Интегральный быстрый реактор - Википедия - Integral fast reactor

Экспериментальный реактор-размножитель II, который послужил прототипом интегрального быстрого реактора

В интегральный быстрый реактор (IFRизначально усовершенствованный жидкометаллический реактор) является дизайном для ядерный реактор с помощью быстрые нейтроны и нет замедлитель нейтронов (а «быстрый» реактор ). IFR даст больше топлива и отличается ядерный топливный цикл который использует переработка через электрорафинирование на площадке реактора.

Разработка IFR началась в 1984 году, и Министерство энергетики США построил прототип, Экспериментальный реактор-размножитель II. 3 апреля 1986 года два испытания продемонстрировали безопасность, присущую концепции IFR. В ходе этих испытаний моделировались аварии, связанные с потерей потока теплоносителя. Даже при отключенных обычных устройствах останова реактор безопасно отключился без перегрева в любой части системы. Проект IFR был отменен Конгресс США в 1994 году, за три года до завершения.[1]

Предлагаемый Поколение IV Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением самое близкое из сохранившихся реактор-размножитель на быстрых нейтронах дизайн. Другие страны также разработали и эксплуатировали быстрые реакторы.

S-ПРИЗМА (от SuperPRISM), также называемый PRISM (инновационный малый модуль энергетического реактора), - это название проекта атомной электростанции, разработанного GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) на базе интегрального быстрого реактора.[2]

История

Исследования реактора начались в 1984 г. Аргоннская национальная лаборатория в Аргонне, штат Иллинойс. Аргонн является частью Министерство энергетики США национальной лабораторной системы и эксплуатируется по контракту Чикагский университет.

В Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II)

Аргонн ранее имел филиал под названием «Аргонн-Вест» в Айдахо-Фолс, Айдахо это теперь часть Национальная лаборатория Айдахо. В прошлом на территории филиала физики из Аргонна построили так называемый Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II). Тем временем физики в Аргонне разработали концепцию IFR, и было решено, что EBR II будет преобразован в IFR. Чарльз Тилль, канадский физик из Аргонна, был руководителем проекта IFR, а Юн Чанг был его заместителем. Тилль работал в Айдахо, а Чанг - в Иллинойсе.

С избранием президента Билл Клинтон в 1992 г. и назначение Хейзел О'Лири как Министр энергетики сверху было давление с требованием отменить IFR.[3] Сенатор Джон Керри (D-MA) и О'Лири возглавили оппозицию реактору, утверждая, что он будет угрозой для усилий по нераспространению, и что это было продолжением Проект реактора-размножителя Клинч Ривер это было отменено Конгрессом.[4]

Одновременно в 1994 году министр энергетики О'Лири наградил ведущего ученого по IFR 10 000 долларов и золотой медалью, указав, что его работа по разработке технологии IFR обеспечила «повышенную безопасность, более эффективное использование топлива и меньшее количество радиоактивных отходов».[5]

Оппоненты IFR также представили отчет[6] Управлением ядерной безопасности Министерства энергетики США в связи с утверждениями бывшего сотрудника Аргонна о том, что Аргонн отомстил ему за то, что он выразил обеспокоенность по поводу безопасности, а также по поводу качества исследований, проведенных в рамках программы IFR. Отчет получил международное внимание с заметной разницей в освещении в крупных научных публикациях. Британский журнал Природа Статья озаглавлена ​​«Отчет поддерживает информатора», а также отмечен конфликт интересов со стороны комиссии Министерства энергетики, которая оценивала исследования IFR.[7] Напротив, статья, опубликованная в Наука был озаглавлен «Был ли аргоннский разоблачитель действительно дымом?».[8] Примечательно, что в этой статье не раскрывается, что директор Аргоннских национальных лабораторий Алан Шрисхайм был членом совета директоров компании. Наука'материнская организация - Американская ассоциация содействия развитию науки.[9]

Несмотря на поддержку реактора тогдашней респ. Ричард Дурбин (D-IL) и сенаторы США Кэрол Мозли Браун (D-IL) и Пол Саймон (D-IL), финансирование реактора было сокращено, и в конечном итоге он был отменен в 1994 году, что дороже, чем его завершение. Когда об этом было доведено до сведения президента Клинтона, он сказал: «Я знаю; это символ».

В Реактор БН-800

В 2001 году в рамках Поколение IV Согласно дорожной карте, Министерство энергетики поручило группе ученых из 242 человек из Министерства энергетики, Калифорнийского университета в Беркли, Массачусетского технологического института, Стэнфорда, ANL, LLNL, Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI и других учреждений оценить 19 лучших конструкций реакторов по 27 различным критериям. IFR занял первое место в их исследовании, опубликованном 9 апреля 2002 года.[10]

В настоящее время в промышленной эксплуатации нет интегральных быстрых реакторов, однако очень похожий быстрый реактор, работающий как сжигатель запасов плутония, Реактор БН-800, начал коммерческую деятельность в 2014 году.

Технический обзор

IFR охлаждается жидкостью натрий или же вести[сомнительный – обсуждать] и подпитывается сплав из уран и плутоний. Топливо содержится в стальной оболочке с жидкий натрий заполнение пространства между топливом и оболочкой. Пустота над топливом позволяет гелий и радиоактивный ксенон для безопасного сбора без значительного увеличения давления внутри топливного элемента, а также позволяет топливу расширяться без нарушения оболочки, делая практичным металлическое, а не оксидное топливо.

Несколько советских Подводные лодки класса Альфа В качестве теплоносителя в реакторах использовался эвтектический сплав свинца и висмута. Преимущество свинца перед натрием состоит в том, что он не вступает в химические реакции, особенно с водой или воздухом. Недостатки заключаются в том, что жидкий свинец намного более плотный и более вязкий, чем жидкий натрий (увеличивая затраты на перекачку), и существует множество продуктов активации радиоактивными нейтронами, в то время как натрия практически нет.

