Integrale und separate Effekttests für fortgeschrittene Reaktoren

Jan 14, 2024

Laut dem International Energy Outlook 2017 der Energy Information Administration (EIA) wird der weltweite Energieverbrauch zwischen 2020 und 2040 voraussichtlich um 28 % steigen (EIA, 2017). Kernkraftwerke erzeugen derzeit 11 % des weltweiten Stroms. Schätzungen zufolge wird die Kernenergie die am zweitschnellsten wachsende Energiequelle der Welt sein und zwischen 2020 und 2035 um durchschnittlich 1,5 % pro Jahr zunehmen. In den USA macht die Kernkraft derzeit etwa 20 % der gesamten Stromerzeugung und mehr aus mehr als 50 % des gesamten sauberen Stroms des Landes.

Kernenergie gilt als entscheidende Ressource, um bis 2050 wirtschaftsweit Netto-Null-Emissionen zu erreichen. Der Großteil der weltweiten Kernenergie wird von Kernkraftwerken der zweiten und dritten Generation erzeugt. Obwohl ein erheblicher Teil der bestehenden Kernkraftwerke in den 2030er Jahren stillgelegt wird, wird die steigende Nachfrage nach kohlenstofffreiem Strom aus aller Welt die Entwicklung der Kernenergie ankurbeln. Um Sicherheit, Zuverlässigkeit, Nachhaltigkeit, wirtschaftliche Wettbewerbsfähigkeit und Proliferationsresistenz für die künftige Kernenergie zu erreichen, müssen die Technologien bei der Entwicklung der Kernenergie verbessert werden. Fortschrittliche Reaktoren bieten das Potenzial, die Kernenergieindustrie zu verändern und sicheren, zuverlässigen und kohlenstofffreien Strom bereitzustellen, der die Fülle an Herausforderungen bewältigt, die sich aus der Dekarbonisierung der Stromnetze weltweit ergeben. Die USA haben im letzten Jahrzehnt erhebliche Anstrengungen in die Entwicklung neuer Technologien für fortschrittliche Reaktoren investiert.

Die Entwicklung fortschrittlicher Reaktoren erfordert ein Verständnis integrierter und komplexer Systeme, die unter normalen, transienten, anormalen und Unfallbedingungen neue Phänomene zeigen (Zweibaum et al., 2015). Die phänomenologische Analyse und das thermisch-hydraulische Verhalten eines fortschrittlichen Reaktors bilden die Grundlage für dessen Design und Sicherheitsbewertung (Mascari et al., 2015).

Die Durchführung sinnvoller, groß angelegter Experimente ist teuer, zeitaufwändig oder im Rahmen der verfügbaren Zeit und des verfügbaren Budgets sogar unmöglich. Verkleinerte experimentelle Tests, z. B. separate Effekttests (SETs) und integrale Effekttests (IETs), sind mit geeigneten Skalierungsüberlegungen möglich, um eine experimentelle Datenbank zur Charakterisierung der möglichen thermohydraulischen Verhaltensweisen von Prototypen zu entwickeln. Thermohydraulische Codes auf Systemebene können dann anhand der Datenbank validiert und für die Reaktorsystemkonstruktion und Sicherheitsanalyse verwendet werden.

Einerseits werden SETs durchgeführt, um experimentelle Daten bereitzustellen, um physikalische Modelle und/oder empirische Korrelationen zur Charakterisierung einzelner lokaler Phänomene oder kombinierter Phänomene unter prototypischen – oder simulierten – Bedingungen zu entwickeln und zu validieren. Da sich nicht jedes dieser Modelle und Korrelationen immer auf den Prototyp skalieren lässt, werden viele physikalische Modelle und empirische Korrelationen mit begrenzter Anwendbarkeit innerhalb eines kleinen Bereichs von Bedingungen in die Systemcodes implementiert, die zur Identifizierung thermohydraulischer Reaktionen durch Simulation verschiedener Arten von verwendet werden Unfälle und anormale Transienten der interessierenden Reaktoren.

