Войти
Схема сверхвысокотемпературного реактора. С газовым охлаждением реактор при высокой температуре (ВТГРЫ), представляет собой ядерный реактор IV поколения концепции, которая использует графитовый замедлитель с прямоточным циклом уранового топлива. HTGR - это тип высокотемпературного реактора (HTR), температура на выходе которого может составлять 1000 ° C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающий обычной активной зона реактора) или « галька-кровать » ядро. Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического цикла серо-йод.
AVR в Германии. HTGR - это тип высокотемпературного реактора, который теоретически может достигать высоких выходных температур (до 1000 ° C).
Существует два основных типа HTGR: реакторы с галечным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор представляет собой призматическую блочную конфигурацию активной зоны, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг на друга, чтобы поместиться в цилиндрический сосуд высокого давления. Конструкция реактора с галечным слоем (PBR) состоит из топлива в виде гальки, уложенных вместе в цилиндрическом сосуде высокого давления, как машина с жевательными шариками. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовой центральной шпилькой, в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.
Конструкция HTGR была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известной теперь как Национальная лаборатория Ок-Ридж ) в 1947 году. Профессор Рудольф Шультен из Германии также принимал участие в разработке в 1950-х годах. Питер Фортескью, когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также системы быстрого реактора с газовым охлаждением (GCFR).
Peach Bottom блок 1 реактор в Соединенных Штатах был первой HTGR для производства электроэнергии, и сделал это очень успешно, с работой с 1966 по 1974 году в качестве демонстратора технологии. Одним из примеров этой конструкции была генерирующая станция Форт-Сент-Врейн, которая работала как HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя реактор был окружен некоторыми проблемами, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, она послужила доказательством концепции HTGR в Соединенные Штаты (хотя с тех пор там не разрабатывались новые коммерческие HTGR).
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 с использованием призматического топлива мощностью 30 МВт- т ) и Китае. ( ВТР-10, галечный проект мощностью 10 МВт эл.). Два полномасштабных реактора HTGR с галечным слоем, реакторы HTR-PM, каждый с мощностью производства электроэнергии 100 МВт, строятся в Китае по состоянию на 2019 год.
Замедлителем нейтронов является графит, хотя конфигурация активной зоны реактора в виде графитовых призматических блоков или графитовых гальок зависит от конструкции HTGR.
Топливо, используемое в HTGR, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как частицы топлива TRISO. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана, однако также возможны карбид урана или оксикарбид урана. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для уменьшения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице. Частицы TRISO либо диспергируются в гальке для конструкции галечного слоя, либо формуются в брикеты / стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO, разработанная в Аргоннской национальной лаборатории, была использована для лучшего управления избыточной реактивностью.
На сегодняшний день в большинстве ВТГР в качестве теплоносителя используется гелий, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий - инертный газ, поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с какими-либо материалами. Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным, в отличие от большинства других возможных теплоносителей.
Солевой расплав охлаждает вариант, LS-VHTR, аналогично конструкции усовершенствованный реактор высокотемпературного (AHTR), используется жидким фторид соли для охлаждения в каменистом ядре. Он имеет много общих черт со стандартной конструкцией VHTR, но в качестве хладагента используется расплав солей вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, в поток хладагента впрыскиваются камешки, которые переносятся на дно слоя из гальки, и удаляются из верхней части слоя для рециркуляции. LS-VHTR имеет много привлекательных характеристик, в том числе: способность работать при высоких температурах (точка кипения большинства рассматриваемых расплавленных солейgt; 1400 ° C), работа при низком давлении, высокая плотность мощности, лучшая эффективность электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающий в аналогичных условиях, пассивные системы безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии.
В призматических конструкциях регулирующие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. VHTR будет управляться так же, как и текущие конструкции PBMR, если в нем используется сердцевина из гальки, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель. Контроля также можно добиться, добавляя гальку, содержащую поглотители нейтронов.
Высокотемпературная, высокая доза нейтронов и, если используется теплоноситель на расплаве солей, коррозионная среда VHTR требуют материалов, которые превышают ограничения современных ядерных реакторов. При исследовании реакторов поколения IV в целом (у которых существует множество конструкций, включая VHTR), Мурти и Чарит предполагают, что материалы, которые обладают высокой стабильностью размеров, как с напряжением, так и без него, сохраняют свою прочность на разрыв, пластичность, сопротивление ползучести, и т. д. после старения и коррозионно-стойкие являются основными кандидатами для использования в VHTR. Некоторые предлагаемые материалы включают суперсплавы на основе никеля, карбид кремния, определенные марки графита, высокохромистые стали и тугоплавкие сплавы. В национальных лабораториях США проводятся дальнейшие исследования относительно того, какие конкретные проблемы необходимо решить в VHTR поколения IV до начала строительства.
В конструкции использованы преимущества характеристик безопасности, присущих гелиевому охлаждению активной зоны с графитовым замедлителем, при определенных конструктивных оптимизациях. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент однофазный, инертный и не имеет эффектов реактивности. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо покрыто оксикарбидом урана, которое обеспечивает высокое выгорание (приближающееся к 200 ГВт сут / т) и удерживает продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны VHTR (1000 ° C) позволяет производить технологическое тепло без выбросов. Реактор рассчитан на 60 лет эксплуатации.