Основные дизайнерские решения

Металлическое топливо

Металлическое топливо с заполненной натрием полостью внутри оболочки для расширения топлива было продемонстрировано в EBR-II. Металлическое топливо делает пиропроцессинг предпочтительной технологией переработки.[нужна цитата ]

Производство металлического топлива проще и дешевле, чем керамическое (оксидное), особенно в условиях удаленного обращения.[11][нужна цитата ]

Металлическое топливо имеет лучшую теплопроводность и меньшую теплоемкость, чем оксид, что имеет преимущества в безопасности.[11][нужна цитата ]

Натриевая охлаждающая жидкость

Использование жидкометаллического теплоносителя устраняет необходимость в сосуде высокого давления вокруг реактора. Натрий обладает превосходными ядерными характеристиками, высокой теплоемкостью и теплопередачей, низкой плотностью, низкой вязкостью, достаточно низкой точкой плавления и высокой температурой кипения, а также отличной совместимостью с другими материалами, включая конструкционные материалы и топливо. Высокая теплоемкость теплоносителя и удаление воды из активной зоны повышают безопасность активной зоны.[11][нужна цитата ]

Дизайн бассейна, а не петля

Сохранение всего теплоносителя первого контура в бассейне дает несколько преимуществ в плане безопасности и надежности.[11][нужна цитата ]

Обработка на месте с использованием пиропроцессинга

Переработка необходима для достижения большинства преимуществ быстрого реактора, улучшения использования топлива и сокращения радиоактивных отходов на несколько порядков.[11][нужна цитата ]

Обработка на месте - вот что делает IFR интеграл. Это и использование пиропроцессинга снижает риск распространения.[12][11][нужен лучший источник ]

Пиропроцессинг (с использованием электрорафинера) была продемонстрирована на EBR-II как практичная в требуемом масштабе. По сравнению с PUREX водный процесс, он экономичен по капитальным затратам и непригоден для производства оружейного материала, опять же, в отличие от PUREX, который был разработан для оружейных программ.[нужна цитата ]

Пиропроцессинг делает металлическое топливо предпочтительным топливом. Эти два решения дополняют друг друга.[11][нужна цитата ]

Резюме

Четыре основных решения: металлическое топливо, натриевый теплоноситель, конструкция бассейна и переработка на месте электроочисткой дополняют друг друга и создают топливный цикл, устойчивый к распространению и эффективный с точки зрения использования топлива, и реактор с высоким уровнем внутренней безопасности, в то время как минимизация образования высокоактивных отходов. Практичность этих решений продемонстрирована за долгие годы эксплуатации EBR-II.[11]

Преимущества

Реакторы-размножители (например, IFR) может в принципе извлечь почти всю энергию, содержащуюся в уран или же торий, уменьшая потребность в топливе почти на два порядка по сравнению с традиционными прямоточными реакторами, которые извлекают менее 0,65% энергии добытого урана и менее 5% обогащенного урана, которым они заправляются. Это может значительно снизить озабоченность по поводу поставок топлива или энергии, используемой в добыча полезных ископаемых.

Сегодня важнее Почему быстрые реакторы экономичны: потому что быстрые нейтроны могут делиться или «сжечь» все трансурановые отходы (TRU) компоненты отходов (актиниды: реакторный плутоний и второстепенные актиниды ) многие из которых существуют десятки тысяч лет или дольше и делают захоронение обычных ядерных отходов настолько проблематичным. Большинство радиоактивных продукты деления (FP), которые производит реактор, имеют гораздо более короткие периоды полураспада: они очень радиоактивны в краткосрочной перспективе, но быстро распадаются. IFR извлекает и перерабатывает 99,9% урана и Трансурановые элементы в каждом цикле и использует их для производства энергии; поэтому его отходы - это просто продукты деления; через 300 лет их радиоактивность упадет ниже, чем у исходной урановой руды.[13][14][ненадежный источник? ][15][нужен лучший источник ] Дело в том, что Реакторы 4-го поколения предназначены для использования отходов Заводы 3-го поколения может кардинально изменить историю ядерной энергетики - потенциально сделать комбинацию станций 3-го и 4-го поколений более привлекательным вариантом энергии, чем было бы 3-е поколение само по себе, как с точки зрения управления отходами, так и с точки зрения энергетической безопасности.

«Интегральный» означает на месте переработка электрохимическим пиропроцессинг. Это разделяет отработанное топливо на 3 фракции: 1. Уран, 2. Изотопы плутония и другие. Трансурановые элементы, и 3. Продукты ядерного деления. Уран и трансурановые элементы перерабатываются в новые топливные стержни, а продукты деления в конечном итоге превращаются в стеклянные и металлические блоки для более безопасной утилизации. Поскольку фракции 2 и 3 (объединенные трансурановые элементы и продукты деления) являются высокорадиоактивными, в операциях по перемещению и переработке твэлов используется роботизированное или дистанционно управляемое оборудование. Это также заявлено как особенность; не ошибка; поскольку делящийся материал, который никогда не покидает объект (и если бы он это сделал, был бы опасен для обращения), значительно снижает распространение возможность возможного переключения делящегося материала.

Безопасность

В традиционных легководные реакторы (LWR) активная зона должна поддерживаться под высоким давлением, чтобы вода оставалась жидкой при высоких температурах. Напротив, поскольку IFR - это реактор с жидкометаллическим теплоносителем, активная зона может работать при давлении, близком к атмосферному, что значительно снижает опасность авария с потерей теплоносителя. Вся активная зона реактора, теплообменники насосы системы охлаждения первого контура погружены в бассейн с жидким натрием или свинцом, что делает потерю теплоносителя первого контура крайне маловероятной. Контуры охлаждающей жидкости предназначены для охлаждения за счет естественного конвекция Это означает, что в случае потери мощности или неожиданного останова реактора тепла от активной зоны реактора будет достаточно для поддержания циркуляции теплоносителя даже в случае отказа насосов охлаждения первого контура.

