Azərbaycanca AzərbaycancaБеларускі БеларускіDansk DanskDeutsch DeutschEspañola EspañolaFrançais FrançaisIndonesia IndonesiaItaliana Italiana日本語 日本語Қазақ ҚазақLietuvos LietuvosNederlands NederlandsPortuguês PortuguêsРусский Русскийසිංහල සිංහලแบบไทย แบบไทยTürkçe TürkçeУкраїнська Українська中國人 中國人United State United StateAfrikaans Afrikaans
Підтримка
www.wikidata.uk-ua.nina.az

Реактор з надкритичною водою supercritical water reactor SCWR це концептуальний реактор IV покоління розроблений як реак

Реактор з надкритичною водою

Реактор з надкритичною водою

Реактор з надкритичною водою (supercritical water reactor, SCWR) — це концептуальний реактор IV покоління, розроблений як реактор на легкій воді (LWR), який працює при надкритичному тиску (тобто більше 22,1 МПа). Термін «критична» в цьому контексті відноситься до критичної точки води, і його не слід плутати з концепцією критичності ядерного реактора.

image
Схема реактора з надкритичною водою.

Вода, нагріта в активній зоні реактора, стає надкритичною рідиною вище критичної температури 374 °C, перехід від рідини, що більше нагадує рідку воду, до рідини, що більше нагадує насичену пару (яку можна використовувати в паровій турбіні), без проходження чіткого фазового переходу кипіння.

На відміну від цього, водно-водяні реактори (PWR) мають первинний контур охолодження рідкої води під критичним тиском, транспортуючи тепло від активної зони реактора до вторинного контуру охолодження, де пара для приводу турбін виробляється в котлі (що називається парогенератором). Киплячі реактори (BWR) працюють при ще більш низькому тиску, при цьому процес кипіння для утворення пари відбувається в активній зоні реактора.

[en] — це перевірена технологія. Розробка систем SCWR вважається перспективним досягненням для атомних електростанцій через його високу [en] (~45 % проти ~33 % для поточних реакторів на легкій воді) та простішу конструкцію. Станом на 2012 рік цю концепцію досліджували 32 організації в 13 країнах.

Історія

У Радянському Союзі та в Сполучених Штатах вже в 1950-х і 1960-х роках експериментували з реакторами з перегрітою парою, що працюють при підкритичному тиску, наприклад, Білоярська атомна електростанція, Pathfinder і бонус програми GE Operation Sunrise. Це не SCWR. SCWR розроблялися з 1990-х років. Розробляються як SCWR на легкій воді з корпусом реактора під тиском, так і SCWR типу CANDU з напірними трубками.

Книга 2010 року включає концептуальне проєктування та методи аналізу, такі як проєктування активної зони, система установки, динаміка та керування станцією, запуск та стабільність установки, безпека, проєктування реакторів на швидких нейтронах тощо.

У документі 2013 року в 2015 році було завершено випробування прототипного паливного контуру. У 2014 році було завершено кваліфікаційний тест палива

У книзі 2014 року було показано концептуальний проєкт реактора реактора теплового спектру (Super LWR) і реактора на швидких нейтронах (Super FR), а також експериментальні результати теплової гідравліки, матеріалів і взаємодій між матеріалом і теплоносієм.

Конструкція

Сповільнювач-теплоносій

Реактор з надкритичною водою працює при надкритичному тиску. Теплоносієм на виході з реактора є надкритична вода. Як сповільнювач нейтронів і теплоносій використовують легку воду. Вище критичної точки пара і рідина стають однаковою щільністю і не розрізняються, усуваючи потребу в герметиках і парогенераторах (PWR) або струминних /рециркуляційних насосах, парових сепараторах і осушувачах (BWR). Крім того, уникаючи кипіння, SCWR не створює хаотичних порожнеч (бульбашок) з меншою щільністю та впливом на сповільнювач. У реакторі на легкій воді це може вплинути на теплопередачу та потік води, а зворотний зв'язок може ускладнити прогнозування та керування потужністю реактора. Для прогнозування розподілу потужності необхідний нейтронний і теплогідравлічний розрахунок. Спрощення SCWR має зменшити витрати на будівництво та підвищити надійність та безпеку. SCWR на легкій воді використовує водяні стрижні з теплоізоляцією, а SCWR типу CANDU зберігає сповільнювач води в резервуарі Calandria. Активна зона реактора на швидких нейтронах типу SCWR LWR використовує щільну решітку тепловиділяючих елементів як висококонверсійний реактор на легкій воді. SCWR на швидких нейтронах має переваги більш високої щільності потужності, але потребує палива з змішаних оксидів плутонію та урану, яке буде доступним при переробці.

