Реактор-размножитель - Breeder reactor

Реактор - размножитель представляет собой ядерный реактор , который генерирует более делящийся материал , чем потребляет . Реакторы-размножители достигают этого, потому что их нейтронная экономия достаточно высока для создания большего количества делящегося топлива, чем они используют, путем облучения воспроизводящего материала , такого как уран-238 или торий-232 , который загружается в реактор вместе с делящимся топливом. Поначалу заводчики были сочтены привлекательными, потому что они более полно использовали урановое топливо, чем легководные реакторы , но после 1960-х годов интерес снизился, поскольку были обнаружены новые запасы урана, а новые методы обогащения урана снизили затраты на топливо.

Топливная эффективность и виды ядерных отходов

Вероятности деления выбранных актинидов, тепловые нейтроны по сравнению с быстрыми
Изотоп
Сечение теплового деления
Тепловое деление%
Сечение быстрого деления
Быстрое деление%
Чт-232 ноль 1 (неделящийся) 0,350 сарай 3 (неделящийся)
U-232 76,66 сарай 59 2.370 сарай 95
U-233 531,2 сарай 89 2.450 сарай 93
U-235 584,4 сарай 81 год 2.056 сарай 80
U-238 11,77 микробар 1 (неделящийся) 1.136 сарай 11
НП-237 0,02249 сарай 3 (неделящийся) 2.247 сарай 27
Pu-238 17,89 сарай 7 2.721 сарай 70
Pu-239 747,4 сарай 63 2.338 сарай 85
Пу-240 58,77 сарай 1 (неделящийся) 2.253 сарай 55
Пу-241 1012 сарай 75 2.298 сарай 87
Пу-242 0,002557 сарай 1 (неделящийся) 2.027 сарай 53
Ам-241 600,4 сарай 1 (неделящийся) 0,2299 микробар 21 год
АМ-242М 6409 сарай 75 2.550 сарай 94
Ам-243 0,1161 сарай 1 (неделящийся) 2.140 сарай 23
См-242 5.064 сарай 1 (неделящийся) 2.907 сарай 10
См-243 617,4 сарай 78 2.500 сарай 94
См-244 1.037 сарай 4 (неделящийся) 0,08255 микробар 33

Реакторы-размножители могут, в принципе, извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории , снижая потребность в топливе в 100 раз по сравнению с широко используемыми прямоточными легководными реакторами , которые извлекают менее 1% энергии урана. добывается из земли. Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей может значительно снизить озабоченность по поводу поставок топлива, энергии, используемой в горнодобывающей промышленности, и хранения радиоактивных отходов. Приверженцы утверждают, что при добыче урана из морской воды для реакторов-размножителей будет достаточно топлива, чтобы удовлетворить наши потребности в энергии в течение 5 миллиардов лет при общем уровне энергопотребления 1983 года, что делает атомную энергию по сути возобновляемой .

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. В широком смысле отработанное ядерное топливо состоит из двух основных компонентов. Первый состоит из продуктов деления , оставшихся фрагментов атомов топлива после того, как они были разделены для высвобождения энергии. Продукты деления состоят из десятков элементов и сотен изотопов, все они легче урана. Второй основной компонент отработавшего топлива - это трансурановые соединения (атомы тяжелее урана), которые образуются из урана или более тяжелых атомов в топливе, когда они поглощают нейтроны, но не подвергаются делению. Все трансурановые изотопы попадают в серию актинидов Периодической таблицы , поэтому их часто называют актинидами.

Физическое поведение продуктов деления заметно отличается от поведения трансурановых соединений. В частности, продукты деления сами по себе не подвергаются делению и поэтому не могут быть использованы в ядерном оружии. Кроме того, только семь долгоживущих изотопов продуктов деления имеют период полураспада более ста лет, что делает их геологическое хранение или захоронение менее проблематичным, чем для трансурановых материалов.

В связи с возросшей обеспокоенностью по поводу ядерных отходов, воспроизводящие топливные циклы снова стали интересными, поскольку они могут уменьшить количество отходов актинидов, особенно плутония и второстепенных актинидов . Реакторы-размножители предназначены для расщепления актинидных отходов в качестве топлива и, таким образом, их преобразования в большее количество продуктов деления.

После того, как отработавшее ядерное топливо удалено из легководного реактора, оно претерпевает сложный профиль распада, поскольку каждый нуклид распадается с разной скоростью. Из-за физической странности, упомянутой ниже, существует большой разрыв в периодах полураспада продуктов деления по сравнению с трансурановыми изотопами. Если трансурановые элементы останутся в отработанном топливе через 1000–100000 лет, медленный распад этих трансурановых элементов приведет к возникновению большей части радиоактивности в этом отработанном топливе. Таким образом, удаление трансурановых элементов из отходов устраняет значительную часть долговременной радиоактивности отработавшего ядерного топлива.

Сегодняшние коммерческие легководные реакторы действительно создают некоторый новый делящийся материал, в основном в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как воспроизводящие, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний, чтобы заменить израсходованный уран-235 . Тем не менее, по крайней мере, одна треть энергии, производимой коммерческими ядерными реакторами, происходит за счет деления плутония, образующегося в топливе. Даже при таком уровне потребления плутония легководные реакторы потребляют только часть производимого ими плутония и второстепенных актинидов, а неделящиеся изотопы плутония накапливаются вместе со значительными количествами других второстепенных актинидов.