IFR также имеет пассивная безопасность преимущества по сравнению с обычными LWR. Топливо и облицовка спроектированы таким образом, что, когда они расширяются из-за повышения температуры, большее количество нейтронов может покинуть активную зону, тем самым снижая скорость цепной реакции деления. Другими словами, повышение внутренней температуры будет действовать как механизм обратной связи, который снижает мощность ядра. Этот атрибут известен как отрицательный температурный коэффициент реактивности. Большинство LWR также имеют отрицательные коэффициенты реактивности; однако в случае IFR этот эффект достаточно силен, чтобы предотвратить повреждение активной зоны реактора без внешнего воздействия со стороны операторов или систем безопасности. Это было продемонстрировано в серии испытаний на безопасность прототипа. Пит Планшон, инженер, проводивший испытания для международной аудитории, пошутил: «Еще в 1986 году мы дали небольшому [20 МВт] прототипу усовершенствованного быстрого реактора пару шансов расплавиться. Оба раза он вежливо отказался».[16]

Жидкий натрий представляет собой проблему безопасности, поскольку он самовоспламеняется при контакте с воздухом и может вызвать взрыв при контакте с водой. Так было на Атомная электростанция Монжу в результате аварии и пожара 1995 года. Чтобы снизить риск взрыва в результате утечки воды из паровых турбин, конструкция IFR (как и другие быстрые реакторы с натриевым теплоносителем ) включает промежуточный контур жидкометаллического теплоносителя между реактором и паровыми турбинами. Назначение этого контура - гарантировать, что любой взрыв в результате случайного смешивания натрия и турбинной воды будет ограничен вторичным теплообменником и не будет представлять опасности для самого реактора. В альтернативных конструкциях в качестве теплоносителя первого контура используется свинец вместо натрия. Недостатками свинца являются его более высокая плотность и вязкость, что увеличивает затраты на перекачку, и продукты радиоактивной активации, возникающие в результате поглощения нейтронов. Эвтектат свинца-висмута, используемый в некоторых российских реакторах подводных лодок, имеет более низкую вязкость и плотность, но могут возникнуть те же проблемы с продуктами активации.

КПД и топливный цикл

Среднесрочный
продукты деления
Опора:
Единица измерения:		т½
(а )		Урожай
(%)		Q *
(кэВ )		βγ *
155Европа4.760.0803252βγ
85Kr10.760.2180687βγ
113 кв.м.CD14.10.0008316β
90Sr28.94.5052826β
137CS30.236.3371176βγ
121 мSn43.90.00005390βγ
151См88.80.531477β

Цели проекта IFR заключались в повышении эффективности использования урана за счет разведение плутония и устранение необходимости трансурановый изотопы когда-либо покинуть сайт. Реактор имел немодерируемую конструкцию, работающую на быстрые нейтроны, разработанный, чтобы позволить любому трансурановому изотопу потребляться (а в некоторых случаях использоваться в качестве топлива).

По сравнению с нынешними легководными реакторами с прямоточным топливным циклом, который вызывает деление (и получает энергию) из менее 1% урана, обнаруженного в природе, реактор-размножитель, такой как IFR, имеет очень эффективный деление[нужна цитата ]) топливный цикл.[14] В основной схеме использовалось пироэлектрическое разделение, распространенный метод в других металлургических процессах, для удаления трансурановых соединений и актинидов из отходов и их концентрирования. Затем это концентрированное топливо было преобразовано на месте в новые топливные элементы.

Доступные топливные металлы никогда не отделялись от изотопы плутония ни от всех продуктов деления,[12][нужен лучший источник ] и поэтому относительно трудно использовать в ядерном оружии. Кроме того, плутонию никогда не приходилось покидать площадку, и поэтому он был гораздо менее уязвим для несанкционированной утечки.[17]

Еще одно важное преимущество удаления длинных период полураспада transuranics из цикла отходов заключается в том, что оставшиеся отходы становятся гораздо более краткосрочной опасностью. После актиниды (переработанный уран, плутоний, и второстепенные актиниды ) перерабатываются, оставшиеся радиоактивные отходы изотопы продукты деления, с период полураспада 90 лет (См-151 ) или меньше, или 211100 лет (TC-99 ) и больше; плюс любой продукты активации от компонентов нетопливного реактора.

Сравнение с легководными реакторами

Накопление тяжелых актинидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах,[18] которые не могут расщеплять актинидные нуклиды с четным числом нейтронов, поэтому они накапливаются и обычно рассматриваются как Трансурановые отходы после обычной обработки. Аргументом в пользу быстрых реакторов является то, что они могут расщеплять все актиниды.

Ядерные отходы

Реакторы типа IFR производят намного меньше отходов, чем реакторы типа LWR, и даже могут использовать другие отходы в качестве топлива.

Главный аргумент в пользу использования технологии в стиле IFR сегодня заключается в том, что она обеспечивает лучшее решение существующей проблемы ядерных отходов, поскольку быстрые реакторы можно заправлять из отходов существующих реакторов, а также из плутония, используемого в оружии, как это имеет место. в операционной, по состоянию на 2014 г., Реактор БН-800. Обедненный уран (DU) отходы также могут использоваться в качестве топлива в быстрых реакторах.

Отходы реакторов IFR имеют либо короткий период полураспада, что означает, что они быстро распадаются и становятся относительно безопасными, либо длительный период полураспада, что означает, что они лишь незначительно радиоактивны. За счет пиропроцессинга общий объем истинных отходов /продукты деления составляет 1/20 объема отработавшего топлива, произведенного установкой по производству легкой воды с той же выходной мощностью, и часто все это считается отходами. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Технеций-99 и йод-129, которые составляют 6% продуктов деления, имеют очень длительный период полураспада, но могут быть преобразованный в изотопы с очень коротким периодом полураспада (15,46 секунды и 12,36 часа) путем поглощения нейтронов в реакторе, эффективно разрушая их (см. Долгоживущие продукты деления ). Цирконий-93, еще 5% продуктов деления, в принципе может быть переработан в оболочку твэла, где не имеет значения, что он радиоактивен. Без учета вклада из Трансурановые отходы (TRU) - изотопы, образующиеся при улавливании U-238 медленного тепловой нейтрон в LWR, но не делится, все остальные высокоактивные отходы / продукты деления («FP»), оставшиеся от переработки топлива TRU, менее радиотоксичны (в Зивертс ) чем природный уран (в сравнении граммов с граммами) в течение 400 лет, и после этого продолжает снижаться.[15][19][20][14][ненадежный источник? ][нужен лучший источник ]