Керування

У SCWR, ймовірно, будуть керуючі стрижні, вставлені через верх, як це робиться в водно-водяних реакторах.

Матеріал

Умови всередині SCWR суворіші, ніж у LWR, LMFBR і надкритичних установках на викопному паливі (з якими було накопичено великий досвід, хоча це не включає поєднання суворого середовища та інтенсивного нейтронного випромінювання). SCWR потребують більш високих стандартів матеріалів активної зони (особливо паливної оболонки), ніж будь-який з них. Дослідження та розробки зосереджені на:

  • Хімія надкритичної води під впливом радіації (запобігання корозійного розтріскування під напругою та підтримка корозійної стійкості під впливом нейтронного випромінювання та високих температур)
  • Стабільність розмірів і мікроструктури (запобігає крихкості, зберігає міцність і стійкість до повзучості також при радіації та високих температурах)
  • Матеріали, які одночасно протистоять суворим умовам і не поглинають занадто багато нейтронів, що впливає на економію палива

Переваги

  • Надкритична вода має чудові властивості теплопередачі, що забезпечує високу щільність потужності, невелику активну зону та невелику захисну структуру.
  • Використання надкритичного циклу Ренкіна з його типово вищими температурами покращує ефективність (буде ~45 % проти ~33 % поточних водно-водяних/киплячих реакторах).
  • Така більша ефективність призведе до кращої економії палива та меншого завантаження палива, зменшуючи .
  • SCWR, як правило, розроблений у вигляді прямого циклу, при якому пара або гаряча надкритична вода з активної зони використовується безпосередньо в паровій турбіні. Це робить дизайн простим. Оскільки киплячий реактор простіший за водно-водяний, SCWR набагато простіший і компактніший, ніж менш ефективний киплячий реактор з такою ж електричною потужністю. Усередині корпусу під тиском немає парових сепараторів, парових осушувачів, внутрішніх рециркуляційних насосів або рециркуляційного потоку. Конструкція являє собою одноразовий, прямий цикл, найпростіший тип циклу. Збережена теплова та радіологічна енергія в меншій активній зоні та його (первинному) контурі охолодження також буде меншою, ніж у киплячого або водно-водяного реактора.
  • Вода рідка при кімнатній температурі, дешева, нетоксична та прозора, що спрощує перевірку та ремонт (порівняно з реакторами з рідкометалевим теплоносієм).
  • SCWR на швидких нейтронах може бути реактором-розмножувачем, подібно до запропонованого [en], і може спалювати довгоживучі ізотопи актинідів.
  • Важководний SCWR може виробляти паливо з торію (в 4 рази більше, ніж уран). Подібно до CANDU, він також може використовувати незбагачений природний уран, якщо надається достатнє сповільнення нейтронів.
  • може бути доставлено при більш високих температурах, ніж це дозволяють інші реактори з водяним охолодженням

Недоліки

  • Нижчий запас води (через компактний первинний контур) означає меншу теплоємність для буферування перехідних процесів та аварій (наприклад, втрата потоку живильної води або велика [en]), що призводить до аварій та перехідних температур, які є занадто високими для звичайної металевої оболонки.

Однак аналіз безпеки SCWR на легкій воді показав, що критерії безпеки задовольняються при аваріях та аномальних перехідних процесах, включаючи повну втрату потоку та втрату теплоносія.:97,104Через одноразовий цикл охолоджуючої рідини не відбувається двостороннього розриву. Активна зона охолоджується вимушеним потоком при аварії втрати теплоносія.

  • Більш високий тиск у поєднанні з більш високою температурою, а також більшим підвищенням температури в центрі (порівняно з киплячими та водно-водяними реакторами) призводять до збільшення механічних і термічних навантажень на матеріали корпусу, які важко вирішити. У конструкції на легкій воді, внутрішня стінка корпусу реактора під тиском охолоджується вхідним теплоносієм як водно-водяний реактор. Випускні форсунки теплоносія оснащені термомуфтами. Конструкція напірної трубки, де активна зона розділена на менші трубки для кожного паливного каналу, має потенційно менше проблем, оскільки трубки меншого діаметру можуть бути набагато тоншими, ніж масивні одинарні судини під тиском, а трубка може бути ізольована зсередини за допомогою інертної керамічної ізоляції, щоб вона могла працювати при низькій температурі (вода корпусу активної зони).

