反应堆破产 - THTR 300 THTR 通讯
关于 THTR 等的研究。 THTR分解清单
HTR 研究 “明镜”中的 THTR 事件

研究伦理

德国的 HTR 研究

即使在第三个千年:

科学核精英值得 HTR 资助!

为德累斯顿、罗森多夫、齐陶、格尔利茨、汉堡、斯图加特、加兴、卡尔斯鲁厄、波鸿、亚琛、于利希...

“嘘,一个字都没有提到南非计划中的高温反应堆的尴尬结局。一个字也没有提到这个贫穷国家毫无意义地浪费掉的 1,5 亿欧元!”

这显然是核工业的喉舌杂志“atw”的座右铭,该杂志对最近的球床模块化反应堆(PBMR)的破产保持沉默。

并且代表整个行业,在其 2010 年 8 月版的 XNUMX 页中介绍了未来为推广第四代反应堆而支付的欧盟项目。 第二部分将在下一期...

因为到了秋季,联邦政府的新能源概念就会确定下来。 除了强制性的期限延长之外,核工业还对此提出了一些非常特殊的要求。 之前的研究项目应该继续,新的东西应该被启动。

原子叶atw坦率地介绍了HTR技术在过去两年中令人印象深刻的研发工作。 以下是按城市分类的详细信息概览。

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德累斯顿-罗森多夫

对于所谓的“东核技术能力中心”,其中还包括德累斯顿-罗森多夫研究中心和齐陶/格尔利茨应用科学大学,atw 描述了 2010 年 XNUMX 月的未来重点:

- “基于当今轻水反应堆安全分析的模拟方法,重点越来越多地转向开发第四代反应堆和加速器驱动系统的方法”(4 年,第 2010 页)。

- 在德累斯顿-罗森多夫,DYN3D 反应堆动力学程序不仅正在为轻水反应堆进一步开发:“应用领域正逐渐扩大到包括第四代反应堆”(2010 年,第 260 页)。

- 对核反应堆材料和部件安全性的研究:“铬钢被认为是第四代核反应堆的潜在建筑材料,因为它们具有有利的性能组合”(2010 年,第 261 页)。

- “在 Gen IV 的背景下,目前对钠冷快堆的调查有强烈的复兴,其中 FZD 参与了欧洲项目 ADRIANA 和 CP-ESFR”(2010 年,第 261 页)。 创建了一个新的液态金属流动实验平台 (DRESDYN)。

- 由于 HTR 的放射性球形燃料元件的最终处置在接下来的几个世纪中仍需以某种方式进行监管,因此正在开展研究以减少废物和放射性辐射量。 因此,“嬗变”包括将长寿命放射性核素转化为短寿命或稳定的核素:“为了开发 GenIV 系统和专用加速器支持的嬗变系统 (ADS),需要快速中子反应的精确横截面”( 2010 年,第 261 页)。

“关于提高气冷核反应堆的安全性能,这里特别是高温反应堆,高温能源技术创新材料的开发”,德累斯顿工业大学开展了以下研究工作:

- 从 HTR 中释放灰尘。

- “作为国际 F 桥项目的一部分,德累斯顿工业大学正在追求开发一种基于激光的工艺,用于先进高温反应堆 (VHTR) 全陶瓷燃料元件外壳的耐高温密封通过激光诱导焊接进一步发展......”(2009 年,第 2010 页)。

- 使用创新激光技术制造超高密度扩散屏障:“高温核反应堆安全概念的一个重要组成部分是将核燃料颗粒密封在多层陶瓷涂层中......”(2010 年,第 264 页)。

- 开发高温热交换器。

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学生吸引力:
让原子能“在实验中体验”:训练核反应堆AKR-2!!!

“培训核反应堆是德累斯顿工业大学氢能和核能技术教授职位的一个组成部分,并为保持竞争力做出了重大贡献 - 无论是与其他学院和大学以及与工业合作。(...)AKR -2 不仅是德累斯顿工业大学真正的学生吸引力,而且“(2010,第 264 页)与退出决定相矛盾,但谁在乎?

Antonio Hurtado 自 2007 年以来一直担任德累斯顿工业大学氢能和核能教授职位的负责人。 他在亚琛工业大学 (RWTH Aachen University) 获得 HTR 博士学位(2009 年,第 204 页)。 这方面的详细信息在 THTR 通告第 117 号.

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齐陶-格尔利茨

作为 RAPHAEL 项目的一部分,在 FLP 500 磁轴承试验台上进行了实验研究,它们用于支撑旋转的 HTR 部件。 “在欧盟委员会第 6 个 EURATOM 框架计划内,在 RAPHAEL 项目下开展了大量研究和开发工作”(2010 年,第 265 页)。

正在开展“甚高温反应堆项目”(VHTR),目的是利用核能发电、制氢和可用热能。 除了 AREVA (Erlangen),斯图加特大学核能技术研究所 (W. Scheuermann) 和 Jülich 研究中心 (W. von Lensa) 的代表也参与了 RAPHAEL 项目。 有关更多信息,请参阅 THTR 通告 107 UND 117.