Эдвин Сэйр подсчитал, что тонна продуктов деления (которые также включают очень слаборадиоактивные Палладий-107 и т. д.), приведенный к металлу, имеет рыночную стоимость 16 миллионов долларов.[21]

Две формы производимых отходов ППП не содержат плутония и других веществ. актиниды. Радиоактивность отходов снижается до уровней, аналогичных исходной руде, примерно за 300–400 лет.[20][14][ненадежный источник? ][15][нужен лучший источник ]

Переработка топлива на месте означает, что объем высокоактивных ядерных отходов, покидающих завод, крошечный по сравнению с отработавшим топливом LWR.[22][нужна цитата ] Фактически, в США большая часть отработавшего топлива LWR оставалась в хранилище на площадке реактора вместо того, чтобы транспортироваться для переработки или размещения в хранилище. геологическое хранилище. Меньшие объемы высокоактивные отходы от переработки могут оставаться на площадках реакторов в течение некоторого времени, но сильно радиоактивны из-за среднеактивные продукты деления (MLFP) и должны храниться в надежном месте, как в настоящем Хранение сухих контейнеров сосуды. В первые несколько десятилетий использования, до того, как MLFP распад на более низкие уровни производства тепла, геологическое хранилище мощность ограничена не объемом, а производством тепла, и спад тепла поколение из среднеактивные продукты деления примерно одинакова на единицу мощности любого реактора деления, что ограничивает раннее размещение хранилища.

Потенциальное полное удаление плутония из потока отходов реактора снижает обеспокоенность, которая существует в настоящее время в отношении отработавшего ядерного топлива из большинства других реакторов, которая возникает при захоронении или хранении отработавшего топлива в геологическом хранилище, поскольку они могут быть использованы в качестве хранилища. плутониевый рудник когда-нибудь в будущем.[23] "Несмотря на миллионное снижение радиотоксичности, предлагаемое этой схемой,[24] некоторые полагают, что удаление актинидов не даст существенных преимуществ при утилизации в геологическое хранилище потому что некоторые из продукт деления нуклиды вызывают наибольшее беспокойство в таких сценариях, как грунтовые воды выщелачивание фактически имеют более длительный период полураспада, чем радиоактивные актиниды. Эти опасения не относятся к плану хранения таких материалов в нерастворимых Synroc, и не измеряют опасности пропорционально опасностям от естественных источников, таких как медицинские рентгеновские лучи, космические лучи или природные радиоактивные горные породы (например, гранит ). Эти люди имеют дело с радиоактивными продуктами деления, такими как технеций-99, йод-129, и цезий-135 с периодом полураспада от 213 000 до 15,7 миллионов лет "[23] Некоторые из них предназначены для трансмутации, чтобы страховать даже эти относительно низкие опасения, например, IFR положительный коэффициент пустотности можно снизить до приемлемого уровня, добавив в ядро ​​технеция, помогая уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 к ядерная трансмутация в процессе.[25] (узнать больше Долгоживущие продукты деления )

Эффективность

IFR использует практически всю энергию, содержащуюся в урановом топливе, тогда как традиционный легководный реактор использует менее 0,65% энергии в добытом уране и менее 5% энергии в обогащенном уране.

Углекислый газ

Основная статья: Выбросы парниковых газов из источников энергии в течение жизненного цикла

И IFR, и LWR не выделяют CO.2 во время эксплуатации, хотя строительство и переработка топлива приводят к образованию CO2 выбросы, если источники энергии не являются углеродно-нейтральными (например, ископаемое топливо), или CO2 в процессе строительства используются излучающие цементы.

2012 год Йельский университет обзор опубликован в Journal of Industrial Ecology analysising CO
2 оценка жизненного цикла выбросы из атомная энергия определил, что:[26]

"Коллективная литература LCA указывает, что жизненный цикл ПГ Выбросы [парниковых газов] от ядерной энергетики составляют лишь небольшую часть от традиционных ископаемых источников и сопоставимы с возобновляемыми технологиями ».

Хотя в статье в основном рассматривались данные из Реакторы поколения II, и не анализировал CO
2 выбросы к 2050 г. из строящихся в настоящее время Реакторы поколения III он суммировал результаты оценки жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий.

Теоретические FBR [ Реакторы на быстрых нейтронах ] были оценены в литературе LCA. Ограниченная литература, которая оценивает этот потенциальный будущий технологический отчет медиана Выбросы парниковых газов за жизненный цикл ... аналогичные или меньшие, чем у LWR [ легководные реакторы ] и претендует на то, чтобы потреблять мало или совсем не потреблять урановая руда.

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
Актиниды[27] к цепочка распадаПериод полураспада
классифицировать (а )		Продукты деления из 235U пользователем урожай[28]
4п4п+14п+24п+3
4.5–7%0.04–1.25%<0.001%
228Ра№4–6 а†155Европаþ
244Смƒ241Пуƒ250Cf227Ac№10–29 а90Sr85Kr113 кв.м.CDþ
232Uƒ238Пуƒ243Смƒ29–97 а137CS151Смþ121 мSn
248Bk[29]249Cfƒ242 кв.м.Являюсьƒ141–351 а

Нет продуктов деления
иметь период полураспада
в диапазоне
100–210 тыс. Лет ...