Теплоносій значно зменшує свою щільність на кінці активної зони, що призводить до необхідності розміщення там додаткового сповільнювача. Конструкція SCWR на легкій воді використовує водяні стрижні в паливних збірках. Більшість конструкцій SCWR типу CANDU використовують корпус активної зони, де частина потоку живильної води направляється через верхні трубки через активну зону, що забезпечує додаткове сповільнення нейтронів в цій області. Це має додаткову перевагу в тому, що можна охолоджувати всю стінку судини живильною водою, але призводить до складного та матеріально-вимогливого (висока температура, високі перепади температур, висока радіація) внутрішнього розташування корпусу активної зони та заповнення. Знову ж таки, конструкція напірної трубки має потенційно менше проблем, оскільки більшість сповільнювача знаходиться в корпусі активної зони при низьких температурах і тиску, що зменшує вплив щільності охолоджуючої рідини на сповільнення, а фактична напірна трубка може охолоджуватись водою з корпусу активної зони.

  • Потрібна широка розробка матеріалів і дослідження хімії надкритичної води під дією радіації
  • Необхідні спеціальні процедури запуску, щоб уникнути нестабільності до того, як вода досягне надкритичних умов. Нестабільність керується співвідношенням витрати потужності та теплоносія як у киплячому реакторі.
  • SCWR на швидких нейтронах потрібна відносно складна активна зона реактора, щоб мати негативний паровий коефіцієнт. Але однопрохідний потік теплоносія можливий.
  • Як і у випадку з усіма альтернативами широко розповсюдженим нині конструкціям (здебільшого з підкритичним водяним охолодженням, реакторами на теплових нейтронах з водяним сповільнювачем), буде менше постачальників технологій і деталей і менше досвіду, принаймні на початку, ніж десятиліттями перевірена технологія або її еволюційні вдосконалення, такі як [en]
  • Хімічна прокладка може вести себе кардинально інакше, оскільки властивості розчину надкритичної води значно відрізняються від властивостей рідкої води. У цей час більшість реакторів з водою під тиском використовують борну кислоту для контролю реактивності на початку вигоряння
  • Залежно від конструкції [en] може бути неможливою. У той час як CANDU здатні заправлятися під час роботи, інші реактори з водяним сповільнювачем — ні.

Див. також

Примітки

  1. https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/technology-system-scwr |accessdate=7 квітня 2016
  2. Buongiorno, Jacopo (July 2004), The Supercritical Water Cooled Reactor: Ongoing Research and Development in the U.S, 2004 international congress on advances in nuclear power plants, American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States),  21160713
  3. Oka, Yoshiaki; Koshizuka, Seiichi (2001), Supercritical-pressure, Once-through Cycle Light Water Cooled Reactor Concept, Nuclear Science and Technology, 38 (12): 1081—1089, doi:10.1080/18811248.2001.9715139
  4. Oka, Yoshiaki; Koshizuka, Seiichi; Ishiwatari, Yuki; Yamaji, Akifumi (2010). Super Light Water Rectors and Super Fast Reactors. Springer. ISBN .
  5. https://www.gen-4.org/gif/upload/docs/application/pdf/2013-09/gif_rd_outlook_for_generation_iv_nuclear_energy_systems.pdf
  6. European Commission : CORDIS : Projects and Results : Final Report Summary - SCWR-FQT (Supercritical Water Reactor - Fuel Qualification Test). cordis.europa.eu. Процитовано 21 квітня 2018.
  7. Yoshiaki Oka, ред. (2014). Supercritical-Pressure Light Water Cooled Reactors. Springer. ISBN .
  8. Tsiklauri, Georgi; Talbert, Robert; Schmitt, Bruce; Filippov, Gennady; Bogoyavlensky, Roald; Grishanin, Evgenei (2005). (PDF). Nuclear Engineering and Design. 235 (15): 1651—1664. doi:10.1016/j.nucengdes.2004.11.016. ISSN 0029-5493. Архів оригіналу (PDF) за 28 вересня 2013. Процитовано 25 вересня 2013.
  9. MacDonald, Philip; Buongiorno, Jacopo; Davis, Cliff; Witt, Robert (2003), Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production - Progress Report for Work Through September 2003 - 2nd Annual Report and 8th Quarterly Report (PDF), № INEEL/EXT–03–01277, Idaho National Laboratory
  10. Chow, Chun K.; Khartabil, Hussam F. (2007), (PDF), Nuclear Engineering and Technology, 40 (2), архів оригіналу (PDF) за 27 вересня 2013

