超ちょう高温こうおん实验堆うずたか

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか（UHTREX）是ぜ美國びくに一座いちざ實驗じっけん性質せいしつ的てき反應はんのう堆うずたか。1959年ねん，該反應おう堆うずたか在ざい洛らく斯阿拉ひしげ莫斯国家こっか实验室しつ建たて成しげる，並なみ作爲さくい一個實驗性電站一直運行到1971年ねん退役たいえき。 在ざい設計せっけい上じょう，該反應おう堆うずたか屬ぞく於高こう溫氣うんき冷ひや堆うずたか，使用しよう石墨せきぼく作爲さくい減速げんそく劑ざい，氦作爲さくい冷ひや卻劑。

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか有ゆう兩個りゃんこ突出とっしゅつ的てき特とく點てん，有ゆう別べつ于一般的高温气冷堆。其一是超高溫實驗堆的出口溫度可達1,300 °C以上いじょう，比ひ高だか溫氣うんき冷ひや堆うずたか的てき出口でぐち溫度おんど更さら高だか，有利ゆうり於提高だか換かわ能のう效率こうりつ。另一點是其設計中冷卻回路會受到裂きれ變へん產物さんぶつ的てき污染，以簡化か反應はんのう堆うずたか設計せっけい並なみ降くだ低てい成本なりもと。這在安全あんぜん上じょう可能かのう有ゆう不利ふり影響えいきょう。 超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか的てき目的もくてき就在於評估這些優缺點けってん的てき利り弊へい。 該反應おう堆うずたか于1969年ねん實現じつげん滿まん功こう率りつ發電はつでん。

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか是ぜ美國びくに核かく热火箭かせん計けい劃的後續こうぞく研究けんきゅう。

堆うずたか芯しん設計せっけい

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか堆うずたか芯しん是ぜ一いち個こ由ゆかり固體こたい石墨せきぼく構成こうせい的てき垂直すいちょく空むなし心こころ圓型えんけい缸體，可か以在水平すいへい方かた向上こうじょう旋轉せんてん。

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか反はん應おう堆うずたか堆うずたか芯しん橫よこ截面圖ず。

缸體直徑ちょっけい為ため70英えい寸すん（1.78米まい），內徑23英えい寸すん（0.58米まい），高こう39英えい寸すん（0.99米まい）。堆うずたか芯しん有ゆう312個こ燃料ねんりょう通つう道どう。這些通どおり道どう以15度ど的てき間隔かんかく均ひとし勻地分布ぶんぷ在ざい堆うずたか芯しん周圍しゅうい，分ふん爲ため13層そう，每まい層そう有ゆう24個こ通どおり道どう。每まい個こ通どおり道どう最多さいた可か容よう納おさめ四よん個こ燃料ねんりょう元もと件けん。更さら換かわ燃料ねんりょう時じ，只ただ需要じゅよう把わ堆うずたか芯しん旋轉せんてん到いた含有がんゆう被ひ更さら換かわ元もと件けん的てき通どおり道どう，推入一いち個こ新しん的てき元もと件けん。用もちい過か的てき乏とぼし燃料ねんりょう元もと件けん會かい被ひ推出堆うずたか芯しん，通過つうか乏とぼし燃料ねんりょう通どおり道どう跌落到反應はんのう堆うずたか底部ていぶ等とう待まち收集しゅうしゅう。在ざい滿まん功こう率りつ下か，該反應おう堆うずたか每まい天てん更さら換かわ一到六個燃料元件。其頻率りつ取と決けつ于燃料ねんりょう元もと件けん的てき濃縮のうしゅく度ど和わ孔あな隙すき度ど。這個設計せっけい能のう産さん生せい3兆ちょう瓦かわら的まと熱ねつ能のう。

優ゆう點てん

一般核反應堆通過包覆燃料顆粒、將はた燃料ねんりょう顆粒かりゅう密封みっぷう在ざい燃料ねんりょう棒ぼう內或通過つうか獨立どくりつ的てき管かん道どう輸送ゆそう冷ひや卻劑來らい防止ぼうし冷ひや卻劑直接ちょくせつ接觸せっしょく燃料ねんりょう顆粒かりゅう。這樣可か以防止ぼうし冷却れいきゃく剂的てき汙染。但ただし密封みっぷう燃料ねんりょう組ぐみ件けん的てき缺點けってん之の一包括裂變産物在燃料元件內積纍。裂きれ變へん產物さんぶつ中ちゅう的てき一いち些核かく素もと會かい妨害ぼうがい裂きれ變へん反應はんのう，在ざい大だい部分ぶぶん燃料ねんりょう被ひ用よう完かん之の前ぜん導しるべ致產熱ねつ效率こうりつ下降かこう。此時反應はんのう堆うずたか便びん需要じゅよう重おも新しん加か注ちゅう燃料ねんりょう。保持ほじ燃料ねんりょう和わ冷ひや卻劑的てき分離ぶんり也會帶たい來らい設計せっけい上じょう的てき挑戰ちょうせん。比ひ如，冷ひや卻劑所しょ需的金屬きんぞく管かん道どう只ただ能のう在ざい遠とお低てい於其熔點的てき溫度おんど下か運行うんこう，從したがえ而降低てい了りょう反應はんのう堆うずたか的てき最大さいだい理論りろん熱ねつ效率こうりつ。如果沒ぼつ有ゆう金屬きんぞく管かん道どう的てき限きり制せい，反應はんのう堆うずたか理論りろん上じょう可か以在高だか於大おだい多數たすう金屬きんぞく熔點的てき溫度おんど運行うんこう。

