Obecnie w NCBJ trwają prace nad projektem badawczego reaktora wysokotemperaturowego chłodzonego gazem (HTGR). Techniczny opis obiektu jest przygotowywany w ramach grantu z Ministerstwa Edukacji i Nauki. Pod koniec 2022 roku powstał projekt koncepcyjny, który ogłoszono publicznie w czerwcu 2023. Według zespołu z Zakładu Energii Jądrowej i Analiz Środowiskowych w NCBJ, reaktor HTGR-POLA, który wykorzystuje hel jako czynnik chłodzący, dostarczy moc cieplną na poziomie 30 MWth

Podstawowe parametry techniczne HTGR-POLA

  • Rdzeń reaktora typu pryzmatycznego, składa się z bloków sześciokątnych. Grafit będzie służył jako moderator.
  • Reaktor będzie wykorzystywał paliwo TRISO z wstępnym zakresem wzbogacenia 8-12% (HALEU - High-Assay Low-Enriched Uranium) (Szczegółowe specyfikacje zostaną ustalone podczas opracowywania projektu podstawowego, po przeprowadzeniu końcowych symulacji).
  • Maksymalna moc cieplna reaktora wyniesie 30 MWth.
  • Reaktor będzie działał w otwartym cyklu paliwowym.
  • Pierwotny obwód chłodzenia będzie pracować przy wymuszonej cyrkulacji helu pod ciśnieniem 6 MPa. Temperatura helu na wyjściu z reaktora wynosić będzie 750 °C, a na wejściu - 325 °C.
  • Reaktor będzie wyposażony we wtórny obieg chłodzenia wodno-parowego pracujący pod ciśnieniem 13,8 Mpa.
  • Zewnętrzne wymiary zbiornika ciśnieniowego reaktora to 4,1 m średnicy i 12,3 m wysokości.
  • Zostaną zastosowane zarówno pasywne, jak i aktywne systemy bezpieczeństwa. Kontrolę nad reaktywnością zapewnią specyficzne systemy elementów kontrolnych (pręty), zastosowanie materiałów redukujących reaktywność (trucizny) trwale umieszczonych w blokach paliwowych, oraz rezerwowe kapsułki redukujące reaktywność.
  • Możliwa jest praca kogeneracyjna, z maksymalną mocą elektryczną brutto - 10 MWe i możliwością produkcji wysokotemperaturowej pary o temperaturze 540 °C.
  • Do procesów przemysłowych, reaktor może dostarczyć 17 MWth o maksymalnym przepływie 25 t/h, a także może generować niskotemperaturową parę do celów komunalnych z maksymalną mocą 16,5 MWth.
  • Planowany czas eksploatacji reaktora - 60 lat.

Projekt jest opracowywany we współpracy z Japońską Agencją Energii Atomowej (JAEA), która posiada własny reaktor wysokotemperaturowy chłodzony gazem HTTR.

Projekt koncepcyjny służy jako punkt wyjścia do opracowania projektu podstawowego i obejmie analizy bezpieczeństwa oraz testy materiałów konstrukcyjnych reaktora.

HTGR

Analizy działania i bezpieczeństwa reaktorów jądrowych, oraz wpływu na środowisko

Naukowcy z NCBJ opracowują narzędzia obliczeniowe do analiz bezpieczeństwa i optymalizacji eksploatacji lekkowodnych reaktorów energetycznych i badawczych, jak również reaktorów wysokotemperaturowych. Przeprowadzają analizy eksploatacyjne oraz przygotowują oceny bezpieczeństwa dla elektrowni jądrowych. Ich badania obejmują również kwestie termohydrauliczne, cykle paliwowe, recykling paliwa i transmutację, oraz ciężkie wypadki.