Reactor nuclear cu temperatură foarte ridicată

Acest articol sau secțiune conține informații despre o tehnologie în curs de dezvoltare. Conținutul s-ar putea schimba dramatic pe măsură ce vor fi disponibile mai multe informații. Vă rugăm să nu adăugați speculații la zvon.

Reactorul nuclear cu temperatură foarte ridicată (cunoscut în limba engleză cu acronimul VHTR , acronim pentru Reactorul cu temperatură foarte ridicată ) este un tip de reactor de fisiune nucleară de generația a 4-a care folosește un reactor moderat cu grafit cu un ciclu de uraniu cu o singură trecere. Acest proiect al reactorului asigură o temperatură de asamblare de aproximativ 1.000 ° C. Miezul reactorului poate fi fie un sistem de „blocuri prismatice” din grafit, fie o serie de „ paturi de pietriș ”, de asemenea, în grafit. Temperaturile ridicate atinse permit aplicații chimice secundare ale căldurii obținute, atât în fisurarea hidrocarburilor, fie în producerea de hidrogen prin procesul termochimic cunoscut sub numele de ciclul sulf-iod .

Schema reactorului la temperatură foarte ridicată (VHTR).

Potențial de utilizare în „economia hidrogenului”

S-a ridicat în viitor posibilitatea ca motoarele cu combustie internă pe benzină și diesel să fie înlocuite cu sisteme de celule de ardere care să furnizeze energie motoarelor electrice , creând o adevărată economie de hidrogen . Pentru a fi durabilă din punct de vedere ecologic, în ceea ce privește problema efectului de seră , producția de hidrogen ar trebui să aibă loc cu mecanisme care nu utilizează niciun tip de combustibil fosil , nici măcar indirect sau colateral (ca în culturile de biomasă agricolă).
Reactorul nuclear VHTR ar putea deveni una dintre sursele acestui hidrogen.

Reactorul VHTR ar produce hidrogen direct, termic, fără a dispersa energia termo-nucleară în diferitele conversii termo-mecanice și electrice.
Un avantaj al reactoarelor nucleare care produc atât electricitate, cât și hidrogen este că puteți alege rapid să produceți oricare dintre cele două. De exemplu, centrala ar putea produce electricitate pe timp de zi și hidrogen pe timp de noapte, compensând astfel variația cererii. Dacă este produs într-un mod rentabil, acest sistem ar concura cu sistemele actuale de stocare a energiei din rețea . Există o cerere atât de mare de hidrogen în Statele Unite încât toată generarea de energie „de vârf” ar putea fi satisfăcută de astfel de centrale. ^{[ fără sursă ]}

Proiectarea reactorului nuclear

Moderator de neutroni

Unii ruși și americani modele sunt bazate pe un bloc prismatic „ miez configurație“, cu blocuri de grafit hexagonal strâns stivuite într - un vas de presiune din oțel circulară. Există, de asemenea, proiecte care utilizează "paturi de pietriș", care sunt testate și proiectate pentru temperaturi de funcționare mai scăzute decât cele propuse pentru VHTR. Modelele de pat de pietriș au de obicei un miez în care pietricelele se află în interiorul unui inel, iar în centru este plasată o spirală centrală din grafit.

Combustibil nuclear

Combustibilul nuclear propus în mod obișnuit este oxidul de uraniu în configurația TRISO , dar carbura de uraniu UC a fost de asemenea propusă. „Peletele” TRISO (pietricele) pot fi fie aranjate într-un fel de „sediment” pentru proiectarea patului de pietriș, fie topite pentru a forma bare care sunt inserate în blocurile hexagonale de grafit (Similar în acest caz cu reactorul RBMK de la Cernobîl. ).

Agent frigorific

heliu

Reactoarele răcite cu heliu sunt tipul de reactoare care sunt studiate în principal astăzi; principalul proiect propus utilizează un miez termic de 600 MW cu o temperatură de ieșire a heliului de aproximativ 1.000 ° C. Heliul a fost utilizat în numeroase reactoare cu gaz cu temperatură înaltă, HTGR ( Reactoare cu gaz cu temperatură înaltă ). Heliul este un gaz inert, prin urmare nu reacționează cu niciun alt element sau material biologic, cu excepția arsurilor cauzate de cantitatea enormă de căldură pe care o poate acumula. Un alt avantaj este că nu absoarbe neutroni și, prin urmare, nu devine radioactiv. Utilizarea acestuia necesită ca sistemul de izolare al miezului și tuburile să fie presurizate și capabile să reziste la temperaturi ridicate și excursii termice mari.

Sare lichidă

Varianta refrigerată cu sare lichidă, cunoscută și sub numele de LS-VHTR , a fost denumită anterior „Advanced High Temperature Reactor” ( AHTR ) și folosește o sare lichidă pentru a răci un miez de grafit prismatic. Este în esență un design standard VHTR care folosește săruri lichide în loc de heliu. Sarea topită la temperaturi ridicate ar trece în jurul blocurilor de grafit sau prin găurile găurite în ele. Reactorul nuclear LS-VHTR are multe caracteristici interesante, care includ: capacitatea de a lucra la temperaturi extrem de ridicate (punctul de fierbere al multor săruri topite în studiu este peste 1400 ° C), presiune scăzută de răcire care poate fi utilizată mai ușor pentru a realiza producția de hidrogen într-un mod sigur și convenabil din punct de vedere industrial (majoritatea ciclurilor termo-electrice necesită temperaturi mai mari de 750 ° C), eficiență de conversie electrică mai bună comparativ cu un VHTR refrigerat cu heliu care funcționează în condiții similare, posibilitatea aplicării intrinsecului pasiv sistemul de siguranță și o mai bună reținere a subproduselor de fisiune în caz de accident. Deoarece aceste reactoare sunt relativ puțin testate, această versiune a proiectului necesită cercetări tehnologice suplimentare.

