Ядерная и углеводородная энергетики
4,043,939
11,958
|
Dobryаk ( Практикант ) |
| 08 ноя 2018 22:42:36 |
Это интересно
новая дискуссия Дискуссия 186
Поколение IV - жидкие соли
Жидкосолевые реакторы (ЖСР) - одно из направлений, включённыхмеждународным форумом "Generation IV" (GIF) в список реакторных технологий IV поколения.
Электронное издание AtomInfo.Ru уже рассказывало о некоторых проектах ЖСР, над которыми ведётся работа в мире. Но иногда полезно оглянуться назад, чтобы понять насколько далеко продвинулась технология.
Мы публикуем статью по материалам обзорной работы по ЖСР, подготовленной группой авторов во главе с Клодом Рено из французского комиссариата по атомной энергии и вышедшей в 2009 году – то есть, примерно 10 лет назад.
Особенности ЖСР
Технологию ЖСР в 50-60-ые годы активно разрабатывали в США, в национальной лаборатории Окриджа.
Основными преимуществами ЖСР перед твёрдотопливными реакторами авторы назвали меньшую загрузку топливом, нечувствительность топлива к радиационным повреждениям, а также возможность непрерывного удаления из активной зоны продуктов деления (и переработки онлайн!).
С точки зрения экономики, ЖСР приятны тем, что у них отсутствует составляющая по фабрикации топлива. Подпитку реактора можно осуществлять на ходу, что делает ненужным остановы на перегрузку топлива, а также позволяет снизить запас реактивности.
Эти и другие особенности ЖСР, считают авторы, делают их аппаратами, обладающими "потенциально уникальными возможностями и конкурентоспособностью" при решении таких задач, как выжигание актинидов и расширение топливной базы атомной энергетики.
С самого начала ЖСР рассматривались как реакторы с тепловым спектром нейтронов. Но с 2005 года фокус в исследованиях по данной тематике сместился в сторону быстрых ЖСР. В таких реакторах, если они будут построены, удастся скомбинировать преимущества жидкосолевых реакторов с известными положительными качествами быстрых установок.
Однако не следует ожидать масштабного внедрения ЖСР в ближайшем будущем. Авторы охарактеризовали быстрые ЖСР как "долгосрочную альтернативу" быстрым реакторам с твёрдым топливом.
Концепция реактора MSFR
Далее авторы остановились на двух концепциях жидкосолевых реакторов.
Первая из них - быстрый жидкосолевой реактор MSFR. Эта концепция была предложена в работах А.Nuttin, D.Heuer, L.Mathieu и других в 2005-2006 годах.
Взяв за основу известный окриджский проект MSBR, эта группа специалистов выполнила большой объём параметрических исследований и предложила концепцию реактора MSFR.
Его принципиальное отличие от окриджского реактора - полное отсутствие в активной зоне графитового замедлителя. В качестве стартового топлива MSFR может использовать или 233U, или TRU (трансурановые элементы, плутоний+MA).
Активная зона MSFR представляет собой цилиндр с диаметром, равным высоте.
В активной зоне используется бинарная соль. В её состав входят LiF с литием, обогащённым до 99,999% по литию-7, а также (HN)Fn. Здесь HN - тяжёлые ядра, в качестве которых могут выступать торий, уран-233, TRU. Для первых двух случаев n=4, для последнего n=3.
Молярная доля соли тяжёлых металлов в бинарной соли принята равной 22,5%, что соответствует температуре плавления 550°C.
При таком составе в активной зоне создаётся быстрый спектр нейтронов. При старте на уране-233 значение КВ достигает 1,085.
Зона окружена толстыми отражателями, поглощающими до 80% нейтронов утечки. Дополнительно вокруг отражателей установлена биологическая защита из B4C толщиной 10 см.
Торцевые отражатели выполнены из никелевого сплава, а радиальный отражатель толщиной 50 см является бланкетом, заполненным такой же бинарной солью, что и активная зона, но в качестве тяжёлого металла HN в ней используется только торий.
Время удвоения для MSFR при старте на уране-233 составляет 50 лет, при старте на смеси TRU из ОЯТ легководных реакторов второго и третьего поколений - 35 лет.
Концепция реактора PB-AHTR
Вторая концепция, рассмотренная авторами, выглядит необычно, так как отступает от принятых канонов. Это высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами, охлаждаемый жидкой солью 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам).