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汉堡

“近年来,TÜV Nord 增加了核技术领域的员工人数。(...) TÜV Nord 还参与了芬兰、瑞典、阿根廷或南非的项目,例如。外国订单增加了独立性专家,促进专业发展并提供长期前景。TÜV Nord 员工越来越多地参加国际会议,并积极参与这套规则的国际发展”(2010,第 485 页)。 - 就南非的 PBMR 而言,很难说“长期前景”(原声 atw 2010 年 XNUMX 月!)。

ESKOM 和 TÜV Nord 之间目前为 PBMR 工作的最后一个“框架协议 ED 120”于 2008 年 3 月缔结。 XNUMX 周后就结束了,南非生产的球形燃料元件通过船运到美国进行试验。

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斯图加特

“核能技术与能源系统研究所(IKE)的研究领域是在现有反应堆的国家反应堆安全研究框架内的事故模拟和模型验证领域,以及对未来核电设计概念的分析工厂,尤其是高温反应堆 (HTR)。(...) 气冷高温反应堆 (HTR) 的中子和热液压耦合方法的开发和验证工作将继续进行。(... )

IKE参与了中国HTR-PM“(2010年,第266页)的开发。HTR-PM是一种“高温气冷堆-球床模块”。根据亚琛工业大学主页“中国目前正在规划一种模块化高温反应堆 HTR-PM。

国家材料测试研究所 (MPA) 还参与了斯图加特的“新启动的热混合理论和实验工作”(2010 年,第 266 页)。

科学家们仍在修补燃料元件被拧坏的卵石床(以及随之而来的损坏),这是 HTR 的典型特征。 自 50 年代以来,没有人真正解决过这个问题。 球只是没有按照工程师希望的方式排列在堆中! “同时开展了基础性和面向应用的工作。这与高级仿真模型和测量技术的开发密切相关”(2009 年,第 328 页)。 - 玩得开心计算!

“高温反应堆 (HTR) 的中子和热工水力耦合方法的开发和验证工作将继续进行。核心容器的 3 维耦合计算机程序正在开发中 包括 HTR 是几个博士学位的主题在 IKE 上”(2009 年,第 329 页):

- Kamal Hossain 的“HTR 热工液压代码的扩展”。
- Astrid Meier 撰写的“在高温球床反应堆中作为燃料的钚和次锕系元素”(2009 年,第 195 页)。

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加兴

HTR 开发:“与工厂和反应堆安全协会 (GRS) Garching 合作,正在开发用于堆芯设计和安全分析的 3 维计算机程序”(2010 年,第 266 页)。

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卡尔斯鲁厄

“第四代反应堆的实验也已经开始,其他反应堆正在准备中 HELOKA-VHTR 工厂将进行扩建。然后该工厂将获得一条高温测试轨道 (...)。测试台不仅令人感兴趣用于具有快中子的未来气冷反应堆,但也可用于已经大量开发的高温反应堆。(...) )

“先进反应堆实验设施任务(TAREF)”工作组的任务是确定先进气冷和钠冷快堆研究的需求(!!)和优先事项”(2010 年,第 172 页)!

“在 QUENCH 项目的框架内,对氢源项和反应堆组件在严重事故早期阶段的高温材料行为进行了研究,特别是在再注水期间”(2010 年,第 254 页)。 分析了部分毁坏的岩心的溢流。

“2009 年,欧盟第 6 框架计划中的各种计划,如 EISOFAR、ELSY、Eurotrans 等,都成功完成了研究创新关键和次关键系统嬗变可能性的计划”(2010 年,第 256 页)。 对于嬗变(减少放射性废物量),另见 Dresden-Rossendorf。

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波鸿

“波鸿鲁尔大学反应堆模拟和安全工作组的重点是关于核设施技术、模拟和安全分析的跨学科研究项目。这些项目由欧盟委员会、联邦政府、研究中心资助和行业,并受到国际支持合作。(...)

事故控制分析、内部应急保护措施的效果以及从系统到环境的放射性核素源项的量化与评估新系统概念(第三代和第四代)一样是一个令人感兴趣的焦点“( 2009,第 329 页)。

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于利希-亚琛

我们已经报道了很多关于 HTR 开发的主要参与者。 以下是一些更重要的细节:

“关于当今反应堆安全壳完整性的安全调查以及关于第四代气冷反应堆设计和安全的反应堆理论工作在能源研究所 - 安全研究和反应堆技术 - IEF 进行-6 在 Jülich 研究中心。...) 对于气冷的第四代反应堆,空气进入的压力释放事故被认为是“(4 年,第 2010 页)。 重点是:

辐照 THTR 和 AVR 燃料元件的嬗变和最终储存:不应认为核电厂运营商在将核电厂投入运行之前考虑过如何处理放射性废物!

