Стабильный солевой реактор - Stable salt reactor

Стабильная активная зона соляного реактора с несущими конструкциями серого цвета, теплообменниками и насосами зеленого цвета и топливными сборками красного цвета.

В стабильный солевой реактор (SSR) - проект ядерного реактора, разрабатываемый компанией Moltex Energy Ltd.[1], основанный на объединенное Королевство и Канада.

SSR включает в себя элементы реактор с расплавленной солью, и направлен на улучшение характеристик безопасности (искробезопасный ) и экономика (LCOE 45 долларов США / МВтч или меньше ) по сравнению с традиционными легководные реакторы. Солевым реакторам не потребуются дорогостоящие защитные конструкции и компоненты для уменьшения радиоактивных выбросов в аварийных сценариях. Конструкция SSR исключает тип широко распространенного радиологического загрязнения, которое произошло после Чернобыль или же Авария на Фукусиме поскольку опасные изотопы в воздухе химически связаны с хладагентом. Кроме того, модульная конструкция позволит производить компоненты на заводе и доставлять их на место стандартным автомобильным транспортом, сокращая затраты и сроки строительства.

Топливная конструкция представляет собой гибрид легководного реактора. тепловыделяющие сборки и традиционные подходы к реакторам на расплавленной соли, в которых топливо смешивается с теплоносителем. В конструкции SSR жидкая солевая топливная смесь содержится в топливных сборках, которые очень похожи на современные технологии легководных реакторов. Затем тепловыделяющие сборки погружаются в бассейн с чистым солевым теплоносителем.

Технологии

Одиночная топливная трубка, показывающая газоотводное отверстие «водолазный колокол» и всю сборку.

Базовым элементом активной зоны реактора является тепловыделяющая сборка. Каждая сборка содержит около 400 топливных трубок диаметром 10 мм со спиральной проволочной обмоткой диаметром 1 мм, заполненной топливной солью на высоту 1,6 метра. Вверху трубок есть вентиляционные отверстия для газа в водолазном колоколе, через которые выходят газы деления.

Необычной конструктивной особенностью реактора является то, что его активная зона имеет прямоугольную форму. Это нейтронно неэффективно по сравнению с цилиндрической активной зоной, но позволяет упростить перемещение тепловыделяющих сборок и при необходимости расширить активную зону, просто добавив дополнительные модули.

Сборки перемещаются через активную зону в боковом направлении, при этом свежие сборки входят в боковые стороны в противоположных направлениях, аналогично заправке топливом. Реакторы CANDU. Они лишь слегка приподнимаются, чтобы переместить их в соседнюю прорезь, всегда оставаясь в охлаждающей жидкости.

Модульная конструкция

Модуль реактора и активная зона реактора мощностью 300 МВт с 2 модулями.

Активная зона реактора состоит из модулей тепловой мощностью 375 МВт каждый, содержащих 10 рядов по 10 тепловыделяющих сборок, верхнюю и нижнюю опорные решетки, теплообменники, насосы, узлы управления и контрольно-измерительные приборы. Два или более из этих модулей собраны бок о бок в прямоугольном баке реактора. Реактор мощностью 1200 МВт может быть размещен в баке, который может поместиться в кузове грузовика, что делает эту технологию значительно более компактной, чем современные реакторы.[нужна цитата ]

Модули (без тепловыделяющих сборок) планируется доставить на строительную площадку в собранном и испытанном виде как отдельные компоненты, которые можно транспортировать по дороге. Они устанавливаются в резервуар из нержавеющей стали по завершении этапа строительных работ во время ввода в эксплуатацию.

Верхняя часть реактора состоит из аргон защитный купол, включающий две системы кранового типа, устройство малой нагрузки, предназначенное для перемещения тепловыделяющих сборок внутри активной зоны реактора, и устройство высокой нагрузки, предназначенное для подъема и опускания тепловыделяющих сборок в теплоноситель, а также для замены целых модулей в случае необходимости . Все обслуживание реактора планируется проводить дистанционно.

Топливо и материалы

Топливо в ССР на две трети состоит из хлорид натрия (поваренная соль) и одна треть плутоний и смешанный лантаноид /актинид трихлориды. Планируется, что топливо для первых реакторов будет поступать из преобразованного обычного отработавшего ядерного топлива из современного парка реакторов, но в случае Великобритании оно может поступать из запасов диоксида плутония гражданского назначения из PUREX разбавлен и преобразован в хлорид с добавлением примесей, чтобы снизить вероятность распространения.

