке для создания гальки, либо формуются в прессовки/стержни, которые затем вставляются в шестиугольные графитовые блоки. Топливо QUADRISO ^[11] Концепция, задуманная в Аргоннской национальной лаборатории, использовалась для лучшего управления избыточной реактивностью.

охлаждающая жидкость

Гелий до сих пор используется во всех HTGR в качестве охлаждающей жидкости. Гелий — инертный газ , поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с каким-либо материалом. ^[12] Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным. ^[13] в отличие от большинства других возможных охлаждающих жидкостей.

Контроль

В призматических конструкциях стержни управления вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, из которых состоит сердечник. VHTR будет управляться так же, как нынешние конструкции PBMR , если в нем используется сердечник из гальки, а управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель . Контроль также может быть достигнут путем добавления камешков, содержащих поглотители нейтронов .

Функции безопасности и другие преимущества

В конструкции использованы преимущества присущих характеристик безопасности сердечника с гелиевым охлаждением и графитовым замедлителем со специальной оптимизацией конструкции. Графит имеет большую тепловую инерцию , а гелиевый теплоноситель однофазен, инертен и не обладает эффектами реактивности. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо имеет покрытие из оксикарбида урана, которое обеспечивает высокое выгорание (около 200 ГВтсут/т) и сохраняет продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны VHTR (1000 °C) позволяет производить высококачественное технологическое тепло без выбросов . Реакторы рассчитаны на 60 лет службы. ^[14]

Список реакторов ВТГР

Построенные реакторы

По состоянию на 2011 год всего построено и эксплуатируется семь реакторов ВТГР. ^[15] Еще два реактора HTGR были введены в эксплуатацию на китайской HTR-PM площадке в 2021/22 году.

Средство имя	Страна	Введен в эксплуатацию	Неисправность	Количество реакторы	Тип топлива	Выход температура (°С)	Термальный мощность (МВт)
Реактор Дракона ^[15]	Великобритания	1965	1967	1	Призматический	750	21.5
Персиковое дно ^[15]	Соединенные Штаты	1967	1974	1	Призматический	700–726	115
АВР ^[15]	Германия	1967	1988	1	Галька	950	46
Форт Сен-Врен ^[15]	Соединенные Штаты	1979	1989	1	Призматический	777	842
ТТТР-300 ^[15]	Германия	1985	1988	1	Галька	750	750
ХТТР ^[15]	Япония	1999	Оперативный	1	Призматический	850–950	30
ХТР-10 ^[15]	Китай	2000	Оперативный	1	Галька	700	10
ХТР-ПМ ^[16]	Китай	2021	Оперативный	2	Галька	750	250

Кроме того, с 1969 по 1971 год эксперимент со сверхвысокотемпературным реактором проводила Национальная лаборатория Лос-Аламоса мощностью 3 МВт (UHTREX) для разработки технологии высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением. ^[17] В UHTREX, в отличие от реакторов HTGR, гелиевый теплоноситель напрямую контактировал с ядерным топливом, достигая температуры, превышающей 1300 °C.

Предлагаемые конструкции

Модульный реактор с галечным слоем (1994 г.) - реактор предложен для атомной электростанции Кеберг , Южная Африка.
Модульный гелиевый реактор с газовой турбиной (1997 г.) - предлагаемый реактор с преобразованием мощности газовой турбины.
Атомная станция следующего поколения (2005 г.) - предлагаемый сверхвысокотемпературный реактор поколения IV.
X-energy (2016) - разработчики предлагаемого реактора с галечным слоем IV поколения.
U-Battery (2020 г.) - проектирование микро-малого модульного реактора, производство которого прекращено в 2023 г.

