Het internationale Generatie IV onderzoeks-forum voor kernenergie heeft de Very High Temperature Reactor (VHTR) (Zeer Hoge Temperatuur Reactor) geselecteerd als een van de zes veelbelovende kernreactorconcepten voor verdere ontwikkeling met als doel deze reactoren beschikbaar te maken voor energieproductie in de tweede helft van de 21ste eeuw. De VHTR wordt gekarakteriseerd door een hoog rendement en een hoge opbrand van de nucleaire brandstof. De Hoge Temperatuur Reactor (HTR) wordt bovendien gekenmerkt door zijn inherent veilige eigenschappen, die voortkomen uit een negatieve terugkoppeling van de temperatuur van de kern naar de reactiviteit, een lage vermogensdichtheid en een grote thermische capaciteit. De kern van een kogelbed (pebble-bed) type HTR bestaat uit grafietkogels die een willekeurig gestapeld poreus bed vormen, waardoor de heliumkoeling onder hoge druk stroomt. De kogels (pebbles) bevatten duizenden brandstofdeeltjes in een coating van pyrolytisch carbon en siliciumcarbide, die zijn ontworpen voor de retentie van splijtingsproducten die tijdens reactorbedrijf worden gevormd. Het onderzoek is gericht op het kogelbed type VHTR welke streeft naar een helium uitlaattemperatuur van tenminste 1000 graden C. Het concept van inherente veiligheid is in de praktijk met succes gedemonstreerd in kleine kogelbedreactoren. Een voorwaarde voor kosteneffectieve vermogensproductie is het opschalen van deze demonstratiereactoren naar een groter vermogen. Bovendien is een hiermee samenhangende verhoging van de helium uitlaattemperatuur aantrekkelijk met het oog op het thermodynamisch rendement en het gebruik van de warmte in industriele processen. Hogere brandstoftemperaturen hebben mogelijkerwijs falen van de brandstofcoatings tot gevolg. Voor de simulatie van het thermo-hydraulisch gedrag gekoppeld aan het neutronentransport in de kern van een HTR is de DALTON-THERMIX computercode ontwikkeld, welke is gevalideerd met experimentele gegevens van de AVR en HTR-10 reactoren. Een analyse van het 400 MWth Pebble Bed Modular Reactor (PBMR) ontwerp laat zien dat het concept van inherente veiligheid, dat is gedemonstreerd in de AVR en HTR-10, ook kan worden toegepast op grotere reactorontwerpen. De brandstoftemperaturen in dit ontwerp blijven onder de limietwaarden, zowel tijdens normaal bedrijf als tijdens een situatie waarin een verlies van actieve kernkoeling optreedt. De analyse toont echter ook dat de temperatuur van een klein deel van de kern de limietwaarde van 1600 graden C bereikt na 22 uur zonder interventie van de operator, indien naast actieve koeling ook de systeemdruk wegvalt. Hierdoor is de gewenste verhoging van het reactorvermogen zonder verdere aanpassing van het ontwerp onaantrekkelijk. Een eendimensionaal visco-elastisch analytisch model (PASTA) is ontwikkeld voor de analyse van de mechanische spanningen in de coatings van de brandstofdeeltjes tijdens bestraling in de kern. Een analyse van deze spanningen van de PBMR laat zien dat er voldoende ruimte is voor een verhoging van de temperatuur in de kern, wanneer de tangentiele spanning in de SiC coating tijdens normaal reactorbedrijf als maatstaf wordt genomen. Een analyse van een VHTR versie van de PBMR toont aan dat de helium uitlaattemperatuur kan worden verhoogd tot 1075 graden C zonder dat de SiC coating aan trekspanning wordt blootgesteld. Door het aantal keren dat een brandstofkogel in de kern wordt geintroduceerd te verhogen kan het vermogens- en temperatuurprofiel in de kern worden afgevlakt. Het effect is geanalyseerd, gebruikmakend het SCALE codepakket voor opbrandanalyse dat is gekoppeld aan het DALTON-THERMIX codesysteem. Uit de analyse volgt dat wanneer men de kogels zes keer door de kern laat passeren, de maximale reductie in brandstoftemperatuur reeds wordt bereikt. Uit een transientanalyse, waarin verlies van actieve koeling en systeemdruk wordt aangenomen, blijkt een totaal aantal van tenminste tien kernpassages nog tot een reductie van de maximale brandstoftemperatuur te leiden. Door het wegvallen van actieve koeling is de maximale temperatuur in een dergelijke transient sterk afhankelijk van de maximale vermogensdichtheid in de kern. Door de kern in radiale zin op te delen in zones waarin de kogels gedurende hun levensduur in een specifieke volgorde worden geintroduceerd kan het radiale vermogensprofiel ook worden afgevlakt. De vermogenspiek kan hierdoor worden afgevlakt van 10 naar 8.7 en 8.2 MW/m³ voor respectievelijk twee en drie radiale zones. Gebruikmakend van meervoudige recycling en brandstofzonering kan de maximale temperatuur met 80 en 300 graden C worden gereduceerd respectievelijk voor nominaal bedrijf en voor een transient met verlies van koelmiddel. Door gebruik te maken van een beladingsschema waarin de kogels slechts eenmaal de kern passeren kan het optimale vermogensprofiel worden benaderd wat resulteert in een vlak temperatuurprofiel tijdens nominaal bedrijf. Het resulterende vermogensprofiel heeft in dit geval een hoge piek, wat tot hoge brandstoftemperaturen leidt in een klein deel van de kern tijdens een ongevalssituatie met koelmiddelverlies. Deze hoge temperaturen leiden echter niet tot een hoge faalkans van de brandstofcoatings doordat het gebied waarin ze optreden, gekenmerkt wordt door een lage opbrand van de splijtstof. Door de stroomrichting van het koelmiddel van axiaal naar radiaal te veranderen kan het drukverlies significant worden gereduceerd, waardoor het rendement van de reactor met enkele procenten toeneemt. De resulterende verhoging in brandstoftemperatuur kan worden teruggedrongen door de kogels te verkleinen of door de kogels van buiten-naar-binnen te recycleren. Een verhoging van het reactorvermogen is mogelijk indien een of meerdere van de bovenstaande ontwerpmodificaties worden doorgevoerd. Dit verhoogt het rendement van de reactor en maakt het mogelijk de hoge helium temperatuur te benutten in industriele warmteapplicaties, zoals waterstofproductie. (auteur)