Трихлориды более термодинамически стабильны, чем соответствующие фторидные соли, и поэтому их можно поддерживать в сильно восстановительном состоянии за счет контакта с жертвенным металлическим цирконием ядерной чистоты, добавленным в качестве покрытия или вставки внутри топливной трубки. могут быть изготовлены из стандартной ядерной сертифицированной стали без риска коррозии. Поскольку реактор работает в быстром спектре, трубки будут подвергаться воздействию очень высоких нейтронный поток и поэтому будет страдать от высокого уровня радиационное повреждение оценивается в 100–200 сна в течение срока службы трубки. Поэтому для труб будут использоваться стали с высокой устойчивостью к нейтронным повреждениям, такие как HT9. Другие стали, устойчивые к быстрым нейтронам, также могут быть использованы в зависимости от возможностей местной цепочки поставок, например, PE16, NF616 и 15-15Ti.

Средняя удельная мощность топливной соли составляет 150 кВт / л, что позволяет иметь большой температурный запас ниже точки кипения соли.[нужна цитата ]Пиковая мощность для удвоения этого уровня в течение значительных периодов времени не превысит безопасных условий эксплуатации топливной трубки.[нужна цитата ]

Охлаждающая жидкость

Соль теплоносителя в баке реактора представляет собой смесь фторида циркония натрия. Цирконий не является ядерным и все еще содержит ~ 2% гафний. Это оказывает минимальное влияние на реактивность активной зоны, но делает соль теплоносителя недорогой и высокоэффективной нейтронной защитой. Один метр теплоносителя снижает нейтронный поток на четыре порядка. Все компоненты SSR защищены этим экраном для охлаждающей жидкости.

Охлаждающая жидкость также содержит 1 мол.% Металлического циркония (который растворяется с образованием 2 мол.% ZrF2). Это снижает его окислительно-восстановительный потенциал до уровня, практически не вызывающего коррозию стандартных марок стали. Таким образом, бак реактора, опорные конструкции и теплообменники могут быть изготовлены из стандартных Нержавеющая сталь 316L.

Соль теплоносителя циркулирует через активную зону реактора четырьмя насосами, прикрепленными к теплообменникам в каждом модуле. Расходы небольшие, примерно 1 м / с, что приводит к низким требованиям к мощности насоса. Имеется резерв для продолжения работы в случае отказа насоса.

Безопасность

Солевой реактор был спроектирован с характеристиками искробезопасности, которые являются первой линией защиты. Не требуется оператора или активной системы для поддержания реактора в безопасном и стабильном состоянии. Ниже перечислены основные функции искробезопасности, лежащие в основе SSR:

Контроль реактивности

SSR является саморегулирующимся, и никакого механического управления не требуется. Это стало возможным благодаря сочетанию высокого отрицательного температурный коэффициент реактивности и способность постоянно извлекать тепло из топливных трубок. По мере отвода тепла из системы температура падает, в результате чего реактивность возрастает. Когда реактор нагревается, его реактивность падает. Такая большая отрицательная обратная связь по реактивности позволяет реактору всегда находиться в остановленном (докритическом) состоянии при температурах, превышающих 800 ° C. Это обеспечивает защиту от всех сценариев избыточной мощности, таких как авария введения реактивности. Возможность остановки обеспечивается за счет вывоза ТВС по краю активной зоны на хранение их внутри бака реактора. Это делает систему подкритической. Для обеспечения разнообразных и дублирующих систем безопасности также существуют четыре быстродействующих лезвия для контроля бора.[2].

Нелетучий радиоактивный материал

Использование жидкого солевого топлива с соответствующим химическим составом устраняет опасные летучие йод и цезий, делая ненужной многослойную локализацию для предотвращения образования радиоактивных шлейфов в воздухе в сценариях тяжелых аварий. благородные газы ксенон и криптон оставят активную зону реактора в нормальном режиме работы, но останутся в ловушке до тех пор, пока их радиоактивные изотопы не распадутся, так что в результате аварии может быть выброшено очень мало.[3]

Без высокого давления

Высокое давление внутри реактора является движущей силой для рассеивания радиоактивных материалов из реактора с водяным охлаждением. Топливо с расплавом солей и охлаждающие жидкости имеют точки кипения намного выше рабочей температуры твердотельного реактора, поэтому его ядро ​​работает при атмосферном давлении. Физическое отделение парогенерирующей системы от радиоактивной активной зоны посредством вторичного контура теплоносителя устраняет эту движущую силу со стороны реактора. Высокого давления внутри топливных трубок можно избежать за счет выпуска газов деления в окружающую охлаждающую соль.

