Højtemperatur atomreaktor

Den aktuelle version af siden er endnu ikke blevet gennemgået af erfarne bidragydere og kan afvige væsentligt fra den version , der blev gennemgået den 14. august 2021; checks kræver 5 redigeringer .

High Temperature Nuclear Reactor (HTR, HTR, HTGR) er en generation IV grafitmodereret engangs-atomreaktor . HRT er en type højtemperaturreaktor (HTR), der teoretisk kan have en udgangstemperatur på 1000 °C. Reaktorkernen kan enten være en "prismatisk blok" (ligner en konventionel reaktorkerne) eller en stenbelagt kerne . De høje temperaturer tillader produktion af brint via den termokemiske svovl-jod-cyklus .

Oversigt

VGR er en type højtemperaturreaktor, hvor udløbstemperaturer på op til 1000 °C teoretisk kan nås.

Der er to hovedtyper af RGR'er: Pebble Bed Reactors (PBR) og Prism Block Reactors (PMR). Den prismatiske blokreaktor har en kerne i en prismatisk blokkonfiguration, hvor sekskantede grafitblokke er stablet oven på hinanden i en cylindrisk trykbeholder . Pebble Bed Reactor (PBR ) -designet består af småstensformet brændstof stablet sammen i en cylindrisk trykbeholder. I begge reaktorer kan brændslet stuves i et ringformet rum med en grafit-centerkapstan afhængigt af designet og ønsket reaktoreffekt.

Historie

PGR-designet blev først foreslået af Clinton Laboratory (nu kendt som Oak Ridge National Laboratory [1] ) i 1947 [2] . Professor Rudolf Schulten fra Tyskland spillede også en rolle i udviklingen af ​​atomkraft i 1950'erne. Peter Fortescue , da han var hos General Atomic, var teamlederen ansvarlig for den indledende udvikling af den højtemperaturgaskølede reaktor samt hurtiggasreaktoren [3] .

Peach Bottom Reactor i USA var den første AGR til at producere elektricitet og kørte med stor succes fra 1966 til 1974 som en teknologisk demonstrator. Et eksempel på dette design var Fort St. Vrain Generating Station, der fungerede som en VGR fra 1979 til 1989. Selvom reaktoren oplevede nogle problemer, der førte til dens nedlukning på grund af økonomiske faktorer, fungerede den som et proof-of-concept FGR i USA (selvom der ikke er udviklet nogen ny kommerciel FGR der siden) [4] . 

HRT er også blevet udviklet i Storbritannien ( Dragon Reactor ) og Tyskland ( AVR Reactor og THTR-300 ) og eksisterer i øjeblikket i Japan ( High Temperature Engineering Test Reactor using 30 MW Prismatic Fuel) og Kina ( HTR-10 , Reactor Project with Pebble ) lag med en elektrisk effekt på 10 MW). Fra 2019 er to fuldskala HTR-PM FGR-reaktorer med småsten , hver med en elektrisk effekt på 100 MW, under konstruktion i Kina fra 2019.

Design af en atomreaktor

Neutron moderator

Neutronmoderatoren er grafit, selvom konfigurationen af ​​reaktorkernen i form af grafitprismatiske blokke eller grafitsten afhænger af udformningen af ​​VGR.

Atombrændsel

Brændstoffet brugt i SGR er coatede brændstofpartikler såsom TRISO brændstofpartikler. Coatede brændstofpartikler har brændstofkerner, der normalt er lavet af urandioxid , men urancarbid eller uranoxycarbid er også muligt. Uranoxycarbid kombinerer uraniumcarbid med urandioxid for at reducere oxygenstøkiometri. Mindre ilt kan reducere det indre tryk i TRISO-partiklerne forårsaget af dannelsen af ​​kulilte på grund af oxidationen af ​​det porøse kullag i partiklen [5] . TRISO-partiklerne spredes enten i småstenene, som danner et småstenslag, eller formes til briketter/stænger, som derefter indsættes i sekskantede grafitblokke. Brændstofkonceptet QUADRISO [6] udviklet på Argonne National Laboratory er blevet brugt til bedre at håndtere overskydende reaktivitet.

Kølevæske

Helium

Helium har hidtil været brugt som kølemiddel i de fleste VGR'er, og spidstemperaturen og effekt afhænger af reaktorens design. Helium er en inert gas , så den reagerer normalt ikke kemisk med nogen materialer [7] . Desuden gør virkningen af ​​neutronstråling på helium det ikke radioaktivt [8] , i modsætning til de fleste andre mulige kølemidler.

Smeltet salt

Den smeltede saltkølede version af LS-VHTR ligner den Advanced High Temperature Reactor (AHTR) design, som bruger flydende fluoridsalt til afkøling i småstenene [1] . Det har mange funktioner til fælles med standard VGR-designet, men smeltede salte bruges som kølemiddel i stedet for helium. Småstensbrændstoffet flyder i saltet, og pillerne sprøjtes således ind i kølevæskestrømmen, som føres til bunden af ​​stenlaget og fjernes fra toppen af ​​lejet til recirkulation. LS-VHTR har mange attraktive egenskaber, herunder: evne til at arbejde ved høje temperaturer (kogepunktet for de fleste smeltede salte under overvejelse er over 1400 °C), lavtryksdrift, høj effekttæthed, bedre elektrisk konverteringseffektivitet end heliumkølet VGR drift under lignende forhold, passive sikkerhedssystemer og bedre indeslutning af fissionsprodukter i tilfælde af en ulykke .

