Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением - Sodium-cooled fast reactor

Быстрый реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем (SFR)

А реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем это реактор на быстрых нейтронах охлаждаемый жидкостью натрий.

Акроним SFR особенно относится к двум Реактор IV поколения предложения, одно основанное на существующих реактор с жидкометаллическим теплоносителем (LMFR) с использованием смешанное оксидное топливо (MOX), другой на основе металлического топлива интегральный быстрый реактор.

Было построено несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, некоторые из них все еще работают, а другие находятся в стадии планирования или строительства. Билл Гейтс ' TerraPower планирует построить собственные реакторы под названием Натриум.[1]

Топливный цикл

В ядерный топливный цикл работает полный актинид рециркуляция с двумя основными вариантами: первый представляет собой реактор средней мощности (150–600 МВт) с натриевым охлаждением и уран -плутоний -минор-актинид-цирконий топливо из металлических сплавов, поддерживаемое топливным циклом на основе пирометаллургическая переработка в установках, интегрированных с реактором. Второй - это реактор от среднего до большого (500–1 500 МВт) с натриевым теплоносителем и смешанным уран-плутониевым оксидным топливом, поддерживаемый топливным циклом, основанным на усовершенствованной водной обработке в центральном месте, обслуживающем ряд реакторов. Температура на выходе для обоих составляет примерно 510–550 градусов Цельсия.

Натрий как охлаждающая жидкость

В качестве единственного теплоносителя, отводящего тепло от активной зоны, можно использовать жидкий металлический натрий. Натрий имеет только один стабильный изотоп, натрий-23. Натрий-23 - очень слабый поглотитель нейтронов. Когда он поглощает нейтрон, он производит натрий-24, который имеет период полураспада 15 часов и распадается до магний-24, стабильный изотоп.

Тип бассейна или петли

Схематическая диаграмма, показывающая разницу между конструкциями петли и бассейна жидкометаллический реактор на быстрых нейтронах

Было два основных подхода к проектированию реакторов с натриевым теплоносителем.

в тип бассейнатеплоноситель первого контура полностью содержится в основном корпусе реактора, который, следовательно, включает не только активную зону реактора, но и теплообменник. Соединенные штаты EBR-2, Французский Феникс и другие использовали этот подход, и он используется в Индии Прототип быстрого реактора-размножителя и Китая CFR-600.

в тип петли, теплообменники находятся вне бака реактора. Французский Рапсодия, Британский Прототип быстрого реактора и другие использовали этот подход.

Преимущества

Основное преимущество жидкометаллических охлаждающих жидкостей, таких как жидкие натрий, заключается в том, что атомы металлов слабые нейтрон модераторы. Вода намного сильнее замедлитель нейтронов потому что атомы водорода, найденные в воды намного легче атомов металлов, поэтому нейтроны теряют больше энергии в столкновения с атомами водорода. Это затрудняет использование воды в качестве теплоносителя для быстрого реактора, поскольку вода имеет тенденцию замедлять (замедлять) быстрые нейтроны до тепловых нейтронов (хотя концепции для водные реакторы пониженного замедления Еще одним преимуществом жидкого натриевого охладителя является то, что натрий плавится при 371 К и кипит / испаряется при 1156 К, общий температурный диапазон 785 К между твердым / замороженным и газообразным / парообразным состояниями. Для сравнения, диапазон температур воды (между льдом и газом) составляет всего 100K 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, даже с учетом запаса прочности. Кроме того, высокая теплопроводность натрия эффективно создает резервуар теплоемкость что обеспечивает тепловую инерцию против перегрева.[2] Натрий также не требует давления, так как его точка кипения намного выше реактора Рабочая Температура, а натрий не вызывает коррозии стальных деталей реактора.[2] Высокие температуры охлаждающей жидкости ( Феникс температура на выходе из реактора была 560 ° C) позволяет термодинамическая эффективность чем в реакторах с водяным охлаждением.[3] Расплавленный натрий, будучи электропроводным, также может перекачиваться электромагнитные насосы.[3]

Недостатки

Недостатком натрия является его химическая реактивность, что требует особых мер предосторожности для предотвращения и тушения пожаров. Если натрий контактирует с водой, он реагирует с образованием гидроксида натрия и водорода, а водород горит при контакте с воздухом. Так было на Атомная электростанция Монжу в аварии 1995 года. Кроме того, нейтроны делают его радиоактивным; тем не мение, активирован у натрия есть период полураспада всего 15 часов.[2]

Другая проблема - утечки натрия, которые критикуют в отношении быстрых реакторов. М.В. Рамана как «предотвратить практически невозможно».[4]

Цели дизайна

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
Актиниды[5] к цепочка распадаПериод полураспада
классифицировать (а )		Продукты деления из 235U пользователем урожай[6]
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 кв.м.Sn
248Bk[7]249Cfƒ242 кв.м.Являюсьƒ141–351 а

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

241Являюсьƒ251Cfƒ[8]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[9]

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 больше 3 тыс. барн)
† диапазон 4–97 а: Средноживущий продукт деления
‡ более 200 тыс. Лет: Долгоживущий продукт деления