Коэффициент конверсии, безубыточность, коэффициент размножения, время удвоения и выгорание

Одним из показателей производительности реактора является «коэффициент конверсии», определяемый как отношение произведенных новых делящихся атомов к израсходованным делящимся атомам. Все предлагаемые ядерные реакторы, за исключением специально разработанных и эксплуатируемых актинидных горелок, претерпевают некоторую степень конверсии. Пока в нейтронном потоке реактора есть какое-либо количество воспроизводящего материала, всегда создается новый делящийся материал. Когда коэффициент преобразования больше 1, его часто называют «коэффициентом разведения».

Например, обычно используемые легководные реакторы имеют коэффициент конверсии приблизительно 0,6. Реакторы с тяжелой водой под давлением ( PHWR ), работающие на природном уране, имеют коэффициент конверсии 0,8. В реакторе-размножителе степень конверсии выше 1. «Безубыточность» достигается, когда степень конверсии достигает 1,0 и реактор производит столько делящегося материала, сколько он использует.

Время удвоения - это время, которое потребуется реактору-размножителю для производства достаточного количества нового расщепляющегося материала для замены исходного топлива и дополнительного производства эквивалентного количества топлива для другого ядерного реактора. В первые годы, когда считалось, что урана в дефиците, это считалось важным показателем производительности селекционеров. Однако, поскольку урана больше, чем предполагалось в первые дни разработки ядерных реакторов, и с учетом количества плутония, доступного в отработавшем топливе реактора, время удвоения стало менее важным показателем в современной конструкции реактора-размножителя.

« Выгорание » - это мера того, сколько энергии было извлечено из данной массы тяжелого металла в топливе, часто выражаемое (для энергетических реакторов) в гигаватт-днях на тонну тяжелого металла. Выгорание является важным фактором при определении типов и количества изотопов, производимых в реакторе деления. Реакторы-размножители по своей конструкции имеют чрезвычайно высокое выгорание по сравнению с обычными реакторами, поскольку реакторы-размножители производят гораздо больше своих отходов в виде продуктов деления, в то время как большая часть или все актиниды предназначены для деления и уничтожения.

В прошлом при разработке реакторов-размножителей основное внимание уделялось реакторам с низким коэффициентом воспроизводства, от 1,01 для реактора Шиппорт, работающего на ториевом топливе и охлаждаемого обычной легкой водой, до более 1,2 для советского реактора с жидкометаллическим теплоносителем БН-350 . Теоретические модели размножителей с жидким натриевым теплоносителем, текущим через трубки внутри топливных элементов (конструкция «труба в оболочке»), предполагают, что в промышленном масштабе возможны коэффициенты воспроизводства не менее 1,8. Советский испытательный реактор БР-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в некоммерческих условиях.

Типы реакторов-размножителей

Производство тяжелых трансурановых актинидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах путем захвата и распада нейтронов. Начиная с урана-238, производятся изотопы плутония, америция и кюрия. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах все эти изотопы могут сжигаться в качестве топлива.

Возможны многие типы реакторов-размножителей:

«Размножитель» - это просто реактор, спроектированный для очень высокой экономии нейтронов с соответствующей степенью конверсии выше 1,0. В принципе, практически любую конструкцию реактора можно изменить, чтобы она стала размножающей. Примером этого процесса является эволюция легководного реактора, тепловой конструкции с очень сильным замедлителем, в концепцию сверхбыстрого реактора, использующего легкую воду в сверхкритической форме с чрезвычайно низкой плотностью для увеличения нейтронной экономии, достаточно высокой, чтобы позволить воспроизводство.

Помимо водяного охлаждения, в настоящее время рассматривается множество других типов реакторов-размножителей. К ним относятся конструкции, охлаждаемые расплавом соли , газом и жидким металлом, во многих вариантах. Почти любой из этих основных типов конструкции может работать на уране, плутонии, многих второстепенных актинидах или тории, и они могут быть разработаны для множества различных целей, таких как создание большего количества делящегося топлива, долгосрочная стационарная работа или активное сжигание. ядерных отходов.

Существующие конструкции реакторов иногда делятся на две широкие категории в зависимости от их нейтронного спектра, который обычно разделяет реакторы, предназначенные для использования в основном урана и трансурановых элементов, от реакторов, предназначенных для использования тория и избегания трансурановых элементов. Эти конструкции:

  • Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (FBR), в котором используются быстрые (т.е. немодерированные) нейтроны для получения делящегося плутония и, возможно, более трансурановых соединений из плодородного урана-238. Быстрый спектр достаточно гибкий, чтобы при желании он также мог выделять делящийся уран-233 из тория.
  • Тепловой реактор-размножитель, который использует нейтроны теплового спектра (то есть замедленные) для выделения делящегося урана-233 из тория ( ториевый топливный цикл ). Из-за поведения различных видов ядерного топлива считается, что термический размножитель коммерчески возможен только с ториевым топливом, что позволяет избежать накопления более тяжелых трансурановых элементов.

