Войти
Схема высокотемпературного реактора. Высокотемпературный реактор (VHTR), или высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR), является концепция реактора поколения IV, в котором используется графитовый -ядерный реактор с умеренным давлением с прямоточным урановым топливом цикл. VHTR - это тип высокотемпературного реактора (HTR), температура на выходе которого может теоретически составлять 1000 ° C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной «с галечным слоем ». Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического цикла серо-йод.
AVR в Германии. VHTR - это тип высокотемпературного реактора, который теоретически может достигать высоких выходных температур ( до 1000 ° С); однако на практике термин «VHTR» обычно понимается как реактор с газовым охлаждением и обычно используется взаимозаменяемо с «HTGR» (высокотемпературный реактор с газовым охлаждением).
Существует два основных типа HTGR: реакторы с шаровидным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор представляет собой призматическую блочную конфигурацию активной зоны, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг над другом, чтобы соответствовать друг другу. цилиндрический сосуд высокого давления. Конструкция реактора со слоем гальки (PBR) состоит из топлива в форме гальки, уложенных вместе в цилиндрическом сосуде высокого давления, подобном машине с жевательными шариками. В обоих реакторах топливо может быть уложено в область кольцевого зазора с графитовым центром шпилькой, в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.
Конструкция HTGR была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Ок-Ридж ) в 1947 году. Профессор Рудольф Шультен в Германии также сыграл важную роль в развитии в 1950-е годы., в то время как в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением (HTGR), а также системы (GCFR).
Реактор Peach Bottom в Соединенных Штатах был первым HTGR, производящим электричество, и делал это очень успешно, работая с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Генераторная станция Fort St. Vrain была одним из примеров этой конструкции, которая работала как HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя реактор столкнулся с некоторыми проблемами, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, это послужило доказательством концепции HTGR в США (хотя с тех пор там не было разработано никаких новых коммерческих HTGR).
HTGR также существовали в Великобритании (реактор Dragon ) и Германии (реактор AVR и THTR-300 ), и в настоящее время существуют в Японии (высокотемпературный инженерный испытательный реактор, использующий призматическое топливо мощностью 30 MWth ) и Китай (HTR-10, проект с галькой мощностью 10 МВт e). По состоянию на 2019 год в Китае строятся два полномасштабных ВТГР с галечным слоем, реакторы HTR-PM, каждый с производственной мощностью 100 МВт каждый.
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 частицы топлива с покрытием, такие как частицы топлива TRISO. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана, однако карбид урана или оксикарбид урана также возможны. 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. Топливная концепция QUADRISO, разработанная в Аргоннской национальной лаборатории, была использована для лучшего управления избыточной реактивностью.
Гелий был теплоносителем, используемым на сегодняшний день в большинстве HTGR, и пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий - это 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.
вариант с охлаждением расплавленной солью, LS-VHTR, аналогичный конструкции усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR), использует жидкую фторидную соль для охлаждение в гальке. Он имеет много общего со стандартной конструкцией VHTR, но использует расплав соли в качестве охлаждающей жидкости вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, камешки впрыскиваются в поток хладагента, который переносится 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 солей>1400 ° C), работа при низком давлении, высокая плотность мощности, лучшая эффективность электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающий в аналогичных условиях, системы пассивной безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии.
В призматических конструкциях управляющие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. VHTR будет управляться так же, как и современные конструкции PBMR, если он использует керн из галечного слоя, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель. Контроль также может быть достигнут путем добавления камешков, содержащих поглотители нейтронов.
Высокотемпературная, высоко- нейтронная доза, и, при использовании расплавленного солевого хладагента, коррозионная среда VHTR требует материалов, превышающих ограничения существующих ядерных реакторов. При исследовании реакторов поколения IV в целом (у которых существует множество конструкций, включая VHTR), Мурти и Чарит предполагают, что материалы, обладающие высокой стабильностью размеров, с или без напряжения, сохраняют свои предел прочности, пластичность, сопротивление ползучести и т.д. после старения, а также коррозионно-стойкие являются основными кандидатами для использования в VHTR. Некоторые предлагаемые материалы включают в себя сплавы на основе никеля , суперсплавы, карбид кремния, определенные марки графита, стали с высоким хромом и тугоплавкие сплавы. В национальных лабораториях США проводятся дальнейшие исследования относительно того, какие конкретные вопросы необходимо решить в VHTR поколения IV до начала строительства.
В конструкции использованы преимущества характеристик безопасности, присущих гелиевому охлаждению и графитовому замедлителю, при определенной оптимизации конструкции. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент является однофазным, инертным 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.
Портал ядерных технологий 