Réacteur à gaz à haute température – Wikipedia wiki

Posted on by
before-content-x4

Type de réacteur nucléaire qui fonctionne à des températures élevées dans le cadre du fonctionnement normal

Schéma de réacteur à très haute température.
after-content-x4

UN réacteur refroidi à haute température (HTGR), est un réacteur nucléaire qui utilise un modérateur de graphite avec un cycle de carburant d’uranium une fois parlé. Le HTGR est un type de réacteur à haute température (HTR) qui peut avoir une température de sortie conceptuellement de 750 ° C (1380 ° F). Le noyau du réacteur peut être soit un “bloc prismatique” (rappelant un noyau de réacteur conventionnel) ou un noyau “lit de galets”. Les températures élevées permettent aux applications telles que la chaleur de processus ou la production d’hydrogène via le cycle thermochimique soufre-iode.

Le HTR est le prédécesseur du réacteur à très haute température (VHTR), l’un des futurs modèles de réacteurs de génération IV, qui fonctionneraient initialement avec des températures de 750 à 950 ° C.

Aperçu [ modifier ]]

Le HTGR est un type de réacteur à haute température qui peut conceptuellement atteindre des températures de sortie élevées (jusqu’à 750 ° C).

Il existe deux principaux types de HTGRS: les réacteurs à lit de galets (PBR) et les réacteurs de blocs prismatiques (PMR). Le réacteur à bloc prismatique fait référence à une configuration de noyau de bloc prismatique, dans lequel les blocs de graphite hexagonal sont empilés pour s’adapter dans un vaisseau de pression cylindrique. La conception du réacteur à lit de galets (PBR) se compose de carburant sous forme de galets, empilés ensemble dans un récipient à pression cylindrique, comme une machine à balle gomme. Les deux réacteurs peuvent avoir le carburant empilé dans une région annuelle avec une flèche centrale de graphite, selon la conception et la puissance du réacteur souhaité.

after-content-x4

Histoire [ modifier ]]

La conception HTGR a été proposée pour la première fois par le personnel de la division Power Pile des Laboratoires Clinton (maintenant connue sous le nom de Oak Ridge National Laboratory [d’abord] ) en 1947. [2] Le professeur Rudolf Schulten en Allemagne a également joué un rôle dans le développement au cours des années 1950. Peter Fortescue, alors qu’il était chez General Atomics, était leader de l’équipe responsable du développement initial du réacteur à haute température refroidi par gaz (HTGR), ainsi que du système de réacteur rapide refroidi par gaz (GCFR). [3]

Le réacteur de l’unité de pêche 1 aux États-Unis a été le premier HTGR à produire de l’électricité, et l’a fait avec beaucoup de succès, avec un opération de 1966 à 1974 en tant que démonstrateur de technologie. La station de génération de Fort St. Vrain a été un exemple de cette conception qui a fonctionné comme un HTGR de 1979 à 1989. Bien que le réacteur ait été assailli par certains problèmes qui ont conduit à son déclassement en raison de facteurs économiques, il a servi de preuve du concept HTGR dans le États-Unis (bien qu’aucun nouveau HTGR commercial y ait été développé depuis). [4] [ vérification échouée ]]

Les HTGR expérimentaux ont également existé au Royaume-Uni (le réacteur dragon) et en Allemagne (réacteur AVR et THTR-300), et existent actuellement au Japon (le réacteur de test d’ingénierie à haute température utilisant du carburant prismatique avec 30 MW e de capacité) et la Chine (le HTR-10, un design de lit de galets avec 10 MW C’est de génération). Deux HTGR à lit de galets à grande échelle, les réacteurs HTR-PM, chacun avec 100 MW de capacité de production électrique, sont devenus opérationnels en Chine en 2021. [5]

Conception du réacteur nucléaire [ modifier ]]

Modérateur à neutrons [ modifier ]]

Le modérateur de neutrons est du graphite, bien que le noyau du réacteur soit configuré dans des blocs prismatiques graphite ou dans des cailloux de graphite dépend de la conception HTGR.

