Modulær heliumreaktor
Den aktuelle version af siden er endnu ikke blevet gennemgået af erfarne bidragydere og kan afvige væsentligt fra den
version , der blev gennemgået den 2. oktober 2017; checks kræver
2 redigeringer .
Gasturbine, modulær heliumreaktor (GT-MHR, GT-MHR) er et internationalt projekt for at skabe et atomkraftværk, der opfylder det 21. århundredes krav til sikkerhed, baseret på en højtemperatur gaskølet reaktor med heliumkølemiddel opererer i en direkte gasturbinecyklus. Engelsk navn "Gas Turbine - Modular Helium Reactor (GT-MHR)". Oprettelsen af to reaktorer af denne type, sammen med de hurtige neutronreaktorer BN-600 og BN-800, er inkluderet i det russisk-amerikanske program for bortskaffelse af våbenkvalitetsplutonium , hvilket ikke er nødvendigt til forsvarsformål. Projektet er finansieret på paritetsbasis af Rosatom (RF) og Department of Energy og NNSA (USA).
OKBM Afrikantov , RNTs KI , VNIINM , General Atomics (USA), Framatome (Frankrig), Fuji Electric (Japan)
deltager i projektet .
Mål for GT-MHR-projektet
- At skabe et anlæg, der opfylder kravene til det 21. århundredes teknologi med hensyn til sikkerhed, konkurrenceevne og minimering af miljøpåvirkning.
- Idriftsættelse af den første GT-MGR-enhed senest i 2023 med minimering af R&D ved at bruge den akkumulerede verdenserfaring inden for HTGR- teknologi .
- Brug af de første og flere efterfølgende enheder til at brænde overskydende plutonium af våbenkvalitet .
- Oprettelse af en base for den efterfølgende kommercielle anvendelse af denne teknologi til produktion af elektricitet og varme til husholdnings- og industribehov, herunder produktion af brint .
Designfunktioner
GT-MGR er en grafit-gasreaktor samlet i to moduler: en højtemperaturreaktorenhed og en energikonverteringsenhed (PCU). Den første indeholder kernen og reaktorkontrol- og beskyttelsessystemet (CPS), og den anden inkluderer: en gasturbine med en generator , en rekuperator , køleskabe. Energikonvertering er en lukket en- sløjfe Brayton-cyklus .
Brændselselementer er mikrosfærer af plutoniumoxid , uranoxid eller nitrid med en diameter på 0,2-0,5 mm i en flerlagsskal af pyrolytisk kulstof og siliciumcarbid . I overensstemmelse med designberegninger er et sådant mikrobrændstofelement i stand til effektivt at tilbageholde fissionsfragmenter både under normale driftsforhold (1250°C) og under nødforhold (1600°C).
Begge reaktoranlæggets moduler er placeret i lodrette jernbetonskakter under jordoverfladen.
Vigtigste tekniske egenskaber
Installationseffekt:
- termisk, MW
- elektrisk, MW
|
600 285
|
kølevæske |
helium
|
Kølevæskecirkulation 1 kreds |
tvunget
|
layout type |
integral
|
Effektområde |
15 - 100 %
|
|
Parametre for genereret elektricitet
- spænding ved generatorens klemmer, kV
- aktuelle frekvens, Hz
|
20 50
|
Parametre for kølevæske 1-kredsløbet
- tryk, MPa
- temperatur ved indløbet til reaktoren, С
- temperatur ved reaktorens udløb, С
|
7,24
490
850
|
Elforbrug til eget behov, MW |
7.5
|
Levetid, år |
60
|
Seismisk modstand af udstyr |
8 point (64 MSK)
|
Fordele
- Høj effektivitet;
- Forenkling af designet af atomkraftværker på grund af reaktorens modulære design;
- Brugen af brændstof i form af mikropartikler med en flerlags keramisk belægning gør det muligt effektivt at tilbageholde fissionsprodukter ved høje forbrændingshastigheder (op til 640 MW dag/kg) og temperaturer (op til 1600 °C);
- Brugen af en ringformet kerne med lav effekttæthed gør det muligt at udføre fjernelse af restvarme fra reaktoren ved hjælp af naturlige luftcirkulationsmetoder;
- Multipel redundans af kontrol- og beskyttelsessystemer;
- Brugen af helium som kølemiddel , et stof, der er kemisk inert og ikke påvirker neutronbalancen ;
- Projektet giver også mulighed for at bortskaffe plutonium af våbenkvalitet . En GT-MGR-enhed, der består af fire reaktorer, er i stand til at behandle 34 tons af dette stof under driften. I overensstemmelse med designdokumentationen kan sådant bestrålet brændstof bortskaffes uden yderligere behandling.
