Reaktor hodowlany - Breeder reactor

Reaktor hodowca to reaktor jądrowy , która wytwarza więcej rozszczepialnego materiału niż zużywa . Reaktory rozrodcze osiągają to, ponieważ ich gospodarka neutronowa jest wystarczająco wysoka, aby wytworzyć więcej paliwa rozszczepialnego niż zużywają, poprzez napromieniowanie materiału płodnego , takiego jak uran-238 lub tor-232 , który jest ładowany do reaktora wraz z paliwem rozszczepialnym. Hodowcy początkowo okazali się atrakcyjni, ponieważ w większym stopniu wykorzystywali paliwo uranowe niż reaktory na lekką wodę , ale zainteresowanie spadło po latach sześćdziesiątych, gdy znaleziono więcej rezerw uranu, a nowe metody wzbogacania uranu obniżyły koszty paliwa.

Efektywność paliwowa i rodzaje odpadów jądrowych

Prawdopodobieństwo rozszczepienia wybranych aktynowców, neutrony termiczne i prędkie
Izotop
Przekrój rozszczepienia termicznego
Rozszczepienie termiczne %
Przekrój szybkiego rozszczepienia
Szybkie rozszczepienie %
T-232 zero 1 (nierozszczepialny) 0,350 stodoły 3 (nierozszczepialne)
U-232 76,66 stodoła 59 2,370 stodoły 95
U-233 531,2 stodoła 89 2.450 stodoły 93
U-235 584,4 stodoła 81 2.056 stodoła 80
U-238 11,77 mikrostożek 1 (nierozszczepialny) 1.136 stodoła 11
Np-237 0,02249 stodoła 3 (nierozszczepialne) 2.247 stodoła 27
Pu-238 17.89 stodoła 7 2,721 stodoły 70
Pu-239 747,4 stodoła 63 2,338 stodoły 85
Pu-240 58,77 stodoła 1 (nierozszczepialny) 2.253 stodoła 55
Pu-241 1012 stodoła 75 2.298 stodoła 87
Pu-242 0,002557 stodoła 1 (nierozszczepialny) 2.027 stodoła 53
Am-241 600,4 stodoły 1 (nierozszczepialny) 0,2299 mikrobarn 21
Am-242m 6409 stodoła 75 2.550 stodoły 94
Am-243 0,1161 stodoła 1 (nierozszczepialny) 2.140 stodoły 23
Cm-242 5.064 stodoła 1 (nierozszczepialny) 2,907 stodoła 10
Cm-243 617,4 stodoła 78 2.500 stodoły 94
cm-244 1.037 stodoła 4 (nierozszczepialny) 0,08255 mikrobarn 33

Reaktory rozrodcze mogłyby w zasadzie wydobyć prawie całą energię zawartą w uranie lub torze , zmniejszając zapotrzebowanie na paliwo o współczynnik 100 w porównaniu z powszechnie stosowanymi jednorazowymi reaktorami na lekką wodę , które pobierają mniej niż 1% energii z uranu wydobywane z ziemi. Wysoka wydajność paliwowa reaktorów reprodukcyjnych może znacznie zmniejszyć obawy związane z dostawami paliwa, energią wykorzystywaną w górnictwie i składowaniem odpadów radioaktywnych. Zwolennicy twierdzą, że przy wydobyciu uranu z wody morskiej wystarczyłoby paliwa dla reaktorów reprodukcyjnych, aby zaspokoić nasze potrzeby energetyczne przez 5 miliardów lat przy całkowitym zużyciu energii w 1983 r., czyniąc w ten sposób energię jądrową skutecznie energią odnawialną .

Odpady jądrowe stały się większym problemem w latach dziewięćdziesiątych. Ogólnie rzecz biorąc, wypalone paliwo jądrowe składa się z dwóch głównych składników. Pierwsza składa się z produktów rozszczepienia , pozostałości fragmentów atomów paliwa po ich rozszczepieniu w celu uwolnienia energii. Produkty rozszczepienia składają się z dziesiątek pierwiastków i setek izotopów, z których wszystkie są lżejsze od uranu. Drugim głównym składnikiem wypalonego paliwa są transuran (atomy cięższe od uranu), które powstają z uranu lub cięższych atomów w paliwie, gdy pochłaniają neutrony, ale nie ulegają rozszczepieniu. Wszystkie izotopy transuranowe należą do szeregu aktynowców w układzie okresowym pierwiastków , dlatego często określa się je mianem aktynowców.

Fizyczne zachowanie produktów rozszczepienia znacznie różni się od zachowania transuranów. W szczególności produkty rozszczepienia nie ulegają rozszczepieniu, a zatem nie mogą być wykorzystywane do broni jądrowej. Co więcej, tylko siedem długożyciowych izotopów produktów rozszczepienia ma okres półtrwania dłuższy niż sto lat, co sprawia, że ​​ich geologiczne przechowywanie lub usuwanie jest mniej problematyczne niż w przypadku materiałów transuranowych.