Переработка

При делении ядерного топлива в любом реакторе образуются поглощающие нейтроны продукты деления . Из-за этого неизбежного физического процесса необходимо переработать плодородный материал из реактора-размножителя, чтобы удалить эти нейтронные яды . Этот шаг необходим для того, чтобы в полной мере использовать способность воспроизводить столько или больше топлива, сколько потребляется. Любая переработка может представлять опасность с точки зрения распространения , поскольку в результате из отработавшего топлива извлекается материал, пригодный для использования в оружии. Наиболее распространенный метод переработки, PUREX , вызывает особую озабоченность, поскольку он был специально разработан для отделения чистого плутония. Ранние предложения по топливному циклу реактора-размножителя вызвали еще большую озабоченность с точки зрения распространения, поскольку в них использовался бы PUREX для выделения плутония в очень привлекательной изотопной форме для использования в ядерном оружии.

Некоторые страны разрабатывают методы переработки, которые не позволяют отделить плутоний от других актинидов. Например, пирометаллургический процесс электровыделения без использования воды , когда он используется для переработки топлива встроенного быстрого реактора , оставляет большие количества радиоактивных актинидов в топливе реактора. К более традиционным системам переработки на водной основе относятся SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX и TRUEX, а также предложения по объединению PUREX с совместными процессами.

Все эти системы имеют немного лучшую устойчивость к распространению, чем PUREX, хотя скорость их внедрения невысока.

В ториевом цикле торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается до урана-233. Если протактиний остается в реакторе, также образуются небольшие количества урана-232, который имеет в своей цепочке распада сильный гамма-излучатель таллий-208 . Как и в конструкциях с урановым топливом, чем дольше топливо и воспроизводящий материал остаются в реакторе, тем больше накапливается этих нежелательных элементов. В предполагаемых коммерческих ториевых реакторах можно будет накапливать высокие уровни урана-232, что приведет к чрезвычайно высоким дозам гамма-излучения от любого урана, полученного из тория. Эти гамма-лучи усложняют безопасное обращение с оружием и конструкцию его электроники; это объясняет, почему уран-233 никогда не использовался для производства оружия, кроме демонстрации концепции.

Хотя ториевый цикл может быть устойчивым с точки зрения распространения в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия урана-232), он представляет опасность распространения из-за альтернативного пути извлечения урана-233, который включает химическое извлечение протактиния. 233 и позволяя ему распадаться до чистого урана-233 вне реактора. Этот процесс может происходить вне контроля таких организаций, как Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ).

Уменьшение отходов

Актиниды по цепочке распада Период полураспада
( а )
Продукты деления из 235 U по доходности
4 п 4 п +1 4 п +2 4 п +3
4,5–7% 0,04–1,25% <0,001%
228 Ра 4–6 а 155 Euþ
244 смƒ 241 Puƒ 250 КФ 227 Ас 10–29 а 90 Sr 85 кр 113м кдþ
232 Uƒ 238 Puƒ 243 смƒ 29–97 а 137 Cs 151 смþ 121 м Sn
248 Bk 249 Cfƒ 242m Amƒ 141–351 а

Никакие продукты деления не
имеют период полураспада
в диапазоне
100–210 тыс. Лет.

241 Amƒ 251 Cfƒ 430–900 а
226 Ra 247 Bk 1,3–1,6 тыс. Лет назад
240 Pu 229 Чт 246 смƒ 243 Amƒ 4,7–7,4 тыс. Лет
245 смƒ 250 см 8,3–8,5 тыс. Лет
239 Puƒ 24,1 тыс. Лет назад
230 Чт 231 Па 32–76 тыс. Лет назад
236 Npƒ 233 Uƒ 234 У 150–250 тыс. Лет назад 99 Tc 126 Sn
248 см 242 Pu 327–375 тыс. Лет назад 79 Se
1,53 млн лет 93 Zr
237 Npƒ 2,1–6,5 млн лет 135 Cs 107 Pd
236 U 247 смƒ 15–24 млн лет 129 I
244 Pu 80 млн лет

... не более 15,7 млн ​​лет

232 Чт 238 У 235 Uƒ№ 0,7–14,1 млрд лет

Легенда для верхнего индекса символов
₡ имеет тепловой захват нейтронов поперечного сечение в диапазоне 8-50 барн
ƒ  делящегося
м  метастабильного изомер
№ прежде всего в природе радиоактивных материалов (NORM)
þ  нейтронных яда (захват тепловых нейтронов поперечного сечения больше , чем 3k барн)
† диапазон 4–97 a: Средноживущий продукт деления
‡ более 200 тыс. Лет назад : Долгоживущий продукт деления

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. Разведение топливных циклов привлекло новый интерес из-за их способности сокращать количество отходов актинидов, особенно плутония и второстепенных актинидов. Поскольку реакторы-размножители в замкнутом топливном цикле будут использовать почти все подаваемые в них актиниды в качестве топлива, их потребности в топливе будут сокращены примерно в 100 раз. Объем производимых ими отходов будет уменьшен примерно в 100 раз, поскольку хорошо. Хотя объем отходов из реактора-размножителя значительно сокращается, активность отходов примерно такая же, как и в легководном реакторе.

