Сверхкритический водный реактор

Сверхкритический водяной реактор ( SCWR ) представляет собой концептуальный реактор поколения IV . ^[1] спроектирован как легководный реактор (LWR), работающий при сверхкритическом давлении (т.е. выше 22,1 мегапаскаля [3210 фунтов на квадратный дюйм]). Термин «критический» в этом контексте относится к критической точке воды, и его не следует путать с понятием критичности ядерного реактора.

Вода, нагретая в активной зоне реактора, становится сверхкритической жидкостью при температуре выше критической 374 ° C (705 ° F), переходя от жидкости, более напоминающей жидкую воду, к жидкости, более напоминающей насыщенный пар (который можно использовать в паровой турбине ). не проходя отчетливого фазового перехода кипения . ,

Напротив, хорошо зарекомендовавшие себя водо-водяные реакторы (PWR) имеют первичный контур охлаждения жидкой водой под критическим давлением, переносящий тепло из активной зоны реактора во вторичный контур охлаждения, где пар для привода турбин производится в котле. (называемый парогенератором ). Реакторы с кипящей водой (BWR) работают при еще более низких давлениях, при этом процесс кипения для образования пара происходит в активной зоне реактора.

Сверхкритический парогенератор — это проверенная технология.

Разработка систем SCWR считается многообещающим достижением для атомных электростанций из-за их высокого теплового КПД (~ 45 % против ~ 33 % для нынешних LWR) и более простой конструкции. По состоянию на 2012 год эту концепцию исследовали 32 организации в 13 странах. ^[2]

История

Реакторы с перегретым паровым охлаждением, работающие при докритическом давлении, экспериментировались как в Советском Союзе, так и в Соединенных Штатах еще в 1950-х и 1960-х годах, например, на Белоярской АЭС , «Патфайндер» и «Бонус» Operation программы GE Sunrise . Это не SCWR. SCWR разрабатывались с 1990-х годов. ^[3] как СКВР типа LWR с корпусом реактора, так и СКВР типа CANDU Разрабатываются с напорными трубками.

Книга 2010 года включает концептуальное проектирование и методы анализа, такие как проектирование активной зоны, система станции, динамика и управление станцией, запуск и устойчивость станции, безопасность, быстрого реактора и т. д. проектирование ^[4]

В документе 2013 года было завершено испытание прототипа топливного контура в 2015 году. ^[5] Квалификационные испытания топлива были завершены в 2014 году. ^[6]

В книге 2014 года были представлены концептуальный проект реактора реактора теплового спектра (Super LWR) и быстрого реактора (Super FR), а также экспериментальные результаты теплогидравлики, материалов и взаимодействия материала с теплоносителем. ^[7]

Дизайн

Модератор-хладагент

SCWR работает при сверхкритическом давлении. Теплоносителем на выходе из реактора является сверхкритическая вода . используется легкая вода В качестве замедлителя нейтронов и теплоносителя . Выше критической точки пар и жидкость становятся одинаковой плотности и неразличимы, что устраняет необходимость в нагнетателях давления и парогенераторах ( PWR ) или струйных /рециркуляционных насосах, сепараторах пара и осушителях ( BWR ). Кроме того, избегая кипения, SCWR не создает хаотичных пустот (пузырей) с меньшей плотностью и сдерживающим эффектом. В LWR это может повлиять на теплообмен и поток воды, а обратная связь может затруднить прогнозирование и управление мощностью реактора. Для прогнозирования распределения мощности необходимы нейтронные и теплогидравлические расчеты. Упрощение SCWR должно снизить затраты на строительство и повысить надежность и безопасность.

В SCWR типа LWR используются водяные стержни с теплоизоляцией , а в SCWR типа CANDU замедлитель воды находится в резервуаре Calandria. Активная зона реактора на быстрых нейтронах типа LWR SCWR использует плотную решетку топливных стержней в качестве LWR с высокой конверсией. SCWR со спектром быстрых нейтронов имеет преимущества более высокой удельной мощности, но требует топлива из смешанных оксидов плутония и урана, которое будет доступно в результате переработки.　