Controlul reacției

În proiectarea blocurilor de grafit prismatic, unele dintre blocurile de bază sunt lăsate goale și permit introducerea tijelor de control. VHTR ar fi controlat în același mod ca reactoarele PBMR obișnuite. Dacă s-ar utiliza un reactor cu miez de pat de pietriș, tijele de control ar fi introduse în reflectorul de neutroni (grafit) din jurul miezului sau în spirala centrală de grafit. Controlul în reactoarele cu pat de pietriș ar putea fi realizat, de asemenea, prin adăugarea de sfere care conțin absorbanți de neutroni.

Caracteristici de securitate și alte beneficii

Aceste modele profită de caracteristicile de siguranță inerente ale unui nucleu răcit cu heliu, moderat cu grafit, cu îmbunătățiri specifice ale aspectelor laterale ale designului. Grafitul are o mare inerție termică, iar agentul frigorific de heliu este într-o singură fază (gazos), este inert chimic și, prin urmare, nu are efecte de reactivitate, nu se disociază (cum ar fi vaporii de apă, care se disociază în hidrogen și oxigen ) în elemente care pot explodează după aceea. De asemenea, nu devine radioactiv, deoarece nu absoarbe neutronii. Miezul este realizat din grafit, are o capacitate termică mare și stabilitate structurală chiar și la temperaturi ridicate. Combustibilul nuclear este acoperit cu oxan carbon, care permite o eficiență ridicată a „arderii” (se apropie de 200 GWd / t, prin urmare consumă eficient uraniu) și încapsulează eficient produsele de fisiune. Temperatura medie ridicată a scurgerilor de gaz (1000 ° C) din miezul VHTR permite conversia directă a energiei termice a gazului prin turbine speciale cu ciclu Brayton (fără pierderile de eficiență tipice schimbătorilor de apă-gaz) și / sau producerea unei surse de căldură utile proceselor industriale din afara reactorului, cum ar fi cracarea termică a aburului și electroliza chimică a apei, pentru a produce hidrogen .

Eficiență ridicată în „arderea” combustibilului nuclear

În timpul testelor efectuate pe reactorul de testare avansat (ATR) al Laboratorului Național Idaho ( Idaho , SUA ), aproximativ 300.000 de particule de combustibil nuclear au fost iradiate cu un bombardament intens de neutroni la temperaturi de aproximativ 1250 grade Celsius, ceea ce a confirmat eficiența proiect, capabil să producă tripla energie (19%) din aceeași cantitate de combustibil în comparație cu LWR actual (operațional și în construcție), precum și să garanteze fiabilitatea și siguranța relativă a materialelor și a agenților frigorifici utilizați ^[1] .

Avantajele și dezavantajele agentului frigorific cu heliu

Beneficii

• Spre deosebire de apă, heliul nu se disociază termic în hidrogen și oxigen, cu riscul consecvent de explozie cu bule de hidrogen (așa cum s-a întâmplat în Cernobîl și Fukushima ).
• Raportul de conversie „C” este mult mai mare decât reactorul nuclear PWR și BWR . Acest lucru se datorează faptului că fluxul ridicat de neutroni permite fertilizarea torului .

Dezavantaje

• Spre deosebire de reactoarele cu apă ușoară utilizate în Europa, pierderea lichidului de răcire în astfel de sisteme nu are ca rezultat pierderea moderatorului de neutroni și, prin urmare, reacția nucleară poate fi oprită numai cu ajutorul tijelor de control. Există, de asemenea, riscul de incendiu cu grafit dacă intră în contact cu aerul atmosferic.
• Probleme de coroziune datorate infiltrațiilor de apă. Reactorul răcit cu heliu moderat cu grafit Fort St. Vrain a avut probleme cu infiltrarea apei din pompa de recirculare a heliului (lubrifiată cu apă). Apa la aceste temperaturi este extrem de corozivă, afectând sistemul de răcire intern al reactorului.
• Destul de scump pentru demontare. Odată ce combustibilul nuclear a fost golit și heliul extras (care poate fi reciclat într-un alt reactor), rămâne problema grafitului, care este extrem de inflamabil și foarte radioactiv. Acest lucru crește costul dezafectării , ridicându-l teoretic la nivelul vechilor reactoare Magnox (moderat cu grafit, răcit cu CO ₂ ).

Notă

Surse

1. ( EN ) Site-ul web VHTR Idaho National Lab
2. ( EN ) Prezentare VHTR
3. ( EN ) Site-ul generației IV al Forumului internațional VHTR
4. ( EN ) Rezumatul atelierului INL VHTR

Elemente conexe

• Reactor de fisiune nucleară
• PBMR
• PIUS
• Reactoare nucleare de a doua generație
• Reactoare nucleare de generația a III-a
• Reactoare nucleare de generația IV

linkuri externe

• Baza de cunoștințe IAEA HTGR , pe iaea.org .
• Pagina ORNL NGNP , la ornl.gov . Adus la 25 aprilie 2006 (arhivat din original la 8 decembrie 2005) .
• Analize termo-hidraulice INL ale LS-VHTR ( PDF ), la www3.inspi.ufl.edu . Adus la 25 aprilie 2006 (arhivat din original la 11 mai 2006) .

Portalul Energiei Nucleare

Portalul de fizică

Portal de inginerie