مفاعل الماء فوق الحرج

من ويكيبيديا، الموسوعة الحرة
اذهب إلى التنقل اذهب إلى البحث
مفاعل الماء فوق الحرج

مفاعل الماء فوق الحرج هو عبارة عن مفاعل من الجيل الرابع مصمم في الغالب على أنه مفاعل الماء الخفيف الذي يعمل تحت ضغط فوق الحرج (أي أكبر من 22,1 ميجا باسكال)[1].

مصطلح الحرج[عدل]

يشير مصطلح الحرج إلى نقطة الماء الحرجة ويجب عدم الخلط بينه وبين مفهوم حرجية المفاعل النووي[2].

آلية العمل[عدل]

يصبح الماء الذي يتم تسخينه في قلب المفاعل سائلاً فوق الحرج أعلى من درجة الحرارة الحرجة البالغة 374 درجة مئوية حيث ينتقل من سائل يشبه الماء السائل إلى سائل يشبه البخار المشبع (والذي يمكن استخدامه في التوربينات البخارية) دون المرور عبر مرحلة متميزة من انتقال الغليان[3].

في المقابل تحتوي مفاعلات الماء المضغوط على حلقة تبريد أولية للمياه السائلة عند ضغط دون حرج وتنقل الحرارة من قلب المفاعل إلى حلقة تبريد ثانوية حيث يتم إنتاج البخار[4]. تعمل مفاعلات الماء المغلي في ضغوط أقل مع عملية الغليان لتوليد البخار الذي يحدث في قلب المفاعل[5].

مولد البخار فوق الحرج هو تقنية مجربة حيث يعتبر تطوير أنظمة مفاعل الماء فوق الحرج بمثابة تقدم واعد لمحطات الطاقة النووية نظرا لكفائتها الحرارية العالية (حوالي 45٪ مقابل 33٪ تقريبا بالنسبة لمحطات الطاقة المنخفضة) وتصميم أبسط[6]. اعتبارا من عام 2012 تم التحقيق في هذا المفهوم بواسطة 32 منظمة في 13 دولة[7].

مراجع[عدل]

  1. ^ https://www.gen-4.org/gif/jcms/c_40679/technology-system-scwr |accessdate=7 Apr 2016
  2. ^ Buongiorno, Jacopo (July 2004), "The Supercritical Water Cooled Reactor: Ongoing Research and Development in the U.S", 2004 international congress on advances in nuclear power plants, American Nuclear Society - ANS, La Grange Park (United States), OSTI 21160713
  3. ^ Oka, Yoshiaki; Koshizuka, Seiichi (2001), "Supercritical-pressure, Once-through Cycle Light Water Cooled Reactor Concept", Nuclear Science and Technology, 38 (12): 1081–1089, doi:10.1080/18811248.2001.9715139
  4. ^ Tsiklauri, Georgi; Talbert, Robert; Schmitt, Bruce; Filippov, Gennady; Bogoyavlensky, Roald; Grishanin, Evgenei (2005). "Supercritical steam cycle for nuclear power plant" (PDF). Nuclear Engineering and Design. 235 (15): 1651–1664. doi:10.1016/j.nucengdes.2004.11.016. ISSN 0029-5493.
  5. ^ MacDonald, Philip; Buongiorno, Jacopo; Davis, Cliff; Witt, Robert (2003), Feasibility Study of Supercritical Light Water Cooled Reactors for Electric Power Production - Progress Report for Work Through September 2003 - 2nd Annual Report and 8th Quarterly Report (PDF) (INEEL/EXT-03-01277), Idaho National Laboratory
  6. ^ Chow, Chun K.; Khartabil, Hussam F. (2007), "Conceptual fuel channel designs for CANDU-SCWR" (PDF), Nuclear Engineering and Technology, 40 (2), archived from the original (PDF) on 2013-09-27 INL SCWR page
  7. ^ Oka, Yoshiaki; Koshizuka, Seiichi; Ishiwatari, Yuki; Yamaji, Akifumi (2010). Super Light Water Rectors and Super Fast Reactors. Springer. ISBN 978-1-4419-6034-4.