Samoregulujący się wodorem moduł samoregulujący energii jądrowej - Hydrogen-moderated self-regulating nuclear power module
Wodór moderowany samoregulujący się moduł jądrowego (HPM), określanego również jako zwarty samoregulujący przewoźne reaktor (COMSTAR) jest typem reaktora jądrowego , stosując wodorek jako moderator neutronów . Konstrukcja jest z natury bezpieczna , ponieważ paliwem i moderatorem neutronów jest wodorek uranu UH 3 , który jest redukowany w wysokich temperaturach (500–800 ° C) do uranu i wodoru . Gazowy wodór opuszcza rdzeń i jest absorbowany przez materiał pochłaniający wodór, taki jak zubożony uran , co czyni go mniej krytycznym . Oznacza to, że wraz ze wzrostem temperatury moderacja neutronów spada, a reakcja rozszczepienia jądrowego w rdzeniu jest tłumiona, co prowadzi do niższej temperatury rdzenia. Oznacza to, że im więcej energii jest pobierane z rdzenia, tym wzrasta umiar i proces rozszczepienia jest podsycany, aby wytworzyć więcej ciepła.
Koncepcja tego typu reaktora jądrowego została opracowana przez naukowców Otisa Petersona i Roberta Kimplanda z Los Alamos National Laboratory (LANL) w Nowym Meksyku . Dr Otis G. Peterson otrzymał nagrodę Federalnego Konsorcjum Laboratoryjnego w godnej uwagi kategorii rozwoju technologii za tę koncepcję reaktora w 2002 roku. Od tego czasu technologia ta jest licencjonowana wyłącznie dla Hyperion Power Generation , w ramach programu transferu technologii oraz wspólnych badań i umowa rozwojowa (CRADA) z Los Alamos National Laboratory.
Reaktor ma pewne cechy wspólne z reaktorami badawczymi TRIGA , które są obsługiwane przez laboratoria badawcze i uniwersytety na całym świecie, a także z reaktorem SNAP-10A , który został opracowany do zastosowań kosmicznych.
Charakterystyka
Zgodnie ze zgłoszeniem patentowym konstrukcja reaktora ma pewne godne uwagi cechy, które odróżniają go od innych konstrukcji reaktora. Wykorzystuje wodorek uranu (UH 3 ) „nisko wzbogacony” do 5% uranu-235 - reszta to uran-238 - jako paliwo jądrowe, a nie zwykły metaliczny uran lub dwutlenek uranu, który tworzy pręty paliwowe współczesnego światła- reaktory wodne . W rzeczywistości, w ramach tego zastosowania, współczesna konstrukcja oparta na "pręcie" z prętami paliwowymi i prętami kontrolnymi została całkowicie pominięta w proponowanej konstrukcji reaktora na rzecz projektu "wanny" z pasywnymi rurami cieplnymi przewodzącymi ciepło do wymiennika ciepła przechodzącego przez " wanna ”z granulowanego wodorku uranu. Prawdopodobnie zastosowanym chłodziwem jest potas .
Projekt reaktora, o którym mowa, zaczyna wytwarzać energię, gdy gazowy wodór o wystarczającej temperaturze i ciśnieniu jest wpuszczany do rdzenia (składającego się z granulowanego uranu metalicznego) i reaguje z uranem metalicznym, tworząc wodorek uranu. Wodorek uranu jest zarówno paliwem jądrowym, jak i moderatorem neutronów ; najwyraźniej, podobnie jak inne moderatory neutronów, spowolni neutrony wystarczająco, aby umożliwić zajście reakcji rozszczepienia; atomy U-235 w wodorkach służą również jako paliwo jądrowe. Po rozpoczęciu reakcja jądrowa będzie trwała aż do osiągnięcia określonej temperatury, około 800 ° C (1500 ° F), gdzie ze względu na właściwości chemiczne wodorku uranu rozkłada się chemicznie i zamienia w wodór i uran metaliczny. W konsekwencji utrata moderowania neutronów w wyniku chemicznego rozkładu wodorku uranu spowolni - i ostatecznie zatrzyma - reakcję. Gdy temperatura powróci do akceptowalnego poziomu, wodór ponownie połączy się z uranem metalicznym, tworząc wodorek uranu, przywracając umiar i reakcja jądrowa rozpocznie się ponownie.
To sprawia, że reaktor jest samoregulującym, dynamicznym układem, ponieważ wraz ze wzrostem temperatury reaktywność jądrowa znacznie się zmniejszy, a wraz ze spadkiem temperatury reaktywność jądrowa znacznie wzrośnie. Tak więc ten projekt reaktora jest samoregulujący, stopienie jest niemożliwe, a konstrukcja jest z natury bezpieczna. Z punktu widzenia bezpieczeństwa projekt wykorzystuje technologię zastosowaną w reaktorze TRIGA , który wykorzystuje paliwo uranowo-cyrkonowo-wodorkowe (UZrH) i jest jedynym reaktorem licencjonowanym przez US Nuclear Regulatory Commission do pracy bez nadzoru.
Zgodnie ze specyfikacją projektu reaktora, rdzeń z wodorku uranu otoczony jest pochłaniającymi wodór tacami do przechowywania, wykonanymi z zubożonego uranu lub toru . Tace magazynowe mogą albo desorbować, albo absorbować wodór z rdzenia. Podczas normalnej pracy (przy temperaturze roboczej około 550 ° C (1000 ° F)) tace magazynowe są utrzymywane w temperaturze dostatecznie wysokiej, aby wyrzucić gazowy wodór do rdzenia. Tace magazynowe są ogrzewane lub chłodzone za pomocą rurek cieplnych i zewnętrznego źródła ciepła. Zatem w stanie ustalonym rdzeń z wodorku uranu jest poddawany działaniu temperatury tac magazynowych. Inne rurki cieplne, wystające z rdzenia wodorku uranu, dostarczają ciepło generowane przez jądro z rdzenia do wymiennika ciepła , który z kolei może być podłączony do turbozespołu generatora turbiny parowej w celu produkcji energii elektrycznej.
