HTR-10


HTR-10 w encyklopedii

Z Wikipedii, wolnej encyklopedii Przejdź do nawigacji Przejdź do wyszukiwania

HTR-10chiński eksperymentalny reaktor jądrowy z rdzeniem usypanym, o mocy termicznej 10 MW (skąd nazwa); pierwszy w historii chiński reaktor HTGR. Reaktor pracował w Instytucie Technologii Energii Jądrowej (INET) przy Uniwersytecie Tsinghua.

Spis treści

Historia | edytuj kod

W latach 1991-1992 INET wykonał wstępne studium wykonalności reaktora. Decyzja o budowie reaktora została podjęta w marcu 1992. W połowie tego samego roku przedłożono raport oddziaływania na środowisko. Założenia projektu zatwierdził Narodowy Zarząd Bezpieczeństwa Jądrowego w sierpniu 1992 a raport analizy bezpieczeństwa w marcu 1993. Projekt podstawowy i budżet zostały zatwierdzone w 1994 przez Chińską Krajową Komisję Edukacji i Komisję Nauki i Technologii[1].

HTR-10 został zbudowany w oparciu o know-how wykorzystane przy budowie i eksploatacji niemieckiego reaktora AVR[2]. Celem projektu było zweryfikowanie i zademonstrowanie możliwości technicznych i cech bezpieczeństwa modułowego reaktora HTGR:

  • pozyskanie doświadczenia z zakresu projektowania, budowania i eksploatacji HTGR
  • badanie napromieniowania elementów paliwowych
  • badanie wewnętrznych cech bezpieczeństwa modułowego reaktora HTGR
  • zademonstrowanie kogeneracji prądu elektrycznego i ciepła oraz pracy turbin gazowych i parowych
  • rozwój wysokotemperaturowych metod uzyskiwania ciepła technologicznego.

Pełna licencja na budowę została wydana w grudniu 1994 i wtedy też ukończono prace ziemne. Pierwszy beton na placu budowy wylano 14 czerwca 1995. Budynki zaprojektował instytut architektury Uniwersytetu Tsinghua. System oczyszczania helu zaprojektował Chiński Instytut Energii Jądrowej[3].

21 grudnia 2000 reaktor po raz pierwszy osiągnął stan krytyczny[3]. 7 stycznia 2003 został podłączony do sieci elektrycznej a pełną moc osiągnął 29 stycznia tego samego roku[4][5]. Zimą dostarczał ciepło do systemu ciepłowniczego kampusu uniwersytetu. Do 2006 roku dostarczył 600 MWh energii elektyrcznej[6].

Druga faza zaplanowanych badań zakończona została w 2006 roku.

W pierwszej dekadzie XX wieku Chiny zdecydowały się na zbudowanie większego następcy HTR-10 już jako komercyjnej elektrowni, HTR-PM[7].

Budowa i działanie | edytuj kod

HTR-10 to modułowy reaktor HTRG z rdzeniem usypanym, chłodzony helem. Zbiornik ciśnieniowy składa się ze zbiornika reaktora i zbiornika generatora pary, połączonych gazociągiem (300 mm). Wszystkie 3 elementy wykonane są ze stali SA516-70. Zbiornik reaktora ma 4,2 metra średnicy wewnętrznej, 11,1 metra wysokości, i masę 142 ton. Zbiornik generatora ma średnicę wewnętrzną 2,5 m, wysokość 11,3 m, i masę 70 ton[1].

Rdzeń reaktora ma 1,8 metra średnicy, wysokość 1,97 metrów, i objętość 5m³. Otoczony jest grafitowym reflektorem o grubości 100 cm[1].

Elementy paliwowe przechodzą przez rdzeń wielokrotnie, co zapewnia w miarę równe ich wypalenie. Kulki są wyjmowane za pomocą urządzenia pneumatycznego[1].

Temperatura wylotowa chłodziwa w obiegu pierwotnym wynosi od 700 do 950°C, przy ciśnieniu 3 MPa, co pozwalało na tanią i efektywną produkcją wodoru jako produktu ubocznego[8]. Temperatura helu na wlocie do rdzenia wynosiła 250°C. Maksymalna szybkość przepływu chłodziwa wynosiła 4,3 kg/s[1].

W pierwszej fazie eksploatacji, do obiegu wtórnego podłączona była turbina parowa (kogeneracja energii). W drugiej fazie podłączono dodatkowo turbinę gazową. Temperatura pary na wyjściu generatora pary wynosiła 440°C, przy ciśnieniu 4 MPa i przepływie 12,5 t/h[1].

Elektrownia zajmowała zasadniczo dwa budynki: budynek reaktora i halę turbin. Przynależały do nich dwie wieże chłodnicze, komin i wentylatorownia. Całość zajmowała obszar ok. 100 m × 130 m[1].

Paliwo | edytuj kod

Rdzeń wypełniony był 27 000 6-cm kulek, z czego od 43 do 57% kulek zawierało ceramiczne niskowzbogacone paliwo jądrowe[1] (typu TRISO)[4]. Wzbogacenie świeżego elementu paliwowego wynosiło 17%, a zakładane wypalenie wynosiło do 80 000 MWd/t.