241Являюсьƒ251Cfƒ[30]430–900 а
226Ра№247Bk1,3–1,6 тыс. Лет
240Пу229Чт246Смƒ243Являюсьƒ4,7–7,4 тыс. Лет
245Смƒ250См8,3–8,5 тыс. Лет
239Пуƒ24,1 тыс. Лет назад
230Чт№231Па№32–76 тыс. Лет назад
236Npƒ233Uƒ234U№150–250 тыс. Лет назад‡99Tc₡126Sn
248См242Пу327–375 тыс. Лет назад79Se₡
1,53 млн лет93Zr
237Npƒ2,1–6,5 млн лет135CS₡107Pd
236U247Смƒ15–24 млн лет129я₡
244Пу80 млн лет

... не более 15,7 млн ​​лет[31]

232Чт№238U№235Uƒ№0,7–14,1 млрд лет

Легенда для надстрочных символов
₡ имеет тепловую захват нейтронов сечение в пределах 8–50 амбаров
ƒ делящийся
м метастабильный изомер
№ в первую очередь радиоактивный материал природного происхождения (НОРМА)
þ нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. барн)
† диапазон 4–97 а: Средноживущий продукт деления
‡ более 200 тыс. Лет: Долгоживущий продукт деления

Топливный цикл

Смотрите также: Ядерный топливный цикл

Быстрый реактор топливо должно быть по крайней мере на 20% делящимся, больше, чем низкообогащенный уран используется в LWR. делящийся материал может изначально включать высокообогащенный уран или же плутоний, из LWR отработанное топливо, списанный ядерное оружие, или из других источников. Во время работы реактор производит больше делящегося материала из плодородный материал, максимум примерно на 5% больше из урана и еще на 1% из тория.

Воспроизводящий материал в топливе быстрых реакторов может быть обедненный уран (по большей части U-238 ), природный уран, торий, или же переработанный уран из отработанное топливо от традиционных легководных реакторов,[14] и даже включать неделящиеся изотопы плутония и минорный актинид Предполагая отсутствие утечки актинидов в поток отходов во время переработки, реактор типа IFR мощностью 1 ГВт потребляет около 1 тонны плодородного материала в год и производит около 1 тонны продукты деления.

Переработка топливного цикла ППП к пиропроцессинг (в этом случае, электрорафинирование ) не требуется производить чистый плутоний, свободный от радиоактивности продуктов деления, поскольку PUREX процесс предназначен делать. Целью переработки в топливном цикле IFR является просто снижение уровня тех продуктов деления, которые нейтронные яды; даже их не нужно полностью удалять. Электроочищенное отработавшее топливо очень радиоактивно, но поскольку новое топливо не нужно точно производить, как топливные таблетки LWR, а просто отливать, можно использовать дистанционное изготовление, что снижает воздействие на рабочих.

Как и любой реактор на быстрых нейтронах, изменив материал, из которого изготовлены бланкеты, IFR может работать в широком диапазоне от реактора-размножителя до самодостаточного для горелки. В режиме заводчика (используя U-238 одеяла) он будет производить больше делящегося материала, чем потребляет. Это полезно для обеспечения делящегося материала для запуска других заводов. Используя стальные отражатели вместо бланкетов из U-238, реактор работает в режиме чистой горелки и не является чистым источником делящегося материала; в конечном итоге он будет потреблять делящийся и воспроизводимый материал и, предполагая переработку без потерь, не даст актиниды но только продукты деления и продукты активации. Количество необходимого делящегося материала может быть ограничивающим фактором для очень широкого развертывания быстрых реакторов, если запасов избыточного оружейного плутония и плутония из отработавшего топлива LWR будет недостаточно. Чтобы максимально увеличить скорость развертывания быстрых реакторов, они могут работать в режиме максимального воспроизводства.

Поскольку текущая стоимость из обогащенный уран низкая по сравнению с ожидаемой стоимостью крупномасштабного оборудования для пиропереработки и электрорафинирования и стоимостью строительства вторичного контура теплоносителя, более высокие затраты на топливо тепловой реактор в течение ожидаемого срока эксплуатации установки компенсируются увеличением капитальные затраты. (В настоящее время в Соединенных Штатах коммунальные предприятия платят правительству фиксированную ставку в размере 1/10 цента за киловатт-час за захоронение высокоактивных радиоактивных отходов в соответствии с законодательством Закон о политике в области ядерных отходов. Если бы эта плата была основана на долговечности отходов, замкнутые топливные циклы могли бы стать более конкурентоспособными с финансовой точки зрения. В качестве планируемого геологического хранилища в виде Юкка Маунтин не продвигается вперед, этот фонд накапливался за эти годы, и в настоящее время у правительства накопилось 25 миллиардов долларов на то, чего они не сделали, то есть на снижение опасности, создаваемой отходами.[32]

Переработка ядерного топлива с использованием пиропроцессинга и электролитического рафинирования еще не была продемонстрирована в промышленных масштабах, поэтому инвестиции в крупную установку типа IFR могут быть более значительными. финансовый риск чем обычный легководный реактор.

Концепция IFR (цвет), также доступна анимация цикла пиропроцессинга.[33]
Концепция IFR (черно-белое с более четким текстом)

Пассивная безопасность

В IFR используется топливо из металлических сплавов (уран / плутоний / цирконий), которое является хорошим проводником тепла, в отличие от LWR (и даже некоторых реакторов на быстрых нейтронах). оксид урана который плохо проводит тепло и достигает высоких температур в центре топливных таблеток. IFR также имеет меньший объем топлива, поскольку делящийся материал разбавлен воспроизводящим материалом в соотношении 5 или меньше, по сравнению с примерно 30 для топлива LWR. Активная зона IFR требует большего отвода тепла на объем активной зоны во время работы, чем активная зона LWR; но, с другой стороны, после отключения остается гораздо меньше тепла, которое все еще рассеивается и должно быть удалено. Тем не мение, спад тепла генерация из короткоживущих продуктов деления и актинидов сопоставима в обоих случаях, начиная с высокого уровня и уменьшаясь со временем, прошедшим после остановки. Большой объем жидкого натриевого теплоносителя первого контура в конфигурации бассейна предназначен для поглощения остаточного тепла без достижения температуры плавления топлива. Первичные натриевые насосы имеют маховики, поэтому при отключении питания они будут медленно выбегать (90 секунд). Такой останов способствует дальнейшему охлаждению активной зоны при останове. Если первичный контур охлаждения каким-либо образом внезапно остановится или если стержни управления были внезапно удалены, металлическое топливо может расплавиться, как это было случайно продемонстрировано в EBR-I, однако плавящееся топливо затем выдавливается по стальным трубкам оболочки твэлов и выходит из них. активная зона активной зоны, ведущая к постоянной остановке реактора и прекращению дальнейшего выделения тепла делением или плавления топлива.[34] В случае металлического топлива оболочка не нарушается, и радиоактивность не выделяется даже при экстремальных переходных процессах.