Кроме того, отходы реактора-размножителя имеют разное поведение при распаде, потому что они состоят из разных материалов. Отходы реакторов-размножителей - это в основном продукты деления, тогда как отходы легководных реакторов содержат большое количество трансурановых соединений. После того, как отработавшее ядерное топливо было удалено из легководного реактора более чем на 100 000 лет, эти трансурановые соединения станут основным источником радиоактивности. Их устранение устранит большую часть долговременной радиоактивности отработавшего топлива.

В принципе, топливные циклы-размножители могут перерабатывать и потреблять все актиниды, оставляя только продукты деления . Как показано на графике в этом разделе, продукты деления имеют своеобразный «промежуток» в их совокупных периодах полураспада, так что никакие продукты деления не имеют период полураспада от 91 года до двухсот тысяч лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов из реактора-размножителя на быстрых нейтронах быстро упадет до низкого уровня долгоживущих продуктов деления . Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых элементов от отработавшего топлива. Если используемые методы переработки топлива оставляют большую долю трансурановых элементов в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено.

Оба типа циклов разведения могут уменьшить отходы актинидов:

  • Быстрый реактор - размножитель «S быстрые нейтроны может деление ядер актинидов с четным числом протонов и нейтронов. В таких ядрах обычно отсутствуют низкоскоростные резонансы " тепловых нейтронов " делящегося топлива, используемого в LWR .
  • Ториевый топливный цикл по своей сути производит более низкие уровни тяжелых актинидов. Воспроизводящий материал в ториевом топливном цикле имеет атомный вес 232, в то время как воспроизводящий материал в урановом топливном цикле имеет атомный вес 238. Эта разница масс означает, что торий-232 требует еще шесть событий захвата нейтронов на ядро, прежде чем трансурановый элементы могут быть произведены. В дополнение к этой простой разнице масс реактор получает два шанса расщепить ядра по мере увеличения массы: во-первых, в качестве эффективных топливных ядер U233, и когда он поглотит еще два нейтрона, снова в качестве топливных ядер U235.

Реактор, основной задачей которого является уничтожение актинидов, а не увеличение запасов делящегося топлива, иногда называют реактором-горелкой . И воспроизводство, и сжигание зависят от хорошей нейтронной экономии, и многие конструкции могут делать то и другое. Селекционные конструкции окружают ядро маточным покровом из плодородного материала. Горелки для отходов окружают активную зону с нефертильными отходами, подлежащими уничтожению. Некоторые конструкции добавляют отражатели или поглотители нейтронов.

Концепции реактора-размножителя

Есть несколько концепций реакторов-размножителей; два основных:

  • Реакторы со спектром быстрых нейтронов называются реакторами на быстрых нейтронах (FBR) - они обычно используют уран-238 в качестве топлива.
  • Реакторы со спектром тепловых нейтронов называются реакторами-размножителями на тепловых нейтронах - они обычно используют торий-232 в качестве топлива.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах

Схематическая диаграмма, показывающая разницу между типами LMFBR типа Loop и Pool.

В 2006 году все электростанции с крупномасштабными реакторами-размножителями (FBR) были жидкометаллическими реакторами на быстрых нейтронах ( LMFBR ), охлаждаемыми жидким натрием . Они были одного из двух дизайнов:

  • Петлевой тип, при котором теплоноситель первого контура циркулирует через теплообменники первого контура вне бака реактора (но внутри биологической защиты из-за радиоактивного натрия-24 в теплоносителе первого контура)
Экспериментальный реактор-размножитель II , который послужил прототипом интегрального быстрого реактора.
  • Тип бассейна , в котором первичные теплообменники и насосы погружены в бак реактора.

Все современные конструкции реакторов на быстрых нейтронах используют жидкий металл в качестве теплоносителя первого контура для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, генерирующих электричество. FBRs был построен охлаждает другие , чем-натриевых некоторые ранние FBRs используемых жидких металлов ртути , другие экспериментальные реакторы использовали натрий - калий сплав под названием NaK . Оба имеют то преимущество, что они являются жидкостями при комнатной температуре, что удобно для экспериментальных установок, но менее важно для пилотных или полномасштабных электростанций. Свинец и свинцово-висмутового сплава были также использованы .

Три из предложенных типов реакторов поколения IV относятся к FBR:

В реакторах FBR обычно используется активная зона со смешанным оксидным топливом, содержащим до 20% диоксида плутония (PuO 2 ) и не менее 80% диоксида урана (UO 2 ). Другой вариант топлива - металлические сплавы , обычно смесь урана, плутония и циркония (используется, потому что она «прозрачна» для нейтронов). Обогащенный уран также можно использовать самостоятельно.

