Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
Быстрый реактор с натриевым охлаждением — это реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидким натрием .
Инициалы SFR , в частности, относятся к двум по реакторам поколения IV предложениям реактора с жидкометаллическим теплоносителем : одно основано на существующей технологии (LMFR) с использованием смешанного оксидного топлива с металлическим топливом (MOX), а другое — на интегральном быстром реакторе .
Построено несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, некоторые из них эксплуатируются в настоящее время, особенно в России. [1] Другие находятся в стадии планирования или строительства. Например, в 2022 году в США TerraPower (с помощью своей технологии «Бугущая волна») [2] ) планирует построить собственные реакторы вместе с хранилищем энергии на расплавленной соли. [2] в партнерстве с проектом интегрального быстрого реактора PRISM компании GEHitachi в рамках программы Natrium [3] наименование в Кеммерере, штат Вайоминг . [4] [5]
Помимо российского опыта, в технологию инвестируют Япония, Индия, Китай, Франция и США.
Топливный цикл
[ редактировать ]В ядерном топливном цикле используется полный рецикл актинидов с двумя основными вариантами: один — реактор средней мощности (150–600 МВт) с натриевым охлаждением и топливом из металлического сплава уран - плутоний - минор-актинид- цирконий , поддерживаемый топливным циклом на основе по пирометаллургической переработке на установках, интегрированных с реактором. Второй представляет собой реактор среднего и большого размера (500–1500 МВт) с натриевым охлаждением и смешанным оксидным уран-плутониевым топливом, поддерживаемый топливным циклом, основанным на усовершенствованной обработке воды в центральном пункте, обслуживающем несколько реакторов. Температура на выходе у обоих примерно 510–550 градусов С.
Натриевая охлаждающая жидкость
[ редактировать ]Жидкий металлический натрий можно использовать для отвода тепла от активной зоны. У натрия есть только один стабильный изотоп — натрий-23 , который является слабым поглотителем нейтронов. Когда он поглощает нейтрон, он производит натрий-24 , период полураспада которого составляет 15 часов, и который распадается до стабильного изотопа магния-24 .
Тип бассейна или петли
[ редактировать ]
Двумя основными подходами к проектированию реакторов с натриевым теплоносителем являются реакторы бассейнового типа и петлевого типа.
В бассейновом типе теплоноситель первого контура содержится в основном корпусе реактора, который, следовательно, включает в себя активную зону реактора и теплообменник . Американский EBR-2 , французский Phénix и другие использовали этот подход, он также используется в индийском прототипе реактора на быстрых нейтронах и в китайском CFR-600 .
В петлевом типе теплообменники находятся вне бака реактора. Такой подход использовали французская Rapsodie , британский прототип быстрого реактора и другие.
Преимущества
[ редактировать ]Все быстрые реакторы имеют ряд преимуществ перед существующим парком реакторов на водной основе, заключающихся в значительном сокращении потоков отходов. Важно отметить, что когда реактор работает на быстрых нейтронах, изотопы плутония с гораздо большей вероятностью делятся при поглощении нейтрона. Таким образом, у быстрых нейтронов меньше шансов быть захваченными ураном и плутонием, но когда они захватываются, у них гораздо больше шансов вызвать деление. Это означает, что запасы трансурановых отходов от быстрых реакторов отсутствуют.
Основное преимущество жидкометаллических теплоносителей, таких как жидкий натрий, заключается в том, что атомы металла являются слабыми замедлителями нейтронов . Вода является гораздо более сильным замедлителем нейтронов, поскольку атомы водорода, находящиеся в воде, намного легче атомов металла, и поэтому нейтроны теряют больше энергии при столкновениях с атомами водорода. Это затрудняет использование воды в качестве теплоносителя для быстрого реактора, поскольку вода имеет тенденцию замедлять (умерять) быстрые нейтроны до тепловых нейтронов (хотя существуют концепции водяных реакторов с пониженным замедлением ).
