Введение

Тип ядерного реактора, работающий при высоких температурах в нормальном режиме.

Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор (HTGR) – это тип газоохлаждаемого ядерного реактора, использующий урановое топливо и графитовый замедлитель для достижения очень высоких температур в активной зоне реактора. Все существующие реакторы HTGR используют гелий в качестве теплоносителя. Активная зона реактора может иметь конструкцию "призматического блока" (напоминающую активную зону традиционного реактора) или "шарового слоя". В настоящее время China Huaneng Group эксплуатирует HTR PM – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор мощностью 250 МВт в провинции Шаньдун, Китай. Высокие рабочие температуры реакторов HTGR потенциально позволяют использовать их для таких применений, как технологическое тепло или производство водорода посредством термохимического серно-йодного цикла. Планируемой дальнейшей разработкой HTGR является реактор очень высокой температуры IV поколения (VHTR), который изначально будет работать при температурах от 750 до 950 °C.

История

Использование высокотемпературного газоохлаждаемого реактора для производства электроэнергии было предложено в 1944 году Фаррингтоном Дэниелсом, тогдашним заместителем директора химического отдела в Металлургической лаборатории Чикагского университета. Первоначально Дэниелс предполагал реактор с бериллиевым замедлителем. Разработка этого высокотемпературного проекта продолжалась в отделении Power Pile лабораторий Клинтона (ныне известной как Oak Ridge National Laboratory) до 1947 года. Профессор Рудольф Шультен в Германии также принимал участие в разработке в 1950-х годах. Питер Фортескю, работая в General Atomics, возглавлял команду, ответственную за первоначальную разработку высокотемпературного газоохлаждаемого реактора (HTGR), а также системы газоохлаждаемого быстрого реактора (GCFR). Реактор Peach Bottom unit 1 в Соединенных Штатах стал первым HTGR, выработавшим электроэнергию, и сделал это весьма успешно, работая с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологии. Электростанция Fort St. Vrain была одним из примеров этой конструкции, работавшей как HTGR с 1979 по 1989 год. Хотя реактор столкнулся с рядом проблем, которые привели к его выводу из эксплуатации по экономическим причинам, он подтвердил работоспособность концепции HTGR в Соединенных Штатах (однако с тех пор новых коммерческих HTGR там не разрабатывалось). Экспериментальные HTGR также существовали в Великобритании (реактор Dragon) и Германии (реакторы AVR и THTR 300), и в настоящее время существуют в Японии (высокотемпературный инженерный испытательный реактор с призматическим топливом мощностью 30 МВт) и Китае (HTR 10, реактор с галечным слоем мощностью 10 МВт). Два полномасштабных реактора с галечным слоем, реакторы HTR PM, каждый мощностью 100 МВт, были введены в эксплуатацию в Китае в 2021 году.

Нейтронный модератор

Нейтронный замедлитель — графит, однако то, будет ли активная зона реактора сформирована из графитовых блоков или графитовых шариков, зависит от конструкции HTGR.

Ядерное топливо

Топливо, используемое в высокотемпературных газоохлаждаемых реакторах (ВТГР), представляет собой покрытые оболочкой топливные частицы, такие как топливные частицы TRISO. Покрытые топливные частицы содержат топливные ядра, обычно изготовленные из диоксида урана, однако также могут быть использованы карбид урана или оксикарбид урана. Оксикарбид урана сочетает в себе карбид урана и диоксид урана для снижения стехиометрического содержания кислорода. Уменьшение содержания кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода в результате окисления пористого углеродного слоя в частице. Частицы TRISO либо диспергируются в шарообразном топливном элементе для реакторов с шаровым слоем, либо прессуются в компактные элементы/стержни, которые затем загружаются в шестиугольные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO, разработанная в Аргоннской национальной лаборатории, используется для более эффективного управления избыточной реактивностью.

Охлаждающая жидкость

Гелий использовался в качестве теплоносителя во всех реакторах HTGR, построенных на сегодняшний день. Гелий – инертный газ, поэтому он, как правило, не вступает в химические реакции с какими-либо материалами. Кроме того, облучение гелия нейтронами не приводит к его активации, в отличие от большинства других потенциальных теплоносителей.

Контроль

В призматических конструкциях контрольные стержни вставляются в отверстия, просверленные в графитовых блоках, составляющих активную зону. Реактор VHTR будет управляться аналогично современным конструкциям PBMR; если используется ядро с галечным слоем, контрольные стержни будут вставляться в окружающий графитовый отражатель. Управление также может достигаться путем добавления гальки, содержащей поглотители нейтронов.

Особенности безопасности и другие преимущества

Конструкция использует преимущества присущих характеристик безопасности гелиеохлаждаемого, графитового замедлителя с конкретными конструкторскими оптимизациями. Графит обладает большой тепловой инерцией, а гелиевый теплоноситель – однофазный, инертный и не оказывает влияния на реактивность. Ядро состоит из графита, имеет высокую теплоемкость и структурную стабильность даже при высоких температурах. Топливо представляет собой покрытый оксикарбид урана, что обеспечивает высокую степень выгорания (до 200 ГВт·ч/т) и удержание продуктов деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны VHTR (1000 °C) позволяет производить высококачественное технологическое тепло без выбросов. Реакторы рассчитаны на 60 лет эксплуатации.

Реакторы

По состоянию на 2011 год было построено и эксплуатировалось в общей сложности семь реакторов HTGR. Еще два реактора HTGR были введены в эксплуатацию на китайской площадке HTR PM в 2021/22 годах. Название объекта Страна Ввод в эксплуатацию Вывод из эксплуатации Количество реакторов Тип топлива Температура на выходе (°C) Тепловая мощность (МВт) Реактор «Дракон» Китай 2021 Действующий 2 Шарочный 750 250

Кроме того, с 1969 по 1971 год Лос-Аламосской национальной лабораторией проводился эксперимент с реактором сверхвысокой температуры мощностью 3 МВт (UHTREX) для разработки технологии высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. В UHTREX, в отличие от реакторов HTGR, гелиевый теплоноситель контактировал с ядерным топливом напрямую, достигая температуры более 1300°C.