Jedynymi zagrożeniami są wszystkie materiały jądrowe , a mianowicie promieniowanie , ale jest to znacznie zmniejszone przez fakt, że projekt reaktora ma być zakopany pod ziemią i wykopywany w celu uzupełnienia paliwa tylko co pięć lat, w którym to momencie, przy założeniu odpowiednich zabezpieczeń. są wykorzystywane, narażenie na promieniowanie jest stosunkowo błahym problemem. Zużyte paliwo również budzi obawy, ale problem ten jest ograniczany dzięki pewnym technologiom i zaletom, które sprawiają, że zastosowane paliwo jest bardziej odpowiednie do recyklingu jądrowego . W szczególności zgłoszenie patentowe projektu wskazuje, że zastosowanie cyklu paliwowego toru zamiast cyklu paliwowego uranu w tego typu reaktorze pozwoli na znacznie większy potencjał recyklingu niż obecnie występuje w standardowym używanym paliwie. Ponadto, wodorek uranu możliwość wysokiego paliwa wypalania , aż do 50%, w przeciwieństwie do reaktora, lekkich wody , które zwykle osiąga się wypalania 5%.
Ponowne przetwarzanie wypalonego paliwa jądrowego jest uproszczone i bardziej ekonomiczne w przypadku konstrukcji reaktora wodorkowego, ponieważ do separacji można zastosować tzw. Proces rafinacji strefowej .
Najwyraźniej proponowany projekt reaktora będzie w stanie dostarczyć 27 MW e energii elektrycznej lub 70 MW th , ważyć 18–20 ton, mierzyć około 1,5 metra średnicy, być produkowany masowo na linii montażowej i być przystosowany do pracy bez nadzoru, działanie bez tankowania przez okres do siedmiu do dziesięciu lat jednorazowo. Przewiduje się, że koszty będą konkurencyjne w stosunku do innych uznanych źródeł energii, takich jak węgiel, konwencjonalna energia jądrowa i gaz ziemny.
Żaden prototyp tego typu reaktora nie został jeszcze zrealizowany, chociaż procesy jądrowe modelowano za pomocą MCNP . Ponieważ koncepcja reaktora na wodorek uranu jest nowatorska, potrzebne będą dalsze prace eksperymentalne w odniesieniu do dynamiki przepływu gazów, doboru materiałów i wydajności (zwłaszcza w odniesieniu do kruchości wodorowej i piroforyczności wodorkowej), uszkodzeń radiacyjnych i tworzenia się fragmentów rozszczepienia. Kolejnym wyzwaniem będzie zdalne sterowanie temperaturą tac do przechowywania, a także chłodzenie tych tac, gdy może to być konieczne, aby pochłaniały wodór z rdzenia (samo wchłanianie uwalnia ciepło, które najpierw musi zostać odprowadzone, zanim będzie można wchłonąć więcej wodoru przez tace do przechowywania).
Historia
Koncepcja HPM opiera się na pracach z lat pięćdziesiątych XX wieku, kiedy to University of California Radiation Laboratory (obecnie Lawrence Livermore National Laboratory ) wymagało małego urządzenia do rozszczepienia jądrowego jako ładunku zapłonowego do broni termojądrowej. Celem było wywołanie eksplozji na tyle silnej, aby ją wywołać, przy użyciu minimalnej ilości materiału rozszczepialnego. Próbowano tego w operacji Upshot – Knothole , w której do redukcji masy krytycznej użyto wodoru. Testowe eksplozje o kryptonimie Ruth i Ray użyte w rdzeniu wodorku uranu. Ruth użył protu izotopu wodoru ( 1 H), a Ray użył izotopu wodoru deuteru ( 2 H lub 2 D) jako moderatorów neutronów. Przewidywana wydajność wynosiła od 1,5 do 3 kt TNT dla Ruth i 0,5-1 kt TNT dla Ray, jednak testy dały tylko około 200 ton TNT.
Komercjalizacja
Technologia HPM jest opracowywana i komercjalizowana przez Hyperion Power Generation , Inc. Hyperion kieruje się na rynek masowy małych i średnich aplikacji w odległych obszarach instalacji przemysłowych i mieszkaniowych obsługujących od 20 000 (typowe USA) do 100 000 (typowe poza Stanami Zjednoczonymi). ) Gospodarstwa domowe. Twierdzą, że jednostka będzie dostarczana w szczelnym pojemniku i będzie w większości bezobsługowa, ponieważ jednostka nie będzie otwierana na miejscu. Firma chce produkować jednostki masowo w fabryce, dostarczać je ciężarówką i odbierać z powrotem do ponownego przetworzenia po 5 do 10 latach (w zależności od zużycia energii).
Jednak w listopadzie 2009 r. Firma Hyperion Power Generation zdecydowała się zastosować inny projekt reaktora szybkiego chłodzonego ołowiem w swoim module mocy, oparty na azotku uranu , powołując się na długi proces opracowywania i uzyskiwania zezwoleń na projekt reaktora wodorku uranu.
Bibliografia
Linki zewnętrzne
- Zgłoszenie patentowe w Urzędzie Patentów i Znaków Towarowych Stanów Zjednoczonych
- Otis Peterson (1 stycznia 2009). „Duże nadzieje na wodorek” . Nuclear Engineering International . Global Trade Media. Zarchiwizowane od oryginału w dniu 9 października 2009 r . Źródło 2009-10-18 . CS1 maint: zniechęcony parametr ( link )