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净化 1.000 吨辐照石墨。

“在德国,大约 1.000 毫克(即 1 万公斤或 1.000 吨!)的辐射石墨必须作为放射性废物处理。这主要来自两个高温 AVR 和 THTR。对 AVR 的 C-2 库存的调查已经表明,仅处置陶瓷 AVR 组件就将占用 Konrad 储存库批准的 C-14 库存的 3/4 左右“(14 年,第 2009 页)!

“鉴于核废料在深部地质层的最终处置周期较长,不能排除废料与相应地层水之间的接触。” 直到现在,IEF-6 才“调查了受辐照的研究堆燃料元件在存在铁的情况下在这种水中的行为(热电池系统中燃料元件容器的材料”(2010 年,第 258 页))!

Puma 项目:“为了有效减少除 MOX 燃料元件之外的核能发电过程中产生的钚,还在讨论高温反应堆 (HTR) 中的燃烧”(2010 年,第 259 页)。

用于堆芯设计的 VSOP 计算机程序中核数据库的标准化。

NACOK 训练器仍在运行:“它用于模拟空气进入高温反应堆 (HTR) 的氦冷却回路的过程和后果。在最近的实验中,石墨块使用烟囱效应”(2010 年,第 259 页)。

“与亚琛工业大学反应堆安全与技术主席 (LRST) 合作,建造了一个新的测试容器 (REKO-4),未来将在其中更详细地研究自然对流的作用。这个项目是目前将与 LRST 密切合作开展的 4 项计划活动中的第一项。目前正在进行计划活动,以进行关于壁冷凝、气溶胶行为以及热水力学和石墨氧化主题的联合实验在 VHTR”(2009 年,第 322 页)中。

最后,这里应该提到研究活动的一个特别辛辣的细节:

“FZJ 正在研究 HTR-FA(燃料组件)在直接处置过程中的化学和机械长期稳定性。迄今为止,我们的荷兰合作伙伴 NRG(碳化硅和 FZJ(PyC)进行的研究是欧盟 RAPHAEL 项目表明,至少在最初的 1.000 年期间,可以预期通过涂层可靠地容纳核燃料的主要部分“(2009,第 323 页)!

燃料元件球体含有高放射性物质和钚。 我们从关注长期保存这些高度危险的定时炸弹(即使数量最少)的科学机构那里听到了关于未来的模糊和模糊的假设:

“最初的 1.000 年(以及之后?)......大量(不完整!!)部分......可以预期(!!)(!!)......”

唯一可以确定的是,至少在接下来的 1.000 年里,许多人将不得不为核研究人员和政治家在双重意义上的不负责任行为付出代价。 凭借他们的健康和大量金钱。 让我们停止贪婪的核团伙。 炎热的秋天! 

地窖花

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FZJ 2010年关于球床反应器开发的出版物
(不拆解/处置)

Allelein, H.-J .; 卡塞尔曼,S。 Xhonneux, A .; Herber, S.-C.

完全集成的 HTR 代码包的开发进展

5th International Conference on High Temperature Reactor Technology,HTR 2010,布拉格,捷克共和国,18 年 20 月 2010-XNUMX 日

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李,J.; 纽尼霍夫,K。 波尔,C.; Allelein, H.-J.

使用 MCNP 研究同质和双异质卵石模型的空间自屏蔽和温度效应

2010 年年度核技术会议,柏林,4.-6。 2010 年 XNUMX 月,CD-ROM,Deutsches Atomforum eV 和 Kerntechnische Gesellschaft eV,柏林

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纳比莱克,H。 Verondern, K.; 卡尼亚,MJ

AVR 和 MTR 中的 HTR 燃料测试

过程HTR 2010,论文 064,布拉格,捷克共和国,CD-Proceedings,12 页,2010

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纽尼霍夫,K。 德鲁斯卡,C。 Allelein, H.-J.

针对瞬态场景的 INK 和 MGT 之间的代码到代码比较

第五届高温反应堆国际会议论文集
技术,HTR 2010,布拉格,捷克,18 年 20 月 2010-XNUMX 日

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波尔,C.

高温反应堆中钚燃料的温度反应系数

Proceedings PHYSOR 2010,匹兹堡,宾夕法尼亚州,美国。 9年14月2010日至XNUMX日

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波尔,C.

高温反应堆中钚燃料的温度反应系数

美国核学会会刊,拉格朗日公园,伊利诺伊州 (2010) 迄今为止仅在 CD-ROM 上可用

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波尔,C.; Allelein, H.-J.

在 HTR 能谱中燃烧次锕系元素

5 年第 2010 届高温反应堆技术国际会议,HTR,捷克共和国布拉格,18 年 20 月 2010-XNUMX 日

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Verondern, K.; 来自 Lensa, W.

用于氢气和合成燃料生产的核煤气化

过程第 18 届国际核工程大会 ICONE18,论文 29176

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来自 Lensa, W .; 谴责,K.

使用核能的煤气化制氢

过程第十八届世界氢能大会 WHEC18,论文 C2010,德国埃森

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以及 FZJ 的两场演讲和 RWTH 在 2010 年弗莱堡煤气化会议上的演讲:

http://www.gasification-freiberg.org/desktopdefault.aspx/tabid-61/ (不再可用)

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