Gaz soğutmalı hızlı reaktör - Gas-cooled fast reactor

Gaz soğutmalı hızlı reaktör şeması

Gaz soğutmalı hızlı reaktör ( GFR ) sistemi gelişme şu anda bir nükleer reaktör dizaynıdır. Nesil IV reaktör olarak sınıflandırılan bu ürün , verimli uranyumun verimli dönüşümü ve aktinitlerin yönetimi için hızlı nötron spektrumu ve kapalı yakıt döngüsüne sahiptir . Referans reaktör tasarımı olan helyum - soğutuldu doğrudan kullanılarak, 850 ° C'lik bir çıkış sıcaklığına sahip sistem çalışma Brayton kapalı çevrim gaz türbini yüksek termal verimliliği. Çok yüksek sıcaklıklarda çalışma ve fisyon ürünlerinin mükemmel bir şekilde tutulmasını sağlama potansiyelleri nedeniyle çeşitli yakıt formları düşünülmektedir : kompozit seramik yakıt, gelişmiş yakıt parçacıkları veya aktinit bileşiklerinin seramik kaplı elemanları. Çekirdek konfigürasyonları, geleneksel yakıt düzeneklerinden daha iyi soğutma sıvısı sirkülasyonu sağlayan pimli veya plaka tabanlı yakıt düzeneklerine veya prizmatik bloklara dayalı olarak değerlendirilmektedir.

Reaktörler, nükleer enerji santrallerinde elektrik üretmek için kullanılırken aynı zamanda yeni nükleer yakıt üretirken (üretir) amaçlanmaktadır .

Nükleer reaktör tasarımı

Hızlı reaktörler başlangıçta esas olarak damızlık reaktörler olarak tasarlandı . Bunun nedeni, mevcut reaktörler için yakın bir uranyum yakıtı sıkıntısı olduğu yönündeki görüşlerinden kaynaklanıyordu. Uranyum fiyatında öngörülen artış gerçekleşmedi, ancak gelecekte uranyum talebi artarsa, hızlı reaktörlere yeniden ilgi olabilir .

GFR temel tasarımı hızlı bir reaktördür, ancak diğer yönlerden yüksek sıcaklıkta gaz soğutmalı bir reaktöre benzer . Çekirdeğin daha yüksek bölünebilir yakıt içeriğinin yanı sıra bölünemez, verimli, üreme bileşenine sahip olmasıyla HTGR tasarımından farklıdır. Zincirleme reaksiyon hızlı nötronlar tarafından sürdürüldüğü için nötron moderatörü yoktur . Daha yüksek bölünebilir yakıt içeriği nedeniyle, tasarım HTGR'den daha yüksek bir güç yoğunluğuna sahiptir.

Yakıt

Bir GFR reaktör tasarımında, birim hızlı nötronlar üzerinde çalışır; nötronları yavaşlatmak için moderatöre gerek yoktur. Bu, uranyum gibi nükleer yakıtların yanı sıra diğer yakıtların da kullanılabileceği anlamına gelir. En yaygın olanı, hızlı bir nötron absorbe eden ve Uranyum 233'e bozunan toryumdur. Bu, GFR tasarımlarının üreme özelliklerine sahip olduğu anlamına gelir — hafif su reaktörü tasarımlarına uygun olmayan yakıtı kullanabilir ve yakıt üretebilirler. Bu özelliklerinden dolayı reaktöre ilk yakıt yüklemesi yapıldıktan sonra ünite yakıta ihtiyaç duymadan yıllarca çalışabilir. Bu reaktörler yetiştirme için kullanılıyorsa, yakıtı çıkarmak ve üretilen yakıtı ileride kullanmak üzere ayırmak ekonomiktir.

Soğutucu

Kullanılan gaz, karbondioksit veya helyum dahil birçok farklı türde olabilir. Pozitif boşluk katsayısını ve indüklenen radyoaktiviteyi önlemek için düşük nötron yakalama kesitlerine sahip elemanlardan oluşmalıdır . Gaz kullanımı ayrıca , su soğutmalı reaktördeki ( PWR veya BWR ) suyun aşırı ısınma veya basınçsızlaştırma üzerine buharlaşmak üzere yanıp sönmesi gibi faz geçişi kaynaklı patlamalar olasılığını da ortadan kaldırır . Gaz kullanımı ayrıca diğer soğutucularla mümkün olandan daha yüksek çalışma sıcaklıklarına izin vererek termal verimliliği arttırır ve hidrojen yakıtı üretimi gibi diğer mekanik olmayan enerji uygulamalarına izin verir .

Araştırma geçmişi

Geçmiş pilot ve demonstrasyon projelerinin tümü grafit moderatörlü termal tasarımlar kullanmıştır. Bu nedenle, gerçek gaz soğutmalı hızlı reaktör tasarımı şimdiye kadar kritik hale getirilmemiştir. Henüz üstesinden gelinmesi gereken ana zorluklar, hızlı nötron hasarına ve yüksek sıcaklıklara (1600 ° C'ye kadar) dayanması gereken, hem çekirdek içi hem de çekirdek dışı kap içi yapısal malzemelerdir. Diğer bir sorun, düşük termal atalet ve düşük helyum basınçlarında zayıf ısı giderme kapasitesidir, ancak bu sorunlar inşa edilen termal reaktörlerle paylaşılmaktadır. Peter Fortescue , General Atomic'te iken, Yüksek sıcaklıklı gaz soğutmalı reaktörün (HTGR) ve Gaz soğutmalı Hızlı Reaktör (GCFR) sisteminin ilk geliştirilmesinden sorumlu ekibin lideriydi .

Gaz soğutmalı projeleri (termal spektrum) gibi reaktör hizmetten içerir ejderha reaktör inşa edilmiş ve çalışan, Birleşik Krallık , AVR ve THTR-300 inşa edilmiş ve çalışan, Almanya ve şeftali Dip ve Fort St Vrain , inşa edilmiş ve Amerika Birleşik Devletleri'nde işletilmektedir . Devam eden gösteriler dahil Yüksek sıcaklık mühendislik test reaktörü içinde Japonya'da 1999 yılında prizmatik bloklarda eklenen yakıt hulasalarının kullanılmasıyla tam güç (30 MWth) ulaştı ve HTR-10 yılında Çin kullanılarak 2003 yılında 10 MWth de tam etkisine ulaşmadan çakıl yakıtı. PBMR Pty tarafından Güney Afrika'da konuşlandırılmak üzere 400 MWth'lik bir çakıl yataklı modüler reaktör gösteri tesisi tasarlandı, ancak 2010'da geri çekildi ve Rus enstitülerinden oluşan bir konsorsiyum, General Atomics ile işbirliği içinde 600 MWth GT-MHR (prizmatik blok reaktör) tasarlıyor . 2010 yılında General Atomics , GT-MHR'nin gelişmiş bir versiyonu olan Energy Multiplier Module reaktör tasarımını duyurdu .

Ayrıca bakınız

Referanslar

  • "Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktör (GFR) Bilgi Sayfası" . Idaho Ulusal Laboratuvarı.
  • Van Rooijen, WFG (2009). "Gaz Soğutmalı Hızlı Reaktör: Tarihsel Bir Bakış ve Geleceğe Bakış" . Nükleer Tesisat Bilimi ve Teknolojisi . 2009 : 1–11. doi : 10.1155 / 2009/965757 .

Dış bağlantılar