Högtemperatur kärnreaktor

Den aktuella versionen av sidan har ännu inte granskats av erfarna bidragsgivare och kan skilja sig väsentligt från versionen som granskades den 14 augusti 2021; kontroller kräver 5 redigeringar .

Högtemperaturkärnreaktorn (HTR, HTR, HTGR) är en generation IV - grafitmodererad engångskärnreaktor . HRT är en typ av högtemperaturreaktor (HTR) som teoretiskt kan ha en utloppstemperatur på 1000 °C. Reaktorhärden kan vara antingen ett "prismatiskt block" (liknande en konventionell reaktorhärd) eller en stenbäddskärna . De höga temperaturerna möjliggör produktion av väte via den termokemiska svavel-jod-cykeln .

Översikt

VGR är en typ av högtemperaturreaktor där utloppstemperaturer på upp till 1000 °C teoretiskt sett kan nås.

Det finns två huvudtyper av RGR:er: Pebble Bed Reactors (PBR) och Prism Block Reactors (PMR). Den prismatiska blockreaktorn har en kärna i prismatisk blockkonfiguration där hexagonala grafitblock staplas ovanpå varandra i ett cylindriskt tryckkärl . Pebble Bed Reactor (PBR) designen består av stenformat bränsle staplat ihop i ett cylindriskt tryckkärl. I båda reaktorerna kan bränslet förvaras i ett ringformigt utrymme med en grafit mittkapstan beroende på design och önskad reaktoreffekt.

Historik

PGR-designen föreslogs först av Clinton Laboratory (nu känt som Oak Ridge National Laboratory [1] ) 1947 [2] . Professor Rudolf Schulten från Tyskland spelade också en roll i utvecklingen av kärnkraften på 1950-talet. Peter Fortescue , när han var med General Atomic, var teamledaren ansvarig för den initiala utvecklingen av den gaskylda högtemperaturreaktorn såväl som den snabba gasreaktorn [3] .

Peach Bottom Reactor i USA var den första AGR som producerade elektricitet och körde mycket framgångsrikt från 1966 till 1974 som teknikdemonstrator. Ett exempel på denna design var Fort St. Vrain Generating Station, som fungerade som en VGR från 1979 till 1989. Även om reaktorn upplevde vissa problem som ledde till att den avvecklades på grund av ekonomiska faktorer, fungerade den som ett proof-of-concept FGR i USA (även om ingen ny kommersiell FGR har utvecklats där sedan dess) [4] . 

HRT har också utvecklats i Storbritannien ( Dragon Reactor ) och Tyskland ( AVR Reactor och THTR-300 ) och finns för närvarande i Japan ( High Temperature Engineering Test Reactor using 30 MW Prismatic Fuel ) och Kina ( HTR-10 , Reactor Project with Pebble ) lager med en elektrisk effekt på 10 MW). Från och med 2019 är två fullskaliga HTR-PM -stenbädds-FGR-reaktorer , var och en med en elektrisk effekt på 100 MW, under uppbyggnad i Kina från och med 2019.

Design av en kärnreaktor

Neutronmoderator

Neutronmoderatorn är grafit, även om konfigurationen av reaktorkärnan i form av grafitprismatiska block eller grafitstenar beror på utformningen av VGR.

Kärnbränsle

Bränslet som används i SGR är belagda bränslepartiklar såsom TRISO- bränslepartiklar. Belagda bränslepartiklar har bränslekärnor vanligtvis gjorda av urandioxid , men urankarbid eller uranoxikarbid är också möjliga. Uranoxikarbid kombinerar urankarbid med urandioxid för att minska syrestökiometrin. Mindre syre kan minska det inre trycket i TRISO-partiklarna orsakat av bildning av kolmonoxid på grund av oxidationen av det porösa kolskiktet i partikeln [5] . TRISO-partiklarna är antingen dispergerade i småstenen som bildar ett stenlager eller formas till briketter/stavar som sedan sätts in i hexagonala grafitblock. Bränslekonceptet QUADRISO [6] utvecklat vid Argonne National Laboratory har använts för att bättre hantera överskottsreaktivitet.

Kylvätska

Helium

Helium har hittills använts som kylvätska i de flesta VGR och topptemperaturen och effekten beror på reaktorns utformning. Helium är en inert gas , så det reagerar vanligtvis inte kemiskt med något material [7] . Dessutom gör effekten av neutronstrålning på helium det inte radioaktivt [8] , till skillnad från de flesta andra möjliga kylmedel.

Smält salt

Den smälta saltkylda versionen av LS-VHTR liknar AHTR-konstruktionen (Advanced High Temperature Reactor), som använder flytande fluoridsalt för kylning i stenarna [1] . Den har många gemensamma egenskaper med standard VGR-design, men smälta salter används som kylmedel istället för helium. Småstensbränslet flyter i saltet och sålunda sprutas pelletsen in i kylvätskeströmmen som förs till botten av klapperstensbädden och avlägsnas från toppen av bädden för återcirkulation. LS-VHTR har många attraktiva egenskaper, inklusive: förmåga att arbeta vid höga temperaturer (kokpunkten för de flesta smälta salter som övervägs är över 1400 °C), lågtrycksdrift, hög effekttäthet, bättre elektrisk omvandlingseffektivitet än heliumkyld VGR drift under liknande förhållanden, passiva säkerhetssystem och bättre inneslutning av fissionsprodukter vid en olycka .