Низкая химическая активность

Цирконий в реакторы с водой под давлением (PWR) и натрий в быстрые реакторы оба создают потенциальную опасность серьезного взрыва и пожара. В ССР не используются химически активные материалы.

Отвод остаточного тепла

Сразу после остановки ядерного реактора почти 7% от его предыдущей рабочей мощности продолжает вырабатываться из-за распада короткого периода полураспада. продукты деления. В обычных реакторах удаление этого спад тепла пассивно сложно из-за их низких температур. SSR работает при гораздо более высоких температурах, поэтому это тепло может быстро отводиться от активной зоны. В случае остановки реактора и выхода из строя всех активных систем отвода тепла в ТТР, остаточное тепло от активной зоны рассеивается в каналы воздушного охлаждения по периметру резервуара, которые работают постоянно. Основной механизм теплопередачи - излучательный. Теплопередача существенно возрастает с температурой, поэтому она незначительна в рабочих условиях, но достаточна для отвода остаточного тепла при более высоких температурах аварии. Компоненты реактора не повреждаются во время этого процесса, и после этого установка может быть перезапущена.

Решение проблемы наследия ядерных отходов

Большинство стран, использующих ядерную энергию, предпочитают хранить отработанное ядерное топливо глубоко под землей до тех пор, пока радиоактивность снизился до уровня, аналогичного природному урану. Действуя как сжигатель мусора, SSR предлагает другой способ управления этими отходами.

Работая в быстром спектре, SSR эффективно превращает долгоживущие актиниды в более стабильные изотопы. Сегодняшним реакторам, работающим на переработанном отработавшем топливе, необходим плутоний очень высокой степени чистоты для образования стабильных таблеток. В топливе SSR может быть любой уровень загрязнения лантаноидами и актинидами, пока он все еще может стать критическим. Такой низкий уровень чистоты значительно упрощает метод переработки существующих отходов.

Используемый метод основан на пиропроцессинг и это хорошо понятно. В отчете Канадских национальных лабораторий о переработке топлива CANDU от 2016 года подсчитано, что пиропроцессинг будет примерно вдвое дешевле, чем более традиционная переработка. Пиропроцессинг для SSR использует только треть этапов обычной пиропроцессинга, что сделает его еще дешевле. Это потенциально конкурентоспособно по стоимости производства свежего топлива из добытого урана.

Сточный поток из SSR будет в виде твердой соли в трубках. Его можно остекловать и хранить под землей более 100000 лет, как запланировано сегодня, или его можно переработать. В таком случае, продукты деления будут отделены и безопасно храниться на уровне земли в течение нескольких сотен лет, необходимых для их разложения до уровней, аналогичных урановой руде. Беспокойный долгожитель актиниды а оставшееся топливо вернется в реактор, где оно будет сожжено и преобразовано в более стабильные изотопы.

Другие конструкции реакторов на стабильной соли

Технология реакторов со стабильной солью очень гибкая и может быть адаптирована к нескольким различным конструкциям реакторов. Использование жидкого солевого топлива в стандартных тепловыделяющих сборках позволяет создавать стабильные солевые версии многих из большого разнообразия ядерных реакторов, рассматриваемых для разработки во всем мире. Однако сегодня основное внимание уделяется быстрой разработке и развертыванию недорогих реакторов.

Компания Moltex Energy сосредоточена на развертывании упомянутого выше SSR-Wasteburner с быстрым спектром. Это решение в первую очередь вызвано меньшими техническими проблемами и более низкой прогнозируемой стоимостью этого реактора.

В более долгосрочной перспективе фундаментальное открытие расплавленной топливной соли в трубах открывает другие возможности. Они были доведены до концептуального уровня, чтобы подтвердить их осуществимость. Они включают:

  • Горелка урановая (ССР-У) Это горящий реактор теплового спектра низкообогащенный уран которые могут быть более подходящими для стран, у которых нет ядерного флота и нет опасений по поводу отходов. Он модерируется графит в составе ТВС.
  • Ториевый селекционер (SSR-Th) Этот реактор содержит торий в соли охлаждающей жидкости, которая может породить новое топливо. Торий - обильный источник топлива, который может обеспечить энергетическая безопасность странам, не имеющим собственных запасов урана.

Благодаря такому диапазону вариантов реакторов и наличию больших мировых запасов урана и тория, реактор со стабильной солью может заправлять планету в течение нескольких тысяч лет.