Еще одним преимуществом жидкого натриевого теплоносителя является то, что натрий плавится при 371 К (98°С) и кипит/испаряется при 1156 К (883°С), что составляет разницу в 785 К (785°С) между твердым/замороженным состоянием и газом/паром. Для сравнения, диапазон температур жидкой воды (между льдом и газом) составляет всего 100 К при нормальных условиях атмосферного давления на уровне моря. Несмотря на низкую удельную теплоемкость натрия (по сравнению с водой), это позволяет поглощать значительное количество тепла в жидкой фазе, сохраняя при этом большой запас прочности. Более того, высокая теплопроводность натрия эффективно создает резервуар теплоемкости , обеспечивающий тепловую инерцию от перегрева. [6] Натрий не нужно подвергать давлению, так как его температура кипения реактора намного выше рабочей температуры , а натрий не разъедает стальные детали реактора и фактически защищает металлы от коррозии. [6] Высокие температуры теплоносителя (температура на выходе из реактора «Феникс» составляла 833 К (560°С)) обеспечивают более высокий термодинамический КПД, чем в водоохлаждаемых реакторах. [7] Электропроводящий расплавленный натрий можно перемещать с помощью электромагнитных насосов . [7] Тот факт, что натрий не находится под давлением, означает, что можно использовать гораздо более тонкий корпус реактора (например, толщиной 2 см). В сочетании с гораздо более высокими температурами, достигаемыми в реакторе, это означает, что реактор в режиме остановки можно пассивно охлаждать. Например, воздуховоды можно спроектировать так, чтобы все остаточное тепло после остановки удалялось за счет естественной конвекции и не требовалось никаких действий по перекачке.Реакторы этого типа являются саморегулирующимися. Если температура ядра повысится, ядро немного расширится, а это означает, что больше нейтронов выйдет из ядра, замедляя реакцию.
Недостатки
[ редактировать ]Недостатком натрия является его химическая активность, что требует особых мер предосторожности для предотвращения и тушения пожаров. Если натрий вступает в контакт с водой, он вступает в реакцию с образованием гидроксида натрия и водорода, а водород горит при контакте с воздухом. Так было на АЭС Монджу во время аварии в 1995 году. Кроме того, захват нейтрона делает его радиоактивным; хотя период полураспада составляет всего 15 часов. [6]
Еще одна проблема – утечки. Натрий при высоких температурах воспламеняется при контакте с кислородом. Такие натриевые пожары можно тушить порошком или заменой воздуха азотом . Российский реактор-размножитель БН-600 сообщил о 27 утечках натрия за 17 лет, 14 из которых привели к натриевым пожарам. [8]
Цели дизайна
[ редактировать ]| Актиниды [9] по цепочке распада | Период полураспада диапазон ( а ) | деления Продукты 235 U по доходности [10] | ||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| 4 n | 4 n + 1 | 4 n + 2 | 4 n + 3 | 4.5–7% | 0.04–1.25% | <0,001% | ||
| 228 Солнце № | 4–6 а | 155 Евросоюз то есть | ||||||
| 244 См ƒ | 241 Мог ƒ | 250 См. | 227 И № | 10–29 а | 90 старший | 85 НОК | 113 м компакт-диск то есть | |
| 232 В ƒ | 238 Мог ƒ | 243 См ƒ | 29–97 а | 137 Cs | 151 см то есть | 121 м Сн | ||
| 248 Бк [11] | 249 См. ƒ | 242 м Являюсь ƒ | 141–351 а | Никакие продукты деления не имеют периода полураспада. | ||||
| 241 Являюсь ƒ | 251 См. ƒ [12] | 430–900 а | ||||||
| 226 Солнце № | 247 Бк | 1,3–1,6 тыс. лет назад | ||||||
| 240 Мог | 229 че | 246 См ƒ | 243 Являюсь ƒ | 4,7–7,4 тыс. лет назад | ||||
| 245 См ƒ | 250 См | 8,3–8,5 тыс. лет назад | ||||||
| 239 Мог ƒ | 24,1 раза | |||||||
| 230 че № | 231 Хорошо № | 32–76 лет | ||||||
| 236 Например ƒ | 233 В ƒ | 234 В № | 150–250 тыс. лет назад | 99 Тс ₡ | 126 Сн | |||
| 248 См | 242 Мог | 327–375 г. | 79 Се ₡ | |||||
| 1,53 млн лет назад | 93 Зр | |||||||
| 237 Например ƒ | 2,1–6,5 млн лет назад | 135 Cs ₡ | 107 ПД | |||||
| 236 В | 247 См ƒ | 15-24 млн лет назад | 129 я ₡ | |||||
| 244 Мог | 80 млн лет назад | ... не более 15,7 млн лет назад [13] | ||||||
| 232 че № | 238 В № | 235 В ƒНет | 0,7–14,1 млрд лет назад | |||||
| ||||||||
Рабочая температура не должна превышать температуру кипения топлива. Необходимо учитывать химическое взаимодействие топлива с оболочкой (FCCI). FCCI – плавление эвтектики между топливом и оболочкой; уран, плутоний и лантан ( продукт деления ) взаимно диффундируют с железом оболочки. Образующийся сплав имеет низкую эвтектическую температуру плавления. FCCI приводит к снижению прочности оболочки и даже к ее разрыву. Объем трансурановой трансмутации ограничен производством плутония из урана. Одним из обходных путей является использование инертной матрицы, например, с использованием оксида магния . Оксид магния имеет на порядок меньшую вероятность взаимодействия с нейтронами (тепловыми и быстрыми), чем такие элементы, как железо. [14]
Необходимо обращаться с высокоактивными отходами и, в частности, с плутонием и другими актинидами. К функциям безопасности относятся длительное время термического реагирования, большой запас на закипание теплоносителя, первичная система охлаждения, работающая при давлении, близком к атмосферному, и промежуточная натриевая система между радиоактивным натрием в первичной системе и водой и паром на электростанции. Инновации могут снизить капитальные затраты, например, модульная конструкция, удаление первичного контура, интеграция насоса и промежуточного теплообменника, а также использование более качественных материалов. [15]
Быстрый спектр SFR позволяет использовать имеющиеся делящиеся и воспроизводящие материалы (в том числе обедненный уран ) значительно эффективнее, чем реакторы теплового спектра с прямоточным топливным циклом.
