هو مفاعل من المفاعلات شديدة الحرارة (VHTR)، وهو أحد الفئات الست للمفاعلات النووية في مبادرة الجيل الرابع.[1] يتميز التصميم الأساسي للمفاعلات ذو القاعدة الحجرية بعناصر وقود كروية تسمى الحصى. هذه الحصى بحجم كرة التنس (حوالي 6.7 سم) مصنوعة من كربون متحلل حراريا وهو عبارة عن وسيط أو حلقة وصل[2]، وتحتوي على الآلاف من جزيئات الوقود الدقيقة التي تسمى جسيمات ثلاثي تركيب الخواص. تتكون جزيئات وقود ثلاثي تركيب الخواص من مادة انشطارية (مثل يورانيوم-235) محاطة بطبقة سيراميك من كربيد السيليكون من أجل السلامة الهيكلية واحتواء المادة الانشطارية.[3]
المفاعل
كرة جرافيت، ويوجد في وسطها وقود نووي (الكرة في حجم كرة التنس تقريبا)
في المفاعل ذو قاعدة الحجرية، يتم تجميع آلاف الحصى لإنشاء قلب مفاعل، ويتم تبريده بواسطة غاز، مثل الهليوم أو النيتروجين أو ثاني أكسيد الكربون، الذي لا يتفاعل كيميائيًا مع عناصر الوقود. تم اقتراح مواد تبريد أخرى مثل فلوريد الليثيوم والبيريليوم (فلوريد مصهور، ليثيوم، ملح البريليوم) للاستخدام مع المفاعلات التي تعمل بالحصى.[4]
الخصائص
يُزعم بعض العلماء على هذا النوع من المفاعلات بأنها آمنة بشكل سلبي. نظرًا لأن المفاعل مصمم للتعامل مع درجات حرارة مرتفعة، فإنه يمكن أن يبرد عن طريق الدوران الطبيعي[5]، مما قد يرفع درجة حرارة المفاعل إلى 1600 درجة مئوية (2910 درجة فهرنهايت). نظرًا لتصميمها تسمح درجات الحرارة المرتفعة بكفاءة حرارية أعلى مما هو ممكن في محطات الطاقة النووية التقليدية (تصل إلى 50٪ تقريباً)[6]، وتتميز بميزة إضافية تتمثل في أن الغازات لا تذوب الملوثات أو تمتص النيوترونات كما يفعل الماء.[7]
المراجع
^Williams, D.F. (March 24, 2006). "Assessment of Candidate Molten Salt Coolants for the Advanced High Temperature Reactor (AHTR)".
^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. pp. 9–23. ISBN 3-18-401015-5.
^NGNP Point Design – Results of the Initial Neutronics and Thermal-Hydraulic Assessments During FY-03 Archived 2006-06-14 at the Wayback Machine pg 20
^Rainer Moormann (2008). "A safety re-evaluation of the AVR pebble bed reactor operation and its consequences for future HTR concepts". Forschungszentrum Jülich, Zentralbibliothek, Verlag. hdl:2128/3136. Berichte des Forschungszentrums Jülich JUEL-4275.
^Rainer Moormann (April 1, 2009). "PBR safety revisited". Nuclear Engineering International. Archived from the original on May 30, 2012. Retrieved April 2, 2009.
^Albert Koster (May 29, 2009). "Pebble Bed Reactor - Safety in perspective". Nuclear Engineering International. Archived from the original on June 26, 2010.
^E. Wahlen, J. Wahl, P. Pohl (AVR GmbH): Status of the AVR decommissioning project with special regard to the inspection of the core cavity for residual fuel. WM’00 Conference, February 27 - March 2, 2000, Tucson, AZ
.svg)