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか使用しよう空そら心こころ圓柱えんちゅう體たい的てき多孔たこう碳壓塑燃料ねんりょう元もと件けん，圓柱えんちゅう體外たいがい沒ぼつ有ゆう其它包つつめ覆くつがえ層そう。其制造づくり方法ほうほう比較ひかく簡單かんたん。首くび先さき將しょう用よう硝酸しょうさん鈾酰水溶液すいようえき浸漬しんせき多孔たこう碳圓柱ばしら體たい，經過けいか空氣くうき幹みき燥然後ご在ざい轉化てんか爐ろ中ちゅう焙あぶ燒やき，將はた硝酸しょうさん鈾酰分解ぶんかい爲ため氧化鈾。這些氧化物ぶつ顆粒かりゅう緊密きんみつ的てき附つけ著ちょ在ざい多孔たこう石墨せきぼく基體きたい中ちゅう。這種燃料ねんりょう元もと件けん的てき制せい造成ぞうせい本ほん比ひ其它類型るいけい的てき燃料ねんりょう要よう低てい很多。其主要よう優ゆう點てん是ぜ，除じょ了りょう可か達たち到いた的てき高溫こうおん外がい，多孔たこう的てき石墨せきぼく可か以使裂きれ變へん産物さんぶつ中大ちゅうだい部分ぶぶん中子なかご毒物どくぶつ從したがえ燃料ねんりょう棒ぼう中ちゅう遷移せんい出來でき，被ひ冷ひや卻劑帶たい走はし，最終さいしゅう經過けいか濾而清きよし除じょ。因よし此，燃料ねんりょう棒ささげ有ゆう更さら高だか的てき燃燒ねんしょう利用りよう率りつ（最高さいこう可か達たち50%）。這遠高だか於常見み的てき輕水けいすい堆うずたか。

缺点けってん

超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか的てき主要しゅよう缺点けってん是ぜ，整せい个主冷却れいきゃく回路かいろ——包括ほうかつ所有しょゆう泵、压缩机つくえ、風ふう機き、热交换器等とう等とう和わ冷ひや卻劑本身ほんみ——會かい受到裂きれ变产物的ぶってき嚴重げんじゅう污染。超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか沒ぼっ有ゆう二に回かい路ろ。燃料ねんりょう棒ぼう摩擦まさつ而產生せい的てき石墨せきぼく粉塵ふんじん會かい擁よう塞ふさが甚至破壞はかい機械きかい的てき正常せいじょう運轉うんてん，導しるべ致停堆うずたか。一旦堆芯發生泄漏，可能かのう对人员和环境构成重大じゅうだい危害きがい。由よし于污染しみ，超ちょう高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか无法停とま堆うずたか进行換かわ料りょう，只ただ能のう使用しよう远程在ざい线換料りょう。

大約たいやく在ざい同一どういつ時期じき，前まえ蘇そ聯れん設計せっけい並なみ興きょう建たて了りょう大量たいりょう建設けんせつ簡單かんたん、造みやつこ價か低てい、易えき維護但ただし不ふ注ちゅう重じゅう冗餘性せい和わ安全あんぜん性せい的てきRBMK反應はんのう堆うずたか，並なみ最終さいしゅう釀成じょうせい切きり尔诺贝利核かく災難さいなん。從したがえ長ちょう遠來えんらい看み，為ため追求ついきゅう低てい成本なりもと、大功たいこう率りつ而犧牲ぎせい安全あんぜん絕ぜっ非ひ可か取的とりてき設計せっけい思想しそう。因よし此超高溫こうおん實驗じっけん堆うずたか在ざい封ふう堆うずたか之これ後ご，基本きほん無人むじん問とい津つ。相そう比ひ之の下した，高こう溫氣うんき冷ひや堆うずたか雖然出口でぐち溫度おんど稍やや低ひく，但ただし安全あんぜん性せい更さら有ゆう保障ほしょう，近年きんねん來き在ざい新しん核かく電でん站建設けんせつ中ちゅう受到重視じゅうし。

技術ぎじゅつ參さん數すう

• 燃料ねんりょう - 高こう濃縮のうしゅく鈾
• 設計せっけい熱ねつ功こう率りつ - 3 兆ちょう瓦かわら
• 堆うずたか芯しん建築けんちく材料ざいりょう - 石墨せきぼく
• 減速げんそく劑ざい - 石墨せきぼく
• 堆うずたか殼から - 碳鋼， 直徑ちょっけい158英えい寸すん（4.01米まい），厚あつ度たび 1.75英えい寸すん（0.04米まい）
• 燃料ねんりょう通どおり道どう - 312個こ。每まい個こ內徑為ため1.1英えい寸すん（27.94 mm），長ちょう23.5英えい寸すん（0.60米まい），可か容よう納おさめ4個こ燃料ねんりょう元もと件けん
• 燃料ねんりょう元もと件けん - 每まい個こ外がい徑みち為ため1英えい寸すん（25.40 mm），內徑為ため0.5英えい寸すん（12.70 mm），長ちょう5.5英えい寸すん（139.70 mm）
• 堆うずたか芯しん功こう率りつ密度みつど - 1.3 瓦かわら/立方りっぽう厘りん米まい
• 燃料ねんりょう利用りよう率りつ - 可か達たち 50%
• 冷ひや卻劑 - 氦，工作こうさく壓力あつりょく500 psi（34.02 atm）
• 冷ひや卻劑溫度おんど - 進すすむ口こう1,600 °F（871 °C），出口でぐち2,400 °F（1,316 °C）
• 冷ひや卻劑流速りゅうそく - 1.29 千せん克かつ/秒びょう

參まいり見み

• 西欧せいおう米べい茄なす反はん应堆
• 克かつ莱门汀なぎさ反はん应堆