Концепцию PB-AHTR можно отнести к вузовской науке, её прорабатывают в калифорнийском университете Беркли (США). Однако участие в разработке принимают и специалисты из национальных лабораторий, в первую очередь, из Окриджа.
Применение жидкой соли вместо газа позволяет в несколько раз повысить удельную энергонапряжённость активной зоны. Разработчики PB-AHTR полагают также, что им удастся добиться существенного выигрыша по экономике.
Проект постепенно переходит от концептуальной стадии к технической. Мощность реактора (если и когда он будет построен) принята равной 900 МВт(т).
Сравнение солей
В следующей части доклада авторы остановились на сравнении различных солей, выполненном в рамках европейского проекта ALISIA. Рассматривались как соли для активных зон, так и соли, применяемые во вторых контурах ЖСР, в качестве теплоносителя для PB-AHTR и даже в промежуточных контурах быстрых натриевых реакторов.
Соль 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам) - основной выбор для использования в качестве соли-носителя в бинарной соли в тепловых ториевых ЖСР. Ни с точки зрения нейтроники (в первую очередь, воспроизводство), ни с точки зрения химии теплоносителя такому выбору нет альтернативы.
Соль 7LiF-ThF4 (78:22 или 71:29 по молярным процентам) - основной выбор базовой соли для быстрых ЖСР.
С точки зрения нейтроники, к данной соли нет больших вопросов. Однако предстоит выполнить большой объём работы по изучению влияния целого ряда физико-химических свойств бинарной соли, получаемой на её основе, на безопасную эксплуатацию реактора и системы очистки соли.
Топливные добавки к соли 7LiF-ThF4 могут быть UF4 или AnF3. Их доля в быстром ЖСР будет высока - по тяжёлым металлам до 12-18% при добавке соли урана и до 25% при добавке соли плутония и миноров. Таким образом, влияние добавок на физико-химические свойства бинарной соли будет существенным.
Вполне возможно, что для компенсации возникающих из-за топливной составляющей негативных эффектов потребуется вводить добавочные солевые компоненты.
Авторы отмечают, что "наиболее очевидным" выбором в данном случае станет добавка BeF2, но на самом деле "есть стимулы поддерживать низкое содержание" этого материала в итоговой соли. Авторы упоминают, в качестве примера, такие композиции как 71LiF-2BeF2-27ThF4 или 75LiF-5BeF2-20ThF4 (по молярным процентам).
Вместо фторида бериллия можно использовать в качестве добавки NaF или, возможно, CaF2. Однако свойства и поведение соли 7LiF-NaF-ThF4 нуждаются в дополнительном изучении, а для соли 7LiF-CaF2-ThF4 вообще потребуется проведение масштабных исследований.
Жидкосолевой выжигатель MSR-Burner - это быстрый реактор. Соль-носитель для такого аппарата должна обладать хорошей растворимостью для трифторидов актинидов. На эту роль можно выбрать 7LiF-NaF-(KF) (растворитель) или 7LiF-(NaF)-BeF2 (расплав).
Однако и в этом случае есть стремление минимизировать содержание бериллия или вовсе обойтись без него.
Интересной, на взгляд авторов, альтернативой может стать применение плутония и младших актинидов в качестве стартового топлива. В этом случае соль-носитель будет выглядеть следующим образом - 7LiF-NaF-ThF4.
Таким образом, для развития технологии жидкосолевых выжигателей необходимо продолжить изучение соли 7LiF-(NaF)-An4-An3 и, одновременно с этим, соли 7LiF-(NaF)-BeF2-An4-An3.
Один из вопросов, который предстоит выяснить - каким должно быть соотношение долей в этих солях с точки зрения физико-химических свойств, переработки, а также коррозии никель-молибденовых сплавов, контактируюших с потоками данных солей.
Требования к жидким солям, применяющимся в качестве теплоносителя в активной зоне, очень близки к требованиям, которые выдвигаются к жидким солям в тепловых ториевых ЖСР. Таким образом, кандидатом номер один на эту роль выступает соль 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам) с температурой плавления 458°C.
Другие варианты - 7LiF-NaF-KF (46/11,5/42,5; 454°C) или LiF-NaF-RbF (46,5/6,5/47; 426°C) или 7LiF-NaF-BeF2 (30,5/31/38,5; 316°C).
Для солей, предназначенных для использования в промежуточных контурах, не играют роли соображения нейтроники или растворимости актинидов. Поэтому выбор здесь более широк.