Kontroll

I prismatiska konstruktioner sätts styrstavar in i hål som skärs in i grafitblocken som utgör kärnan. Reaktorer av stentyp styrs på samma sätt som nuvarande modulära reaktorkonstruktioner med stenbädd, om den använder en stenkärna, kommer styrstavarna att sättas in i den omgivande grafitreflektorn . Kontroll kan också uppnås genom att lägga till småsten som innehåller neutronabsorbenter .

Problem med material

Hög temperatur, hög neutrondos och, om en smält saltkylvätska används, en korrosiv miljö [1] kräver material som överskrider begränsningarna för moderna kärnreaktorer. I en studie av Generation IV-reaktorer (som har många alternativ, inklusive högtemperaturer), anser Murthy och Charit att de främsta kandidaterna för användning i HTR är material som har hög dimensionsstabilitet, både under mekanisk påfrestning och utan den, behåller styrkan vid brott , duktilitet , åldrande krypbeständighet och korrosionsbeständighet. Några föreslagna material inkluderar nickelbaserade superlegeringar , kiselkarbid , vissa grader av grafit, högkromstål och eldfasta legeringar [9] . Forskning bedrivs vid US National Laboratories om vilka specifika frågor som måste åtgärdas i Generation IV VTRs innan konstruktion.

Säkerhetsfunktioner och andra fördelar

Heliumkylda grafitmodererade reaktorer, med viss designoptimering, har ett antal säkerhetsrelaterade fördelar. Grafit har en stor termisk tröghet, och heliumköldmediet är enfas, inert och påverkar inte reaktiviteten. Kärnan är sammansatt av grafit, har hög värmekapacitet och strukturell stabilitet även vid höga temperaturer. Bränslet är belagt med uranoxikarbid, vilket ger hög verkningsgrad (ca 200 GW dygn/t) och håller kvar fissionsprodukter. Den höga medeltemperaturen vid utloppet av VGR-kärnan (1000 °C) gör det möjligt att producera processvärme utan utsläpp. Reaktorn är konstruerad för 60 års drift [10] .

  • CAREM
  • Tidsberoende neutronik och temperaturer
  • Högtemperaturteknisk testreaktor
  • Lista över kärnreaktorer
  • Nästa generations kärnkraftverk
  • kärnreaktorns fysik
  • UHTREX

Anteckningar

  1. ↑ 1 2 3 Ingersoll, D. (februari 2007). "Handelsstudier för den flytande-saltkylda reaktorn med mycket hög temperatur: Framstegsrapport för räkenskapsåret 2006" (PDF) . Ornl/Tm-2006/140 . Oak Ridge National Laboratory. Arkiverad från originalet (PDF) 2011-07-16 . Hämtad 20 november 2009 . Utfasad parameter används |deadlink=( hjälp )
  2. ↑ McCullough, C. Rodgers (15 september 1947). "Sammanfattande rapport om design och utveckling av högtemperaturgaskyld kraftpål" . Clinton Laboratories (nu Oak Ridge National Laboratory ). DOI : 10.2172/4359623 . Arkiverad från originalet 2021-02-06 . Hämtad 2021-06-07 . Utfasad parameter används |deadlink=( hjälp )
  3. ↑ Peter Fortescue dör vid 102 | General Atomics . Hämtad 7 juni 2021. Arkiverad från originalet 20 januari 2021.
  4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Arkiverad 6 april 2012 på Wayback Machine
  5. ↑ Olander, D. (2009). "Kärnbränslen - Nutid och framtid" . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1-22. Bibcode : 2009JNuM..389....1O . DOI : 10.1016/j.jnucmat.2009.01.297 . Arkiverad från originalet 2018-10-28 . Hämtad 2021-06-07 . Utfasad parameter används |deadlink=( hjälp )
  6. ↑ Talamo, Alberto (2010). "Ett nytt koncept av QUADRISO-partiklar. Del II: Användning för överdriven reaktivitetskontroll” . Kärnteknik och design . 240 (7): 1919-1927. DOI : 10.1016/j.nucengdes.2010.03.025 . Arkiverad från originalet 2021-02-04 . Hämtad 2021-06-07 . Utfasad parameter används |deadlink=( hjälp )
  7. ↑ Teknikutveckling för högtemperaturgaskylreaktorer 61. IAEA (15 november 1996). Hämtad 8 maj 2009. Arkiverad från originalet 9 mars 2012.
  8. ↑ Termisk prestanda och flödesinstabilitet i en heliumkyld, porös metallavledningsmodul med flera kanaler . inist. Hämtad 8 maj 2009. Arkiverad från originalet 30 januari 2012.
  9. ↑ Murty, KL (2008). "Strukturmaterial för Gen-IV kärnreaktorer: utmaningar och möjligheter". 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 Arkiverad från augusti 9, 2017 på Wayback Machine Sida 489, Tabell 2. Citat: Designad operativ livslängd (år) 60

 

Länkar

  Gå till Wikidata-objektet  Ordböcker och uppslagsverk
I bibliografiska kataloger