Высокотемпературный ядерный реактор

**Высокотемпературный ядерный реактор** (ВТР, HTR, HTGR) представляет собой прямоточный ядерный реактор поколения IV с графитовым замедлителем. ВГР — это тип высокотемпературного реактора (ВТР), который теоретически может иметь температуру на выходе 1000 °C. Активная зона реактора может быть либо «призматическим блоком» (напоминающим обычную активную зону реактора), либо активной зоной с галечным слоем. Высокие температуры позволяют производить водород с помощью термохимического цикла серо-йод.

## Обзор

ВГР — это тип высокотемпературного реактора, в котором теоретически могут достигаться выходные температуры до 1000 °С.

Существует два основных типа ВГР: реакторы с галечным слоем (PBR) и призматические блочные реакторы (PMR). Призматический блочный реактор имеет активную зону призматической блочной конфигурации, в которой гексагональные графитовые блоки уложены друг на друга в цилиндрическом корпусе высокого давления. Конструкция реактора с галечным слоем (PBR) состоит из топлива в форме гальки, уложенных вместе в цилиндрическом корпусе высокого давления. В обоих реакторах топливо может быть уложено в кольцевом пространстве с графитовым центральным шпилем, в зависимости от конструкции и желаемой мощности реактора.

## История

Конструкция ВГР была впервые предложена сотрудниками подразделения Power Pile лаборатории Клинтона (известного теперь как Национальная лаборатория Окриджа) в 1947 году. Профессор Рудольф Шультен из Германии также сыграл свою роль в развитии атомной энергетики в 1950-х годах. Питер Фортескью, когда он работал в General Atomic, был руководителем группы, ответственной за начальную разработку высокотемпературного реактора с газовым охлаждением, а также газового реактора на быстрых нейтронах.

Реактор Peach Bottom в Соединенных Штатах был первым ВГР, производящим электричество, и очень успешно работал с 1966 по 1974 год в качестве демонстратора технологий. Одним из примеров этой конструкции была генерирующая станция Форт-Сент-Врейн, которая работала как ВГР с 1979 по 1989 год. Хотя у реактора возникли некоторые проблемы, которые привели к его снятию с эксплуатации из-за экономических факторов, он послужил доказательством концепции ВГР в Соединенных Штатах (хотя с тех пор там не было разработано никаких новых коммерческих ВГР).

ВГР также разрабатывались в Великобритании (реактор Dragon) и Германии (реактор AVR и THTR-300), а в настоящее время существуют в Японии (высокотемпературный инженерный испытательный реактор с использованием призматического топлива мощностью 30 МВт) и Китае (HTR-10, проект реактора с галечным слоем электрической мощностью 10 МВт). По состоянию на 2019 год два полномасштабных реактора ВГР с галечным слоем HTR-PM, каждый с электрической мощностью 100 МВт, строятся в Китае по состоянию на 2019 год.

## Конструкция ядерного реактора

### Нейтронный замедлитель

Замедлителем нейтронов является графит, хотя конфигурация активной зоны реактора в виде графитовых призматических блоков или графитовых галек зависит от конструкции ВГР.

### Ядерное топливо

Топливо, используемое в ВГР, представляет собой покрытые топливные частицы, такие как частицы топлива TRISO. Топливные частицы с покрытием имеют топливные ядра, обычно сделанные из диоксида урана, однако также возможен карбид урана или оксикарбид урана. Оксикарбид урана объединяет карбид урана с диоксидом урана для уменьшения стехиометрии кислорода. Меньшее количество кислорода может снизить внутреннее давление в частицах TRISO, вызванное образованием монооксида углерода из-за окисления пористого углеродного слоя в частице. Частицы TRISO либо диспергируются в гальке, которая формирует галечный слой, либо формуются в брикеты/стержни, которые затем вставляются в гексагональные графитовые блоки. Концепция топлива QUADRISO разработанная в Аргоннской национальной лаборатории, была использована для лучшего управления избытком реактивности.

### Охлаждающая жидкость

#### Гелий

Гелий до сих пор использовался в качестве теплоносителя в большинстве ВГР, а пиковая температура и мощность зависят от конструкции реактора. Гелий — инертный газ, поэтому он обычно не вступает в химическую реакцию с какими-либо материалами. Кроме того, воздействие нейтронного излучения на гелий не делает его радиоактивным в отличие от большинства других возможных теплоносителей.

#### Расплавленная соль

Вариант LS-VHTR, охлаждаемый расплавленной солью, аналогичен конструкции усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR), в котором для охлаждения в гальке используется жидкая фторидная соль. Он имеет много общих черт со стандартной конструкцией ВГР, но в качестве теплоносителя используется расплав солей вместо гелия. Топливо из гальки плавает в соли, и, таким образом, гранулы впрыскиваются в поток охлаждающей жидкости, которая переносится на дно слоя из гальки, и удаляются из верхней части слоя для рециркуляции. LS-VHTR имеет много привлекательных особенностей, в том числе: способность работать при высоких температурах (точка кипения большинства рассматриваемых расплавленных солей более 1400 °C), работа при низком давлении, высокая удельная мощность, лучший КПД электрического преобразования, чем у ВГР с гелиевым охлаждением, работающего в аналогичных условиях, системы пассивной безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии.

### Контроль

В призматических конструкциях регулирующие стержни вставляются в отверстия, вырезанные в графитовых блоках, составляющих сердечник. Реакторы галечного типа управляться так же, как и текущие конструкции модульных реакторов с галечным слоем, если в нём используется сердцевина из гальки, управляющие стержни будут вставлены в окружающий графитовый отражатель. Контроля также можно добиться, добавляя гальку, содержащую поглотители нейтронов.