В тех проектах ЖСР, где наличествует проблема контроля трития, наилучшим выбором соли для промежуточного контура станет NaF-NaBF4 (8/92; 385°C), так как эта соль хорошо захватывает тритий.
Может рассматриваться также тройная соль LiF-NaF-BeF2. Она замерзает при температурах порядка 315-335°C, что вполне устроит конструкторов реакторной установки.
Так как использование замкнутого газового цикла Брайтона снимает ограничения по тритию и по температурам плавления солей, то в установках с таким циклом можно рассматривать для промежуточных контуров соли LiF-NaF-KF или NaCl-KCl-MgCl2.
Наконец, для работы в условиях относительно низких температур ниже 600°C (например, во втором контуре быстрых натриевых реакторов) можно выбирать дешёвые и стабильные соли, такие как NaNO3-KNO3, возможно с добавкой NaNO2.
Эксперименты на LR-0
В заключительной части доклада авторы коснулись экспериментальных работ по ЖСР, а именно, экспериментов по измерению критичности.
Для нужд ЖСР-выжигателей был разработан проект SPHINX (SPent Hot fuel Incinerator by Neutron fluX). В нём используется критсборка LR-0 в институте ядерных исследований в Ржеже (Чехия).
Активная зона критсборки была модифицирована таким образом, чтобы получить возможность измерять нейтронно-физические характеристики для ЖСР-выжигателей. На первом этапе измерения производились при комнатной температуре, далее планируется провести измерения для температур, близких к рабочим в данном типе реакторов.
В конце 2008 года рамки проекта SPHINX были расширены с целью учесть потребности реакторных концепций MSFR и PB-AHTR.
На чешской критсборке проводятся эксперименты, необходимые для валидации нейтронно-физических моделей PB-AHTR (измерение коэффициентов реактивности и так далее). Эти работы осуществляются в рамках сотрудничества между Ржежем и калифорнийским университетом Беркли.
Для этих целей были изготовлены два варианта так называемых элементарных блоков EROS, упрощённо моделирующих активную зону PB-AHTR. В декабре 2008 года с этими блоками были выполнены эксперименты по измерению критичности. Подготовлены упрощённые модели для серии экспериментов по измерению распределения потока нейтронов и основных нейтронно-физических характеристик.
ATOMINFO.RU, ОПУБЛИКОВАНО 08.11.2018
Жидкосолевые реакторы (ЖСР) - одно из направлений, включённыхмеждународным форумом "Generation IV" (GIF) в список реакторных технологий IV поколения.
Электронное издание AtomInfo.Ru уже рассказывало о некоторых проектах ЖСР, над которыми ведётся работа в мире. Но иногда полезно оглянуться назад, чтобы понять насколько далеко продвинулась технология.
Мы публикуем статью по материалам обзорной работы по ЖСР, подготовленной группой авторов во главе с Клодом Рено из французского комиссариата по атомной энергии и вышедшей в 2009 году – то есть, примерно 10 лет назад.
Особенности ЖСР
Технологию ЖСР в 50-60-ые годы активно разрабатывали в США, в национальной лаборатории Окриджа.
Основными преимуществами ЖСР перед твёрдотопливными реакторами авторы назвали меньшую загрузку топливом, нечувствительность топлива к радиационным повреждениям, а также возможность непрерывного удаления из активной зоны продуктов деления (и переработки онлайн!).
С точки зрения экономики, ЖСР приятны тем, что у них отсутствует составляющая по фабрикации топлива. Подпитку реактора можно осуществлять на ходу, что делает ненужным остановы на перегрузку топлива, а также позволяет снизить запас реактивности.
Эти и другие особенности ЖСР, считают авторы, делают их аппаратами, обладающими "потенциально уникальными возможностями и конкурентоспособностью" при решении таких задач, как выжигание актинидов и расширение топливной базы атомной энергетики.
С самого начала ЖСР рассматривались как реакторы с тепловым спектром нейтронов. Но с 2005 года фокус в исследованиях по данной тематике сместился в сторону быстрых ЖСР. В таких реакторах, если они будут построены, удастся скомбинировать преимущества жидкосолевых реакторов с известными положительными качествами быстрых установок.
Однако не следует ожидать масштабного внедрения ЖСР в ближайшем будущем. Авторы охарактеризовали быстрые ЖСР как "долгосрочную альтернативу" быстрым реакторам с твёрдым топливом.
Концепция реактора MSFR
Далее авторы остановились на двух концепциях жидкосолевых реакторов.