Контроль

будут В SCWR, скорее всего, стержни управления вставлены сверху, как это делается в PWR.

Материал

Температура внутри SCWR выше, чем в LWR . Хотя сверхкритические заводы, работающие на ископаемом топливе, имеют большой опыт работы с материалами, он не включает в себя сочетание высокой температуры окружающей среды и интенсивного нейтронного излучения . Для SCWR необходимы материалы активной зоны (особенно топливной оболочки ), чтобы противостоять воздействию окружающей среды. Исследования и разработки сосредоточены на:

Химия сверхкритической воды под воздействием радиации (предотвращение коррозионного растрескивания под напряжением и поддержание коррозионной стойкости под действием нейтронного излучения и высоких температур)
Размерная и микроструктурная стабильность (предотвращение охрупчивания , сохранение прочности и сопротивления ползучести даже под действием радиации и высоких температур)
Материалы, которые устойчивы к высоким температурам и не поглощают слишком много нейтронов, что влияет на экономию топлива.

В прямоточных циклах теплоносителя, таких как SCWR и сверхкритические электростанции, работающие на ископаемом топливе, весь теплоноситель реактора обрабатывается при низкой температуре после конденсации . Это преимущество в управлении водно-химическим режимом и коррозионным растрескиванием конструкционных материалов. В LWR это невозможно из-за рециркуляции горячего теплоносителя реактора. Исследования и разработки в области материалов и химии воды должны проводиться с учетом сквозных характеристик. ^[4]

Преимущества

Сверхкритическая вода обладает превосходными свойствами теплопередачи, что обеспечивает высокую плотность мощности, небольшую сердцевину и небольшую защитную конструкцию.
Использование сверхкритического цикла Ренкина с его обычно более высокими температурами повышает эффективность (около 45 % по сравнению с ~ 33 % у нынешних PWR/BWR).
Этот более высокий КПД приведет к лучшей экономии топлива и уменьшению загрузки топлива, уменьшая остаточное (гнилое) тепло .
SCWR обычно проектируется как прямой цикл, при котором пар или горячая сверхкритическая вода из активной зоны используется непосредственно в паровой турбине. Это делает конструкцию простой. Поскольку BWR проще, чем PWR, SCWR намного проще и компактнее, чем менее эффективный BWR, имеющий ту же электрическую мощность. Внутри сосуда высокого давления нет сепараторов пара, осушителей пара, внутренних рециркуляционных насосов или рециркуляционного потока. Конструкция представляет собой прямоточный, прямой цикл, самый простой тип цикла. Запасенная тепловая и радиологическая энергия в меньшей активной зоне и ее (первичном) контуре охлаждения также будет меньше, чем у BWR или PWR. ^[8]
Вода является жидкой при комнатной температуре, дешевой, нетоксичной и прозрачной, что упрощает осмотр и ремонт (по сравнению с реакторами с жидкометаллическим теплоносителем ).
SCWR Быстрый мог бы стать реактором-размножителем , таким как предлагаемый чистый и экологически безопасный усовершенствованный реактор , и мог бы сжигать долгоживущие изотопы актинидов .
SCWR на тяжелой воде мог бы производить топливо из тория (в 4 раза больше, чем урана). Подобно CANDU, он также может использовать необогащенный природный уран, если обеспечить достаточную умеренность.
Технологическое тепло может передаваться при более высоких температурах, чем это позволяют другие реакторы с водяным охлаждением.