Wraz ze wzrostem obaw o odpady nuklearne, hodowlane cykle paliwowe znów stały się interesujące, ponieważ mogą zredukować odpady aktynowców, zwłaszcza plutonu i drobnych aktynowców . Reaktory rozrodcze są zaprojektowane do rozszczepiania odpadów aktynowych jako paliwa, a tym samym przekształcania ich w więcej produktów rozszczepienia.

Po usunięciu wypalonego paliwa jądrowego z reaktora na lekką wodę, ulega ono złożonemu profilowi ​​rozpadu, ponieważ każdy nuklid rozpada się w różnym tempie. Ze względu na fizyczną osobliwość, o której mowa poniżej, istnieje duża luka w okresach połowicznego rozpadu produktów rozszczepienia w porównaniu z izotopami transuranowymi. Jeśli transuraniki pozostaną w wypalonym paliwie, po 1000 do 100 000 lat ich powolny rozpad wygeneruje większość radioaktywności w tym wypalonym paliwie. W ten sposób usunięcie transuranów z odpadów eliminuje znaczną część długoterminowej radioaktywności wypalonego paliwa jądrowego.

Dzisiejsze komercyjne reaktory na wodę lekką wytwarzają jakiś nowy materiał rozszczepialny, głównie w postaci plutonu. Ponieważ komercyjne reaktory nigdy nie były projektowane jako reaktory rozrodcze, nie przetwarzają one wystarczającej ilości uranu-238 w pluton, aby zastąpić zużyty uran-235 . Niemniej jednak co najmniej jedna trzecia energii wytwarzanej przez komercyjne reaktory jądrowe pochodzi z rozszczepienia plutonu wytwarzanego w paliwie. Nawet przy takim poziomie zużycia plutonu, reaktory lekkowodne zużywają tylko część wytwarzanego plutonu i pomniejszych aktynowców, a nierozszczepialne izotopy plutonu gromadzą się wraz ze znacznymi ilościami innych pomniejszych aktynowców.

Współczynnik konwersji, próg rentowności, współczynnik rozmnażania, czas podwojenia i wypalenie

Miarą skuteczności reaktor jest „stosunek konwersji” jest zdefiniowany jako stosunek nowej rozszczepialnych atomów przedłożonych rozszczepialnych atomów konsumpcji. Wszystkie proponowane reaktory jądrowe, z wyjątkiem specjalnie zaprojektowanych i eksploatowanych palników aktynowych, doznają pewnego stopnia konwersji. Dopóki w strumieniu neutronów z reaktora znajduje się jakakolwiek ilość materiału płodnego, zawsze powstaje nowy materiał rozszczepialny. Kiedy współczynnik konwersji jest większy niż 1, często nazywa się to „stosunkiem hodowlanym”.

Na przykład powszechnie stosowane reaktory na wodę lekką mają współczynnik konwersji około 0,6. Reaktory ciśnieniowe na ciężką wodę ( PHWR ) pracujące na naturalnym uranie mają współczynnik konwersji równy 0,8. W reaktorze powielającym współczynnik konwersji jest wyższy niż 1. „Próg rentowności” osiąga się, gdy współczynnik konwersji osiąga 1,0, a reaktor wytwarza tyle materiału rozszczepialnego, ile zużywa.

Czas podwojenia to czas, jaki zajęłoby reaktorowi rozszczepialnemu wyprodukowanie wystarczającej ilości nowego materiału rozszczepialnego, aby zastąpić oryginalne paliwo i dodatkowo wyprodukować równoważną ilość paliwa dla innego reaktora jądrowego. Uznano to za ważny miernik wyników hodowców we wczesnych latach, kiedy uważano, że uranu jest mało. Jednakże, ponieważ uran jest bardziej obfity niż sądzono we wczesnych dniach rozwoju reaktora jądrowego, a biorąc pod uwagę ilość plutonu dostępnego w zużytym paliwie reaktora, podwojenie czasu stało się mniej ważnym wskaźnikiem w nowoczesnych projektach reaktorów rozrodczych.

Spalenie ” jest miarą ilości energii wyekstrahowanej z danej masy metalu ciężkiego w paliwie, często wyrażanej (w przypadku reaktorów energetycznych) w gigawatodni na tonę metalu ciężkiego. Wypalenie jest ważnym czynnikiem w określaniu rodzajów i liczebności izotopów wytwarzanych przez reaktor rozszczepienia. Reaktory rozrodcze, z założenia, mają wyjątkowo wysokie wypalenie w porównaniu z reaktorem konwencjonalnym, ponieważ reaktory rozrodcze wytwarzają znacznie więcej odpadów w postaci produktów rozszczepienia, podczas gdy większość lub wszystkie aktynowce mają być rozszczepione i zniszczone.