Во многих конструкциях активная зона окружена бланкетом из трубок, содержащих неделящийся уран-238, который, улавливая быстрые нейтроны из реакции в активной зоне, превращается в делящийся плутоний-239 (как и часть урана в активной зоне). которое затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR основаны на геометрии самого топлива (которое также содержит уран-238), приспособленного для достижения достаточно быстрого захвата нейтронов. Сечение деления плутония-239 (или делящегося урана-235) намного меньше в быстром спектре, чем в тепловом спектре, как и отношение между сечением деления 239 Pu / 235 U и сечением поглощения 238 U -раздел. Это увеличивает концентрацию 239 Pu / 235 U, необходимую для поддержания цепной реакции , а также отношение воспроизводства к делению. С другой стороны, быстрому реактору вообще не нужен замедлитель, чтобы замедлить нейтроны , так как быстрые нейтроны производят большее количество нейтронов за одно деление, чем медленные . По этой причине обычная жидкая вода , являясь замедлителем и поглотителем нейтронов , является нежелательным теплоносителем первого контура для быстрых реакторов. Поскольку для охлаждения реактора требуется большое количество воды в активной зоне, это сильно влияет на выход нейтронов и, следовательно, на образование 239 Pu . Теоретическая работа была проделана по реакторам с пониженным замедлением воды , которые могут иметь достаточно быстрый спектр, чтобы обеспечить коэффициент воспроизводства немного выше 1. Это, вероятно, приведет к неприемлемому снижению мощности и высоким затратам в реакторе с жидкостно-водяным охлаждением , но сверхкритический водяной теплоноситель реактора со сверхкритической водой (SCWR) имеет достаточную теплоемкость, чтобы обеспечить адекватное охлаждение меньшим количеством воды, что делает водоохлаждаемый реактор быстрого спектра практической возможностью.

Тип теплоносителя, температура и спектр быстрых нейтронов приводят к тому, что материал оболочки твэла (обычно аустенитная нержавеющая или ферритно-мартенситная сталь) находится в экстремальных условиях. Понимание радиационного повреждения, взаимодействия теплоносителя, напряжений и температур необходимо для безопасной эксплуатации любой активной зоны реактора. Все материалы, используемые до настоящего времени в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, имеют известные пределы, как показано в обзоре ONR-RRR-088. Сталь, усиленная оксидной дисперсией (ODS), рассматривается как долговечный радиационно-стойкий материал оболочки твэлов, который преодолевает недостатки сегодняшнего выбора материалов.

По состоянию на 2017 год в эксплуатации находится всего два реактора-размножителя: реактор БН-600 мощностью 560 МВт и реактор БН-800 мощностью 880 МВт. Оба являются российскими реакторами с натриевым теплоносителем.

Интегральный реактор на быстрых нейтронах

Одна из конструкций реактора на быстрых нейтронах, специально разработанная для решения проблем утилизации отходов и плутония, представляла собой интегральный реактор на быстрых нейтронах (IFR, также известный как интегральный реактор на быстрых нейтронах, хотя исходный реактор был спроектирован так, чтобы не создавать излишков делящегося материала). ).

Чтобы решить проблему утилизации отходов, на IFR была установлена ​​установка по переработке топлива с электролитическим извлечением, в которой уран и все трансурановые соединения (не только плутоний) перерабатывались путем гальваники , оставляя в отходах только продукты деления с коротким периодом полураспада . Некоторые из этих продуктов деления впоследствии могут быть отделены для промышленных или медицинских целей, а остальные отправлены в хранилище отходов. В системе пиропроцессинга IFR используются расплавленные кадмиевые катоды и электроочистители для переработки металлического топлива непосредственно на площадке в реакторе. Такие системы не только смешивают все второстепенные актиниды как с ураном, так и с плутонием, они компактны и автономны, так что нет необходимости вывозить плутонийсодержащий материал с места расположения реактора-размножителя. Реакторы-размножители, включающие такую ​​технологию, скорее всего, будут спроектированы с коэффициентами воспроизводства, очень близкими к 1,00, так что после первоначальной загрузки топлива из обогащенного урана и / или плутония реактор будет заправляться только небольшими партиями металлического природного урана. Количество металлического природного урана, эквивалентное блоку размером с контейнер для молока, который доставляется один раз в месяц, будет всем топливом, которое потребуется для такого реактора мощностью 1 гигаватт. Такие автономные заводчики в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самодостаточная конечная цель разработчиков ядерных реакторов. Проект был отменен в 1994 году министром энергетики США Хейзел О'Лири .

Другие быстрые реакторы

Другой предлагаемый реактор на быстрых нейтронах представляет собой реактор на быстрых нейтронах с расплавом соли , в котором замедляющие свойства солевого расплава незначительны. Обычно это достигается заменой фторидов легких металлов (например, LiF, BeF 2 ) в солевом носителе хлоридами более тяжелых металлов (например, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Было построено несколько прототипов FBR с выходной мощностью от нескольких лампочек ( EBR-I , 1951) до более 1000  МВт . По состоянию на 2006 год технология экономически неконкурентоспособна по сравнению с технологией тепловых реакторов, но Индия , Япония, Китай, Южная Корея и Россия выделяют значительные средства на исследования для дальнейшей разработки реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, ожидая, что рост цен на уран изменит это в будущем. длительный срок. Германия, напротив, отказалась от этой технологии из соображений безопасности. SNR-300 на быстрых нейтронах реактор был закончен через 19 лет , несмотря на перерасходы суммируя в общей сложности € 3,6 млрд, только потом отказаться.

