Испытательный реактор на быстрых нейтронах - Fast Breeder Test Reactor

Координаты : 12 ° 33'44 "N 80 ° 09'52" Е  /  12,5623504 ° с.ш. 80,1645415 ° в.  / 12.5623504; 80.1645415 быстрые нейтроны испытания реактор ( FBTR ) представляет собой реактор размножитель расположен в Калпаккаме , Индия . Индира Ганди Центр атомных исследований ( IGCAR ) и Бхабх научно исследовательский центр атомному (BARC) совместно разработанный, построенный и эксплуатация реактора.

История

Впервые он достиг критического уровня в октябре 1985 года, что сделало Индию седьмой страной, располагающей технологией для строительства и эксплуатации реактора-размножителя после США , Великобритании , Франции , Японии , Германии и России . Реактор был рассчитан на выработку 40  МВт тепловой мощности и 13,2 МВт электроэнергии. Изначально активная зона ядерного топлива, используемая в FBTR, состояла примерно из 50 кг оружейного плутония .

FBTR редко работал на своей проектной мощности, и его пришлось остановить в период с 1987 по 1989 год из-за технических проблем. С 1989 по 1992 год реактор работал на мощности 1 МВт.

В 1993 году мощность реактора была увеличена до 10,5 МВт. В сентябре 2002 года выгорание топлива в FBTR впервые достигло отметки в 100 000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана (MWd / MTU). Это считается важной вехой в технологии реакторов-размножителей.

Используя опыт, полученный при эксплуатации FBTR, прототип быстрого реактора-размножителя ( PFBR ) мощностью 500 МВт ( эл. ) Находится на продвинутой стадии строительства в Калпаккаме.

Технические детали

Реактор использует плутоний - уран , смешанный карбид топливо и жидкий натрий в качестве охлаждающей жидкости. Топливо представляет собой смесь из 70 процентов карбида плутония и 30 процентов карбида урана. Плутоний для топлива извлекается из облученного топлива в энергетических реакторах Мадраса и перерабатывается в Тарапуре .

Часть урана образуется в результате трансмутации пучков тория, которые также помещаются в активную зону.

Рекомендации