Посилання

  • INL presentation
  • .
  • Презентація UW: Вимоги до конструкції паливного стрижня у SCWR (презентація PowerPoint).
  • Аналіз стабільності ANL SCWR (презентація PowerPoint).
  • СЕМІНАР ДЛЯ УНІВЕРСИТЕТІВ РЕАКТОРА, ПАЛИВНОГО ЦИКЛУ ТА ЕНЕРГЕТИЧНИХ ПРОДУКЦІЙ (PDF).
  • Природна циркуляція на атомних електростанціях з водяним охолодженням (IAEA-TECDOC-1474)

Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет

Reaktor z nadkritichnoyu vodoyu supercritical water reactor SCWR ce konceptualnij reaktor IV pokolinnya rozroblenij yak reaktor na legkij vodi LWR yakij pracyuye pri nadkritichnomu tisku tobto bilshe 22 1 MPa Termin kritichna v comu konteksti vidnositsya do kritichnoyi tochki vodi i jogo ne slid plutati z koncepciyeyu kritichnosti yadernogo reaktora Shema reaktora z nadkritichnoyu vodoyu Voda nagrita v aktivnij zoni reaktora staye nadkritichnoyu ridinoyu vishe kritichnoyi temperaturi 374 C perehid vid ridini sho bilshe nagaduye ridku vodu do ridini sho bilshe nagaduye nasichenu paru yaku mozhna vikoristovuvati v parovij turbini bez prohodzhennya chitkogo fazovogo perehodu kipinnya Na vidminu vid cogo vodno vodyani reaktori PWR mayut pervinnij kontur oholodzhennya ridkoyi vodi pid kritichnim tiskom transportuyuchi teplo vid aktivnoyi zoni reaktora do vtorinnogo konturu oholodzhennya de para dlya privodu turbin viroblyayetsya v kotli sho nazivayetsya parogeneratorom Kiplyachi reaktori BWR pracyuyut pri she bilsh nizkomu tisku pri comu proces kipinnya dlya utvorennya pari vidbuvayetsya v aktivnij zoni reaktora en ce perevirena tehnologiya Rozrobka sistem SCWR vvazhayetsya perspektivnim dosyagnennyam dlya atomnih elektrostancij cherez jogo visoku en 45 proti 33 dlya potochnih reaktoriv na legkij vodi ta prostishu konstrukciyu Stanom na 2012 rik cyu koncepciyu doslidzhuvali 32 organizaciyi v 13 krayinah IstoriyaU Radyanskomu Soyuzi ta v Spoluchenih Shtatah vzhe v 1950 h i 1960 h rokah eksperimentuvali z reaktorami z peregritoyu paroyu sho pracyuyut pri pidkritichnomu tisku napriklad Biloyarska atomna elektrostanciya Pathfinder i bonus programi GE Operation Sunrise Ce ne SCWR SCWR rozroblyalisya z 1990 h rokiv Rozroblyayutsya yak SCWR na legkij vodi z korpusom reaktora pid tiskom tak i SCWR tipu CANDU z napirnimi trubkami Kniga 2010 roku vklyuchaye konceptualne proyektuvannya ta metodi analizu taki yak proyektuvannya aktivnoyi zoni sistema ustanovki dinamika ta keruvannya stanciyeyu zapusk ta stabilnist ustanovki bezpeka proyektuvannya reaktoriv na shvidkih nejtronah tosho U dokumenti 2013 roku v 2015 roci bulo zaversheno viprobuvannya prototipnogo palivnogo konturu U 2014 roci bulo zaversheno kvalifikacijnij test paliva U knizi 2014 roku bulo pokazano konceptualnij proyekt reaktora reaktora teplovogo spektru Super LWR i reaktora na shvidkih nejtronah Super FR a takozh eksperimentalni rezultati teplovoyi gidravliki materialiv i vzayemodij mizh materialom i teplonosiyem KonstrukciyaSpovilnyuvach teplonosij Reaktor z nadkritichnoyu vodoyu pracyuye pri nadkritichnomu tisku Teplonosiyem na vihodi z reaktora ye nadkritichna voda Yak spovilnyuvach nejtroniv i teplonosij vikoristovuyut legku vodu Vishe kritichnoyi tochki para i ridina stayut odnakovoyu shilnistyu i ne rozriznyayutsya usuvayuchi potrebu v germetikah i parogeneratorah PWR abo struminnih recirkulyacijnih nasosah