Атомный реактор с твёрдым теплоносителем

Атомный реактор с твёрдым теплоносителем

Атомный реактор с твёрдым теплоносителем — ядерный реактор, рабочим телом теплоносителя которого, вместо воды, является материал на основе пиролитического углерода.

Концепция

Если рассматривать ядерные реакторы как основной источник электрической и тепловой энергии для человечества в будущем для решения глобальных задач экономии органических соединений природного происхождения (газ, нефть) и уменьшения выбросов газов от их горения в атмосферу, надо решить, по крайней мере, три задачи:

• Исключить возможность аварийного выброса радиоактивности и снизить выход в биосферу радиоактивности при функционировании всей цепочки технологий ядерной энергетики.
• Обосновать технологические схемы использования запасов ядерного топлива, способные решить задачу экономически конкурентоспособного, широкомасштабного функционирования ядерной энергетики в течение длительного времени.
• Исключить возможность применения ядерных компонентов производства энергии для создания ядерного оружия.

После аварии на Чернобыльской АЭС, МАГАТЭ поставила задачу о разработке радикально новых ядерных реакторов. Концепция первого контура безопасного ядерного реактора — рабочее тело теплоносителя должно представлять собой твердое тело, но одновременно обладать текучестью. В качестве рабочего тела первого контура предполагается использовать материал выдерживающий температуры до 4000К на основе пиролитического углерода. На сегодняшний день ведется лишь одна разработка ядерного реактора с таким охлаждением. По результатам исследований получены российские патенты по тематике:

• создание условий, для осуществления надежного равномерного движения теплоснимающих твердых частиц;
• определение оптимальных размеров, форм и химического состава частиц, обеспечивающих высокий коэффициент теплоотдачи;
• пиролиз частиц, с целью придания поверхности определенных физических свойств;

а также по специфическим характерным особенностям конструкции ядерного реактора на твердом теплоносителе.

Достоинства ядерного энергетического реактора с твёрдым теплоносителем

• Независимость давления в теплоснимающем контуре от температуры теплоносителя, вплоть до температуры сублимации твёрдого теплоносителя — при давлении ниже атмосферного можно иметь первый контур реактора с температурами в тысячи градусов с запасом до испарения (сублимации) теплоносителя также в тысячи градусов.
• В отличие от газа, обычно применяемого в реакторах типа HTGR, твёрдый теплоноситель имеет достаточно высокую плотность и коэффициент поглощения теплового излучения. То есть, при наиболее высоких значениях температур в теплопередаче все большее значение приобретает передача тепла излучением. Таким образом, чем более высокую температуру будет иметь поверхность тепловыделяющего элемента, тем более интенсивно будет идти этот процесс.
• При использовании твёрдого теплоносителя практически не возникает проблем коррозии топливных элементов, а эрозия может быть сделана достаточно малой.
• Реактор с твёрдым теплоносителем может быть построен с использованием доступных в природе материалов для построения всех конструктивных элементов.
• Меньшая металлоемкость и стоимость сооружения установки.
• Высокие температуры в первом контуре реактора позволяют иметь высокий термический коэффициент полезного действия. Может быть создана конструкция с высоким ресурсом по времени его работы и по выделенной энергии (флюенсу).
• Возможность создания конструкции реакторной установки, стоимость и сложность демонтажа которой значительно ниже, чем существующих реакторов типа PWR. Радиоактивные отходы от демонтажа такого реактора будут иметь уровень удельной радиоактивности и суммарную радиоактивность в сотни раз меньше, чем у существующих реакторных систем.
• Малое степень образования жидких отходов. Твёрдые эксплуатационные отходы низкой активности не требуют больших затрат на хранение.
• Возможность постройки реактора большой мощности с низкой удельной энергонапряженностью активной зоны и большим запасом до критических значений, а также высокой надежностью.

http://cmmp.ru/page.aspx?id_page=1717

Разрешение на использование этой работы хранится в архивах системы OTRS. Его идентификационный номер 2009021810032957. Если вам требуется подтверждение, свяжитесь с кем-либо из участников, имеющих доступ к системе.