Экономика

В суточные капитальные затраты Стоимость стабильного солевого реактора была оценена независимой британской фирмой, занимающейся ядерным проектированием, в 1950 долларов за кВт.[4] Для сравнения: капитальные затраты на современную электростанцию, работающую на пылеугольном топливе, в США составляют 3250 долларов США / кВт, а стоимость крупномасштабной атомной электростанции - 5 500 долларов США / кВт.[5] Ожидается дальнейшее снижение этой суточной стоимости для модульного строительства на базе завода.

Такая низкая капитальная стоимость приводит к приведенная стоимость электроэнергии (LCOE) в размере 44,64 долл. США / МВтч с существенным потенциалом для дальнейшего снижения из-за большей простоты и внутренней безопасности SSR.[нужна цитата ]

Учитывая докоммерческий характер технологии, цифры капитальных затрат и LCOE являются приблизительными, и завершение процесса разработки и лицензирования может привести к корректировкам в сторону увеличения или уменьшения.

В Международное энергетическое агентство прогнозирует, что атомная энергия будет сохранять постоянную небольшую роль в глобальном энергоснабжении с рыночными возможностями в 219 ГВт до 2040 года. С улучшением экономических показателей РСБ, Moltex Energy прогнозирует, что у нее есть потенциал для выхода на рынок более 1300 ГВт к 2040 году. .

Разработка

В 2014 г. был получен фундаментальный патент на использование расплавленного солевого топлива без откачки топлива.[6], и с тех пор были поданы заявки и выданы дополнительные патенты, связанные с реализацией.

SSR-W в настоящее время проходит фазу 1 проверки конструкции поставщика.[7] обзор с Канадская комиссия по ядерной безопасности.Оба США[8][9] и канадский[10] правительства поддерживают развитие элементов технологии SSR.

Moltex Energy построит демонстрационный стабильный солевой реактор (Wasteburner) на площадке атомной электростанции Point Lepreau в Канаде в соответствии с соглашением, подписанным с New Brunswick Energy Solutions Corporation и NB Power.[11]

Признание

Наряду с выбором для поддержки разработки правительствами США и Канады, упомянутым выше, SSR был определен как ведущая технология SMR к 2020 году. Tractebel анализ[12], и SSR был выбран в качестве одного из двух кандидатов SMR для дальнейшего продвижения New Brunswick Power из 90 кандидатов.[13]. Он также был выбран в рамках конкурса правительства Великобритании по Фазе 1 усовершенствованных модульных реакторов.[14].

внешняя ссылка

Рекомендации

  1. ^ "Moltex Energy | Более безопасная и более чистая ядерная энергия | Реакторы на стабильной соли | SSR". ТОО "Молтекс Энерджи". Получено 2017-01-25.
  2. ^ «Введение в портфолио технологий Moltex Energy» (PDF). Moltex Energy. Получено 15 октября 2019.
  3. ^ «Газообразные продукты деления в стабильном солевом реакторе» (PDF). Moltex Energy Ltd. Архивировано с оригинал (PDF) на 2016-06-19. Получено 2017-01-25.
  4. ^ Брукинг, Джон (01.01.2015). «Обзор проекта и исследования опасностей для стабильного солевого реактора». Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  5. ^ «Moltex Energy рассматривает лицензирование SMR в Великобритании и Канаде как трамплин в Азию». Ядерная энергия Insider. 28 июня 2016 г.. Получено 2017-01-25.
  6. ^ «Патент GB2508537A» (PDF).
  7. ^ «Предварительная проверка дизайна поставщиками».
  8. ^ «СТОИМОСТЬ ССР (КОМПОЗИЦИОННЫЕ СТРУКТУРНЫЕ ТЕХНОЛОГИИ ДЛЯ ССР)».
  9. ^ «Аргонн исследует, как цифровые близнецы могут преобразовать ядерную энергию с 8 миллионами долларов из программы ARPA-E GEMINA».
  10. ^ «Партнер CNL и Moltex Energy по исследованию топлива для РММ».
  11. ^ https://www.nextbigfuture.com/2018/07/moltex-molten-salt-reactor-being-built-in-new-brunswick-canada.html
  12. ^ «Сравнительная оценка технологий SMR» (PDF). 2020-01-28.
  13. ^ «IDOM инвестирует в Moltex Energy».
  14. ^ «Проект осуществимости и разработки усовершенствованного модульного реактора (AMR)».