Vysokoteplotní jaderný reaktor

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 14. srpna 2021; kontroly vyžadují 5 úprav .

Vysokoteplotní jaderný reaktor (HTR, HTR, HTGR) je grafitem moderovaný průtočný jaderný reaktor generace IV . HRT je typ vysokoteplotního reaktoru (HTR), který může mít teoreticky výstupní teplotu 1000 °C. Jádro reaktoru může být buď "prizmatický blok" (připomínající konvenční jádro reaktoru) nebo jádro s oblázkovým ložem . Vysoké teploty umožňují produkci vodíku prostřednictvím termochemického cyklu síry a jódu .

Přehled

VGR je typ vysokoteplotního reaktoru, ve kterém lze teoreticky dosáhnout výstupních teplot až 1000 °C.

Existují dva hlavní typy RGR: Reaktory s oblázkovým ložem (PBR) a Prism Block Reactors (PMR). Prizmatický blokový reaktor má jádro v prizmatickém bloku, ve kterém jsou šestihranné grafitové bloky naskládány na sebe ve válcové tlakové nádobě . Konstrukce reaktoru Pebble Bed Reactor (PBR) se skládá z paliva ve tvaru oblázků naskládaných dohromady ve válcové tlakové nádobě. V obou reaktorech může být palivo uloženo v prstencovém prostoru s grafitovým centrálním navijákem v závislosti na konstrukci a požadovaném výkonu reaktoru.

Historie

Design PGR poprvé navrhla Clintonova laboratoř (nyní známá jako Národní laboratoř Oak Ridge [1] ) v roce 1947 [2] . Na rozvoji jaderné energetiky v 50. letech se podílel i profesor Rudolf Schulten z Německa . Peter Fortescue , když byl ve společnosti General Atomic, byl vedoucím týmu zodpovědným za počáteční vývoj vysokoteplotního plynem chlazeného reaktoru a také rychlého plynového reaktoru [3] .

Reaktor Peach Bottom Reactor ve Spojených státech byl prvním AGR, který vyráběl elektřinu a fungoval velmi úspěšně v letech 1966 až 1974 jako technologický demonstrátor. Jedním z příkladů tohoto návrhu byla elektrárna Fort St. Vrain, která fungovala jako VGR v letech 1979 až 1989. Reaktor sice zaznamenal určité problémy, které vedly k jeho vyřazení z provozu kvůli ekonomickým faktorům, ale ve Spojených státech sloužil jako proof-of-concept FGR (ačkoli tam od té doby nebyl vyvinut žádný nový komerční FGR) [4] . 

HRT byl také vyvinut ve Velké Británii ( Dragon Reactor ) a Německu ( AVR Reactor a THTR-300 ) a v současnosti existuje v Japonsku ( High Temperature Engineering Test Reactor využívající 30 MW hranolové palivo) a Číně ( HTR-10 , Reactor Project with pebble vrstva s elektrickým výkonem 10 MW). Od roku 2019 jsou v Číně od roku 2019 ve výstavbě dva plnohodnotné HTR-PM reaktory FGR s oblázkovým ložem , každý s elektrickým výkonem 100 MW.

Konstrukce jaderného reaktoru

Neutronový moderátor

Moderátorem neutronů je grafit, i když konfigurace aktivní zóny reaktoru ve formě grafitových prizmatických bloků nebo grafitových oblázků závisí na konstrukci VGR.

Jaderné palivo

Palivo používané v SGR jsou obalované částice paliva, jako jsou částice paliva TRISO . Potažené palivové částice mají palivová jádra obvykle vyrobená z oxidu uraničitého , je však také možný karbid uranu nebo oxykarbid uranu. Oxykarbid uranu kombinuje karbid uranu s oxidem uraničitým za účelem snížení stechiometrie kyslíku. Méně kyslíku může snížit vnitřní tlak v částicích TRISO způsobený tvorbou oxidu uhelnatého v důsledku oxidace porézní uhlíkové vrstvy v částici [5] . Částice TRISO jsou buď rozptýleny v oblázcích, které tvoří oblázkovou vrstvu, nebo jsou formovány do briket/tyček, které jsou následně vloženy do šestihranných grafitových bloků. Koncepce paliva QUADRISO [6] vyvinutá v Argonne National Laboratory byla použita pro lepší řízení nadměrné reaktivity.

Chladicí kapalina

Helium

Helium bylo doposud používáno jako chladivo ve většině VGR a špičková teplota a výkon závisí na konstrukci reaktoru. Helium je inertní plyn , takže obvykle chemicky nereaguje s žádnými materiály [7] . Navíc vlivem neutronového záření na helium není radioaktivní [8] , na rozdíl od většiny ostatních možných chladiv.

Roztavená sůl

Verze LS-VHTR chlazená roztavenou solí je podobná konstrukci pokročilého vysokoteplotního reaktoru (AHTR), který využívá kapalnou fluoridovou sůl pro chlazení v oblázcích [1] . Má mnoho společných vlastností se standardním provedením VGR, ale jako chladivo se místo helia používají roztavené soli. Oblázkové palivo plave v soli, a tak jsou pelety vstřikovány do proudu chladiva, který je unášen ke dnu oblázkového lože a odstraněn z horní části lože pro recirkulaci. LS-VHTR má mnoho atraktivních vlastností, včetně: schopnosti pracovat při vysokých teplotách (bod varu většiny uvažovaných roztavených solí je vyšší než 1400 °C), nízkotlaký provoz, vysoká hustota výkonu, lepší účinnost elektrické přeměny než heliem chlazený VGR fungující za podobných podmínek, pasivní bezpečnostní systémy a lepší zadržení štěpných produktů v případě nehody .

