Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Быстрый реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем (SFR)

Быстрый реактор с натриевым охлаждением представляет собой реактор на быстрых нейтронах , охлаждаемый жидким натрием .

Аббревиатура SFR, в частности, относится к двум предложениям реакторов поколения IV , одна из которых основана на технологии существующих жидкометаллических реакторов (LMFR), использующих смешанное оксидное топливо (MOX), а другая - на интегральном быстром реакторе на металлическом топливе .

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 строить свои собственные реакторы , названные Натрий . [1]

Топливный цикл [ править ]

Ядерный топливный цикл использует полный актинидов рецикл с двумя основными вариантами: Одним из них является промежуточным размером (150-600 МВт) реактор с натриевым охлаждением с уран - плутоний -минор-actinide- циркония металлического сплава топлива, при поддержке топливного цикла на основе по пирометаллургической переработке на 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 несколько реакторов. Температура на выходе для обоих составляет примерно 510–550 градусов Цельсия.

Натрий как охлаждающая жидкость [ править ]

Жидкий металлический натрий может использоваться в качестве единственного теплоносителя, отводящего тепло от активной зоны. У натрия есть 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 магния-24 , стабильного изотопа.

Тип пула или петли [ править ]

Принципиальная схема, показывающая разницу между конструкциями пула и контура реактора на быстрых нейтронах с жидким металлом

Существует два основных подхода к проектированию реакторов с натриевым теплоносителем.

При бассейновом типе теплоноситель первого контура полностью содержится в корпусе главного реактора, который, следовательно, включает не только активную зону реактора, но и теплообменник. США EBR-2 , французский Phénix и другие использовали этот подход, и он используется в Индии прототип реактора на быстрых нейтронах и Китая CFR-600 .

В петлевом типе теплообменники находятся вне бака реактора. Французский Rapsodie , британский прототип быстрого реактора и другие использовали этот подход.

Преимущества [ править ]

Основное преимущество жидкометаллических теплоносителей, таких как жидкий натрий , состоит в том, что атомы металлов являются слабыми замедлителями нейтронов . Вода - гораздо более сильный замедлитель нейтронов, потому что атомы водорода, обнаруженные в воде , намного легче атомов металлов, 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 (замедлять) быстрые нейтроны в тепловые нейтроны (хотя концепции для реакторов с пониженным замедлением водысуществовать). 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. Более того, высокая теплопроводность натрия эффективно создает резервуар теплоемкости, который обеспечивает тепловую инерцию против перегрева. [2] Натрий также не нуждается в повышенном давлении, так как его температура кипения намного выше, чем в реакторе.рабочая температура , а натрий не вызывает коррозии стальных деталей реактора. [2] Высокие температуры, достигаемые охлаждающей жидкостью ( температура на выходе из реактора Phénix составляла 560 ° C), обеспечивают более высокую термодинамическую эффективность, чем в реакторах с водяным охлаждением. [3] Расплавленный натрий, будучи электропроводным, также может перекачиваться с помощью электромагнитных насосов . [3]

Недостатки [ править ]

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 АЭС Мондзю во время аварии 1995 года. Кроме того, захват нейтронов делает его радиоактивным; однако активированный натрий имеет период полураспада всего 15 часов. [2]

Другой проблемой является утечка натрия, которую критик реакторов на быстрых нейтронах М.В. Рамана считает "практически невозможной". [4]

Цели дизайна [ править ]

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
  • v
  • т
  • е
Актиниды [5] по цепочке распадаПериод полураспада
( а )		Продукты деления из 235 U по урожайности [6]
4 п4 п +14 п +24 п +3
4,5–7%0,04–1,25%<0,001%
228 Ра№4–6 а†155 Euþ
244 смƒ241 Puƒ250 КФ227 Ас№10–29 а90 Sr85 кр113м кдþ
232 Uƒ238 Puƒ243 смƒ29–97 а137 Cs151 смþ121 м Sn
248 кн [7]249 Cfƒ242m Amƒ141–351 а

Никакие продукты деления не
имеют период полураспада
в диапазоне
100–210 тыс. Лет.

241 Amƒ251 Cfƒ [8]430–900 а
226 Ra№247 Bk1,3–1,6 тыс. Лет
240 Pu229 Чт246 смƒ243 Amƒ4,7–7,4 тыс. Лет
245 смƒ250 см8,3–8,5 тыс. Лет
239 Puƒ24,1 тыс. Лет назад
230 Чт№231 Па№32–76 тыс. Лет назад
236 Npƒ233 Uƒ234 У№150–250 тыс. Лет назад‡99 Tc₡126 Sn
248 см242 Pu327–375 тыс. Лет назад79 Se₡
1,53 млн лет93 Zr
237 Npƒ2,1–6,5 млн лет135 Cs₡107 Pd
236 U247 смƒ15–24 млн лет129 I₡
244 Pu80 млн лет

... не более 15,7 млн ​​лет [9]

232 Чт№238 У№235 U№0,7–14,1 млрд лет

Легенда для верхнего индекса символов
₡ имеет тепловой захват нейтронов поперечного сечение в диапазоне 8-50 барн
ƒ  делящегося
м  метастабильного изомер
№ прежде всего в природе радиоактивных материалов (NORM)
þ  нейтронных яда (захват тепловых нейтронов поперечного сечения больше , чем 3k барн)
† диапазон 4–97 a: Средноживущий продукт деления
‡ более 200 тыс. Лет назад : Долгоживущий продукт деления

Рабочая температура не должна превышать температуру плавления топлива. Химическое взаимодействие топлива с оболочкой (FCCI) должно быть предотвращено. FCCI - эвтектическое плавление между топливом и оболочкой; уран, плутоний и лантан ( продукты деления ) взаимно диффундируют с железом оболочки. Образующийся сплав имеет низкую температуру плавления эвтектики. FCCI приводит к снижению прочности оболочки и, в конечном итоге, к ее разрушению. Количество трансурановой трансмутации ограничено производством плутония из урана. Было предложено обходное решение для инертной матрицы. Магнийоксид 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 более эффективно, чем реакторы теплового спектра с прямоточными топливными циклами.