Die SET-Einrichtungen sind in der Regel hochgradig instrumentiert, um Skalierungsverzerrungen zu minimieren. Andererseits werden IETs durchgeführt, um die Verhaltensweisen, Phänomene und Prozesse des gesamten Systems, die Wechselwirkungen von zwei oder mehr Komponenten und die lokalen Phänomene zu untersuchen, die typisch für die Zielfunktionen des Gesamtsystemdesigns sind (USNRC, 1998). . IET-Einrichtungen können die gesamten dynamischen und ähnlichen thermisch-hydraulischen Reaktionen liefern, die durch postulierte Unfälle und/oder abnormale Transienten in einem Referenzreaktor auftreten können.

Die aus den IET-Experimenten gewonnenen Daten werden zur Validierung von Systemcodes und zum Verständnis von Unfallphänomenen verwendet, anstatt direkt auf die Bedingungen eines Referenzreaktors im Originalmaßstab anwendbar zu sein. Die Anzahl der Instrumente und Sensoren in einer IET-Einrichtung ist geringer als die einer SET-Einrichtung. Skalierungsverzerrungen sind für IETs unvermeidlich und können die Ursache für Unsicherheiten in der Sicherheitsanalyse sein. Daher ist es wichtig, die Skalierungsverzerrung, insbesondere die Zeitskalierungsverzerrung, zu minimieren oder zu beseitigen, da eine zeitliche Kontrolle nicht praktikabel ist (Bestion, 2017).

Es werden zwei Kategorien von Schmelzsalz-Kernreaktoren entwickelt, die weltweit wachsendes Interesse erregen: mit Fluoridsalz gekühlte Hochtemperaturreaktoren (FHRs) mit Feststoffpartikelbrennstoff, bei denen das geschmolzene Salz nur als Kühlmittel dient, und Schmelzsalzreaktoren (MSRs). wobei der Kraftstoff im geschmolzenen Salzkühlmittel gelöst ist. Zur Bewertung eines MSR- oder FHR-Designs werden Sicherheitsbewertungen durchgeführt, um die Gültigkeit und Genauigkeit der Berechnungsmethoden, die Empfindlichkeit der Ergebnisse gegenüber Unsicherheiten und den Sicherheitsspielraum unter verschiedenen Bedingungen zu verstehen (Diamond et al., 2018).

Es ist wichtig, das Verhalten unter normalen, anormalen und Unfallbedingungen vorherzusagen, da für einen MSR oder FHR viel weniger regulatorische und experimentelle Erfahrungen vorliegen. Zur Identifizierung nuklearer thermisch-hydraulischer Phänomene, zur Validierung von Rechenwerkzeugen und zur Durchführung von Skalierungsanalysen oder sogar zur Validierung von Skalierungsmethoden sind zahlreiche experimentelle Daten erforderlich. SETs und IETs sind der Schlüssel zur Datenbank für die Entwicklung und Validierung thermohydraulischer Codes auf Systemebene für die Lizenzierung eines fortschrittlichen Reaktors. SETs und IETs für MSRs und FHRs sind jedoch spärlich. Viele SETs und IETs, die auf Niedertemperatur-Ersatzflüssigkeiten (z. B. Wärmeträgeröl und Wasser) für geschmolzene Salze basieren, bieten vernünftige Skalierungsstrategien und eine akzeptable Methodik (Zweibaum et al., 2020).

