Быстрый реактор с газовым охлаждением

Система быстрого реактора с газовым охлаждением ( GFR ) представляет собой конструкцию ядерного реактора, которая в настоящее время находится в разработке. Классифицированный как реактор поколения IV , он имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл для эффективной конверсии воспроизводящего урана и управления актинидами . Эталонная конструкция реактора представляет собой , гелием систему , охлаждаемую работающую с температурой на выходе 850 ° C (1560 ° F), с использованием прямой Брайтона газовой турбины замкнутого цикла для обеспечения высокого термического КПД. Рассматриваются несколько форм топлива на предмет их способности работать при очень высоких температурах и обеспечивать превосходное удержание продуктов деления : композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или керамические плакированные элементы из актинидных соединений. Рассматриваются конфигурации активной зоны на основе стержневых или пластинчатых ТВС или призматических блоков, что обеспечивает лучшую циркуляцию теплоносителя, чем традиционные ТВС.

Реакторы предназначены для использования на атомных электростанциях для производства электроэнергии и одновременного производства (выведения) нового ядерного топлива.

Проектирование реактора

Быстрые реакторы изначально проектировались как реакторы-размножители . Это произошло из-за того, что во время их разработки существовала неизбежная нехватка уранового топлива для существующих реакторов. может возобновиться Прогнозируемое повышение цен на уран не оправдалось, но если спрос на уран в будущем увеличится, то интерес к быстрым реакторам .

Базовая конструкция GFR представляет собой быстрый реактор, но в остальном похож на высокотемпературный реактор с газовым охлаждением . Он отличается от конструкции HTGR тем, что активная зона имеет более высокое содержание делящегося топлива, а также неделящийся воспроизводящий компонент. нет Замедлителя нейтронов , так как цепная реакция поддерживается быстрыми нейтронами. Из-за большего содержания делящегося топлива конструкция имеет более высокую удельную мощность, чем HTGR.

Топливо

В конструкции реактора GFR установка работает на быстрых нейтронах; для замедления нейтронов не требуется замедлитель. Это означает, что помимо ядерного топлива, такого как уран, можно использовать и другие виды топлива. Наиболее распространенным является торий, который поглощает быстрый нейтрон и распадается на уран-233. Это означает, что конструкции GFR обладают воспроизводящими свойствами — они могут использовать топливо, непригодное для конструкций легководных реакторов, и воспроизводить топливо. Благодаря этим свойствам после первоначальной загрузки топлива в реактор установка может работать без топлива годами (иногда более 20 лет). Если эти реакторы используются для воспроизводства, то экономически выгодно удалить топливо и отделить образовавшееся топливо для дальнейшего использования.

охлаждающая жидкость

Используемый газ может быть самых разных типов, включая углекислый газ или гелий. Он должен состоять из элементов с низкими захвата нейтронов сечениями , чтобы предотвратить положительный коэффициент пустотности и наведенную радиоактивность . Использование газа также исключает возможность взрывов, вызванных фазовым переходом , например, когда вода в реакторе с водяным охлаждением ( PWR или BWR ) превращается в пар при перегреве или разгерметизации. Использование газа также позволяет достигать более высоких рабочих температур, чем это возможно при использовании других охлаждающих жидкостей, повышая тепловой КПД и позволяя использовать энергию в других немеханических целях, например, в производстве водородного топлива.

История исследований

Во всех предыдущих пилотных и демонстрационных проектах использовались тепловые конструкции с графитовыми замедлителями. Таким образом, ни одна настоящая конструкция быстрого реактора с газовым охлаждением никогда не была доведена до критичности. Основные проблемы, которые еще предстоит решить, — это внутрикорпусные конструкционные материалы, как внутри активной зоны, так и за ее пределами, которым придется выдерживать повреждение быстрыми нейтронами и высокие температуры (до 1600 °C [2910 °F]). ). Другой проблемой является низкая тепловая инерция и плохая способность отвода тепла при низких давлениях гелия, хотя эти проблемы характерны и для уже построенных тепловых реакторов. Питер Фортескью , работая в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за первоначальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также системы быстрого реактора с газовым охлаждением (GCFR). ^[1]

Проекты с газовым охлаждением (тепловой спектр) включают выведенные из эксплуатации реакторы, такие как реактор Dragon , построенный и эксплуатируемый в Великобритании , AVR и THTR-300 , построенные и эксплуатируемые в Германии , а также Peach Bottom и Fort St. Vrain , построенные и действовал в США . Текущие демонстрации включают в себя высокотемпературный инженерный испытательный реактор в Японии , который достиг полной мощности (30 МВттепл.) с использованием топливных компактов, помещенных в призматические блоки в 1999 году, и HTR-10 в Китае , который достиг полной мощности при мощности 10 МВттепл. в 2003 году с использованием галечное топливо. мощностью 400 МВт Демонстрационная установка модульного реактора с галечным слоем была спроектирована компанией PBMR Pty для развертывания в Южной Африке , но снята с производства в 2010 году, а консорциум российских институтов разрабатывает GT-MHR (призматический блочный реактор) мощностью 600 МВт в сотрудничестве с General Atomics . В 2010 году компания General Atomics анонсировала проект реактора с модулем умножителя энергии , усовершенствованной версией GT-MHR .

Европейский демонстрационный образец быстрого реактора с газовым охлаждением (GFR) ALLEGRO в настоящее время разрабатывается Чехией, Францией, Венгрией, Словакией и Польшей. Основной целью АЛЛЕГРО является создание концептуального проекта быстрого гелиевого реактора с пассивным отводом остаточного тепла при авариях с LOCA на основе закачки азота в защитный корпус, содержащий корпус реактора , а также создание воздухонепроницаемого защитного корпуса, способного выдерживать повышенное давление (более 10 бар) и температуру при аварии с LOCA. ^[2]

См. также

Ссылки

^ Фуке, Дуг. «Питер Фортескью умер в возрасте 102 лет» . Проверено 20 ноября 2021 г. - через General Atomics.
^ Квизда, Борис (2019). «Теплогидравлический образец-демонстратор быстрого реактора с газовым охлаждением (GFR) ALLEGRO» . Ядерная инженерия и дизайн . 345 : 47–61. doi : 10.1016/j.nucengdes.2019.02.006 . S2CID 116688540 . Проверено 11 июня 2022 г.

«Информационный бюллетень по быстрому реактору с газовым охлаждением (GFR)» . Национальная лаборатория Айдахо.
Ван Ройен, WFG (2009). «Быстрый реактор с газовым охлаждением: исторический обзор и перспективы на будущее» . Наука и технология ядерных установок . 2009 : 1–11. дои : 10.1155/2009/965757 .

Внешние ссылки

[1] Фуке, Дуг. «Питер Фортескью умер в возрасте 102 лет» . Проверено 20 ноября 2021 г. - через General Atomics.

[2] Квизда, Борис (2019). «Теплогидравлический образец-демонстратор быстрого реактора с газовым охлаждением (GFR) ALLEGRO» . Ядерная инженерия и дизайн . 345 : 47–61. doi : 10.1016/j.nucengdes.2019.02.006 . S2CID 116688540 . Проверено 11 июня 2022 г.

[1]

[2]