Combustible nucléaire [ modifier ]]

Le carburant utilisé dans HTGRS est des particules de carburant enduit, comme le triso [6] [7] [8] [9] carburant les particules. Les particules de carburant enduites ont des grains de carburant, généralement en dioxyde d’uranium, cependant, le carbure d’uranium ou l’oxycarbure d’uranium sont également des possibilités. L’oxycarbure d’uranium combine le carbure d’uranium avec le dioxyde d’uranium pour réduire la stoechiométrie d’oxygène. Moins d’oxygène peut abaisser la pression interne dans les particules de triso causées par la formation de monoxyde de carbone, en raison de l’oxydation de la couche de carbone poreuse dans la particule. [dix] Les particules de triso sont dispersées dans un galet pour la conception de lit de galets ou moulées en compacts / tiges qui sont ensuite insérés dans les blocs de graphite hexagonal. Le carburant quadriso [11] Le concept conçu au Argonne National Laboratory a été utilisé pour mieux gérer l’excès de réactivité.

Liquide de refroidissement [ modifier ]]

Hélium [ modifier ]]

L’hélium a été le liquide de refroidissement utilisé dans la plupart des HTGR à ce jour, et la température de pointe et la puissance dépendent de la conception du réacteur. L’hélium est un gaz inerte, donc il ne réagira généralement pas chimiquement avec un matériau. [douzième] De plus, exposer l’hélium au rayonnement des neutrons ne le rend pas radioactif, [13] Contrairement à la plupart des autres liquides de refroidissement possibles.

Sel dissous [ modifier ]]

La variante refroidie par sel fondu, le LS-VHTR, similaire à la conception avancée du réacteur à haute température (AHTR), utilise un sel de fluorure liquide pour le refroidissement dans un noyau de galets. [d’abord] : section 3 Il partage de nombreuses fonctionnalités avec une conception VHTR standard, mais utilise du sel fondu comme liquide de refroidissement au lieu de l’hélium. Le carburant de galets flotte dans le sel, et donc les galets sont injectés dans le flux de liquide de refroidissement pour être transporté au fond du lit de galets, et sont retirés du haut du lit pour la recirculation. Le LS-VHTR possède de nombreuses caractéristiques attrayantes, notamment: la capacité de travailler à des températures élevées (le point d’ébullition de la plupart des sels fondus considérés est> 1 400 ° C), un fonctionnement à basse pression, une densité de puissance élevée, une meilleure efficacité de conversion électrique qu’un VHTR refroidi par hélium fonctionnant dans des conditions similaires, des systèmes de sécurité passifs et une meilleure rétention des produits de fission en cas d’accident.

Contrôle [ modifier ]]

Dans les conceptions prismatiques, les tiges de commande sont insérées dans des trous coupés dans les blocs de graphite qui composent le noyau. Le VHTR sera contrôlé comme des conceptions de PBMR actuelles S’il utilise un noyau de lit de galets, les tiges de commande seront insérées dans le réflecteur graphite environnant. Le contrôle peut également être atteint en ajoutant des cailloux contenant des absorbeurs de neutrons.

Défis de matériaux [ modifier ]]

La dose à haute température, à haute teneur et, si vous utilisez un liquide de refroidissement en fusion, l’environnement corrosif, [d’abord] : quarante-six du VHTR nécessite des matériaux qui dépassent les limites des réacteurs nucléaires actuels. [ citation requise ]] Dans une étude des réacteurs de génération IV en général (dont il existe de nombreux conceptions, y compris le VHTR), Murty et Charit suggèrent que les matériaux qui ont une stabilité dimensionnelle élevée, avec ou sans stress, maintiennent leur résistance à la traction, leur ductilité, la résistance au fluage, etc. Après le vieillissement, et sont résistants à la corrosion sont des candidats primaires pour une utilisation dans les VHTR. Certains matériaux suggérés incluent les superalliages de nickel-base, le carbure de silicium, les notes spécifiques de graphite, les aciers à chrome élevé et les alliages réfractaires. [14] Des recherches supplémentaires sont en cours dans les laboratoires nationaux des États-Unis pour savoir quels problèmes spécifiques doivent être résolus dans la génération IV VHTR avant la construction.