Недостатки

Меньший запас воды (из-за компактного первичного контура) означает меньшую теплоемкость для защиты от переходных процессов и аварий (например, потеря потока питательной воды или авария с большой потерей теплоносителя ), что приводит к авариям и переходным температурам, которые слишком высоки для традиционной металлической оболочки. . ^[9]

Однако для обшивки из нержавеющей стали она не слишком высока. Анализ безопасности LWR типа SCWR показал, что критерии безопасности соблюдаются с запасом при авариях и аномальных переходных процессах, включая полную потерю потока и аварию с потерей теплоносителя. ^[10]^[4]^[9]^{: 97, 104} Двусторонний разрыв не происходит из-за прямоточного цикла подачи охлаждающей жидкости. Активная зона охлаждается наведенным потоком при аварии с потерей теплоносителя. Запас воды в верхнем куполе корпуса реактора выполняет функцию внутрикорпусного аккумулятора. Принцип безопасности SCWR заключается не в поддержании запаса теплоносителя, а в поддержании расхода теплоносителя активной зоны. ^[10]^[4] Его легче контролировать, чем уровень воды при авариях. произошла ошибка в сигнале уровня воды Во время аварии на острове Три-Майл , и операторы отключили САОЗ.

Более высокое давление в сочетании с более высокой температурой, а также более высокий рост температуры в активной зоне (по сравнению с реакторами PWR/BWR) приводят к увеличению механических и термических напряжений на материалах корпуса, которые трудно устранить.

Однако в конструкции типа LWR внутренняя стенка корпуса реактора охлаждается входным теплоносителем, как и PWR. Выходные патрубки охлаждающей жидкости оснащены термогильзами. Конструкция с трубкой под давлением, в которой активная зона разделена на более мелкие трубки для каждого топливного канала, потенциально имеет здесь меньше проблем, поскольку трубки меньшего диаметра могут быть намного тоньше, чем массивные одиночные сосуды под давлением, а трубку можно изолировать изнутри с помощью инертная керамическая изоляция, позволяющая работать при низкой температуре (каландриальная вода). ^[11]

Теплоноситель сильно снижает свою плотность в конце активной зоны, что приводит к необходимости размещения там дополнительного замедлителя.

Однако в конструкции SCWR типа LWR используются водяные стержни в топливных сборках, как в BWR. Плотность теплоносителя в водяных стержнях поддерживается высокой за счет тонкой теплоизоляции, не полностью изолированной. В большинстве конструкций SCWR типа CANDU используется внутренняя каландрия, в которой часть потока питательной воды направляется через верхние трубы через активную зону, что обеспечивает дополнительную модерацию (питательную воду) в этой области. Это имеет дополнительное преимущество, заключающееся в возможности охлаждения всей стенки резервуара питательной водой, но приводит к сложной и требовательной к материалам (высокая температура, большие перепады температур, высокая радиация) внутренней компоновке каландров и плен. Конструкция с напорной трубкой имеет характеристики, заключающиеся в том, что большая часть замедлителя находится в каландрии при низкой температуре и давлении, что снижает влияние плотности охлаждающей жидкости на замедление, а фактическая напорная трубка может охлаждаться за счет воды в каландре. ^[11]

Необходимы обширные разработки материалов и исследования химического состава сверхкритической воды под воздействием радиации.

Однако вся охлаждающая жидкость SCWR очищается после конденсации. Это преимущество в управлении водно-химическим режимом и коррозионным растрескиванием конструкционных материалов. Это невозможно в LWR, где циркулирует горячий теплоноситель.

Чтобы избежать нестабильности до того, как вода достигнет сверхкритического состояния, необходимы специальные процедуры запуска.

Однако нестабильность регулируется соотношением мощности и расхода охлаждающей жидкости в BWR. ^[12] Изменение плотности теплоносителя в SCWR меньше, чем в BWR.

Для быстрого SCWR требуется относительно сложная активная зона реактора, чтобы иметь отрицательный коэффициент пустотности .

Тем не менее, возможна установка ядра с одним потоком теплоносителя. ^[7]

Как и в случае со всеми альтернативами широко распространенным в настоящее время конструкциям (в основном, подкритическим водоохлаждаемым тепловым реакторам с водяным замедлителем), будет меньше поставщиков технологий и деталей, а также меньше опыта, по крайней мере на начальном этапе, чем проверенная десятилетиями технология или ее эволюционные усовершенствования, такие как генерация энергии . Реакторы III+ .