Ссылки

^ Эванс Д. Китчер (26 августа 2020 г.). «Белая книга: Варианты размещения высокотемпературного реактора с газовым охлаждением» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGR) представляет собой концепцию конструкции ядерного реактора с газовым охлаждением, работающего на урановом топливе, с графитовым замедлителем, способного обеспечивать очень высокие температуры на выходе из активной зоны.
^ Маккалоу, К. Роджерс; Штаб энергетического дивизиона (15 сентября 1947 г.). «Краткий отчет по проектированию и разработке высокотемпературной газоохлаждаемой электростанции» . Ок-Ридж , Теннесси , США: Лаборатории Клинтона (ныне Национальная лаборатория Ок-Ридж ). дои : 10.2172/4359623 . ОСТИ 4359623 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )
^ «Питер Фортескью умер в возрасте 102 лет» .
^ МАГАТЭ HTGR База знаний
^ «Демонстрация HTR PM готовится к подключению к сети: New Nuclear – World Nuclear News» . world-nuclear-news.org .
^ Аламери, Саид А. и Мохаммад Альрвашде. «Предварительный трехмерный нейтронно-физический анализ частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в усовершенствованном высокотемпературном реакторе с призматической активной зоной». Анналы ядерной энергетики 163 (2021): 108551.
^ Альрвашде, Мохаммед и Саид А. Аламери. «Двумерный полный анализ активной зоны частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в сверхвысокотемпературных реакторах». На Международной конференции по ядерной технике, вып. 83761, с. В001Т05А014. Американское общество инженеров-механиков, 2020 г.
^ Альрвашде, Мохаммад, Саид А. Аламери и Ахмед К. Алкааби. «Предварительное исследование топлива усовершенствованного высокотемпературного реактора с призматической активной зоной с использованием метода двойной гетерогенизации гомогенизации». Ядерная наука и техника 194, вып. 2 (2020): 163–167.
^ Альрвашде, Мохаммад, Саид А. Аламаери, Ахмед К. Алкааби и Мохамед Али. «Гомогенизация топлива TRISO с использованием метода физического преобразования, эквивалентного реактивности». Сделки 121, вып. 1 (2019): 1521-1522.
^ Оландер, Д. (2009). «Ядерное топливо – настоящее и будущее» . Журнал ядерных материалов . 389 (1): 1–22. Бибкод : 2009JNuM..389....1O . дои : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 .
^ Таламо, Альберто (2010). «Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности» . Ядерная инженерия и дизайн . 240 (7): 1919–1927. doi : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 .
^ «Разработка технологии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора» (PDF) . МАГАТЭ. 15 ноября 1996 г. с. 61 . Проверено 8 мая 2009 г.
^ «Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном диверторном модуле из пористого металла с гелиевым охлаждением» . Инист. 2000. Архивировано из оригинала 30 января 2012 года . Проверено 8 мая 2009 г.
^ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Страница 489, Таблица 2. Цитата: Расчетный срок эксплуатации (год) 60
^ Перейти обратно: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час Дж. М. Бек, Л. Ф. Пинкок (апрель 2011 г.). «Извлеченные уроки по высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам, применимые к атомной электростанции следующего поколения» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. На сегодняшний день построено и эксплуатируется семь установок ВТГР.
^ https://aris.iaea.org/PDF/HTR-PM.pdf.
^ Липпер, Х.В. (1969), «Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, использующие гелиевый теплоноситель», материалы симпозиума по гелию в 1968 году: сто лет гелия , США, стр. 117. Три из этих электростанций, AVR, Peach Bottom и Fort St. Vrain, являются настоящими электростанциями, а две, Dragon и UHTREX, являются экспериментальными установками, которые используются в первую очередь для разработки технологии высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением. .

Внешние ссылки

Информационный бюллетень Национальной лаборатории Айдахо по VHTR
«Презентация VHTR» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 25 февраля 2009 года . Проверено 24 ноября 2005 г. (с 2002 года)
Сайт Международного форума «Поколение IV» VHTR
«Резюме семинара INL VHTR» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 года . Проверено 21 декабря 2005 г.
«Европейская программа исследований и разработок VHTR: РАФАЭЛЬ» . Архивировано из оригинала 22 июля 2012 года . Проверено 1 июля 2015 г.
Усовершенствованный высокотемпературный реактор с галечным слоем (PB-AHTR). Архивировано 6 октября 2010 г. в Wayback Machine.
База знаний МАГАТЭ по HTGR
Страница ОРНЛ NGNP
INL Теплогидравлический анализ LS-VHTR
Слайды IFNEC от Areva за 2014 год о SC-HTGR : [1] Архивировано 4 марта 2016 года на Wayback Machine.
Управление ядерной энергии сообщает МАГАТЭ в апреле 2014 года: [2]

[1] Эванс Д. Китчер (26 августа 2020 г.). «Белая книга: Варианты размещения высокотемпературного реактора с газовым охлаждением» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. Высокотемпературный реактор с газовым охлаждением (HTGR) представляет собой концепцию конструкции ядерного реактора с газовым охлаждением, работающего на урановом топливе, с графитовым замедлителем, способного обеспечивать очень высокие температуры на выходе из активной зоны.