Kontrol

I prismatiske designs er kontrolstænger indsat i huller skåret ind i grafitblokkene, der udgør kernen. Pebble-type reaktorer styres på samme måde som nuværende pebble-bed modulære reaktordesign, hvis den bruger en pebble kerne, vil kontrolstængerne blive indsat i den omgivende grafitreflektor . Kontrol kan også opnås ved at tilføje småsten indeholdende neutronabsorbere .

Problemer med materialer

Høj temperatur, høj neutrondosis og, hvis der anvendes et smeltet saltkølemiddel, et ætsende miljø [1] kræver materialer, der overstiger begrænsningerne for moderne atomreaktorer. I en undersøgelse af Generation IV -reaktorer (som har mange muligheder, herunder høje temperaturer), mener Murthy og Charit, at de vigtigste kandidater til brug i HTR er materialer, der har høj dimensionsstabilitet, både under mekanisk belastning og uden det, bevarer deres styrke ved brud , duktilitet , ældning, krybemodstand og korrosionsbestandighed. Nogle foreslåede materialer omfatter nikkel-baserede superlegeringer , siliciumcarbid , visse kvaliteter af grafit, højchromstål og ildfaste legeringer [9] . Der udføres forskning på US National Laboratories om, hvilke specifikke problemer der skal behandles i Generation IV VTR'er før konstruktion.

Sikkerhedsfunktioner og andre fordele

Heliumkølede grafitmodererede reaktorer med en vis designoptimering har en række sikkerhedsmæssige fordele. Grafit har en stor termisk inerti, og heliumkølemidlet er enfaset, inert og påvirker ikke reaktiviteten. Kernen er sammensat af grafit, har en høj varmekapacitet og strukturel stabilitet selv ved høje temperaturer. Brændstoffet er belagt med uranoxycarbid, som giver høj effektivitet (ca. 200 GW dag/t) og fastholder fissionsprodukter. Den høje gennemsnitstemperatur ved udgangen af ​​VGR-kernen (1000 °C) gør det muligt at producere procesvarme uden emissioner. Reaktoren er designet til 60 års drift [10] .

  • CAREM
  • Tidsafhængig neutronik og temperaturer
  • Højtemperatur teknisk testreaktor
  • Liste over atomreaktorer
  • Næste generations atomkraftværk
  • atomreaktorfysik
  • UHTREX

Noter

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (februar 2007). "Handelsundersøgelser for den væske-saltkølede meget højtemperaturreaktor: Regnskabsåret 2006-fremskridtsrapport" (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Oak Ridge National Laboratory. Arkiveret fra originalen (PDF) 2011-07-16 . Hentet 20. november 2009 . Forældet parameter brugt |deadlink=( hjælp )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15. september 1947). "Sammendragsrapport om design og udvikling af højtemperatur gaskølet kraftbunke" . Clinton Laboratories (nu Oak Ridge National Laboratory ). DOI : 10.2172/4359623 . Arkiveret fra originalen 2021-02-06 . Hentet 2021-06-07 . Forældet parameter brugt |deadlink=( hjælp )
  3. ↑ Peter Fortescue dør klokken 102 | Generelle atomer . Hentet 7. juni 2021. Arkiveret fra originalen 20. januar 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Arkiveret 6. april 2012 på Wayback Machine
  5. ↑ Olander, D. (2009). "Kernebrændstoffer - Nutid og fremtid" . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Arkiveret fra originalen 2018-10-28 . Hentet 2021-06-07 . Forældet parameter brugt |deadlink=( hjælp )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). "Et nyt koncept af QUADRISO-partikler. Del II: Udnyttelse til overskydende reaktivitetskontrol” . Nuklear teknik og design . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Arkiveret fra originalen 2021-02-04 . Hentet 2021-06-07 . Forældet parameter brugt |deadlink=( hjælp )
  7. ↑ Teknologiudvikling for højtemperaturgaskølereaktorer 61. IAEA (15. november 1996). Hentet 8. maj 2009. Arkiveret fra originalen 9. marts 2012.
  8. ↑ Termisk ydeevne og flow-ustabilitet i et flerkanals, heliumkølet, porøst metalafledningsmodul . inist. Hentet 8. maj 2009. Arkiveret fra originalen 30. januar 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). "Strukturmaterialer til Gen-IV atomreaktorer: Udfordringer og muligheder". Journal of Nuclear Materials . 383 (1-2): 189-195. Bibcode : 2008JNuM..383..189M . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2008.08.044 .
  10. ↑ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Arkiveret fra august 9, 2017 på Wayback Machine Side 489, Tabel 2. Citat: Designet driftslevetid (år) 60

 

Links

  Gå til Wikidata-elementet  Ordbøger og encyklopædier
I bibliografiske kataloger