Индия также разрабатывает технологию FBR с использованием как уранового, так и ториевого сырья.

Тепловой реактор-размножитель

Реактор Шиппорт, использовавшийся в качестве прототипа размножителя легкой воды в течение пяти лет, начиная с августа 1977 года.

Усовершенствованный реактор на тяжелой воде (AHWR) является одним из немногих предлагаемых крупномасштабных использования тория . Индия разрабатывает эту технологию, руководствуясь значительными запасами тория; почти треть мировых запасов тория находится в Индии, которая не имеет значительных запасов урана.

Третье и последнее ядро Шиппингпорта атомной электростанция реактора 60 МВт был легким вода тория заводчиком, который начал функционировать в 1977 году использовала гранулы , изготовленные из тория диоксида и уран-233 , оксид; Первоначально содержание U-233 в гранулах составляло 5–6% в затравочной зоне, 1,5–3% в зоне бланкета и ни разу в зоне отражателя. Он работал на мощности 236 МВт, генерировал 60 МВт и в конечном итоге произвел более 2,1 миллиарда киловатт-часов электроэнергии. Через пять лет активная зона была удалена, и было обнаружено, что она содержит почти на 1,4% больше делящегося материала, чем когда она была установлена, что свидетельствует о размножении тория.

Жидкости реактора фторид тория (LFTR) также планируется в качестве теплового заводчика тория. Реакторы с жидким фторидом могут обладать привлекательными характеристиками, такими как собственная безопасность, отсутствие необходимости в производстве топливных стержней и, возможно, более простая переработка жидкого топлива. Эта концепция была впервые исследована в эксперименте с реактором на расплаве соли в Ок-Риджской национальной лаборатории в 1960-х годах. С 2012 года к нему возобновился интерес во всем мире. Япония, Индия, Китай, Великобритания, а также частные компании США, Чехии и Австралии выразили намерение развивать и коммерциализировать технологию.

Обсуждение

Как и многие аспекты ядерной энергетики, реакторы-размножители на быстрых нейтронах на протяжении многих лет вызывали много споров. В 2010 году Международная группа по расщепляющимся материалам заявила: «После шести десятилетий и затрат, эквивалентных десяткам миллиардов долларов, перспективы создания реакторов-размножителей остаются в значительной степени невыполненными, а усилия по их коммерциализации в большинстве стран неуклонно сокращаются». В Германии, Соединенном Королевстве и Соединенных Штатах от программ разработки реакторов-размножителей отказались. Обоснование использования реакторов-размножителей - иногда явное, а иногда неявное - основывалось на следующих ключевых предположениях:

  • Ожидалось, что урана будет в дефиците, а месторождения с высоким содержанием полезных ископаемых быстро истощатся, если ядерная энергия будет развернута в больших масштабах; Однако реальность такова, что после окончания "холодной войны" уран стал намного дешевле и в большем количестве, чем ожидали первые разработчики.
  • Ожидалось, что реакторы-размножители быстро станут экономически конкурентоспособными по сравнению с легководными реакторами, которые сегодня доминируют в ядерной энергетике, но в действительности капитальные затраты по крайней мере на 25% больше, чем у реакторов с водяным охлаждением.
  • Считалось, что реакторы-размножители могут быть такими же безопасными и надежными, как легководные реакторы, но проблемы безопасности упоминаются как проблема с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используется натриевый теплоноситель, где утечка может привести к пожару натрия.
  • Ожидалось, что можно будет управлять рисками распространения, создаваемыми производителями и их «замкнутым» топливным циклом, в котором плутоний будет рециклироваться. Но поскольку реакторы по воспроизводству плутония производят плутоний из U238, а ториевые реакторы производят делящийся U233 из тория, все циклы воспроизводства теоретически могут создавать риски распространения. Однако U232 , который всегда присутствует в U233, производимом в реакторах-размножителях, является сильным гамма-излучателем через свои дочерние продукты и делает обращение с оружием чрезвычайно опасным, а оружие легко обнаруживаемым.

В прошлом были некоторые антиядерные защитники, которые стали про-ядерной энергетикой в ​​качестве чистого источника электроэнергии, поскольку реакторы-размножители эффективно перерабатывают большую часть их отходов. Это решает одну из важнейших негативных проблем ядерной энергетики. В документальном фильме Pandora's Promise речь идет о реакторах-размножителях, поскольку они обеспечивают реальную мощную альтернативу энергии ископаемого топлива. Согласно фильму, один фунт урана дает столько же энергии, сколько 5000 баррелей нефти .

FBR были построены и эксплуатировались в США, Великобритании, Франции, бывшем СССР , Индии и Японии. Экспериментальный FBR SNR-300 был построен в Германии, но никогда не эксплуатировался и в конечном итоге был остановлен из-за политических разногласий после чернобыльской катастрофы . По состоянию на 2019 год два FBR эксплуатируются для выработки электроэнергии в России. Планируется несколько реакторов, многие из которых предназначены для исследований, связанных с инициативой реактора поколения IV .

