Саморегулирующийся ядерный энергомодуль с водородным замедлителем - Hydrogen-moderated self-regulating nuclear power module

В саморегулирующийся ядерный энергетический модуль с водородным замедлителем (HPM), также называемый компактный саморегулирующийся переносной реактор (КомСтар),[1] это новый тип ядерный энергетический реактор с помощью гидрид как замедлитель нейтронов. Дизайн по своей сути безопасный,[2] как топливо и замедлитель нейтронов гидрид урана ЭМ-М-М3, которая снижается при высоких температурах (500–800 ° C) до уран и водород. Газообразный водород покидает активную зону, поглощаясь водородопоглощающим материалом, таким как обедненный уран, тем самым делая его меньше критический. Это означает, что с ростом температуры замедление нейтронов падает и ядерное деление реакция в активной зоне гасится, что приводит к снижению внутренней температуры. Это означает, что по мере того, как из активной зоны забирается больше энергии, замедление увеличивается, и процесс деления запускается, чтобы произвести больше тепла.

Концепцию этого типа ядерного реактора разработали ученые Отис Петерсон и Роберт Кимпленд из Лос-Аламосская национальная лаборатория (LANL) в Нью-Мексико.[3] В 2002 г. доктор Отис Г. Петерсон получил награду Федерального лабораторного консорциума в примечательной категории разработки технологий за эту концепцию реактора.[4] С тех пор эта технология была лицензирована исключительно для Hyperion Power Generation в рамках программы передачи технологий и соглашения о совместных исследованиях и разработках (CRADA) с Лос-Аламосской национальной лабораторией.

Реактор имеет некоторые общие характеристики с TRIGA исследовательские реакторы, эксплуатируемые исследовательскими лабораториями и университетами по всему миру, а также SNAP-10A реактор, который был разработан для космического применения.

Принципиальная схема HPM

Характеристики

Согласно заявке на патент[5] Конструкция реактора имеет ряд характерных особенностей, отличающих ее от других конструкций реакторов. Оно использует гидрид урана (ЭМ-М-М3) «низкообогащенный» до 5%уран-235 - остаток уран-238 - в качестве ядерного топлива, а не обычный металлический уран или диоксид урана что составляет топливные стержни современных легководные реакторы. Фактически, внутри приложения современная «стержневая» конструкция с твэлами и стержни управления полностью исключен из предложенной конструкции реактора в пользу конструкции «ванна» с пассивным тепловые трубы отвод тепла к теплообменнику, проходящему через «ванну» с гранулированным гидридом урана. Вероятный охлаждающая жидкость будет использоваться калий.

Рассматриваемая конструкция реактора начинает вырабатывать мощность, когда водород газ при достаточной температуре и давлении поступает в активную зону (состоящую из гранулированного металлического урана) и реагирует с металлическим ураном с образованием гидрида урана. Гидрид урана одновременно ядерное топливо и замедлитель нейтронов; очевидно, что он, как и другие замедлители нейтронов, будет замедлять нейтроны в достаточной степени, чтобы иметь место реакции деления; Атомы U-235 в гидриде также служат ядерным топливом. Как только ядерная реакция началась, она будет продолжаться до тех пор, пока не достигнет определенной температуры, примерно 800 ° C (1500 ° F), где из-за химических свойств гидрида урана он химически разлагается и превращается в газообразный водород и металлический уран. Потеря замедления нейтронов из-за химического разложение гидрида урана, следовательно, замедлит - и в конечном итоге остановит - реакцию. Когда температура вернется к приемлемому уровню, водород снова соединится с металлическим ураном, образуя гидрид урана, восстанавливая замедление, и ядерная реакция начнется снова.

Это делает реактор саморегулирующейся динамической системой, как при повышении температуры ядерная энергия. реактивность существенно уменьшится, а с понижением температуры реактивность ядер существенно возрастет. Таким образом, данная конструкция реактора является саморегулирующейся, крах невозможно, и конструкция по своей сути безопасна. С точки зрения безопасности, в конструкции использованы технологии, используемые в Реактор TRIGA, который использует гидрид циркония урана (UZrH) и является единственным реактором, имеющим лицензию Комиссия по ядерному регулированию США для работы без присмотра.

Согласно спецификации реактора, активная зона из гидрида урана окружена водородопоглощающими лотками для хранения, выполненными из обедненный уран или же торий. Поддоны для хранения могут либо десорбировать, либо абсорбировать водород из активной зоны. Во время нормальной работы (с Рабочая Температура при температуре около 550 ° C (1000 ° F)) в лотках для хранения поддерживается температура, достаточно высокая для вытеснения газообразного водорода в активную зону. Подносы для хранения нагреваются или охлаждаются с помощью тепловых трубок и внешнего источника тепла. Таким образом, в установившемся режиме активная зона из гидрида урана зависит от температуры поддонов для хранения. Другие тепловые трубки, выступающие из активной зоны из гидрида урана, доставляют тепло, генерируемое ядерной установкой, от активной зоны к теплообменник, который, в свою очередь, может быть подключен к паровая турбина -генераторная установка для производства электроэнергии.