Ovládání

V prizmatických provedeních jsou regulační tyče vloženy do otvorů vyříznutých do grafitových bloků, které tvoří jádro. Oblázkové reaktory jsou řízeny stejným způsobem jako současné konstrukce modulárních reaktorů s oblázkovým ložem, pokud využívá oblázkové jádro, budou regulační tyče vloženy do okolního grafitového reflektoru . Kontroly lze také dosáhnout přidáním oblázků obsahujících absorbéry neutronů .

Problémy s materiály

Vysoká teplota, vysoká dávka neutronů a v případě použití chladiva roztavené soli i korozivní prostředí [1] vyžadují materiály, které překračují omezení moderních jaderných reaktorů. Ve studii reaktorů IV . generace (které mají mnoho možností, včetně vysokoteplotních) se Murthy a Charit domnívají, že hlavními kandidáty pro použití v HTR jsou materiály, které mají vysokou rozměrovou stabilitu jak při mechanickém namáhání , tak i bez něj, zachovávají si pevnost . při přetržení , tažnost , odolnost proti stárnutí a tečení a odolnost proti korozi. Některé navrhované materiály zahrnují superslitiny na bázi niklu , karbid křemíku , určité druhy grafitu, oceli s vysokým obsahem chrómu a žáruvzdorné slitiny [9] . V amerických národních laboratořích probíhá výzkum, jaké konkrétní problémy je třeba řešit u VTR generace IV před výstavbou.

Bezpečnostní funkce a další výhody

Heliem chlazené reaktory moderované grafitem s určitou optimalizací návrhu mají řadu bezpečnostních výhod. Grafit má velkou tepelnou setrvačnost a heliové chladivo je jednofázové, inertní a neovlivňuje reaktivitu. Jádro je složeno z grafitu, má vysokou tepelnou kapacitu a strukturální stabilitu i při vysokých teplotách. Palivo je potaženo oxykarbidem uranu, který poskytuje vysokou účinnost (asi 200 GW den/t) a zadržuje produkty štěpení. Vysoká průměrná teplota na výstupu z jádra VGR (1000 °C) umožňuje vyrábět procesní teplo bez emisí. Reaktor je navržen na 60 let provozu [10] .

  • CAREM
  • Časově závislá neutronika a teploty
  • Vysokoteplotní inženýrský zkušební reaktor
  • Seznam jaderných reaktorů
  • Jaderná elektrárna nové generace
  • fyzika jaderného reaktoru
  • UHTREX

Poznámky

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (únor 2007). „Obchodní studie pro reaktor s velmi vysokou teplotou chlazený kapalinou a solí: Zpráva o pokroku za fiskální rok 2006“ (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Národní laboratoř Oak Ridge. Archivováno z originálu (PDF) dne 2011-07-16 . Získáno 20. listopadu 2009 . Použitý zastaralý parametr |deadlink=( nápověda )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15. září 1947). „Souhrnná zpráva o návrhu a vývoji vysokoteplotního plynem chlazeného energetického zásobníku“ . Clinton Laboratories (nyní Oak Ridge National Laboratory ). DOI : 10.2172/4359623 . Archivováno z originálu dne 2021-02-06 . Staženo 2021-06-07 . Použitý zastaralý parametr |deadlink=( nápověda )
  3. ↑ Peter Fortescue umírá ve věku 102 let | General Atomics . Získáno 7. června 2021. Archivováno z originálu dne 20. ledna 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Archivováno 6. dubna 2012 na Wayback Machine
  5. ↑ Olander, D. (2009). „Jaderná paliva – současnost a budoucnost“ . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Archivováno z originálu dne 28. 10. 2018 . Staženo 2021-06-07 . Použitý zastaralý parametr |deadlink=( nápověda )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). „Nový koncept částic QUADRISO. Část II: Využití pro kontrolu nadměrné reaktivity“ . Jaderné inženýrství a projektování . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Archivováno z originálu dne 2021-02-04 . Staženo 2021-06-07 . Použitý zastaralý parametr |deadlink=( nápověda )
  7. ↑ Vývoj technologie vysokoteplotního plynového chlazení 61. MAAE (15. listopadu 1996). Získáno 8. května 2009. Archivováno z originálu 9. března 2012.
  8. ↑ Tepelný výkon a nestabilita proudění ve vícekanálovém, héliem chlazeném, porézním kovovém divertorovém modulu . inist. Získáno 8. května 2009. Archivováno z originálu 30. ledna 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). „Konstrukční materiály pro jaderné reaktory Gen-IV: Výzvy a příležitosti“. 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 Archivováno ze srpna 9, 2017 na Wayback Machine Strana 489, Tabulka 2. Citace: Navrhovaná životnost (rok) 60

 

Odkazy

  Přejděte na položku Wikidata  Slovníky a encyklopedie
V bibliografických katalozích