Однако LWR были разработаны в 1950-х годах на основе подкритических технологий, работающих на ископаемом топливе. Успех LWR основан на этом опыте. ^[4] Сверхкритические электростанции, работающие на ископаемом топливе, были разработаны после 1950-х годов. Для коммерческого применения предусмотрены такие компоненты, как клапаны, трубопроводы, турбины, насосы питательной воды и нагреватели для работы при давлении дросселя турбины до 30 МПа (4400 фунтов на квадратный дюйм) и температуре до 630 ° C (903 K; 1166 ° F). ^[13]^[4] SCWR — это естественная эволюция LWR. Конкурентоспособность LWR на рынке электроэнергии в США подвергается сомнению из-за сланцевого газа, судя по историческим сводкам (LCOE) Управления энергетической информации США (EIA) прогнозов приведенной стоимости электроэнергии (2010-2020 гг.) в стоимости электроэнергии по источникам. . LWR являются доминирующей конструкцией, на которую приходится наибольшая доля выработки атомной энергии, и в настоящее время являются предложением для нового строительства в мире. Инновационная динамика показывает, что инновации исходят не от компаний с наибольшей долей рынка. ^[14] Сравнение SCWR и LWR не актуально с точки зрения динамики инноваций . Если малый модульный реактор (ММР) будет конкурентоспособен, версия ММР SCWR увеличит его преимущество. ^[15]

Химическая прокладка может вести себя совершенно иначе, поскольку свойства раствора сверхкритической воды сильно отличаются от свойств жидкой воды. В настоящее время в большинстве водо-водяных реакторов используется борная кислота для контроля реактивности на ранних стадиях выгорания .

Однако химическая прокладка не может использоваться в SCWR, а также в BWR из-за положительного коэффициента пустот теплоносителя. В SCWR в качестве вторичного останова используется борированная вода, как и в BWR.

В зависимости от конструкции онлайн-дозаправка может быть невозможна. В то время как CANDU способны к дозаправке топлива в режиме онлайн, другие реакторы с водяным замедлителем этого не делают.

Однако коэффициент мощности LWR в США уже высок – более 90%. SCWR с корпусом высокого давления не требуют онлайн-дозаправки.

См. также

Реактор IV поколения
Реактор-размножитель
Реактор с водой с пониженным замедлителем - концепция, которая в чем-то похожа, а в чем-то пересекается с концепцией SCWR, и находится в стадии разработки отдельно от программы «Поколение IV».
Реактор третьего поколения
- Усовершенствованный реактор с кипящей водой ( ABWR )
- Экономичный реактор упрощенного типа с кипящей водой ( ESBWR ) (поколение III+)