Ulemper
- Lav strøm. For at udskifte én VVER-1000- enhed kræves der fire GT-MGR-enheder. Denne ulempe skyldes på den ene side brugen af et gaskølemiddel , som har en lav varmekapacitet sammenlignet med vand eller natrium , og på den anden side af kernens lave energiintensitet som følge af mødet øgede reaktorsikkerhedskrav. Denne funktion sår tvivl om argumenterne om at forenkle designet af NPP'er med GT-MHR;
- Dannelsen af en stor mængde langlivet β-aktivt kulstof 14 C i grafitmoderatoren , som ikke har nogen acceptable metoder til bortskaffelse, og de reserver, der er akkumuleret under driften af RBMK-reaktorer , er allerede ret store. Når det frigives til miljøet, har 14 C tendens til at akkumulere i levende organismer;
- Mangel på en acceptabel ordning for oparbejdning og bortskaffelse af brugt brændsel. Forarbejdning af stoffer, der indeholder silicium , er meget vanskelig for kemisk teknologi. Når brændstof kommer ind i reaktoren, vil det således blive permanent fjernet fra det nukleare brændselskredsløb.
- I øjeblikket er der ingen dokumenteret industriel teknologi til produktion af brændselselementer fra plutonium , som er forbundet med dens ekstremt komplekse kemi. Etablering af en sådan produktion kræver kapitalinvesteringer, der kan sammenlignes med eller endda overstiger investeringer i uranbearbejdning i hele den nukleare industris historie. Derfor ser udsagnet om brugen af GT-MHR til bortskaffelse af våbenkvalitetsplutonium ret tvivlsomt ud. Samtidig skal det også tages i betragtning, at der kun er ophobet omkring 400 tons plutonium i verden, det vil sige, at det kan være nok til livscyklussen på kun 10 kraftenheder (4 reaktorer hver).
- Brugen af helium som kølemiddel , da i tilfælde af en ulykke forbundet med trykaflastning af reaktoren, vil hele kølevæsken uundgåeligt blive erstattet af tungere luft.
Milepæle
- 1995-1997 - koncept design.
- 2000-2002 - foreløbig design.
- 2003-2005 - teknisk projekt.
- 2005-2008 — idriftsættelse af brændstofproduktion til prototypemodulet.
- 2009-2010 — Idriftsættelse af GT-MGR prototypemodulet.
- 2007-2011 — idriftsættelse af brændstofproduktion til 4-moduls motorenheden AS GT-MGR.
- 2012-2015 — idriftsættelse af en 4-moduls strømenhed AS GT-MG
I øjeblikket er der mere detaljerede udviklinger af projektet.
Projektudsigter
Fra et professionelt synspunkt er projektet ret interessant, men på grund af de anførte mangler virker dets industrielle implementering tvivlsom og i øvrigt utopisk.
Se også
Noter
Links
- Projektside
- Ian Gore-Lacy, "Nuclear Electricity", Kapitel 4.3 New Generation Reactors (I Hore-Lacy, Nuclear Electricity ISBN 0-9593829-8-4 )
- Thomas B. Kinger, Nuclear Energy Encyclopedia: Videnskab, teknologi og anvendelser; 22.7.1 GT-MHR (side 247)
- Ran F., Adamantiades A., Kenton J., Brown C. Handbook of Nuclear Energy Technologies / Ed. V. A. Legasova. — M.: Energoatomizdat, 1989. — 752 s.
- Kostin V.I. UDVIKLING AF PROJEKTET AF ENHEDEN FOR ENERGIKONVENDELSE GT-MGR // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 . - S. 57-63 .
- Kostin VI, Kodochigov NG, Vasyaev AV, Golovko VF Power Conversion Unit med direkte gasturbinecyklus til elproduktion som en del af GT-MHR Reactor Plant Proc. af HTR-2004 // Konference om højtemperaturgaskølede reaktorer, Beijing, Kina, sep. 22-24, 2004.
- Boyko V.I. EVALUERING AF GRAFITRESOURCEN AF BRÆNDSTOFBLOKKENE AF REAKTOREN GT-MGR // Bulletin fra Tomsk Polytechnic University. - 2005. - T. 308 . - S. 81-84 .
- V.F. Zelensky, N.P. Odeychuk, V.K. Yakovlev, V.A. Gurin. NUVÆRENDE STATUS FOR ARBEJDER PÅ HØJTEMPERATUR GASKOLEDE REAKTORER (HTGR) I VERDEN OG UDSIGTNINGER FOR DERES ANVENDELSE I UKRAINE // Atomic Science and Technologys problemer. - 2009. - Udgave. 4-2 . - S. 247-255 .
- AI Kiryushin, NG Kodochigov, NG Kuzavkov et al. Projekt af GM-MHR højtemperatur heliumreaktoren med gasturbine // Nucl. Engn. Design.. - 1997. - T. 173 . — S. 119-129 .
- N.G. Kodochigov et al. Beregningsmæssige og eksperimentelle undersøgelser af de neutron-fysiske karakteristika af GT-MGR-kernen // Atomnaya Energiya . - 2007. - T. 102 , no. 1 . - S. 63-68 .
- L. Popov. Helium atomkraftværk lover ikke at eksplodere (membrana.ru, 29. august 2005).
- A. Ruchkin. Helium vil tjene atomkraftindustrien . (Neftegaz.RU, 15. oktober 2009).