[CLL-HTGCPP-2] Маккалоу, К. Роджерс; Штаб энергетического дивизиона (15 сентября 1947 г.). «Краткий отчет по проектированию и разработке высокотемпературной газоохлаждаемой электростанции» . Ок-Ридж , Теннесси , США: Лаборатории Клинтона (ныне Национальная лаборатория Ок-Ридж ). дои : 10.2172/4359623 . ОСТИ 4359623 . {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

[3] «Питер Фортескью умер в возрасте 102 лет» .

[4] МАГАТЭ HTGR База знаний

[5] «Демонстрация HTR PM готовится к подключению к сети: New Nuclear – World Nuclear News» . world-nuclear-news.org .

[6] Аламери, Саид А. и Мохаммад Альрвашде. «Предварительный трехмерный нейтронно-физический анализ частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в усовершенствованном высокотемпературном реакторе с призматической активной зоной». Анналы ядерной энергетики 163 (2021): 108551.

[7] Альрвашде, Мохаммед и Саид А. Аламери. «Двумерный полный анализ активной зоны частиц топлива TRISO с покрытием IFBA в сверхвысокотемпературных реакторах». На Международной конференции по ядерной технике, вып. 83761, с. В001Т05А014. Американское общество инженеров-механиков, 2020 г.

[8] Альрвашде, Мохаммад, Саид А. Аламери и Ахмед К. Алкааби. «Предварительное исследование топлива усовершенствованного высокотемпературного реактора с призматической активной зоной с использованием метода двойной гетерогенизации гомогенизации». Ядерная наука и техника 194, вып. 2 (2020): 163–167.

[9] Альрвашде, Мохаммад, Саид А. Аламаери, Ахмед К. Алкааби и Мохамед Али. «Гомогенизация топлива TRISO с использованием метода физического преобразования, эквивалентного реактивности». Сделки 121, вып. 1 (2019): 1521-1522.

[10] Оландер, Д. (2009). «Ядерное топливо – настоящее и будущее» . Журнал ядерных материалов . 389 (1): 1–22. Бибкод : 2009JNuM..389....1O . дои : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 .

[11] Таламо, Альберто (2010). «Новая концепция частиц QUADRISO. Часть II: Использование для контроля избыточной реактивности» . Ядерная инженерия и дизайн . 240 (7): 1919–1927. doi : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 .

[IAEA1996HTGRp61-12] «Разработка технологии высокотемпературного газоохлаждаемого реактора» (PDF) . МАГАТЭ. 15 ноября 1996 г. с. 61 . Проверено 8 мая 2009 г.

[InistHe-13] «Тепловые характеристики и нестабильность потока в многоканальном диверторном модуле из пористого металла с гелиевым охлаждением» . Инист. 2000. Архивировано из оригинала 30 января 2012 года . Проверено 8 мая 2009 г.

[14] ttp://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Страница 489, Таблица 2. Цитата: Расчетный срок эксплуатации (год) 60

[inl-15] Перейти обратно: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час Дж. М. Бек, Л. Ф. Пинкок (апрель 2011 г.). «Извлеченные уроки по высокотемпературным газоохлаждаемым реакторам, применимые к атомной электростанции следующего поколения» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. На сегодняшний день построено и эксплуатируется семь установок ВТГР.

[16] ttps://aris.iaea.org/PDF/HTR-PM.pdf.

[17] Липпер, Х.В. (1969), «Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы, использующие гелиевый теплоноситель», материалы симпозиума по гелию в 1968 году: сто лет гелия , США, стр. 117. Три из этих электростанций, AVR, Peach Bottom и Fort St. Vrain, являются настоящими электростанциями, а две, Dragon и UHTREX, являются экспериментальными установками, которые используются в первую очередь для разработки технологии высокотемпературных реакторов с газовым охлаждением. .

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]

[16]

[17]