Экспериментальный реактор-размножитель II - Experimental Breeder Reactor II

Не следует путать с экспериментальным Breeder Reactor I .

Координаты : 43.595039 ° N 112.657156 ° W 43 ° 35′42 ″ с.ш., 112 ° 39′26 ″ з.д. /  / 43.595039; -112,657156

Экспериментальный реактор-размножитель II

Экспериментальный реактор-размножитель-II ( EBR-II ) - это быстрый реактор с натриевым теплоносителем, разработанный, построенный и эксплуатируемый Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо. Он был остановлен в 1994 году. Хранение реактора было передано Национальной лаборатории Айдахо после ее основания в 2005 году.

Первоначальная эксплуатация началась в июле 1964 года, а критичность была достигнута в 1965 году при общей стоимости более 32 миллионов долларов США (260 миллионов долларов США в долларах 2019 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II был сделан на демонстрации полной энергетической установки с реактором-размножителем с переработкой твердого металлического топлива на месте. Топливные элементы, обогащенные примерно до 67% урана-235, были запечатаны в трубках из нержавеющей стали и удалены, когда они достигли обогащения примерно 65%. Трубки были распечатаны и переработаны для удаления нейтронных ядов , смешаны со свежим U-235 для увеличения обогащения и помещены обратно в реактор.

Испытания первоначального цикла размножения продолжались до 1969 года, после чего реактор использовался для проверки концепций интегрального быстрого реактора . В этой роли среда с высокоэнергетическими нейтронами активной зоны EBR-II использовалась для тестирования топлива и материалов для будущих более крупных реакторов с жидким металлом. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальному останову, имитирующему полный отказ охлаждающего насоса. Он продемонстрировал свою способность к самоохлаждению топлива за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя в период остаточного тепла после останова. Он использовался в роли поддержки IFR и во многих других экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в сентябре 1994 года.

При работе на полной мощности, достигнутой в сентябре 1969 года, EBR-II произвел около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии через обычную трехконтурную паротурбинную систему и третичную градирню с принудительным воздушным охлаждением . За время своего существования она произвела более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электроэнергии, а также тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории-Запад.

Дизайн

Топливо состоит из урановых стержней диаметром 5 миллиметров и длиной 33 см (13 дюймов). Когда свежий уран-235 был обогащен до 67%, его концентрация упала примерно до 65% после удаления. Стержни также содержали 10% циркония . Каждый топливный элемент помещен в тонкостенную трубку из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка сверху приварена и образует блок длиной 73 см (29 дюймов). Назначение натрия - функционировать как теплоноситель. По мере того, как все больше и больше урана подвергается делению, в нем появляются трещины, и натрий попадает в пустоты. Он извлекает важный продукт деления, цезий- 137, и, следовательно, становится сильно радиоактивным . Пустота над ураном собирает газы деления, в основном криптон- 85. Группы штифтов внутри шестиугольных кожухов из нержавеющей стали длиной 234 см (92 дюйма) собраны в виде сот; каждая установка содержит около 4,5 кг (10 фунтов) урана. В целом активная зона содержит около 308 кг (680 фунтов) уранового топлива, и эта часть называется драйвером.

Чертеж корпуса реактора EBR-II

Активная зона EBR-II может вместить до 65 экспериментальных узлов для испытаний на надежность облучения и эксплуатации, работающих на различных видах металлического и керамического топлива - оксидов , карбидов или нитридов урана и плутония , а также металлических топливных сплавов, таких как уран-плутоний-циркониевое топливо. В других местах сборки могут проводиться эксперименты с конструкционным материалом.

Пассивная безопасность

Конструкция реактора бассейнового типа EBR-II обеспечивает пассивную безопасность : активная зона реактора, оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора погружены в расплавленный натрий. Предоставляя жидкость, которая легко передает тепло от топлива к хладагенту и которая работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует преимущества расширения хладагента, топлива и конструкции во время нестандартных событий, которые повышают температуру. Расширение топлива и конструкции в нестандартной ситуации приводит к отключению системы даже без вмешательства оператора. В апреле 1986 года были проведены два специальных испытания EBR-II, в ходе которых основные насосы охлаждения первого контура были отключены, а реактор работал на полную мощность (62,5 мегаватт, тепловая). Не позволяя нормальным системам останова вмешиваться, мощность реактора упала почти до нуля в течение примерно 300 секунд. Никаких повреждений топлива или реактора не произошло. В тот же день за этой демонстрацией последовало еще одно важное испытание. Когда реактор снова вышел на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку теплу реактора некуда было уходить. По мере того, как система охлаждения первого контура (реактора) становилась все более горячей, топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширялись, и реактор останавливался. Этот тест показал, что он отключится с использованием присущих ему функций, таких как тепловое расширение, даже если будет потеряна способность отводить тепло от первичной системы охлаждения.

EBR-II теперь слит. Остановка EBR-II также включает обработку выгруженного отработавшего топлива с использованием электрометаллургического процесса обработки топлива на установке кондиционирования топлива, расположенной рядом с EBR-II.

Процесс очистки для EBR-II включает удаление и обработку натриевого хладагента, очистку натриевых систем EBR-II, удаление и пассивирование других химических опасностей и приведение деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.

Связанные объекты

EBR-II и установка кондиционирования топлива

Целью EBR-II была демонстрация работы электростанции с натриевым теплоносителем на быстрых нейтронах с переработкой металлического топлива на месте. Для достижения этой цели по переработке на месте EBR-II был частью более широкого комплекса установок, состоящего из

  • Установка кондиционирования топлива: установка для переработки и обработки отработавшего топлива из реакторов EBR-II и других реакторов с использованием установки электроочистки для электрометаллургической обработки отработавшего топлива.
  • Завод по производству топлива: объект по производству металлических тепловыделяющих элементов.
  • Пункт исследования горячего топлива: комплекс «горячая камера» для удаленного обращения и исследования высокорадиоактивных материалов.
  • Установка по переработке натрия: установка по переработке химически активного натрия в низкоактивные отходы.

Интегральный быстрый реактор

EBR-II послужил прототипом интегрального быстрого реактора (IFR), который был предполагаемым преемником EBR-II. Программа IFR была запущена в 1983 году, но финансирование было прекращено Конгрессом США в 1994 году, за три года до предполагаемого завершения программы. Подразделение General Electric по ядерной энергии , которое участвовало в разработке IFR, представило проект коммерческой версии IFR: реактор S-PRISM .

Галерея

  • EBR-II

  • Электрорафинер

  • Катодный процессор

  • Диспетчерская EBR-II в 1986 году

  • Схема EBR-II

  • Схема процесса обращения с отработавшим топливом

Смотрите также

использованная литература

Цитаты
Библиография
  • Тилль, Чарльз; Чанг, Юн Иль (2011). Изобилие энергии: история интегрального быстрого реактора, сложная история простой реакторной технологии с упором на ее научную основу для неспециалистов . ISBN 1466384603.

внешние ссылки