parovih separatorah i osushuvachah BWR Krim togo unikayuchi kipinnya SCWR ne stvoryuye haotichnih porozhnech bulbashok z menshoyu shilnistyu ta vplivom na spovilnyuvach U reaktori na legkij vodi ce mozhe vplinuti na teploperedachu ta potik vodi a zvorotnij zv yazok mozhe uskladniti prognozuvannya ta keruvannya potuzhnistyu reaktora Dlya prognozuvannya rozpodilu potuzhnosti neobhidnij nejtronnij i teplogidravlichnij rozrahunok Sproshennya SCWR maye zmenshiti vitrati na budivnictvo ta pidvishiti nadijnist ta bezpeku SCWR na legkij vodi vikoristovuye vodyani strizhni z teploizolyaciyeyu a SCWR tipu CANDU zberigaye spovilnyuvach vodi v rezervuari Calandria Aktivna zona reaktora na shvidkih nejtronah tipu SCWR LWR vikoristovuye shilnu reshitku teplovidilyayuchih elementiv yak visokokonversijnij reaktor na legkij vodi SCWR na shvidkih nejtronah maye perevagi bilsh visokoyi shilnosti potuzhnosti ale potrebuye paliva z zmishanih oksidiv plutoniyu ta uranu yake bude dostupnim pri pererobci Keruvannya U SCWR jmovirno budut keruyuchi strizhni vstavleni cherez verh yak ce robitsya v vodno vodyanih reaktorah Material Umovi vseredini SCWR suvorishi nizh u LWR LMFBR i nadkritichnih ustanovkah na vikopnomu palivi z yakimi bulo nakopicheno velikij dosvid hocha ce ne vklyuchaye poyednannya suvorogo seredovisha ta intensivnogo nejtronnogo viprominyuvannya SCWR potrebuyut bilsh visokih standartiv materialiv aktivnoyi zoni osoblivo palivnoyi obolonki nizh bud yakij z nih Doslidzhennya ta rozrobki zoseredzheni na Himiya nadkritichnoyi vodi pid vplivom radiaciyi zapobigannya korozijnogo roztriskuvannya pid naprugoyu ta pidtrimka korozijnoyi stijkosti pid vplivom nejtronnogo viprominyuvannya ta visokih temperatur Stabilnist rozmiriv i mikrostrukturi zapobigaye krihkosti zberigaye micnist i stijkist do povzuchosti takozh pri radiaciyi ta visokih temperaturah Materiali yaki odnochasno protistoyat suvorim umovam i ne poglinayut zanadto bagato nejtroniv sho vplivaye na ekonomiyu palivaPerevagiNadkritichna voda maye chudovi vlastivosti teploperedachi sho zabezpechuye visoku shilnist potuzhnosti neveliku aktivnu zonu ta neveliku zahisnu strukturu Vikoristannya nadkritichnogo ciklu Renkina z jogo tipovo vishimi temperaturami pokrashuye efektivnist bude 45 proti 33 potochnih vodno vodyanih kiplyachih reaktorah Taka bilsha efektivnist prizvede do krashoyi ekonomiyi paliva ta menshogo zavantazhennya paliva zmenshuyuchi SCWR yak pravilo rozroblenij u viglyadi pryamogo ciklu pri yakomu para abo garyacha nadkritichna voda z aktivnoyi zoni vikoristovuyetsya bezposeredno v parovij turbini Ce robit dizajn prostim Oskilki kiplyachij reaktor prostishij za vodno vodyanij SCWR nabagato prostishij i kompaktnishij nizh mensh efektivnij kiplyachij reaktor z takoyu zh elektrichnoyu potuzhnistyu Useredini korpusu pid tiskom nemaye parovih separatoriv parovih osushuvachiv vnutrishnih recirkulyacijnih nasosiv abo recirkulyacijnogo potoku Konstrukciya yavlyaye soboyu odnorazovij pryamij cikl najprostishij tip ciklu Zberezhena teplova ta radiologichna energiya v menshij aktivnij zoni ta jogo pervinnomu konturi oholodzhennya takozh bude menshoyu nizh u kiplyachogo abo vodno vodyanogo reaktora Voda ridka pri kimnatnij temperaturi desheva netoksichna ta prozora sho sproshuye perevirku ta remont porivnyano z reaktorami z ridkometalevim teplonosiyem