HTR-10
HTR-10 – chiński 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.
Historia edytuj
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
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
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]
| Warstwa | Materiał | Grubość [mm] |
Gęstość [g/cm³] |
|---|---|---|---|
| Rdzeń | ditlenek uranu | 0,25 | 10,4 |
| I (buforowa) | PyC | 0,09 | 1,1 |
| II (wewnętrzna) | PyC | 0,04 | 1,9 |
| III | SiC | 0,035 | 3,18 |
| IV (zewnętrzna) | PyC | 0,04 | 1,9 |
Systemy bezpieczeństwa edytuj
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
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
Przypisy edytuj
- ↑ 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.).
- ↑ 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. [dostęp 2010-04-26]. (ang.).
- ↑ a b Xu Yuanhui, The HTR-10 project and its further development [online], Institute of Nuclear Energy Technology, Tsinghua University (ang.).
- ↑ a b c HTR-10. 2010. [dostęp 2013-02-25]. [zarchiwizowane z tego adresu (2014-01-26)]. (ang.).
- ↑ Fu Li, HTR Progress in China [online], INET, Tsinghua University, 8 kwietnia 2014 (ang.).
- ↑ a b Wu Zongxin, Yu Suyuan, HTGR PROJECTS IN CHINA, Institute of Nuclear and New Energy Technology, Tsinghua University, 25 marca 2007.
- ↑ Zuoyi Zhang i inni, Current status and technical description of Chinese 2×250MWth HTR-PM demonstration plant, „Nuclear Engineering and Design”, 239 (7), 2009, s. 1212–1219, DOI: 10.1016/j.nucengdes.2009.02.023.
- ↑ 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].
- ↑ J.M. Kendall, Overview of IAEA Co-ordinated Research Project on Evaluation of HTGR Performance, Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (ang.).