История
[ редактировать ]грант в размере 80 миллионов долларов В 2020 году компания Natrium получила от Министерства энергетики США на развитие своего SFR. В рамках программы планируется использовать высокопробное низкообогащенное урановое топливо, содержащее 5-20% урана. Предполагалось, что реактор будет расположен под землей и будет иметь гравитационные стержни управления. Поскольку он работает при атмосферном давлении, большой защитный экран не требуется. Ожидалось, что из-за большой емкости аккумулирования тепла он сможет производить импульсную мощность 500 МВт в течение более 5 часов, что превышает его постоянную мощность в 345 МВт. [16]
Реакторы
[ редактировать ]Реакторы с натриевым теплоносителем включали:
| Модель | Страна | Тепловая мощность (МВт) | Электрическая мощность (МВт) | Год комиссии | Год вывода из эксплуатации | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|
| БН-350 |  Советский Союз | 350 | 1973 | 1999 | Использовался для питания установки по опреснению воды. | |
| БН-600 | Советский Союз | 600 | 1980 | Оперативный | Вместе с БН-800 это один из двух коммерческих быстрых реакторов в мире. | |
| БН-800 | Советский Союз /  Россия | 2100 | 880 | 2015 | Оперативный | Вместе с БН-600 это один из двух коммерческих быстрых реакторов в мире. |
| БН-1200 | Россия | 2900 | 1220 | 2036 | Еще не построен | В разработке. За ним последует БН-1200М в качестве модели на экспорт. |
| CEFR |  Китай | 65 | 20 | 2012 | Оперативный | |
| CFR-600 | Китай | 1500 | 600 | 2023 | В разработке | Два реактора строятся на острове Чанбяо в округе Сяпу . Второй реактор CFR-600 откроется в 2026 году. [17] |
| CRBRP |  Соединенные Штаты | 1000 | 350 | Никогда не строился | ||
| ЭБР-1 | Соединенные Штаты | 1.4 | 0.2 | 1950 | 1964 | |
| ЭБР-2 | Соединенные Штаты | 62.5 | 20 | 1965 | 1994 | |
| Ферми 1 | Соединенные Штаты | 200 | 69 | 1963 | 1975 | |
| Эксперимент с натриевым реактором | Соединенные Штаты | 20 | 6.5 | 1957 | 1964 | |
| С1Г | Соединенные Штаты | Военно-морские реакторы США | ||||
| С2Г | Соединенные Штаты | Военно-морские реакторы США | ||||
| Испытательная установка для быстрого флюса | Соединенные Штаты | 400 | 1978 | 1993 | Не для производства электроэнергии | |
| ПФР |  Великобритания | 500 | 250 | 1974 | 1994 | |
| ФБТР |  Индия | 40 | 13.2 | 1985 | Оперативный | |
| ПФБР | Индия | 500 | 2024 | В стадии ввода в эксплуатацию | ||
| Мондзю |  Япония | 714 | 280 | 1995/2010 | 2010 | Дисквалифицирован на 15 лет. Возобновлен в 2010 году, затем окончательно закрыт. |
| Джойо | Япония | 150 | 1971 | Оперативный | ||
| СНР-300 |  Германия | 327 | 1985 | 1991 | Никогда не критичен/работоспособен | |
| Рапсодия |  Франция | 40 | 24 | 1967 | 1983 | |
| Феникс | Франция | 590 | 250 | 1973 | 2010 | |
| Суперфеникс | Франция | 3000 | 1242 | 1986 | 1997 | Самый большой SFR из когда-либо построенных. |
| АСТРИД | Франция | 600 | Никогда не строился | За 2012–2019 годы потрачено 735 миллионов евро. |
Большинство из них были экспериментальными установками, которые уже не работают. 30 ноября 2019 года телеканал CTV сообщил, что канадские провинции Нью-Брансуик , Онтарио и Саскачеван планируют объявить о совместном плане сотрудничества в области малых натриевых быстрых модульных ядерных реакторов с базирующейся в Нью-Брансуике компанией ARC Nuclear Canada. [18]
См. также
[ редактировать ]
Ссылки
[ редактировать ]- ^ «Реакторы на быстрых нейтронах | FBR — Всемирная ядерная ассоциация» . world-nuclear.org .
