Pebble bed-reaktor

Från Wikipedia
Hoppa till: navigering, sök
Skiss över en pebble bed-reaktor.

Pebble-bed reaktorn (PBR) är en grafit-modererad, gaskyld kärnreaktor. Den är en typ av högtemperaturreaktor (VHTR–tidigare känd som gaskyld högtemperaturreaktor (HTGR)), en av de sex klasserna av kärnreaktorer i Fjärde generationens reaktor-initiativet. Liksom andra typer av VHTR, använder PBR TRISO bränslepartiklar, vilka tillåter höga utgångstemperaturer och passiv kärnsäkerhet.

Den här typen av reaktorer finns ännu bara på försöksstadiet. I Sydafrika bedrevs aktiv utveckling fram till 2010 med deras PBMR-design. Följande beskrivning vilar i huvudsak på den kinesiska 10 MWt prototypen HTR-10, som togs i drift vid Tsinghuauniversitetet år 2003.[1]

Bränslet inkapslad i en grafitkula.

Etymologi[redigera | redigera wikitext]

Pebble-bed kommer från engelskan och betyder ungefär "bädd av klappersten". Den har fått sitt namn av att bränslet utgörs av sfäriska element något större än en biljardboll.

Historik[redigera | redigera wikitext]

Den första idén till en pebble-bed reaktor fick Prof. Dr. Farrington Daniels vid Oak Ridge 1947, som även myntade dess namn. [2] Konceptet med en mycket enkel och säker reaktor, med ett kärnbaserat handelsbränsle utvecklades av Professor Dr. Rudolf Schulten i Tyskland på 1950-talet,[3] men politiska och ekonomiska beslut togs senare att överge tekniken i Tyskland efter 21 års framgångsrik drift.[4] Ett antal prototyper har byggts på annat håll.

Struktur och sammansättning av grafitkulan i en pebble bed-reaktor.

Bränslet[redigera | redigera wikitext]

Bränsleelementen är uppbyggda av tusentals små kulor kallade TRISO-partiklar bestående av en urandioxidkärna med en diameter av en halv mm omgiven av ett lager av poröst kol som tar upp fissionsprodukter och ett lager av pyrolytisk grafit (grafit med kovalenta bildningar mellan kolplanen i grafitstrukturen) därefter ett lager av kiselkarbid och ytterst ett lager med pyrolytisk grafit. De här lagren skall förhindra att radioaktiva produkter frisätts från bränsleelementen. Varje bränsleelement består av 8 300 TRISO-partiklar och innehåller 5 g 17 % anrikat uran.

Reaktorhärden består av 27 000 sådana bränsleelement i en tank. Tankens väggar är klädda med grafit som fungerar som neutronreflektor. Kylningen sker med helium och i vissa reaktorkonstruktioner har man tänkt sig att använda det till 900 °C upphettade heliumet direkt för att driva en turbin. I HTR-10 används istället en värmeväxlare, där ånga till turbinen genereras.

Säkerhetsaspekter[redigera | redigera wikitext]

Reaktorn kan drivas fortlöpande, eftersom bränsleelementen fylls på uppifrån och tappas ut nertill från reaktortanken. Bränsleelementen kontrolleras och om de inte är helt förbrukade och inte heller är skadade, så kan de tillföras reaktortanken för ett genomgå ytterligare en cykel. Två oberoende avstängningssystem finns. Det ena består av tio styrstavar som finns i grafitreflektorn. Det andra systemet finns också i grafitreflektorn och består av sju hålrum, som kan fyllas med små kulor av neutronabsorberande material.

Härdsmälta kan inte inträffa i en pebble-bed reaktor, eftersom reaktionen avtar då temperaturen stiger, så att temperaturen aldrig blir över cirka 2 000°C, vilket bränsleelementen och konstruktionen i övrigt tål.

Fördelen med TRISO-bränslet ur miljösynvinkel är att radioaktivitet inte kommer ut i naturen vare sig under drift i reaktorn eller vid hantering av bränslet. Vid olyckor kan enstaka bränsleelement bli så svårt skadade att utsläpp av radioaktivitet kan ske. En nackdel är att volymen av förbrukat bränsle som skall slutförvaras blir större än från exempelvis en lättvattenreaktor.

Alternativ energibärare[redigera | redigera wikitext]

En annan anledning till att kineserna intresserar sig för den typen av reaktor är att man tänker sig att kunna använda dem även för att kunna framställa vätgas genom termisk sönderdelning av vatten. Vätgas ser man som en framtida energibärare för bland annat bränslecellsdrivna bilar.[5]

Noter och referenser[redigera | redigera wikitext]

  1. ^ Hu, Shouyin; Wang, Ruipian; Gao, Zuying (2004), ”Safety Demonstration Tests On HTR-10”, Proceedings of the Conference on High Temperature Reactors (Beijing, China): 1–16, http://www.iaea.or.at/inisnkm/nkm/aws/htgr/abstracts/abst_htr2004_h06.html, läst 2011-02-22 
  2. ^ http://www.ornl.gov/info/ornlreview/v36_1_03/article_01.shtml
  3. ^ Association of German Engineers (VDI), the Society for Energy Technologies (publ.) (1990). AVR - Experimental High-Temperature Reactor, 21 Years of Successful Operation for A Future Energy Technology. Association of German Engineers (VDI), The Society for Energy Technologies. sid. 9–23. ISBN 3-18-401015-5. http://www.nea.fr/abs/html/nea-1739.html 
  4. ^ NGNP Point Design – Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03 sid 20
  5. ^ Sun, Yuliang; Xu, Jingming; Zhang, Zuoyi (2006), ”R&D effort on nuclear hydrogen production technology in China”, International Journal of Nuclear Hydrogen Production and Applications 1 (2): 104–111, http://inderscience.metapress.com/openurl.asp?genre=article&issn=1743-4939&volume=1&issue=2&spage=104, läst 2011-02-22