Die Verwendung von Ersatzflüssigkeiten kann die Untersuchung relevanter Flüssigkeits- und Wärmeübertragungsphänomene bei deutlich niedrigen Temperaturen, weniger erforderlichen Ressourcen und der Verwendung verfügbarer und präziser Instrumente und Sensoren ermöglichen und so Gefahren im Zusammenhang mit geschmolzenem Salz beseitigen. Allerdings wurden einige Phänomene, die nur flüssigem Hochtemperatursalz zugeschrieben werden, nicht mit Ersatzflüssigkeiten berücksichtigt, wie z. B. Überkühlungsereignisse, Überhitzungsereignisse, thermische Vermischung und Schichtung oder Strahlungswärmeübertragung. Eine Überkühlung kann zum Gefrierphänomen der Salzschmelze führen, was zu Komponentenschäden führen kann, die bei Transienten und Unfällen erheblich sein können. Eine Überhitzung kann sich auf die Reaktorstruktur auswirken und aufgrund von Strömungsfehlverteilungen zu lokaler Erwärmung führen. Parasitäre Wärmeverluste können auch zwischen geschmolzenen Salzen mit hoher Temperatur (550 bis 700 °C) und Ersatzflüssigkeiten mit niedriger Temperatur (50 bis 90 °C) erheblich unterschiedlich sein.

Bei laminarer Strömung ist eine höhere Strahlungswärmeübertragung zu erwarten, die berechnet und quantifiziert werden muss. In den USA gibt es eine Reihe von Testschleifen für geschmolzenes Salz (Yoder, 2015; Robb, 2016; Chen, 2021), und alle werden zur Unterstützung der Entwicklung und Demonstration von Komponenten für geschmolzenes Salz wie Pumpen, Dichtungen, Ventile und Wärme verwendet Wärmetauscher sowie Materialkorrosionstests. Es stehen jedoch keine SET- und IET-Anlagen für geschmolzenes Salz zur Verfügung, um die Unfallbedingungen bei geschmolzenem Salz zu untersuchen, und die Wärmeübertragung und -strömung von geschmolzenem Salz wurde bisher nicht gründlich für FHR/MSR-Kerne (z. B. Kieselbett, parallele Kanäle und Rob-Bündel) untersucht prototypische Temperatur- und Flüssigkeitsbedingungen. Darüber hinaus haben die begrenzten verfügbaren Daten zur Wärmeübertragung von geschmolzenem Salz mit großen Diskrepanzen in den thermophysikalischen Eigenschaften zu irreführenden Schlussfolgerungen geführt (Holcomb, 2013). Daher ist es unerlässlich, eine hochpräzise Datenbank für den Fluss und die Wärmeübertragung von geschmolzenem Salz für FHR/MSR-Kern- und Subsystemdesigns sowie für Unfallanalysen zu entwickeln.

Um SETs und IETs eines MSR/FHR zu unterstützen, führt UNM eine Reihe innovativer Experimente mit geschmolzenem Salz durch, um Salzschmelze-Phänomene zu verstehen, die Leistung von Schlüsselkomponenten zu verbessern und die Systemleistung und Analysecodes zu validieren. Eine vielseitige Testanlage für geschmolzenes Salz im kleineren Maßstab mit einem innovativen Hybrid-Loop-Pool-Design wird geplant, gebaut und für Experimente eingesetzt, um die Systemleistung unter normalen, vorübergehenden und Unfallbedingungen vorherzusagen. Die Anlage ist so konzipiert, dass SETs und IETs mit Bypass-Strömungsschleifen durchgeführt werden können, die durch Ventile für geschmolzenes Salz realisiert werden. Sobald die Anlage fertiggestellt ist, werden experimentelle Daten, die sowohl von SETs als auch von IETs gewonnen wurden, zum Benchmarking der Codes auf Systemebene verwendet. Das verkleinerte Fluorid-Salz-Integraleffekt- und Einzeleffekttestgerät (FIESTA), wie in Abb. 1 dargestellt, wird im Advanced Thermal-Hydraulics Laboratory an der University of New Mexico gebaut, das Dr. Minghui Chen leitet.