Первая из них - быстрый жидкосолевой реактор MSFR. Эта концепция была предложена в работах А.Nuttin, D.Heuer, L.Mathieu и других в 2005-2006 годах.
Взяв за основу известный окриджский проект MSBR, эта группа специалистов выполнила большой объём параметрических исследований и предложила концепцию реактора MSFR.
Его принципиальное отличие от окриджского реактора - полное отсутствие в активной зоне графитового замедлителя. В качестве стартового топлива MSFR может использовать или 233U, или TRU (трансурановые элементы, плутоний+MA).
Активная зона MSFR представляет собой цилиндр с диаметром, равным высоте.
В активной зоне используется бинарная соль. В её состав входят LiF с литием, обогащённым до 99,999% по литию-7, а также (HN)Fn. Здесь HN - тяжёлые ядра, в качестве которых могут выступать торий, уран-233, TRU. Для первых двух случаев n=4, для последнего n=3.
Молярная доля соли тяжёлых металлов в бинарной соли принята равной 22,5%, что соответствует температуре плавления 550°C.
При таком составе в активной зоне создаётся быстрый спектр нейтронов. При старте на уране-233 значение КВ достигает 1,085.
Зона окружена толстыми отражателями, поглощающими до 80% нейтронов утечки. Дополнительно вокруг отражателей установлена биологическая защита из B4C толщиной 10 см.
Торцевые отражатели выполнены из никелевого сплава, а радиальный отражатель толщиной 50 см является бланкетом, заполненным такой же бинарной солью, что и активная зона, но в качестве тяжёлого металла HN в ней используется только торий.
Время удвоения для MSFR при старте на уране-233 составляет 50 лет, при старте на смеси TRU из ОЯТ легководных реакторов второго и третьего поколений - 35 лет.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра
Концепция реактора PB-AHTR
Вторая концепция, рассмотренная авторами, выглядит необычно, так как отступает от принятых канонов. Это высокотемпературный реактор с шаровыми твэлами, охлаждаемый жидкой солью 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам).
Концепцию PB-AHTR можно отнести к вузовской науке, её прорабатывают в калифорнийском университете Беркли (США). Однако участие в разработке принимают и специалисты из национальных лабораторий, в первую очередь, из Окриджа.
Применение жидкой соли вместо газа позволяет в несколько раз повысить удельную энергонапряжённость активной зоны. Разработчики PB-AHTR полагают также, что им удастся добиться существенного выигрыша по экономике.
Проект постепенно переходит от концептуальной стадии к технической. Мощность реактора (если и когда он будет построен) принята равной 900 МВт(т).
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра
Сравнение солей
В следующей части доклада авторы остановились на сравнении различных солей, выполненном в рамках европейского проекта ALISIA. Рассматривались как соли для активных зон, так и соли, применяемые во вторых контурах ЖСР, в качестве теплоносителя для PB-AHTR и даже в промежуточных контурах быстрых натриевых реакторов.
Щёлкните левой клавишей мыши для просмотра
Соль 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам) - основной выбор для использования в качестве соли-носителя в бинарной соли в тепловых ториевых ЖСР. Ни с точки зрения нейтроники (в первую очередь, воспроизводство), ни с точки зрения химии теплоносителя такому выбору нет альтернативы.
Соль 7LiF-ThF4 (78:22 или 71:29 по молярным процентам) - основной выбор базовой соли для быстрых ЖСР.
С точки зрения нейтроники, к данной соли нет больших вопросов. Однако предстоит выполнить большой объём работы по изучению влияния целого ряда физико-химических свойств бинарной соли, получаемой на её основе, на безопасную эксплуатацию реактора и системы очистки соли.
Топливные добавки к соли 7LiF-ThF4 могут быть UF4 или AnF3. Их доля в быстром ЖСР будет высока - по тяжёлым металлам до 12-18% при добавке соли урана и до 25% при добавке соли плутония и миноров. Таким образом, влияние добавок на физико-химические свойства бинарной соли будет существенным.
Вполне возможно, что для компенсации возникающих из-за топливной составляющей негативных эффектов потребуется вводить добавочные солевые компоненты.
Авторы отмечают, что "наиболее очевидным" выбором в данном случае станет добавка BeF2, но на самом деле "есть стимулы поддерживать низкое содержание" этого материала в итоговой соли. Авторы упоминают, в качестве примера, такие композиции как 71LiF-2BeF2-27ThF4 или 75LiF-5BeF2-20ThF4 (по молярным процентам).