Рабочая температура не должна превышать температуру плавления топлива. Химическое взаимодействие топлива с оболочкой (FCCI) должно быть предотвращено. FCCI - это эвтектика плавление между топливом и оболочкой; уран, плутоний и лантан (а продукт деления ) интердиффузируют с железом облицовки. Образующийся сплав имеет низкую температуру плавления эвтектики. FCCI приводит к снижению прочности оболочки и, в конечном итоге, к ее разрыву. Количество трансурановой трансмутации ограничено производством плутония из урана. Было предложено обходное решение для инертной матрицы. Магний оксид был предложен в качестве инертной матрицы. Оксид магния имеет на порядок меньшую вероятность взаимодействия с нейтронами (тепловыми и быстрыми), чем такие элементы, как железо.[10]

SFR предназначен для обращения с высокоактивными отходами и, в частности, для обращения с плутонием и другими актинидами. Важные функции безопасности системы включают длительное время теплового отклика, большой запас до кипения теплоносителя, систему первого контура, работающую при атмосферном давлении, и промежуточную систему натрия между радиоактивным натрием в системе первого контура и водой и паром на электростанции. . Благодаря инновациям, направленным на снижение капитальных затрат, таким как создание модульной конструкции, удаление первичного контура, интеграция насоса и промежуточного теплообменника или просто поиск лучших материалов для строительства, SFR может стать жизнеспособной технологией для производства электроэнергии.[11]

Быстрый спектр SFR также позволяет использовать доступные делящиеся и воспроизводящие материалы (включая обедненный уран ) значительно эффективнее, чем реакторы теплового спектра с прямоточным топливным циклом.

Реакторы

Реакторы с натриевым охлаждением включают:

МодельСтранаТепловая мощность (МВт)Электрическая мощность (МВт)Год комиссииГод списанияПримечания
БН-350 Советский союз13519731999Используется для питания завода по опреснению воды.
БН-600 Советский союз14706001980ОперативныйВместе с БН-800, это один из двух промышленных быстрых реакторов в мире.
БН-800 Советский союз / Россия21008802015ОперативныйВместе с БН-600, один из двух коммерческих быстрых реакторов в мире.
БН-1200 Россия290012202036Еще не построеноВ развитии. За моделью на экспорт последует БН-1200М.
CEFR Китай65202012Оперативный
CRBRP Соединенные Штаты1000350Никогда не строилНикогда не строил
EBR-1 Соединенные Штаты1.40.219501964
EBR-2 Соединенные Штаты62.52019651994
Ферми 1 Соединенные Штаты2006919631975
Эксперимент с натриевым реактором Соединенные Штаты206519571964
S1G Соединенные ШтатыВоенно-морские реакторы США
S2G Соединенные ШтатыВоенно-морские реакторы США
ПФР объединенное Королевство50025019741994
FBTR Индия4013.21985Оперативный
ПФБР Индия5002020В разработкеВ разработке
Monju Япония7142801995/20102010Приостановлен на 15 лет. Возобновлен в 2010 г., затем закрыт навсегда
Jōy Япония1501971Оперативный
СНР-300 Германия32719851991
Рапсодия Франция402419671983
Феникс Франция59025019732010
Суперфеникс Франция3000124219861997Самый большой SFR из когда-либо построенных. При строительстве подвергся теракту.

Большинство из них были экспериментальными заводами, которые больше не функционируют. 30 ноября 2019 г. CTV сообщила, что 3 канадские провинции Нью-Брансуик, Онтарио и Саскачеван планируют объявить о межпровинциальном плане сотрудничества в области малых натриевых быстрых модульных ядерных реактора от ARC Nuclear Canada из Нью-Брансуика.[12]

Связанный:

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ https://www.reuters.com/article/us-usa-nuclearpower-terrapower/bill-gates-nuclear-venture-plans-reactor-to-complement-solar-wind-power-boom-idUSKBN25N2U8
  2. ^ а б c Фаннинг, Томас Х. (3 мая 2007 г.). «Натрий как теплоноситель быстрого реактора» (PDF). Серия тематических семинаров по натриевым реакторам на быстрых нейтронах. Подразделение ядерной инженерии, Комиссия по ядерному регулированию США, Министерство энергетики США. Архивировано из оригинал (PDF) 13 января 2013 г.
  3. ^ а б Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Le Nucléaire Expliciqué par des Physiciens.
  4. ^ Мартин, Ричард (21 октября 2015 г.). «TerraPower незаметно изучает новую стратегию ядерных реакторов». Обзор технологий. Получено 2020-09-20. «Проблема с натрием заключается в том, что предотвратить утечки практически невозможно, - говорит физик-ядерщик М.В. Рамана, преподаватель Программы Принстонского университета по науке и глобальной безопасности и Лаборатории ядерного будущего.
  5. ^ 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.
  6. ^ Конкретно из тепловой нейтрон деление U-235, например в типичном ядерный реактор.
  7. ^ Milsted, J .; Фридман, А. М .; Стивенс, К. М. (1965). «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, связанная с новым изомером, не обнаружена; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет] ».
  8. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до "Море нестабильности ".
  9. ^ 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.
  10. ^ Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (февраль 2008 г.). «Нейтронная оценка состава мишеней трансмутации в гетерогенных геометриях натриевых реакторов на быстрых нейтронах» (PDF). Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. INL / EXT-07-13643 Ред. 1. Архивировано с оригинал (PDF) на 2012-02-12.
  11. ^ Lineberry MJ, Allen TR (октябрь 2002 г.). "Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR)" (PDF). Аргоннская национальная лаборатория, Министерство энергетики США. ANL / NT / CP-108933.
  12. ^ https://www.ctvnews.ca/politics/three-premiers-plan-to-fight-climate-change-by-investing-in-small-nuclear-reactors-1.4709865

внешняя ссылка