Ссылки

^ «Реактор сверхкритического водяного охлаждения (СВР)» . www.gen-4.org . Проверено 7 апреля 2016 г.
^ Буонджорно, Якопо (июль 2004 г.), «Сверхкритический реактор с водяным охлаждением: текущие исследования и разработки в США», Международный конгресс 2004 г. по достижениям в области атомных электростанций , Американское ядерное общество - ANS, Ла-Грейндж-Парк (США), OSTI 21160713
^ Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи (2001), «Концепция легководоохлаждаемого реактора прямоточного цикла со сверхкритическим давлением», Nuclear Science and Technology , 38 (12): 1081–1089, Бибкод : 2001JNST...38.1081O , doi : 10.1080/ 18811248.2001.9715139 , S2CID 95258855
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи; Ишиватари, Юки; Ямаджи, Акифуми (2010). Сверхлегводные реакторы и сверхбыстрые реакторы . Спрингер. дои : 10.1007/978-1-4419-6035-1 . ISBN 978-1-4419-6034-4 .
^ https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf ^{[ пустой URL PDF ]}
^ «Европейская комиссия: CORDIS: Проекты и результаты: Краткое изложение итогового отчета - SCWR-FQT (Реактор со сверхкритической водой - Квалификационные испытания топлива)» . Cordis.europa.eu . Проверено 21 апреля 2018 г.
^ Jump up to: ^а ^б Ёсиаки Ока; Хидео Мори, ред. (2014). Легкие водоохлаждаемые реакторы сверхкритического давления . Спрингер. ISBN 978-4-431-55024-2 .
^ Циклаури, Георгий; Талберт, Роберт; Шмитт, Брюс; Филиппов Геннадий; Богоявленский, Роальд; Гришанин, Евгений (2005). «Сверхкритический паровой цикл для атомной электростанции» (PDF) . Ядерная инженерия и дизайн . 235 (15): 1651–1664. дои : 10.1016/j.nucengdes.2004.11.016 . ISSN 0029-5493 . Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2013 г. Проверено 25 сентября 2013 г.
^ Jump up to: ^а ^б Макдональд, Филип; Буонджорно, Якопо; Дэвис, Клифф; Витт, Роберт (2003 г.), Технико-экономическое обоснование сверхкритических легких водоохлаждаемых реакторов для производства электроэнергии - Отчет о ходе работ до сентября 2003 г. - 2-й годовой отчет и 8-й квартальный отчет (PDF) , Национальная лаборатория Айдахо
^ Jump up to: ^а ^б Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «Специальная лекция Super LWR и Super FR R&D», Совместный курс МЦТФ-МАГАТЭ по науке и технологии сверхкритических реакторов с водяным охлаждением (SCWR), Международный центр теоретической физики, Триест, Италия, 27 июня – 1 июля 2011 г.» (PDF) ) . indico.ictp.it Проверено 21 октября 2022 г.
^ Jump up to: ^а ^б Чоу, Чун К.; Хартабил, Хусам Ф. (2007), «Концептуальные конструкции топливных каналов для CANDU-SCWR» (PDF) , Nuclear Engineering and Technology , 40 (2), заархивировано из оригинала (PDF) 27 сентября 2013 г.
^ Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «SC19, Динамика и управление объектом» (PDF) . www.f.waseda.jp . Проверено 23 октября 2022 г.
^ Дж. Ф. Маршатер и М. Петрик (август 1960 г.). « Обзор состояния технологии сверхкритических водяных реакторов», ANL-6202» . www.osti.gov . дои : 10.2172/4153321 . Проверено 17 октября 2022 г.
^ Аттербек, Джеймс М. (1996). Освоение динамики инноваций (2-е изд.). Бостон: Издательство Гарвардской школы бизнеса. ISBN 9780875847405 .
^ ECC умный. «Совместная европейско-канадско-китайская разработка технологии малых модульных реакторов» . ecc-smart.eu . Проверено 22 октября 2022 г.

Внешние ссылки

Информационный бюллетень о сверхкритическом водоохлаждаемом реакторе (SCWR) Национальной лаборатории Айдахо
Презентация UW: Требования к конструкции топливных стержней SCWR. Архивировано 28 сентября 2013 г. на Wayback Machine (презентация PowerPoint).
Анализ стабильности ANL SCWR. Архивировано 28 сентября 2013 г. в Wayback Machine (презентация PowerPoint).
СОВРЕМЕННЫЙ РЕАКТОР INL, ТОПЛИВНЫЙ ЦИКЛ И ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ПРОДУКЦИЯ ДЛЯ УНИВЕРСИТЕТОВ (PDF).
Естественная циркуляция на атомных электростанциях с водяным охлаждением (IAEA-TECDOC-1474)

[1] «Реактор сверхкритического водяного охлаждения (СВР)» . www.gen-4.org . Проверено 7 апреля 2016 г.