Развитые и известные реакторы-размножители

Известные реакторы-размножители
Реактор Страна
при постройке
Начал Неисправность Дизайн
MWe
Конечная
МВтэ
Тепловая
мощность МВт

Коэффициент мощности
Нет
утечек

Температура нейтронов
Охлаждающая жидкость Класс реактора
DFR Соединенное Королевство 1962 г. 1977 г. 14 11 65 34% 7 Быстро NaK Тестовое задание
БН-350 Советский Союз 1973 1999 г. 135 52 750 43% 15 Быстро Натрий Прототип
Рапсодия Франция 1967 1983 г. 0 - 40 - 2 Быстро Натрий Тестовое задание
Феникс Франция 1975 г. 2010 г. 233 130 563 40,5% 31 год Быстро Натрий Прототип
ПФР Соединенное Королевство 1976 г. 1994 г. 234 234 650 26,9% 20 Быстро Натрий Прототип
KNK II Германия 1977 г. 1991 г. 18 17 58 17,1% 21 год Быстро Натрий Исследование / Тест
СНР-300 Германия 1985 г. 1991 г. 327 - - только неядерные испытания - Быстро Натрий Прототип / коммерческий
БН-600 Советский Союз 1981 г. действующий 560 560 1470 74,2% 27 Быстро Натрий Прототип / коммерческий (Gen2)
FFTF нас 1982 г. 1993 г. 0 - 400 - 1 Быстро Натрий Тестовое задание
Суперфеникс Франция 1985 г. 1998 г. 1200 1200 3000 7,9% 7 Быстро Натрий Прототип / коммерческий (Gen2)
FBTR Индия 1985 г. действующий 13 - 40 - 6 Быстро Натрий Тестовое задание
ПФБР Индия введение в эксплуатацию введение в эксплуатацию 500 - 1250 - - Быстро Натрий Прототип / коммерческий (Gen3)
Jōyō Япония 1977 г. действующий 0 - 150 - - Быстро Натрий Тестовое задание
Monju Япония 1995 г. 2017 г. 246 246 714 только проба 1 Быстро Натрий Прототип
БН-800 Россия 2015 г. действующий 789 880 2100 73,4% - Быстро Натрий Прототип / коммерческий (Gen3)
MSRE нас 1965 г. 1969 г. 0 - 7,4 - - Эпитермальный Расплавленная соль ( FLiBe ) Тестовое задание
Клементина нас 1946 г. 1952 г. 0 - 0,025 - - Быстро Меркурий Первый в мире реактор на быстрых нейтронах
EBR-1 нас 1951 г. 1964 г. 0,2 0,2 1.4 - - Быстро NaK Первый в мире энергетический реактор
Ферми-1 нас 1963 г. 1972 г. 66 66 200 - - Быстро Натрий Прототип
EBR-2 нас 1964 г. 1994 г. 19 19 62,5 - - Быстро Натрий Экспериментальный / Тестовый
Порт доставки нас 1977
как заводчик
1982 г. 60 60 236 - - Тепловой Легкая вода Экспериментальный-Core3

СССР ( в составе России и другие страны, растворенную в 1991 году) построил серию быстрых реакторов, первые из которых ртуть охлаждения и работающая на металлический плутоний, а более поздние заводы с натриевым охлаждением и работающие с оксидом плутония.

BR-1 (1955 г.) имелмощность 100Вт (тепловую), за ним последовал BR-2 мощностью 100 кВт, а затем BR-5 мощностью 5 МВт.

БОР-60 (первая критика 1969 г.) составлял 60 МВт, строительство началось в 1965 г.

BN-+600 (1 981),затем России «s BN-+800 (2016)

Будущие заводы

Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым охлаждением мощностью 65 МВт (тепловой), 20 МВт (электрический) с расчетным сроком службы 30 лет и целевым выгоранием 100 МВт · сут / кг.

Индия была одним из первых лидеров в сегменте FBR. В 2012 году должен был быть завершен и сдан в эксплуатацию реактор FBR, получивший название прототипа реактора-размножителя на быстрых нейтронах . Программа предназначена для использования плодородного тория-232 для получения делящегося урана-233. Индия также разрабатывает технологию реактора-размножителя на тепловом топливе с торием. Внимание Индии к торию связано с большими запасами страны, хотя известные мировые запасы тория в четыре раза превышают запасы урана. В 2007 году Министерство по атомной энергии Индии (DAE) заявило, что одновременно построит еще четыре реактора-размножителя по 500 МВт каждый, в том числе два в Калпаккаме.

BHAVINI , индийская ядерная энергетическая компания, была создана в 2003 году для строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации всех быстрых реакторов-размножителей второй очереди, предусмотренных трехступенчатой ​​программой ядерной энергетики Индии . Для реализации этих планов индийский FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт.

Китай экспериментальный быстрый реактор (CEFR) является 25 МВт (э) прототип для планируемого Китая прототипа быстрого реактора (углепластика). Он начал вырабатывать электроэнергию 21 июля 2011 года.

Китай также инициировал проект исследований и разработок в области технологии теплового реактора-размножителя с расплавленной солью тория (реактор с жидким фторидом тория), официально объявленный на ежегодной конференции Китайской академии наук (CAS) в январе 2011 года. Его конечной целью было исследование и разработка ядерная система с расплавленной солью на основе тория более 20 лет.