SCWR na shvidkih nejtronah mozhe buti reaktorom rozmnozhuvachem podibno do zaproponovanogo en i mozhe spalyuvati dovgozhivuchi izotopi aktinidiv Vazhkovodnij SCWR mozhe viroblyati palivo z toriyu v 4 razi bilshe nizh uran Podibno do CANDU vin takozh mozhe vikoristovuvati nezbagachenij prirodnij uran yaksho nadayetsya dostatnye spovilnennya nejtroniv mozhe buti dostavleno pri bilsh visokih temperaturah nizh ce dozvolyayut inshi reaktori z vodyanim oholodzhennyamNedolikiNizhchij zapas vodi cherez kompaktnij pervinnij kontur oznachaye menshu teployemnist dlya buferuvannya perehidnih procesiv ta avarij napriklad vtrata potoku zhivilnoyi vodi abo velika en sho prizvodit do avarij ta perehidnih temperatur yaki ye zanadto visokimi dlya zvichajnoyi metalevoyi obolonki Odnak analiz bezpeki SCWR na legkij vodi pokazav sho kriteriyi bezpeki zadovolnyayutsya pri avariyah ta anomalnih perehidnih procesah vklyuchayuchi povnu vtratu potoku ta vtratu teplonosiya 97 104 Cherez odnorazovij cikl oholodzhuyuchoyi ridini ne vidbuvayetsya dvostoronnogo rozrivu Aktivna zona oholodzhuyetsya vimushenim potokom pri avariyi vtrati teplonosiya Bilsh visokij tisk u poyednanni z bilsh visokoyu temperaturoyu a takozh bilshim pidvishennyam temperaturi v centri porivnyano z kiplyachimi ta vodno vodyanimi reaktorami prizvodyat do zbilshennya mehanichnih i termichnih navantazhen na materiali korpusu yaki vazhko virishiti U konstrukciyi na legkij vodi vnutrishnya stinka korpusu reaktora pid tiskom oholodzhuyetsya vhidnim teplonosiyem yak vodno vodyanij reaktor Vipuskni forsunki teplonosiya osnasheni termomuftami Konstrukciya napirnoyi trubki de aktivna zona rozdilena na menshi trubki dlya kozhnogo palivnogo kanalu maye potencijno menshe problem oskilki trubki menshogo diametru mozhut buti nabagato tonshimi nizh masivni odinarni sudini pid tiskom a trubka mozhe buti izolovana zseredini za dopomogoyu inertnoyi keramichnoyi izolyaciyi shob vona mogla pracyuvati pri nizkij temperaturi voda korpusu aktivnoyi zoni Teplonosij znachno zmenshuye svoyu shilnist na kinci aktivnoyi zoni sho prizvodit do neobhidnosti rozmishennya tam dodatkovogo spovilnyuvacha Konstrukciya SCWR na legkij vodi vikoristovuye vodyani strizhni v palivnih zbirkah Bilshist konstrukcij SCWR tipu CANDU vikoristovuyut korpus aktivnoyi zoni de chastina potoku zhivilnoyi vodi napravlyayetsya cherez verhni trubki cherez aktivnu zonu sho zabezpechuye dodatkove spovilnennya nejtroniv v cij oblasti Ce maye dodatkovu perevagu v tomu sho mozhna oholodzhuvati vsyu stinku sudini zhivilnoyu vodoyu ale prizvodit do skladnogo ta materialno vimoglivogo visoka temperatura visoki perepadi temperatur visoka radiaciya vnutrishnogo roztashuvannya korpusu aktivnoyi zoni ta zapovnennya Znovu zh taki konstrukciya napirnoyi trubki maye potencijno menshe problem oskilki bilshist spovilnyuvacha znahoditsya v korpusi aktivnoyi zoni pri nizkih temperaturah i tisku sho zmenshuye vpliv shilnosti oholodzhuyuchoyi ridini na spovilnennya a faktichna napirna trubka mozhe oholodzhuvatis vodoyu z korpusu aktivnoyi zoni Potribna shiroka rozrobka materialiv i doslidzhennya himiyi nadkritichnoyi vodi pid diyeyu radiaciyi Neobhidni specialni proceduri zapusku shob uniknuti nestabilnosti do togo yak voda dosyagne nadkritichnih umov Nestabilnist keruyetsya spivvidnoshennyam vitrati potuzhnosti ta