- ^ Jump up to: а б Патель, Сонал (3 сентября 2020 г.). «GE Hitachi, группа TerraPower по гибридному SMR с ядерным хранилищем» . Журнал СИЛА . Проверено 28 октября 2022 г.
- ^ «Натрий» . Веб-сайт НРК . Проверено 28 октября 2022 г.
- ^ Патель, Сонал (27 октября 2022 г.). «PacifiCorp, TerraPower оценивает развертывание до пяти дополнительных усовершенствованных натриевых реакторов» . Журнал СИЛА . Проверено 28 октября 2022 г.
- ^ Гарднер, Тимоти (28 августа 2020 г.). «Атомное предприятие Билла Гейтса планирует построить реактор в дополнение к буму солнечной и ветровой энергетики» . Рейтер – через www.reuters.com.
- ^ Jump up to: а б с Фаннинг, Томас Х. (3 мая 2007 г.). «Натрий как теплоноситель быстрого реактора» (PDF) . Серия тематических семинаров по натриевым быстрым реакторам. Отдел ядерной инженерии, Комиссия по ядерному регулированию США, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинала (PDF) 13 января 2013 г.
- ^ Jump up to: а б Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Ядерная энергетика, объясненная физиками .
- ^ Необычные происшествия во время работы LMFR , Материалы заседания Технического комитета, состоявшегося в Вене, 9–13 ноября 1998 г., МАГАТЭ . Стр. 53, 122–123.
- ^ Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле это субактинид, он непосредственно предшествует актинию (89) и следует за трехэлементным интервалом нестабильности после полония (84), где ни один нуклид не имеет период полураспада, по крайней мере, четыре года (самый долгоживущий нуклид в пробеле - радон-222 с периодом полураспада менее четырех суток ). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия, имеющий возраст 1600 лет, заслуживает включения этого элемента в этот список.
- ^ В частности, в результате тепловыми нейтронами деления урана-235 , например, в типичном ядерном реакторе .
- ^ Милстед, Дж.; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «Альфа-период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика . 71 (2): 299. Бибкод : 1965NucPh..71..299M . дои : 10.1016/0029-5582(65)90719-4 .
«Изотопный анализ выявил вид с массой 248 в постоянном количестве в трех образцах, анализированных в течение примерно 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk. 248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Нет роста Cf 248 был обнаружен, и нижний предел для β − период полураспада можно установить примерно на уровне 10 4 [годы]. Никакой альфа-активности, приписываемой новому изомеру, обнаружено не было; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет]». - ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».
- ^ За исключением « классически стабильных » нуклидов с периодом полураспада, значительно превышающим 232 чё; например, пока 113 м Период полураспада Cd составляет всего четырнадцать лет, а у 113 Cd составляет восемь квадриллионов лет.
- ^ Бэйс С.Э., Феррер Р.М., Поуп М.А., Forget B (февраль 2008 г.). «Нейтронная оценка целевых составов трансмутации в гетерогенных геометриях натриевых быстрых реакторов» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. INL/EXT-07-13643 Ред. 1. Архивировано из оригинала (PDF) 12 февраля 2012 г.
- ^ Линеберри М.Дж., Аллен Т.Р. (октябрь 2002 г.). «Быстрый реактор с натриевым охлаждением (SFR)» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория Министерства энергетики США. ANL/NT/CP-108933. Архивировано из оригинала (PDF) 29 марта 2017 г. Проверено 1 мая 2012 г.
- ^ «Атомная электростанция следующего поколения Билла Гейтса включает в себя сетевое хранилище энергии» . Новый Атлас . 09.03.2021 . Проверено 3 июня 2021 г.
- ^ «Китайский быстрый реактор 600, который будет запущен в 2023, 2026 году, привлекает международное внимание | Tech Times» .
- ^ «Три премьера планируют бороться с изменением климата, инвестируя в небольшие ядерные реакторы» . CTVNews . 30 ноября 2019 г.
Внешние ссылки
[ редактировать ]- Информационный бюллетень по быстрому реактору с натриевым теплоносителем Национальной лаборатории Айдахо
- Сайт Международного форума Generation IV SFR
- Итоги семинара INL SFR
- АЛМР/ПРИЗМА
- АСМЭ
- Ричардсон Дж. Х. (17 ноября 2009 г.). «Знакомьтесь с человеком, который может положить конец глобальному потеплению» . Эсквайр . Архивировано из оригинала 21 ноября 2009 года.
... Эрик Лоуэн — евангелист натриевого быстрого реактора, который сжигает ядерные отходы, не выделяет CO 2 , ...