### Проблемы с материалами

Высокая температура, высокая доза нейтронов и, если используется теплоноситель на расплаве солей, коррозионная среда требуют материалов, которые превышают ограничения современных ядерных реакторов. В исследовании реакторов поколения IV (у которых есть множество вариантов, включая высокотемпературные), Мурти и Чарит полагают, что основными кандидатами для использования в ВТР являются материалы, которые имеют высокую стабильность размеров, как под механическим напряжением, так и без него, сохраняют прочность на разрыв, пластичность, сопротивление ползучести при старении и коррозионную стойкость. Некоторые предлагаемые материалы включают суперсплавы на основе никеля, карбида кремния, определённые марки графита, высокохромистые стали и тугоплавкие сплавы. В национальных лабораториях США проводятся исследования того, какие конкретные проблемы необходимо решить в ВТР поколения IV до начала строительства.

## Функции безопасности и другие преимущества

Реакторы с гелиевым охлаждением и графитовым замедлителем при определённой оптимизации конструкции имеют ряд преимуществ, связанных с безопасностью. Графит имеет большую тепловую инерцию, а гелиевый хладагент однофазный, инертный и не оказывает влияния на реактивность. Сердечник состоит из графита, обладает высокой теплоемкостью и структурной стабильностью даже при высоких температурах. Топливо покрыто оксикарбидом урана, который обеспечивает высокую эффективность (около 200 ГВт·день/т) и удерживает продукты деления. Высокая средняя температура на выходе из активной зоны ВГР (1000 °C) позволяет производить технологическое тепло без выбросов. Реактор рассчитан на 60 лет службы.

* CAREM
* Time-dependent neutronics and temperatures
* High-temperature engineering test reactor
* List of nuclear reactors
* Next Generation Nuclear Plant
* Nuclear reactor physics
* UHTREX

## Примечания

1. ↑ 1,0 1,1 1,2 Ingersoll, D. (February 2007). “Trade Studies for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor: Fiscal Year 2006 Progress Report” (PDF). *Ornl/Tm-2006/140*. Oak Ridge National Laboratory. Архивировано из оригинала (PDF) 2011-07-16. Дата обращения 20 November 2009. Используется устаревший параметр `|deadlink=` (справка)<templatestyles src="Module:Citation/CS1/styles.css"></templatestyles>
2. ↑ **Ошибка Lua в Модуль:Citation/CS1/Identifiers на строке 47: attempt to index field 'wikibase' (a nil value).**
3. ↑ Peter Fortescue Dies at 102 | General Atomics**(неопр.)**. Дата обращения: 7 июня 2021. Архивировано 20 января 2021 года.
4. ↑ IAEA HTGR Knowledge Base Архивная копия от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
5. ↑ **Ошибка Lua в Модуль:Citation/CS1/Identifiers на строке 47: attempt to index field 'wikibase' (a nil value).**
6. ↑ **Ошибка Lua в Модуль:Citation/CS1/Identifiers на строке 47: attempt to index field 'wikibase' (a nil value).**
7. ↑ High temperature gas cool reactor technology development**(неопр.)** 61. IAEA (15 November 1996). Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 9 марта 2012 года.
8. ↑ Thermal performance and flow instabilities in a multi-channel, helium-cooled, porous metal divertor module**(неопр.)**. Inist. Дата обращения: 8 мая 2009. Архивировано 30 января 2012 года.
9. ↑ **Ошибка Lua в Модуль:Citation/CS1/Identifiers на строке 47: attempt to index field 'wikibase' (a nil value).**
10. ↑ http://www.uxc.com/smr/Library/Design%20Specific/HTR-PM/Papers/2006%20-%20Design%20aspects%20of%20the%20Chinese%20modular%20HTR-PM.pdf Архивная копия от 9 августа 2017 на Wayback Machine Page 489, Table 2. Quote: Designed operational life time (year) 60

## Ссылки

* Idaho National Lab VHTR Fact Sheet
* VHTR presentation**(неопр.)** (недоступная ссылка). Дата обращения: 24 ноября 2005. Архивировано 25 февраля 2009 года. (from the year 2002)
* Generation IV International Forum VHTR website
* INL VHTR workshop summary**(неопр.)** (недоступная ссылка). Дата обращения: 21 декабря 2005. Архивировано 29 ноября 2007 года.
* The European VHTR research & development programme: RAPHAEL**(неопр.)** (недоступная ссылка). Дата обращения: 1 июля 2015. Архивировано 22 июля 2012 года.
* Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor (PB-AHTR) Архивная копия от 6 октября 2010 на Wayback Machine
* IAEA HTGR Knowledge Base Архивная копия от 6 апреля 2012 на Wayback Machine
* ORNL NGNP page
* INL Thermal-Hydraulic Analyses of the LS-VHTR
* IFNEC slides from 2014 about Areva’s SC-HTGR: [1] Архивная копия от 4 марта 2016 на Wayback Machine
* The Office of Nuclear Energy reports to the IAEA in April 2014: [2]
* Гребенник В. Н. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы — инновационное направление развития атомной энергетики. — М.: Энергоатомиздат, 2008. — 136 с.
* Полетавкин П. Г. Парогазотурбинные установки.— М.: Наука, 1980.— 141 с.
* Крутов В. И. Теплотехника. — М.: Машиностроение, 1986.— 432 с.
* Богоявленский Р. Г. Гидродинамика и теплообмен в высокотемпературных ядерных реакторах с шаровыми твэлами.- М.: Атомиздат, 1978.- 112 с.
* Конюхов Г. В. и др. Высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные реакторы в космической энергетике.— М.: Янус-К, 2017.— 220 с.
* Высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы. Акционерное Общество «Опытное Конструкторское Бюро Машиностроения имени И. И. Африкантова».
* Перспективы развития высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов. Российское атомное сообщество, 22 марта 2017 г.