Единственные опасности - это все ядерные материалы, а именно радиация, но это значительно смягчается тем фактом, что конструкция реактора предназначена для захоронения под землей и выкапывания для перегрузки топлива только каждые пять лет, после чего, при условии использования надлежащих мер безопасности, воздействие радиоактивность это сравнительно тривиальная проблема. Отработанное топливо также вызывает беспокойство, но это смягчается благодаря определенным технологиям и преимуществам, которые делают использованное топливо данной конструкции более подходящим для ядерная переработка. В частности, в заявке на патент на дизайн указано, что использование ториевый топливный цикл вместо урановый топливный цикл Этот тип реактора обеспечит гораздо больший потенциал рециркуляции, чем в настоящее время используется в стандартном отработанном топливе. Кроме того, гидрид урана обладает высокой топливной способностью. сжечь, до 50%, в отличие от легководный реактор выгорание которого обычно составляет 5%.

Переработка отработанное топливо является упрощенным и более экономичным для конструкции гидридного реактора, поскольку так называемый процесс зона очистки можно использовать для разделения.[6]

По всей видимости, реактор предложенной конструкции будет обеспечивать мощность 27 МВт.е электрической мощности или 70 МВтth, весят 18–20 тонн, имеют диаметр примерно 1,5 метра, производятся серийно на конвейере и способны работать без присмотра без дозаправки до семи-десяти лет за один раз. Предполагается, что затраты будут конкурентоспособными по сравнению с другими установленными источниками энергии, такими как уголь, обычная ядерная энергия и природный газ.

Прототип реактора этого типа еще не реализован, хотя ядерные процессы моделировались с помощью MCNP. Поскольку концепция реактора с гидридом урана нова, потребуются дальнейшие экспериментальные работы в отношении динамики газового потока, выбора материалов и рабочих характеристик (особенно в отношении водородного охрупчивания и пирофорности гидрида), радиационного повреждения и накопления осколков деления. Еще одна проблема будет связана с дистанционным контролем температуры лотков для хранения, а также с охлаждением этих лотков, когда это может быть необходимо, чтобы они поглощали водород из ядра (само поглощение выделяет тепло, которое сначала необходимо отвести, прежде чем можно будет поглощать больше водорода. лотками для хранения).

История

Концепция HPM основана на работах 1950-х годов, когда Радиационная лаборатория Калифорнийского университета (в настоящее время Национальная лаборатория Лоуренса Ливермора ) требовалось небольшое устройство ядерного деления в качестве зажигающего заряда для термоядерного оружия. Цель состояла в том, чтобы произвести взрыв, достаточно мощный, чтобы зажечь его, используя только минимальное количество делящегося материала. Это было опробовано в операция Upshot – Knothole,[7] где водород использовался для уменьшения критической массы. Испытательные взрывы под кодовым названием Рут и Рэй использовали в активной зоне гидрид урана. Рут использовала изотоп водорода протий (1H) и Рэй использовал изотоп водорода дейтерий (2H или 2Г) в качестве замедлителей нейтронов. Прогнозируемый выход составлял от 1,5 до 3 кт в тротиловом эквиваленте для Ruth и 0,5–1 кт в тротиловом эквиваленте для Ray, однако в результате испытаний было получено только около 200 тонн тротила.

Коммерциализация

Технология HPM разрабатывается и коммерциализируется Hyperion Power Generation, Inc. Hyperion нацелен на массовый рынок для малых и средних приложений в удаленных районах для промышленных и жилых объектов, обслуживающих от 20 000 (типично США) до 100 000 (типичных неамериканских) домашних хозяйств. Они утверждают, что устройство будет поставляться в запечатанном контейнере и в основном не будет обслуживаться, поскольку устройство нельзя открывать на месте. Компания хочет производить устройства серийно на заводе, доставлять их на грузовиках и забирать обратно для повторной обработки через 5-10 лет (в зависимости от потребляемой мощности).[нужна цитата ]

Однако в ноябре 2009 года Hyperion Power Generation решила использовать другой реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем дизайн его силового модуля, основанный на нитрид урана, ссылаясь на длительный процесс разработки и регулирующего лицензирования конструкции реактора с гидридом урана.[8]

Рекомендации

  1. ^ Технический отчет Лос-Аламосской национальной лаборатории № LA-UR-03-5170 (2003) и LA-UR-04-1087 (2004)
  2. ^ Заявка на патент США 20100119027 Раздел 28 Заявка на патент США 20100119027
  3. ^ Петерсон, О.Г., Кимпленд, Р.Х., Коутс, Д.М.: Компактный саморегулирующийся ядерный реактор. Труды Американского ядерного общества, том 98, стр. 729–730 (2008)
  4. ^ [1] LANL 2002 Научные награды и награды
  5. ^ [2] Заявка на патент США 20100119027
  6. ^ Слайды Hyperion Power Generation для совещания перед подачей заявок NRC, 22 августа 2007 г .: Документ ML072340518 по системе доступа к документам и системе управления документами Агентства NRC США (ADAMS)
  7. ^ http://www.nuclearweaponarchive.org/Usa/Tests/Upshotk.html Документация миссии по операции Upshot-Knothole
  8. ^ [3] В архиве 2010-09-24 на Wayback Machine Пресс-релиз Hyperion Power Generation, 18 ноября 2009 г.

внешняя ссылка

  • Заявка на патент на Ведомство США по патентам и товарным знакам
  • Отис Петерсон (1 января 2009 г.). «Большие надежды на гидрид». Nuclear Engineering International. Global Trade Media. Архивировано из оригинал 9 октября 2009 г.. Получено 2009-10-18.