teplonosiya yak u kiplyachomu reaktori SCWR na shvidkih nejtronah potribna vidnosno skladna aktivna zona reaktora shob mati negativnij parovij koeficiyent Ale odnoprohidnij potik teplonosiya mozhlivij Yak i u vipadku z usima alternativami shiroko rozpovsyudzhenim nini konstrukciyam zdebilshogo z pidkritichnim vodyanim oholodzhennyam reaktorami na teplovih nejtronah z vodyanim spovilnyuvachem bude menshe postachalnikiv tehnologij i detalej i menshe dosvidu prinajmni na pochatku nizh desyatilittyami perevirena tehnologiya abo yiyi evolyucijni vdoskonalennya taki yak en Himichna prokladka mozhe vesti sebe kardinalno inakshe oskilki vlastivosti rozchinu nadkritichnoyi vodi znachno vidriznyayutsya vid vlastivostej ridkoyi vodi U cej chas bilshist reaktoriv z vodoyu pid tiskom vikoristovuyut bornu kislotu dlya kontrolyu reaktivnosti na pochatku vigoryannya Zalezhno vid konstrukciyi en mozhe buti nemozhlivoyu U toj chas yak CANDU zdatni zapravlyatisya pid chas roboti inshi reaktori z vodyanim spovilnyuvachem ni Div takozhReaktor IV pokolinnya Reaktor rozmnozhuvach en koncepciya yaka v chomus shozha a v chomus nakladayetsya na koncepciyu SCWR i znahoditsya v stadiyi rozrobki krim programi pokolinnya IV en en en pokolinnya III Primitkihttps www gen 4 org gif jcms c 40679 technology system scwr accessdate 7 kvitnya 2016 Buongiorno Jacopo July 2004 The Supercritical Water Cooled Reactor Ongoing Research and Development in the U S 2004 international congress on advances in nuclear power plants American Nuclear Society ANS La Grange Park United States 21160713 Oka Yoshiaki Koshizuka Seiichi 2001 Supercritical pressure Once through Cycle Light Water Cooled Reactor Concept Nuclear Science and Technology 38 12 1081 1089 doi 10 1080 18811248 2001 9715139 Oka Yoshiaki Koshizuka Seiichi Ishiwatari Yuki Yamaji Akifumi 2010 Super Light Water Rectors and Super Fast Reactors Springer ISBN 978 1 4419 6034 4 https www gen 4 org gif upload docs application pdf 2013 09 gif rd outlook for generation iv nuclear energy systems pdf European Commission CORDIS Projects and Results Final Report Summary SCWR FQT Supercritical Water Reactor Fuel Qualification Test cordis europa eu Procitovano 21 kvitnya 2018 Yoshiaki Oka red 2014 Supercritical Pressure Light Water Cooled Reactors Springer ISBN 978 4 431 55024 2 Tsiklauri Georgi Talbert Robert Schmitt Bruce Filippov Gennady Bogoyavlensky Roald Grishanin Evgenei 2005 PDF Nuclear Engineering and Design 235 15 1651 1664 doi 10 1016 j nucengdes 2004 11 016 ISSN 0029 5493 Arhiv originalu PDF za 28 veresnya 2013 Procitovano 25 veresnya 2013 MacDonald Philip Buongiorno Jacopo Davis Cliff Witt Robert 2003 Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production Progress Report for Work Through September 2003 2nd Annual Report and 8th Quarterly Report PDF INEEL EXT 03 01277 Idaho National Laboratory Chow Chun K Khartabil Hussam F 2007 PDF Nuclear Engineering and Technology 40 2 arhiv originalu PDF za 27 veresnya 2013PosilannyaINL presentation Prezentaciya UW Vimogi do konstrukciyi palivnogo strizhnya u SCWR prezentaciya PowerPoint Analiz stabilnosti ANL SCWR prezentaciya PowerPoint SEMINAR DLYa UNIVERSITETIV REAKTORA PALIVNOGO CIKLU TA ENERGETIChNIH PRODUKCIJ PDF Prirodna cirkulyaciya na atomnih elektrostanciyah z vodyanim oholodzhennyam IAEA TECDOC 1474

Дата публікації:
Топ