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог компании Teledyne Brown Engineering , долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и особенно реакторов с жидким фторидом тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, целью которой было разработать конструкции реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз.

Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного реактора FBR для экспорта, чтобы дополнить стандартизированные конструкции PWR (реактор с водой под давлением) и CANDU, которые они уже разработали и построили, но еще не взяли на себя обязательства по созданию прототипа.

Макет реактора БН-600 в разрезе, замененный реактором семейства БН-800 .
Строительство реактора БН-800

У России есть план по значительному увеличению парка быстрых реакторов-размножителей. Реактор БН-800 (800 МВт) в Белоярске был построен в 2012 году, заменив реактор БН-600 меньшего размера . В июне 2014 года БН-800 был запущен в режиме минимальной мощности. 10 декабря 2015 года реактор, работающий с КПД 35% от номинального, внес свой вклад в энергосеть. В августе 2016 года он вышел на полную мощность.

Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1200 МВт) должны были быть завершены в 2018 году, а два дополнительных реактора БН-1200 построены к концу 2030 года. Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы разрешить проектирование топлива. улучшилось после большего опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из соображений стоимости.

Экспериментальный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате (СХК) в Северске . БРЕСТ ( русский : bystry Reaktor так svintsovym teplonositelem , английский: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем ) дизайн рассматриваются в качестве преемника серии BN и блока 300 МВт на SCC может быть предшественником версии в 1200 МВт для широкого развертывания как коммерческий энергоблок. Программа развития является частью Федеральной программы передовых ядерных технологий на 2010–2020 годы, которая направлена ​​на использование быстрых реакторов для повышения эффективности использования урана при «сжигании» радиоактивных веществ, которые в противном случае были бы утилизированы как отходы. Его активная зона будет иметь размеры около 2,3 метра в диаметре и 1,1 метра в высоту и будет содержать 16 тонн топлива. Блок будет заправляться каждый год, при этом каждый топливный элемент будет находиться в активной зоне в общей сложности пять лет. Температура свинцового теплоносителя будет около 540 ° C, что даст высокий КПД 43%, производство первичного тепла составит 700 МВт, а электрическая мощность составит 300 МВт. Срок эксплуатации установки может составить 60 лет. Ожидается, что НИКИЭТ завершит проектирование и строительство в период с 2016 по 2020 годы.

16 февраля 2006 года США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследованиях и разработке быстрых реакторов с натриевым теплоносителем в поддержку Глобального партнерства в области ядерной энергии . В апреле 2007 года японское правительство выбрало Mitsubishi Heavy Industries (MHI) в качестве «ключевой компании в разработке FBR в Японии». Вскоре после этого MHI основала новую компанию Mitsubishi FBR Systems (MFBR) для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR.

Маркуль во Франции, расположение Phénix (слева).

В сентябре 2010 года французское правительство выделило 651,6 миллиона евро Commissariat à l'énergie atomique для завершения проектирования ASTRID (усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленных демонстраций), реактора четвертого поколения мощностью 600 МВт, который будет завершен в 2020 году. В 2013 г. Великобритания проявила интерес к реактору PRISM и работала совместно с Францией над разработкой ASTRID. В 2019 году CEA объявила, что этот проект не будет построен раньше середины века.

В октябре 2010 года GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами участка Саванна-Ривер Министерства энергетики США , который должен позволить строительство демонстрационной установки на базе реактора-размножителя на быстрых нейтронах S-PRISM компании до того, как проект получит полную Утверждение лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC). В октябре 2011 года газета The Independent сообщила, что Управление по снятию ядер с эксплуатации (NDA) Великобритании и старшие советники в Министерстве энергетики и изменения климата (DECC) запросили технические и финансовые детали PRISM, отчасти как средство сокращения запасов плутония в стране.

Реактор бегущей волны (TWR) , предложенный в патенте по интеллектуальному Ventures является быстрым реактором заводчика предназначен не нужно переработка топлива в течение многолетнего срока службы реактора. Волна горения в конструкции TWR перемещается не от одного конца реактора к другому, а постепенно изнутри наружу. Более того, по мере того как состав топлива изменяется в результате ядерной трансмутации, топливные стержни постоянно перетасовываются в активной зоне для оптимизации нейтронного потока и использования топлива в любой заданный момент времени. Таким образом, вместо того, чтобы позволить волне распространяться через топливо, само топливо перемещается через в основном стационарную волну горения. Это противоречит сообщениям многих СМИ, которые популяризировали эту концепцию как реактор в виде свечи с зоной горения, которая перемещается вниз по топливной палочке. Заменяя статическую конфигурацию сердечника на активно управляемый сердечник с «стоячей волной» или «солитон», конструкция TerraPower позволяет избежать проблемы охлаждения сильно изменяющейся области горения. Согласно этому сценарию реконфигурация топливных стержней выполняется дистанционно с помощью роботизированных устройств; во время процедуры защитный сосуд остается закрытым, и связанного с этим простоя нет.

Смотрите также

использованная литература

внешние ссылки