Реакторы [ править ]

Реакторы с натриевым охлаждением включают:

МодельСтранаТепловая мощность (МВт)Электрическая мощность (МВт)Год комиссииГод списанияПримечания
БН-350 Советский союз1351973 г.1999 г.Используется для питания завода по опреснению воды.
БН-600 Советский союз14706001980 г.ОперативныйВместе с БН-800, это один из двух промышленных быстрых реакторов в мире.
БН-800 Советский Союз / Россия 21008802015 г.ОперативныйВместе с БН-600, один из двух коммерческих быстрых реакторов в мире.
БН-1200 Россия290012202036 г.Еще не построеноВ развитии. За моделью на экспорт последует БН-1200М.
CEFR Китай65202012 г.Оперативный
CRBRP Соединенные Штаты1000350Никогда не строилНикогда не строил
EBR-1 Соединенные Штаты1.40,219501964 г.
EBR-2 Соединенные Штаты62,5201965 г.1994 г.
Ферми 1 Соединенные Штаты200691963 г.1975 г.
Эксперимент с натриевым реактором Соединенные Штаты20651957 г.1964 г.
S1G Соединенные ШтатыВоенно-морские реакторы США
S2G Соединенные ШтатыВоенно-морские реакторы США
ПФР объединенное Королевство5002501974 г.1994 г.
FBTR Индия4013,21985 г.Оперативный
ПФБР Индия5002020 г.В разработкеВ разработке
Monju Япония7142801995/20102010 г.Приостановлен на 15 лет. Возобновлен в 2010 г., затем закрыт навсегда
Jōy Япония1501971 г.Оперативный
СНР-300 Германия3271985 г.1991 г.
Рапсодия Франция402419671983 г.
Феникс Франция5902501973 г.2010 г.
Суперфеникс Франция300012421986 г.1997 г.Самый большой SFR из когда-либо построенных. При строительстве подвергся теракту.

Большинство из них были экспериментальными заводами, которые больше не работают. 30 ноября 2019 года CTV сообщило, 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:

  • Испытательная установка Fast Flux , США, реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем.

См. Также [ править ]

  • Реактор-размножитель на быстрых нейтронах
  • Реактор на быстрых нейтронах
  • Интегральный быстрый реактор
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
  • Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением
  • Реактор IV поколения

Ссылки [ править ]

  1. ^ https://www.reuters.com/article/us-usa-nuclearpower-terrapower/bill-gates-nuclear-venture-plans-reactor-to-complement-solar-wind-power-boom-idUSKBN25N2U8
  2. ^ a b 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 оригинального (PDF) 13 января 2013 года.
  3. ^ а б Бонин, Бернхард; Кляйн, Этьен (2012). Le nucléaire Expliciqué par des Physiciens .
  4. ^ Мартин, Ричард (2015-10-21). «TerraPower незаметно исследует новую стратегию ядерных реакторов» . Обзор технологий . Проверено 20 сентября 2020 . «Проблема с натрием состоит 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 промежутком нестабильности после полония (84), где ни один нуклид не имеет периода полураспада не менее четырех лет (самый долгоживущий нуклид в промежутке - радон-222 с периодом полураспада менее четырех суток ). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия - 1600 лет - заслуживает включения в этот список.
  6. ^ В частности, отделения U-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  7. ^ Milsted, J .; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «Период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика . 71 (2): 299. Bibcode : 1965NucPh..71..299M . DOI : 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 Bk 248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Рост Cf не наблюдался. 248 , и нижний предел для β - периода полураспада может быть установлен на уровне около 10 4 [лет]. 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 " моря нестабильности ".
  9. ^ Исключая " классически стабильные " нуклиды с периодом полураспада, значительно превышающим 232 Th; например, в то время как 113m Cd имеет период полураспада всего четырнадцать лет, период полураспада 113 Cd составляет почти восемь квадриллионов лет.
  10. ↑ Bays SE, Ferrer RM, Pope MA, Forget B (февраль 2008 г.). "Нейтронная оценка трансмутационных целевых составов в гетерогенных геометриях натриевых реакторов на быстрых нейтронах" (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо, Министерство энергетики США. INL / EXT-07-13643 Ред. 1. Архивировано из оригинального (PDF) 12 февраля 2012 года .
  11. ^ Lineberry MJ, Аллен TR (октябрь 2002). "Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением (SFR)" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория Министерства 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

Внешние ссылки [ править ]

  • Информационный бюллетень по реакторам на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением Национальной лаборатории штата Айдахо
  • Сайт Международного форума Поколение IV SFR
  • Итоги семинара INL SFR
  • ALMR / PRISM
  • КАК Я
  • Ричардсон Дж. Х. (17 ноября 2009 г.). «Встречайте человека, который может положить конец глобальному потеплению» . Esquire . Архивировано из оригинала 21 ноября 2009 года , ... Eric Лоуэн является евангелист быстрого натрия реактора, который сжигает ядерные отходы, не испускает CO
    2    , ...