Стабильный солевой реактор - Stable salt reactor
Реактор стабильной соли (SSR) является проектирование ядерного реактора в стадии разработки Moltex Energy Ltd, базирующаяся в Соединенном Королевстве и Канаде .
SSR включает в себя элементы реактора на расплавленной соли и направлен на улучшение характеристик безопасности ( искробезопасность ) и экономики ( LCOE 45 долл. США / МВтч или меньше ) по сравнению с традиционными легководными реакторами . 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 аварии на Чернобыльской АЭС или 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 топливных сборок легководного реактора и традиционных подходов к реактору на расплавленной соли, в которых топливо смешивается с теплоносителем. В конструкции SSR жидкая солевая топливная смесь содержится в тепловыделяющих сборках, которые очень похожи на современные технологии легководных реакторов. Затем тепловыделяющие сборки погружаются в бассейн с чистым солевым теплоносителем.
Технология
Базовым элементом активной зоны реактора является тепловыделяющая сборка. Каждая сборка содержит около 400 топливных трубок диаметром 10 мм, заполненных топливной солью на высоту 1,6 метра. Вверху трубок есть вентиляционные отверстия для газа в водолазном колоколе, через которые выходят газы деления.
Сборки перемещаются через активную зону в боковом направлении, при этом свежие сборки входят в боковые стороны в противоположных направлениях, аналогично заправке реакторов CANDU . Они слегка приподняты, чтобы переместить их в соседнюю прорезь, всегда оставаясь в охлаждающей жидкости.
Модульная конструкция
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.
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 защитной оболочки аргона , включающей 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. , и при необходимости заменить модули целиком. Все обслуживание реактора планируется проводить дистанционно.
Топливо и материалы
Топливо в SSR состоит на две трети из хлорида натрия (поваренная соль) и на одну треть из плутония и смешанных трихлоридов лантаноидов / актинидов . Планируется, что топливо для первых реакторов будет поступать из конвертированного обычного отработавшего ядерного топлива из сегодняшнего парка реакторов, но в случае Великобритании оно может поступать из запасов гражданского диоксида плутония из PUREX, разбавленного и преобразованного в хлорид с добавлением примесей для уменьшения любых проблемы 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. В результате топливная трубка может быть изготовлена из стандартной ядерной сертифицированной стали без риска коррозии. Поскольку реактор работает в быстром спектре, трубки будут подвергаться воздействию очень высокого нейтронного потока и, следовательно, будут подвергаться высокому уровню радиационного повреждения, оцениваемого 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 использоваться в зависимости от возможностей местной цепочки поставок, такие как PE16, NF616 и 15-15Ti.
Средняя удельная мощность топливной соли составляет 150 кВт / л, что позволяет иметь большой температурный запас ниже точки кипения соли. Пиковая мощность, увеличивающая вдвое этот уровень в течение значительных периодов времени, не превысит безопасных условий эксплуатации топливной трубки.
Охлаждающая жидкость
Соль теплоносителя в баке реактора представляет собой смесь фторида циркония натрия. Цирконий не является ядерным и по-прежнему содержит ~ 2% гафния . 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.% ZrF 2 ). Это снижает его окислительно-восстановительный потенциал до уровня, при котором он практически не вызывает коррозии по отношению к стандартным типам стали. Таким образом, бак реактора, опорные конструкции и теплообменники могут быть изготовлены из стандартной нержавеющей стали 316L .
Соль теплоносителя циркулирует через активную зону реактора четырьмя насосами, прикрепленными к теплообменникам в каждом модуле. Скорость потока небольшая, примерно 1 м / с, что приводит к низким требованиям к мощности насоса. Существует резервирование для продолжения работы в случае отказа насоса.
Безопасность
Солевой реактор со стабильным содержанием соли 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 температурного коэффициента реактивности и способности непрерывно отводить тепло из топливных трубок. По мере отвода тепла из системы температура падает, в результате чего реактивность возрастает. Когда реактор нагревается, 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 вывозом ТВС по краю активной зоны на хранение их внутри бака реактора. Это делает систему подкритичной. Для обеспечения разнообразных и дублирующих систем безопасности также существуют четыре быстродействующих лезвия для контроля бора.
Нелетучий радиоактивный материал
Использование жидкого солевого топлива с соответствующим химическим составом устраняет опасные летучие йод и цезий, делая ненужным многослойную локализацию для предотвращения образования радиоактивных шлейфов в воздухе в сценариях тяжелых аварий. В благородные газы ксенон и криптон покинут активную зону реактора при нормальной эксплуатации, но в ловушке , пока их радиоактивные изотопы , не гниет, так что будет очень мало , что может быть освобожден в результате несчастного случая.