Caractéristiques de sécurité et autres avantages [ modifier ]]

La conception tire parti des caractéristiques de sécurité inhérentes à un noyau modéré par graphite refroidi par l’hélium avec des optimisations de conception spécifiques. Le graphite a une grande inertie thermique et le liquide de refroidissement en hélium est monophasé, inerte et n’a aucun effet de réactivité. Le noyau est composé de graphite, a une capacité thermique élevée et une stabilité structurelle même à des températures élevées. Le carburant est enrobé d’uranium-oxycarbure qui permet une brûlure élevée (approchant 200 gwd / t) et conserve des produits de fission. La température moyenne à base de noyau-exit du VHTR (1 000 ° C) permet la production sans émissions de chaleur de processus de haut grade. Le réacteur est conçu pour 60 ans de service. [15]

Voir également [ modifier ]]

Les références [ modifier ]]

  1. ^ un b c Ingersoll, D.; Forsberg, C.; MacDonald, P. (février 2007). “Études commerciales pour le réacteur à très haute température refroidi par liquide: Rapport d’avancement de l’exercice 2006” (PDF) . ORNL / TM-2006/140 . Laboratoire national d’Oak Ridge. Archivé de l’original (PDF) le 16 juillet 2011 . Récupéré 20 novembre 2009 .
  2. ^ McCullough, C. Rodgers; Personnel, Division des piles de puissance (15 septembre 1947). “Rapport de résumé sur la conception et le développement d’un tas d’énergie refroidi par gaz à haute température” . Oak Ridge, TN, États-Unis: Clinton Laboratories (maintenant Oak Ridge National Laboratory). est ce que je: 10 2172/4359623 . Vers le haut 4359623 .
  3. ^ “Peter Fortescue meurt à 102” .
  4. ^ AIEA Base de connaissances HTGR
  5. ^ “La démonstration HTR PM se prépare à la connexion Grid: New Nuclear – World Nuclear News” . Nucléaire mondial.org .
  6. ^ Alameri, Saeed A. et Mohammad allwashdeh. “Analyse neutronique tridimensionnelle préliminaire des particules de carburant Triso enduit d’IFBA dans un réacteur à haute température avancé à core prismatique.” Annales de l’énergie nucléaire 163 (2021): 108551.
  7. ^ Allwashdeh, Mohammad et Saeed A. Alameri. “Analyse à noyau complet bidimensionnel des particules de carburant Triso enduit d’IFBA dans des réacteurs à très haute température.” Dans Conférence internationale sur l’ingénierie nucléaire, vol. 83761, p. V001T05A014. American Society of Mechanical Engineers, 2020
  8. ^ Allwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alameri et Ahmed K. Alkaabi. “Étude préliminaire d’un carburant de réacteur à haute température avancé à noyau prismatique à l’aide d’une méthode à double hétérogène d’homogénéisation.” Science et ingénierie nucléaire 194, no. 2 (2020): 163-167.
  9. ^ Allwashdeh, Mohammad, Saeed A. Alamaeri, Ahmed K. Alkaabi et Mohamed Ali. “Homogénéisation du carburant Triso en utilisant la méthode de transformation physique équivalente à la réactivité.” Transactions 121, no. 1 (2019): 1521-1522.
  10. ^ Olander, D. (2009). “FUILLES NUCLÉATS – Présent et futur” . Journal of Nuclear Materials . 389 (1): 1–22. Bibcode: 2009JJUM..389 …. 1O . est ce que je: 10.1016 / j.jnucmat.2009.01.297 .
  11. ^ Talamo, Alberto (2010). “Un nouveau concept de particules de quadriso. Partie II: utilisation pour le contrôle de la réactivité excessive” . Ingénierie et conception nucléaires . 240 (7): 1919-1927. est ce que je: 10.1016 / j.nugengdes.2010.03.025 .
  12. ^ “Développement de la technologie des réacteurs frais à haute température” (PDF) . Iaea. 15 novembre 1996. p. 61 . Récupéré 8 mai 2009 .
  13. ^ “Instabilités de performances et d’écoulements thermiques dans un module de divertor métallique poreux multi-canal, refroidi par hélium” . Inist. 2000 . Récupéré 8 mai 2009 .
  14. ^ Murty, K.L.; Charit, I. (2008). “Matériaux structurels pour les réacteurs nucléaires Gen-IV: défis et opportunités”. Journal of Nuclear Materials . 383 (1–2): 189–195. Bibcode: 2008jnum..383..189m . est ce que je: 10.1016 / j.jnucmat.2008.08.044 .
  15. ^ http://www.uxc.com/smr/library/design%20Specific/htr-pm/papers/200 30 -% 20Design% 20aspects% 20of% Page 489, Tableau 2. Citation: Conception de durée de vie opérationnelle (année) 60

Liens externes [ modifier ]]

after-content-x4