Саморегулирование уровня мощности IFR зависит главным образом от теплового расширения топлива, которое позволяет большему количеству нейтронов улетучиваться, демпфируя цепная реакция. LWR меньше влияют на тепловое расширение топлива (поскольку большая часть активной зоны является замедлитель нейтронов ) но иметь сильную негативный отзыв из Доплеровское уширение (который действует на тепловые и надтепловые нейтроны, а не на быстрые нейтроны) и отрицательный коэффициент пустоты от закипания водяного замедлителя / теплоносителя; менее плотный пар возвращает меньшее количество нейтронов и менее термализованных нейтронов в топливо, которые с большей вероятностью будут захвачены U-238, чем вызовут деление. Однако положительный пустотный коэффициент IFR можно снизить до приемлемого уровня, добавив технеций в ядро, помогая разрушить долгоживущий продукт деления технеций-99 к ядерная трансмутация в процессе.[25]

IFR могут противостоять как потеря потока без КАТИСЬ и потеря радиатора без SCRAM. Помимо пассивного останова реактора, конвекционный ток, генерируемый в системе теплоносителя первого контура, предотвращает повреждение топлива (расплавление активной зоны). Эти возможности были продемонстрированы в EBR-II.[1] Конечная цель состоит в том, чтобы ни при каких обстоятельствах не выделялась радиоактивность.

Воспламеняемость натрия представляет опасность для операторов. Натрий легко горит на воздухе и самовоспламеняется при контакте с водой. Использование промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами сводит к минимуму риск возгорания натрия в активной зоне реактора.

При нейтронной бомбардировке образуется натрий-24. Это очень радиоактивно, излучает энергетический гамма-луч из 2,7 МэВ с последующим бета-распадом с образованием магния-24. Период полураспада составляет всего 15 часов, поэтому этот изотоп не представляет долговременной опасности. Тем не менее, присутствие натрия-24 дополнительно требует использования промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами.

Распространение

Смотрите также: плутоний реакторного качества

IFR и Легководные реакторы (LWR) оба производят плутоний реакторного качества, и даже на высоких выгорание остается оружие пригодным для использования,[35] но топливный цикл IFR имеет некоторые конструктивные особенности, которые сделают распространение более трудным, чем нынешний PUREX переработка отработавшего топлива LWR. Во-первых, он может работать на более высоких выгорание и, следовательно, увеличить относительное содержание неделящихся, но фертильных изотопов Плутоний-238, Плутоний-240 и Плутоний-242.[36]

В отличие от репроцессинга PUREX, электролитическая обработка IFR отработанное топливо не выделил чистый плутоний и оставил его смешанным с второстепенными актинидами и некоторыми редкоземельными продуктами деления, что делает теоретическую возможность сделать бомбу непосредственно из него весьма сомнительной.[12][нужен лучший источник ] Вместо того, чтобы транспортировать с крупного централизованного перерабатывающего завода к реакторам в других местах, как это принято сейчас во Франции, из Ла Гаага в его рассредоточенный ядерный флот LWR, пирообработанное топливо IFR будет гораздо более устойчивым к несанкционированному переключению.[17][нужен лучший источник ] Материал со смесью изотопы плутония в ППП останется на площадке реактора, а затем сгорит практически на месте,[17][нужен лучший источник ] в качестве альтернативы, при эксплуатации в качестве реактора-размножителя часть топлива, подвергшегося пиропереработке, может потребляться тем же или другими реакторами, расположенными в другом месте. Однако, как и в случае с традиционной водной переработкой, по-прежнему возможно химическое извлечение всех изотопов плутония из подвергнутого пирообработке / рециркуляции топлива, и это будет намного проще сделать из переработанного продукта, чем из исходного отработавшего топлива, хотя по сравнению с другое обычное переработанное ядерное топливо, MOX, это было бы сложнее, так как переработанное топливо IFR содержит больше продуктов деления, чем MOX, и из-за его более высокой сжечь, более устойчивый к распространению Пу-240 чем МОКС.

Преимущество удаления и выгорания актинидов ППП (актиниды включают плутоний) из отработавшего топлива, состоит в том, чтобы исключить опасения по поводу выхода отработавшего топлива ППП или даже обычного, и, следовательно, сравнительно меньшего сжечь, отработавшее топливо, которое может содержать концентрации изотопа плутония, пригодного для использования в оружии, в геологическое хранилище (или более распространенный хранение сухих бочек ), которые затем могут быть добыты когда-нибудь в будущем для изготовления оружия ".[23]

Потому что реакторный плутоний содержит изотопы плутония с высоким спонтанное деление скорости и соотношения этих проблемных изотопов - с точки зрения производства оружия, - увеличивается только по мере того, как топливо сгорел все больше и больше значительно труднее производить ядерное оружие деления, которое обеспечит значительную мощность за счет более высоких мощностей.сжечь отработавшее топливо, чем обычное, умеренно сгоревшее, LWR отработанное топливо.

Таким образом, риски распространения значительно сокращаются с помощью системы IFR по многим параметрам, но не устраняются полностью. Плутоний из ALMR переработанное топливо будет иметь изотопный состав, аналогичный составу, полученному из других сильно выгорающих отработанное ядерное топливо источники. Хотя это делает материал менее привлекательным для производства оружия, он может использоваться в оружии с различной степенью сложности / с усиление термоядерного синтеза.