Без высоких давлений
Высокое давление внутри реактора является движущей силой для рассеивания радиоактивных материалов из водоохлаждаемого реактора. Топливо с расплавом солей и охлаждающие жидкости имеют точки кипения, намного превышающие рабочую температуру твердотельного реактора, поэтому его ядро работает при атмосферном давлении. Физическое отделение парогенерирующей системы от радиоактивной активной зоны с помощью 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 реакционная способность
Цирконий в реакторах с водой под давлением (PWR) и натрий в быстрых реакторах создают потенциальную опасность серьезных взрывов и пожаров. В ССР не используются химически активные материалы.
Отвод остаточного тепла
Сразу после остановки ядерного реактора почти 7% его предыдущей рабочей мощности продолжает вырабатываться за счет распада продуктов деления с коротким периодом полураспада . В обычных реакторах пассивное удаление остаточного тепла затруднено из-за их низких температур. SSR работает при гораздо более высоких температурах, поэтому это тепло может быстро отводиться от сердечника. 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 непрерывно. Основной механизм теплопередачи - излучательный. Теплопередача существенно увеличивается с температурой, поэтому в рабочих условиях она незначительна, 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 отработавшее ядерное топливо глубоко под землей, пока его радиоактивность не снизится до уровней, аналогичных уровню природного урана. Действуя как сжигатель мусора, SSR предлагает другой способ управления этими отходами.
Работая в быстром спектре, SSR эффективно превращает долгоживущие актиниды в более стабильные изотопы. Современные реакторы, работающие на переработанном отработавшем топливе, нуждаются в плутонии очень высокой степени чистоты для образования стабильных таблеток. В топливе SSR может быть любой уровень загрязнения лантаноидами и актинидами, если он все еще находится в критическом состоянии. Такой низкий уровень чистоты значительно упрощает метод переработки существующих отходов.
Используемый метод основан на пиропроцессинге и хорошо изучен. 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 со стоимостью 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 этом 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. Проблемные долгоживущие актиниды и оставшееся топливо вернутся в реактор, где они могут быть сожжены и преобразованы 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 количества ядерных реакторов, рассматриваемых для разработки во всем мире. Однако сегодня основное внимание уделяется быстрой разработке и развертыванию недорогих реакторов.
Moltex Energy сосредоточена на развертывании SSR-Wasteburner с быстрым спектром, о котором говорилось выше. Это решение в первую очередь вызвано меньшими техническими проблемами и более низкой прогнозируемой стоимостью этого реактора.
В более долгосрочной перспективе фундаментальный прорыв расплавленной топливной соли в трубах открывает другие возможности. Они были доведены до концептуального уровня, чтобы подтвердить их осуществимость. Они включают:
- Урановая горелка (SSR-U) Это реактор теплового спектра, сжигающий низкообогащенный уран, который может быть более подходящим для стран, у которых нет существующего ядерного парка и нет опасений по поводу отходов. Он замедляется графитом как часть топливной сборки.
- Размножитель тория (SSR-Th) Этот реактор содержит торий в охлаждающей соли, которая может образовывать новое топливо. Торий - изобильный источник топлива, который может обеспечить энергетическую безопасность стран, не имеющих местных 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
Стоимость капитала реактора стабильной соли была оценена в $ 1 950 / кВт независимой британской ядерной техники фирмы. 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. Ожидается дальнейшее снижение этой суточной стоимости для модульного строительства на базе завода.
Столь низкие капитальные затраты приводят к приведенной стоимости электроэнергии (LCOE) в размере 44,64 долл. США / МВтч с существенным потенциалом дальнейшего снижения из-за большей простоты и искробезопасности SSR.
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.
Международное энергетическое агентство прогнозирует , что ядерная будет поддерживать постоянную небольшую роль в мировом энергоснабжении с возможностью рынка 219 ГВт до 2040 с усовершенствованным экономики ССР, Moltex энергетики прогнозирует , что она имеет потенциал для доступа на рынок свыше 1300 ГВт к 2040 году.
Разработка
Фундаментальный патент на использование расплавленного солевого топлива без откачки был выдан в 2014 году, и с тех пор были поданы заявки и выданы дополнительные патенты, связанные с реализацией.
SSR-W в настоящее время проходит проверку на этапе 1 проверки конструкции поставщика с Канадской комиссией по ядерной безопасности . Правительства США и Канады поддерживают разработку 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.
Признание
Помимо отмеченного выше выбора для поддержки разработки правительствами США и Канады, SSR был определен как ведущая технология SMR анализом Tractebel 2020 года , а SSR был выбран Нью-Брансуиком в качестве одного из двух кандидатов SMR для дальнейшего развития. Власть вне поля 90 кандидатов. Он также был выбран в рамках конкурса, проводимого правительством Великобритании в рамках конкурса усовершенствованных модульных реакторов Фазы 1.
внешние ссылки
- Введение в технологию стабильного солевого реактора , видео на YouTube
- Moltex Energy SSR Fly Through , видео на YouTube
- [1] , Модульные реакторы стабильной соли - более простой способ использования жидкого солевого топлива - Ян Скотт Moltex Energy
- [2] , Как новая атомная электростанция может вывести возобновляемые источники энергии на треть стоимости Хинкли.