Paliwo było typu "niemieckiego". Pojedyncza kulka paliwa miała średnicę 6 cm, z czego na obszarze 5 cm występowały granule paliwa (łącznie 5 g). Pojedyncza granula miała 0,9 mm średnicy[1].

Warstwy granuli paliwa jądrowego[1]

Systemy bezpieczeństwa | edytuj kod

Z uwagi na budowę i sposób działania (paliwo ceramiczne), reaktor nie wymaga aktywnego UACR. Możliwość odprowadzenia ciepła powyłączeniowego za pomocą naturalnej konwekcji pokazały przeprowadzone eksperymenty.

System awaryjnego wyłączania reaktora (SCRAM) składa się z 10 prętów kontrolnych i 7 kulek o ujemnej reaktywności. Pręty i kulki utrzymywane są przez elektromagnesy i w przypadku utraty zasilania opadają pod wpływem siły ciężkości[1].

Reaktor nie posiadał ciśnieniowej hermetycznej obudowy bezpieczeństwa. Ostatnią barierę bezpieczeństwa stanowiły betonowe sekcje budynku reaktora, obieg pierwotny i system wentylacji awaryjnej (niehermetyczna przestrzeń wokół rdzenia do odprowadzania gazowych produktów rozszczepienia i eksploatacji)[1].

Badania nad bezpieczeństwem | edytuj kod

W reaktorze przeprowadzono co najmniej 6 eksperymentów z zakresu bezpieczeństwa[4], w tym[2]:

  • awaria utraty chłodzenia (wyłączenie cyrkulatorów helu bez SCRAM) - przeprowadzony 15 października 2003. Cyrkulatory zostały wyłączone podczas normalnej pracy reaktora przy mocy 3MW. Moc reaktora spadła z uwagi na ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności. Po około 50 minutach reaktor znów osiągnął stan krytyczny a jego moc ustabilizowała się na poziomie ok. 200 kW.
Podobny test, ale przy pełnej mocy 10 MW, przeprowadzono o 16:00 7 lipca 2005 roku. Reaktor zachował się podobnie - moc reaktora spadłą do zera w ciągu mniej niż 500 sekund[6].
  • wyjęcie prętów bezpieczeństwa bez SCRAM (anormalny wzrost reaktywności) - przeprowadzony dwukrotnie, z dwoma różnymi dodatnimi reaktywnościami (uzyskanymi przez wyciągnięcie pręta kontrolnego o 12 lub 130 cm). Moc wyjściowa reaktora wynosiła 3MW. Po wyciągnięciu pręta, reaktor osiągnął maksymalną moc, odpowiednio, 5,37 i 7,23MW. Aktywowały się środki bezpieczeństwa: wyłączyły się cyrkulatory helu, i odizolowano obieg pierwotny i wtórny. Moc reaktora spadła z uwagi na ujemny temperaturowy współczynnik reaktywności. Po około 2 godzinach reaktor osiągnął stabilną moc na poziomie ok. 200 kW.

Ponieważ w pierwszej dekadzie XXI wieku był jedynym na świecie działającym reaktorem z rdzeniem usypanym, służył jako obiekt badań dla wielu zespołów naukowych z całego świata, w tym jako wzorzec do badań nad dokładnością kodów komputerowych opisujących fizykę eksploatacji reaktorów[1]. Stanowił jeden z 4 reaktorów HTGR badanych przez państwa członkowskie IAEA w ramach wieloletniego wspólnego programu badawczego Evaluation of HTGR Performance[9].

Zobacz też | edytuj kod

Przypisy | edytuj kod

  1. a b c d e f g h i j k l m The high temperature gas coolded reactor test module core physics benchmarks (ang.).
  2. a b Shouyin Hu, Ruipian Wang, Zuying Gao. Safety Demonstration Tests On HTR-10. „Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors”, s. 1–16, 2004 (ang.). [dostęp 2010-04-26]. 
  3. a b XuX. Yuanhui XuX., The HTR-10 project and its further development, „{{{czasopismo}}}”, Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University  (ang.).czasopismo
  4. a b c HTR-10 (ang.). 2010. [dostęp 2013-02-25].
  5. FuF. Li FuF., HTR Progress in China, „{{{czasopismo}}}”, INET, Tsinghua University, 8 kwietnia 2014  (ang.).czasopismo
  6. a b WuW. Zongxin WuW., Suyuan, HTGR PROJECTS IN CHINA, „{{{czasopismo}}}”, Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, 2007-03-25 .czasopismo, !!!
  7. Current status and technical description of Chinese 2×250MWth HTR-PM demonstration plant. „Nuclear Engineering and Design”. 239. s. 1212–1219. DOI: 10.1016/j.nucengdes.2009.02.023
  8. Yuliang Sun, Jingming Xu, Zuoyi Zhang. R&D effort on nuclear hydrogen production technology in China. „International Journal of Nuclear Hydrogen Production and Applications”. 1 (2), s. 104–111, 2006. DOI: 10.1504/ijnhpa.2006.011245. [dostęp 2010-04-26]. 
  9. J.M.J.M. Kendall J.M.J.M., Overview of IAEA Co-ordinated Research Project on Evaluation of HTGR Performance, Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej  (ang.).
Na podstawie artykułu: "HTR-10" pochodzącego z Wikipedii
OryginałEdytujHistoria i autorzy