[2] Буонджорно, Якопо (июль 2004 г.), «Сверхкритический реактор с водяным охлаждением: текущие исследования и разработки в США», Международный конгресс 2004 г. по достижениям в области атомных электростанций , Американское ядерное общество - ANS, Ла-Грейндж-Парк (США), OSTI 21160713

[OkaKoshizuka2001-3] Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи (2001), «Концепция легководоохлаждаемого реактора прямоточного цикла со сверхкритическим давлением», Nuclear Science and Technology , 38 (12): 1081–1089, Бибкод : 2001JNST...38.1081O , doi : 10.1080/ 18811248.2001.9715139 , S2CID 95258855

[:0-4] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж Ока, Ёсиаки; Кошизука, Сейичи; Ишиватари, Юки; Ямаджи, Акифуми (2010). Сверхлегводные реакторы и сверхбыстрые реакторы . Спрингер. дои : 10.1007/978-1-4419-6035-1 . ISBN 978-1-4419-6034-4 .

[5] ttps://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf ^{[ пустой URL PDF ]}

[6] «Европейская комиссия: CORDIS: Проекты и результаты: Краткое изложение итогового отчета - SCWR-FQT (Реактор со сверхкритической водой - Квалификационные испытания топлива)» . Cordis.europa.eu . Проверено 21 апреля 2018 г.

[:1-7] Jump up to: ^а ^б Ёсиаки Ока; Хидео Мори, ред. (2014). Легкие водоохлаждаемые реакторы сверхкритического давления . Спрингер. ISBN 978-4-431-55024-2 .

[TsiklauriTalbert2005-8] Циклаури, Георгий; Талберт, Роберт; Шмитт, Брюс; Филиппов Геннадий; Богоявленский, Роальд; Гришанин, Евгений (2005). «Сверхкритический паровой цикл для атомной электростанции» (PDF) . Ядерная инженерия и дизайн . 235 (15): 1651–1664. дои : 10.1016/j.nucengdes.2004.11.016 . ISSN 0029-5493 . Архивировано из оригинала (PDF) 28 сентября 2013 г. Проверено 25 сентября 2013 г.

[MacDonald-8Q-2003-9] Jump up to: ^а ^б Макдональд, Филип; Буонджорно, Якопо; Дэвис, Клифф; Витт, Роберт (2003 г.), Технико-экономическое обоснование сверхкритических легких водоохлаждаемых реакторов для производства электроэнергии - Отчет о ходе работ до сентября 2003 г. - 2-й годовой отчет и 8-й квартальный отчет (PDF) , Национальная лаборатория Айдахо

[:2-10] Jump up to: ^а ^б Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «Специальная лекция Super LWR и Super FR R&D», Совместный курс МЦТФ-МАГАТЭ по науке и технологии сверхкритических реакторов с водяным охлаждением (SCWR), Международный центр теоретической физики, Триест, Италия, 27 июня – 1 июля 2011 г.» (PDF) ) . indico.ictp.it Проверено 21 октября 2022 г.

[ChowKhartabil2007-11] Jump up to: ^а ^б Чоу, Чун К.; Хартабил, Хусам Ф. (2007), «Концептуальные конструкции топливных каналов для CANDU-SCWR» (PDF) , Nuclear Engineering and Technology , 40 (2), заархивировано из оригинала (PDF) 27 сентября 2013 г.

[12] Ока, Ёсиаки (27 июня 2011 г.). «SC19, Динамика и управление объектом» (PDF) . www.f.waseda.jp . Проверено 23 октября 2022 г.

[13] Дж. Ф. Маршатер и М. Петрик (август 1960 г.). « Обзор состояния технологии сверхкритических водяных реакторов», ANL-6202» . www.osti.gov . дои : 10.2172/4153321 . Проверено 17 октября 2022 г.

[14] Аттербек, Джеймс М. (1996). Освоение динамики инноваций (2-е изд.). Бостон: Издательство Гарвардской школы бизнеса. ISBN 9780875847405 .

[15] ECC умный. «Совместная европейско-канадско-китайская разработка технологии малых модульных реакторов» . ecc-smart.eu . Проверено 22 октября 2022 г.

[1]

[2]

[3]

[4]

[5]

[6]

[7]

[8]

[9]

[10]

[11]

[12]

[13]

[14]

[15]