Die Mission der FIESTA besteht darin, eine wissenschaftliche und technische Grundlage für die Beschleunigung der Lizenzierung von MSRs und FHRs zusammen mit anderen experimentellen Einrichtungen in nationalen Labors, Industrien und Universitäten zu schaffen. FIESTA ist in der Lage, die meisten MSR- oder FHR-Transientenreaktionen für eine Vielzahl von Ereignissen zu reproduzieren, die während des Lizenzierungsprozesses bewertet werden. FIESTA ist für den Betrieb bei 650 °C mit FLiNaK (dh einer eutektischen Mischung aus 46,5 % LiF, 11,5 % NaF und 42 % KF) als Primärkühlmittel ausgelegt, was einer typischen Reaktorkernauslasstemperatur entspricht. Es wird erwartet, dass diese Anlage alle wichtigen Komponenten eines MSR oder FHR in verkleinertem Maßstab umfassen wird, mit Ausnahme des Stromumwandlungszyklus, einschließlich eines Behälters, zweier Pumpen für geschmolzenes Salz, eines Zwischenwärmetauschers (IHX) und eines Sekundärwärmetauschers (SHX), ein direktes Reaktorhilfskühlsystem (DRACS), ein Gefäßkühlsystem (VCS) und einen Zwischenkreislauf. Der Reaktorkern wird mithilfe elektrischer Heizstäbe simuliert. Zusätzlich zum DRACS, dem Reactor Vessel Auxiliary Cooling Systems (RVACS), kann ein VCS, bei dem Zerfallswärme durch Konvektion und/oder Strahlung von den Wänden des Reaktors und des Schutzbehälters abgeführt wird, problemlos integriert und getestet werden (Lisowski, 2021). Die simulierte Wärme wird auf die im Hohlraum des Betonbehälters strömende Luft übertragen und direkt oder durch einen sekundären Austausch durch Konvektion an Wasser an die Umgebung abgegeben. Bei Transienten und Unfallbedingungen wird die elektrische Leistung variiert, um Rückkopplungseffekte des Reaktors zu simulieren. FIESTA wird mit Ausnahme des Testabschnitts vollständig begleitbeheizt und wärmeisoliert sein.

Eines der Hauptziele von FIESTA besteht darin, stationäre und transiente experimentelle Daten zu sammeln, die für die Validierung thermisch-hydraulischer Systemcodes relevant sind. Zu diesem Zweck weist FIESTA eine ausreichende Komplexität auf, um repräsentativ für ein MSR- oder FHR-Design zu sein, bei dem eine starke Kopplung zwischen den thermisch-hydraulischen Verhaltensweisen des Reaktorkerns, des IHX, der Zwischenschleife, des SHX, der Wärmesenkenschleife und der Zerfallswärmeabfuhrsysteme besteht ( DRACS und/oder RVACS). Für das FIESTA wird eine Testmatrix entwickelt, die auf einigen nominalen MSR- und FHR-Operationen und Transienten basiert. Es werden Daten zu den Kühlmitteleinlass- und -auslasstemperaturen, Durchflussraten, Drücken und Differenzdrücken über die Wärmetauscher und den simulierten Reaktorkern erhoben. Diese Daten werden zur Bewertung der Kopplung der Subsysteme verwendet. Sie werden auch zum Benchmarking der Wärmeübertragungs- und Druckabfallkorrelationen/-modelle verwendet, die in den aktuellen thermisch-hydraulischen Codes auf Systemebene für FHRs verwendet werden.

Das Forschungsprogramm, das SETs und IETs durchführt, nutzt eine vielseitige Testanlage für geschmolzenes Salz, um Systemcodes zur Unterstützung des Einsatzes von MSR- und FHR-Technologien zu validieren, und bietet außerdem Studenten vom Grundstudium bis zum Graduiertenstudium, insbesondere amerikanischen Ureinwohnern, Hispanoamerikanern und unterrepräsentierten Minderheiten, verschiedene Ausbildungs- und Ausbildungsmöglichkeiten Bildungsmöglichkeiten für fortgeschrittene Reaktoren, praktische Experimente mit geschmolzenem Salz und Instrumentierungstechnologien.

Bitte beachten Sie, dass dieser Artikel auch in der dreizehnten Ausgabe unserer vierteljährlichen Publikation erscheinen wird.

Speichern Sie meinen Namen, meine E-Mail-Adresse und meine Website in diesem Browser für den nächsten Kommentar.

D