Вместо фторида бериллия можно использовать в качестве добавки NaF или, возможно, CaF2. Однако свойства и поведение соли 7LiF-NaF-ThF4 нуждаются в дополнительном изучении, а для соли 7LiF-CaF2-ThF4 вообще потребуется проведение масштабных исследований.
Жидкосолевой выжигатель MSR-Burner - это быстрый реактор. Соль-носитель для такого аппарата должна обладать хорошей растворимостью для трифторидов актинидов. На эту роль можно выбрать 7LiF-NaF-(KF) (растворитель) или 7LiF-(NaF)-BeF2 (расплав).
Однако и в этом случае есть стремление минимизировать содержание бериллия или вовсе обойтись без него.
Интересной, на взгляд авторов, альтернативой может стать применение плутония и младших актинидов в качестве стартового топлива. В этом случае соль-носитель будет выглядеть следующим образом - 7LiF-NaF-ThF4.
Таким образом, для развития технологии жидкосолевых выжигателей необходимо продолжить изучение соли 7LiF-(NaF)-An4-An3 и, одновременно с этим, соли 7LiF-(NaF)-BeF2-An4-An3.
Один из вопросов, который предстоит выяснить - каким должно быть соотношение долей в этих солях с точки зрения физико-химических свойств, переработки, а также коррозии никель-молибденовых сплавов, контактируюших с потоками данных солей.
Требования к жидким солям, применяющимся в качестве теплоносителя в активной зоне, очень близки к требованиям, которые выдвигаются к жидким солям в тепловых ториевых ЖСР. Таким образом, кандидатом номер один на эту роль выступает соль 7LiF-BeF2 (66:34 по молярным процентам) с температурой плавления 458°C.
Другие варианты - 7LiF-NaF-KF (46/11,5/42,5; 454°C) или LiF-NaF-RbF (46,5/6,5/47; 426°C) или 7LiF-NaF-BeF2 (30,5/31/38,5; 316°C).
Для солей, предназначенных для использования в промежуточных контурах, не играют роли соображения нейтроники или растворимости актинидов. Поэтому выбор здесь более широк.
В тех проектах ЖСР, где наличествует проблема контроля трития, наилучшим выбором соли для промежуточного контура станет NaF-NaBF4 (8/92; 385°C), так как эта соль хорошо захватывает тритий.
Может рассматриваться также тройная соль LiF-NaF-BeF2. Она замерзает при температурах порядка 315-335°C, что вполне устроит конструкторов реакторной установки.
Так как использование замкнутого газового цикла Брайтона снимает ограничения по тритию и по температурам плавления солей, то в установках с таким циклом можно рассматривать для промежуточных контуров соли LiF-NaF-KF или NaCl-KCl-MgCl2.
Наконец, для работы в условиях относительно низких температур ниже 600°C (например, во втором контуре быстрых натриевых реакторов) можно выбирать дешёвые и стабильные соли, такие как NaNO3-KNO3, возможно с добавкой NaNO2.
Эксперименты на LR-0
В заключительной части доклада авторы коснулись экспериментальных работ по ЖСР, а именно, экспериментов по измерению критичности.
Для нужд ЖСР-выжигателей был разработан проект SPHINX (SPent Hot fuel Incinerator by Neutron fluX). В нём используется критсборка LR-0 в институте ядерных исследований в Ржеже (Чехия).
Активная зона критсборки была модифицирована таким образом, чтобы получить возможность измерять нейтронно-физические характеристики для ЖСР-выжигателей. На первом этапе измерения производились при комнатной температуре, далее планируется провести измерения для температур, близких к рабочим в данном типе реакторов.
В конце 2008 года рамки проекта SPHINX были расширены с целью учесть потребности реакторных концепций MSFR и PB-AHTR.
На чешской критсборке проводятся эксперименты, необходимые для валидации нейтронно-физических моделей PB-AHTR (измерение коэффициентов реактивности и так далее). Эти работы осуществляются в рамках сотрудничества между Ржежем и калифорнийским университетом Беркли.
Для этих целей были изготовлены два варианта так называемых элементарных блоков EROS, упрощённо моделирующих активную зону PB-AHTR. В декабре 2008 года с этими блоками были выполнены эксперименты по измерению критичности. Подготовлены упрощённые модели для серии экспериментов по измерению распределения потока нейтронов и основных нейтронно-физических характеристик.
Отредактировано: Dobryаk - 01 янв 1970
ОТВЕТЫ (0)
Комментарии не найдены!