Правительство США взорвал ядерное устройство в 1962 году используя затем определенный "реакторный плутоний ", хотя в более поздних классификациях он вместо этого будет рассматриваться как топливный плутоний, типичный для производимого при низком выгорании магнокс реакторы.[37][38]

Плутоний, производимый в топливе реактора-размножителя, обычно имеет более высокую долю изотопа. плутоний-240, чем тот, который производится в других реакторах, что делает его менее привлекательным для использования в оружии, особенно в первом поколении конструкции ядерного оружия похожий на Толстяк. Это обеспечивает внутреннюю степень устойчивости к распространению, но плутоний, произведенный в урановом бланкете, окружающем активную зону, если такой бланкет используется, обычно имеет высокую Pu-239 качество, содержащее очень мало Pu-240, что делает его очень привлекательным для использования в оружии.[39]

"Хотя некоторые недавние предложения относительно будущего концепции ALMR / IFR были больше сосредоточены на ее способности преобразовывать и необратимо использовать плутоний, такие как концептуальные ПРИЗМА (реактор) и действующий (2014 г.) Реактор БН-800 в России, разработчики IFR признают, что "неоспоримым, что IFR может быть выполнен в виде чистого производителя плутония.»[40]

Как упоминалось выше, при эксплуатации не в качестве горелки, а в качестве размножителя, IFR имеет явный потенциал распространения, «если вместо обработки отработавшего топлива система ALMR использовалась для переработки. облученный плодородный (племенной) материал (то есть, если бы использовалось одеяло воспроизводящего U-238), полученный плутоний был бы превосходным материалом с почти идеальным изотопным составом для производства ядерного оружия ».[41]

Проектирование и строительство реактора

Коммерческая версия IFR, S-ПРИЗМА, может быть построен на заводе и доставлен на объект. Этот небольшой модульный конструкция (модули 311 МВтэ) снижает затраты и позволяет экономично строить АЭС различной мощности (311 МВт и любое целое кратное).

Оценки затрат с учетом полного жизненного цикла показывают, что быстрые реакторы могут быть не дороже, чем самые распространенные в мире реакторы - водо-водяные.[42]

Жидкий металл Na охлаждающей жидкости

Смотрите также: Реактор БН-600

В отличие от реакторов, в которых используются относительно медленные (тепловые) нейтроны низкой энергии, реакторы на быстрых нейтронах необходимость теплоноситель ядерного реактора который не замедляет и не блокирует нейтроны (как вода в LWR), чтобы у них было достаточно энергии для деления актинид изотопы, которые расщепляющийся но нет делящийся. Активная зона также должна быть компактной и содержать как можно меньшее количество замедлителя нейтронов. Металлический натрий (Na) теплоноситель во многих отношениях имеет наиболее привлекательное для этой цели сочетание свойств. Помимо того, что он не является замедлителем нейтронов, желаемые физические характеристики включают:

  • Низкая температура плавления
  • Низкое давление пара
  • Высокая температура кипения
  • Отличная теплопроводность
  • Низкая вязкость
  • Легкий вес
  • Термическая и радиационная стойкость

Другие преимущества:

Обильный и недорогой материал. При очистке хлором образуется нетоксичная поваренная соль. Совместим с другими материалами, используемыми в сердечнике (не реагирует и не растворяет нержавеющую сталь), поэтому никаких специальных мер защиты от коррозии не требуется. Низкая мощность откачки (от небольшого веса и низкой вязкости). Поддерживает среду, свободную от кислорода (и воды), реагируя со следовыми количествами с образованием оксида натрия или гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты от коррозии. Легкий вес (низкая плотность) повышает устойчивость к сейсмической инерции (землетрясениям).

Недостатки:

Чрезвычайная опасность пожара с любым значительным количеством воздуха (кислорода) и самовозгорание с водой, что делает опасными утечки натрия и затопление. Так было на Атомная электростанция Монжу в результате аварии и пожара 1995 года. При реакции с водой образуется водород, который может быть взрывоопасным. Продукт активации натрия (изотоп) 24При распаде Na выделяет опасные энергетические фотоны (однако его период полураспада очень короткий - 15 часов). Конструкция реактора сохраняет 24Na находится в бассейне реактора и уносит тепло для производства электроэнергии с помощью вторичного натриевого контура, что увеличивает затраты на строительство и техническое обслуживание.

Исследование выпущено UChicago Argonne[43]


Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ а б IFR в Аргоннская национальная лаборатория
  2. ^ «GE Hitachi Nuclear Energy призывает Конгресс поддержать разработку технологии рециркуляции для превращения отработанного ядерного топлива в актив - пресс-релиз GE Energy». Genewscenter.com. 2009-06-18. Архивировано из оригинал на 2013-12-03. Получено 2014-01-24.
  3. ^ "Доктор Чарльз Тилль | Ядерная реакция | ФРОНТЛАЙН". PBS. 2014-01-16. Получено 2014-01-24.
  4. ^ "АКТ ОБ ОБОСНОВАНИИ ЭНЕРГЕТИКИ И ВОДОСНАБЖЕНИЯ 1995 ГОДА (Сенат - 30 июня 1994 г.)". 103-й рекорд Конгресса. Библиотека Конгресса. Получено 16 декабря 2012.
  5. ^ "Топор снова нацелен на Аргонн (Chicago Tribune - 8 февраля 1994 г.)". Чикаго Трибьюн. Получено 18 марта 2015.
  6. ^ Отчет о расследовании обвинений в преследовании за повышение безопасности и качества работы в связи с проектом создания интегрального быстрого реактора Аргоннской национальной лаборатории, номер отчета DOE / NS-0005P, декабрь 1991 г., 01 дек. OSTI ID OSTI ID: 6030509,
  7. ^ Отчет сообщает разоблачителю, Nature 356, 469 (9 апреля 1992 г.)
  8. ^ Наука, Vol. 256, No. 5055, 17 апреля 1992 г.
  9. ^ http://www.sciencemag.org/cgi/issue_pdf/toc_pdf/256/5055.pdf
  10. ^ Дорожная карта поколения IV. Резюме оценки. 2002 г. 18 слайдов - некоторые неразборчивы
  11. ^ а б c d е ж грамм час Обильная энергия, Чарльз Тилль и Юн Иль Чанг, ISBN  9781466384606, стр.114
  12. ^ а б c "Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Заявлено ~ 19–21 минута".
  13. ^ стр.15 см. диаграмму SV / g
  14. ^ а б c d е "Введение в ПРОГРАММУ ИНТЕГРАЛЬНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ (IFR) Аргоннской национальной лаборатории". 2007-10-09. Архивировано из оригинал 15 сентября 2008 г.. Получено 2014-01-24.
  15. ^ а б c «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (Интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Заявлено ~ 13 минут».
  16. ^ «Пассивно безопасные реакторы нуждаются в охране природы». Ne.anl.gov. 2013-12-13. Получено 2014-01-24.
  17. ^ а б c "Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Заявлено ~ 17:30".
  18. ^ Сасахара, Акихиро; Мацумура, Тецуо; Николау, Гиоргос; Папайоанну, Дмитрий (апрель 2004 г.). «Оценка источников нейтронов и гамма-излучения для отработавшего топлива с высоким уровнем выгорания UO2 и MOX-топлива LWR». Журнал ядерной науки и технологий. 41 (4): 448–456. Дои:10.3327 / jnst.41.448. Архивировано из оригинал 19 ноября 2010 г.
  19. ^ Профессор Давид Рузич. «Работа с отработанным топливом (переработка)».
  20. ^ а б Янне Валлениус (01.04.2007). "Återanvändning av lång sluten bränslecykel möj" (PDF). Ядро: 15. Архивировано из оригинал (PDF) в 2014-05-19.
  21. ^ Стоимость 1 метрической тонны использованного топлива.pdf[мертвая ссылка ]
  22. ^ По оценкам Аргоннской национальной лаборатории, количество отходов составляет 1000МВт завод работает на 70% мощности при 1700 фунтах в год.
  23. ^ а б c Технические варианты усовершенствованного жидкометаллического реактора, стр.30
  24. ^ Радиоактивность и связанные с ней опасности примерно делятся на период полураспада изотопа. Например, период полураспада технеция-99, равный 213 000 лет, в сочетании с уменьшением объема IFR на 1/20 дает около 1/4 000 000 радиотоксичности отходов легководных реакторов. Небольшой размер (около 1,5 тонн на гигаватт-год) позволяет использовать дорогостоящие методы утилизации, такие как нерастворимая синтетическая порода. Опасности намного меньше, чем от отходов ископаемого топлива или разрушения плотин.
  25. ^ а б Снижение натрий-пустотного коэффициента реакционной способности за счет использования слоя технеция страница 2
  26. ^ Уорнер, Итан С .; Хит, Гарвин А. Выбросы парниковых газов в течение жизненного цикла при производстве ядерной электроэнергии: систематический обзор и согласование, Журнал промышленной экологии, Йельский университет, опубликовано в Интернете 17 апреля 2012 г., Дои:10.1111 / j.1530-9290.2012.00472.x
  27. ^ Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле он является субактинидом, он непосредственно предшествует актинию (89) и следует за трехэлементным разрывом нестабильности после полоний (84) где нет нуклидов с периодом полураспада не менее четырех лет (самый долгоживущий нуклид в промежутке радон-222 с периодом полураспада менее четырех дней). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия, 1600 лет, заслуживает включения в этот список.
  28. ^ Конкретно из тепловой нейтрон деление U-235, например в типичном ядерный реактор.
  29. ^ Milsted, J .; Фридман, А. М .; Стивенс, К. М. (1965). «Альфа-период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика. 71 (2): 299. Bibcode:1965NucPh..71..299M. Дои:10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    «Изотопные анализы выявили вид с массой 248 в постоянной численности в трех образцах, проанализированных в течение примерно 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Нет роста Cf248 был обнаружен, и нижний предел для β− период полураспада можно установить примерно на 104 [годы]. Альфа-активность нового изомера не обнаружена; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет] ».
  30. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до "Море нестабильности ".
  31. ^ Исключая "классически стабильный «нуклиды с периодом полураспада, значительно превышающим 232Чт; например, в то время как 113 кв.м.Cd имеет период полураспада всего четырнадцать лет, 113CD почти восемь квадриллион годы.
  32. ^ Мэтью Л. Уолд, Департаменту энергетики приказали прекратить сбор платы за ядерные отходы, Нью-Йорк Таймс, 20 ноября 2013 г., с. A20 (получено 2 апреля 2014 г.)
  33. ^ «Исторический видеоролик о концепции интегрального быстрого реактора (IFR). Загружено - Nuclear Engineering at Argonne».
  34. ^ Тилль и Чанг, Чарльз Э. и Юн Иль (2011). Изобилие энергии: история интегрального быстрого реактора. CreateSpace. С. 157–158. ISBN  978-1466384606. Архивировано из оригинал на 2011-06-05. Получено 2011-06-23.
  35. ^ Управление военным ураном и плутонием в США и бывшем Советском Союзе, Мэтью Банн и Джон П. Холдрен, Annu. Rev. Energy Environ. 1997. 22: 403–86.
  36. ^ http://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub37993.pdf Категоризация инвентаризации отработанного ядерного топлива в поддержку комплексной национальной стратегии ядерного топливного цикла. стр. 35 рисунок 21. Изотопный состав разряда реактор с водой под давлением ТВС с исходным обогащением по U-235 4,5 мас.%, накопившая выгорание 45 ГВт · сут / MTU. Изотопный состав отработавшего ядерного топлива в зависимости от степени выгорания типовой топливной сборки PWR.
  37. ^ Участники WNA (март 2009 г.). "Плутоний". Всемирная ядерная ассоциация. Получено 2010-02-28.
  38. ^ Технические варианты усовершенствованного жидкометаллического реактора, стр. 34
  39. ^ https://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm Реакторы-размножители
  40. ^ Технические варианты усовершенствованного жидкометаллического реактора, стр.32
  41. ^ Технические варианты усовершенствованного жидкометаллического реактора, стр. 36
  42. ^ Поплавский, В. М .; Чебесков, А. Н .; Матвеев, В. И. (2004-06-01). «БН-800 - новый этап развития реакторов на быстрых нейтронах». Атомная энергия. 96 (6): 386–390. Дои:10.1023 / B: ATEN.0000041204.70134.20.
  43. ^ «Управление атомной энергии | Министерство энергетики» (PDF). Ne.doe.gov. Архивировано из оригинал (PDF) на 2013-01-13. Получено 2014-01-24.

дальнейшее чтение

внешняя ссылка