W przeszłości prace nad reaktorami rozrodczymi koncentrowały się na reaktorach o niskim współczynniku rozmnażania, od 1,01 dla reaktora portowego zasilanego paliwem toru i chłodzonego konwencjonalną wodą lekką do ponad 1,2 dla radzieckiego reaktora BN-350 chłodzonego ciekłym metalem. Modele teoretyczne hodowców z płynnym sodem chłodzącym przepływającym przez rurki wewnątrz elementów paliwowych (konstrukcja „rura w skorupie”) sugerują, że w skali przemysłowej możliwe są stosunki hodowlane na poziomie co najmniej 1,8. Radziecki reaktor testowy BR-1 osiągnął współczynnik rozmnażania 2,5 w warunkach niekomercyjnych.

Rodzaje reaktora podawczego

Produkcja ciężkich aktynowców transuranowych w obecnych reaktorach termo-neutronowego rozszczepienia poprzez wychwytywanie i rozpady neutronów. Począwszy od uranu-238, produkowane są izotopy plutonu, ameryku i kiuru. W reaktorze do rozmnażania neutronów prędkich wszystkie te izotopy mogą być spalane jako paliwo.

Możliwych jest wiele typów reaktorów powielających:

„Hodowca” to po prostu reaktor zaprojektowany z myślą o bardzo wysokiej gospodarce neutronowej z powiązanym współczynnikiem konwersji wyższym niż 1,0. W zasadzie prawie każdy projekt reaktora można zmodyfikować, aby stać się hodowcą. Przykładem tego procesu jest ewolucja reaktora na lekką wodę, bardzo silnie moderowanego projektu termicznego, w koncepcję superszybkiego reaktora, wykorzystującego lekką wodę w postaci nadkrytycznej o wyjątkowo niskiej gęstości, aby zwiększyć gospodarkę neutronową wystarczająco wysoką, aby umożliwić hodowlę.

Oprócz chłodzonych wodą, istnieje obecnie wiele innych typów reaktorów reprodukcyjnych, które są obecnie przewidywane jako możliwe. Obejmują one konstrukcje chłodzone stopioną solą , gazem i ciekłym metalem w wielu odmianach. Prawie każdy z tych podstawowych typów konstrukcji może być zasilany przez uran, pluton, wiele drobnych aktynowców lub toru i mogą być zaprojektowane do wielu różnych celów, takich jak tworzenie większej ilości paliwa rozszczepialnego, długotrwała praca w stanie ustalonym lub aktywne spalanie odpadów jądrowych.

Zachowane konstrukcje reaktorów są czasami dzielone na dwie szerokie kategorie w oparciu o ich widmo neutronów, które generalnie oddzielają te zaprojektowane do używania głównie uranu i transuranów od tych zaprojektowanych do użycia toru i unikania transuranów. Te projekty to:

  • Reaktor szybkiego rozmnażania (FBR), który wykorzystuje szybkie (tj. niemoderowane) neutrony do hodowli rozszczepialnego plutonu i ewentualnie wyższych transuranów z płodnego uranu-238. Szybkie widmo jest na tyle elastyczne, że w razie potrzeby może również rozmnażać rozszczepialny uran-233 z toru.
  • Reaktor termiczny, który wykorzystuje widmo termiczne (tj. moderowane) neutrony do hodowli rozszczepialnego uranu-233 z toru ( cykl paliwowy toru ). Ze względu na zachowanie różnych paliw jądrowych, hodowlę termiczną uważa się za wykonalną komercyjnie tylko z paliwem toru, co pozwala uniknąć gromadzenia się cięższych materiałów transuranowych.

Utylizacja

Rozszczepienie paliwa jądrowego w dowolnym reaktorze wytwarza absorbujące neutrony produkty rozszczepienia . Z powodu tego nieuniknionego procesu fizycznego konieczne jest ponowne przetworzenie materiału płodnego z reaktora hodowlanego w celu usunięcia trucizn neutronowych . Ten krok jest wymagany, aby w pełni wykorzystać zdolność do rozmnażania takiej ilości lub większej ilości paliwa, niż jest zużywane. Wszelkie przetwarzanie może stanowić zagrożenie proliferacji , ponieważ wydobywa materiał nadający się do użycia broni ze zużytego paliwa. Najpopularniejsza technika ponownego przetwarzania, PUREX , budzi szczególne obawy, ponieważ została specjalnie zaprojektowana do oddzielania czystego plutonu. Wczesne propozycje dotyczące cyklu paliwowego w reaktorze hodowlanym wzbudziły jeszcze większy problem proliferacji, ponieważ wykorzystano PUREX do oddzielenia plutonu w bardzo atrakcyjnej postaci izotopowej do użycia w broni jądrowej.

Kilka krajów opracowuje metody przetwarzania, które nie oddzielają plutonu od innych aktynowców. Na przykład nieoparty na wodzie proces pirometalurgicznego elektrolitycznego otrzymywania metali , stosowany do ponownego przetwarzania paliwa z integralnego reaktora prędkiego , pozostawia duże ilości radioaktywnych aktynowców w paliwie reaktora. Bardziej konwencjonalne systemy ponownego przetwarzania na bazie wody obejmują SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX i TRUEX oraz propozycje łączenia PUREX z procesami współprocesowymi.

Wszystkie te systemy mają umiarkowanie lepszą odporność na proliferację niż PUREX, choć wskaźnik ich przyjęcia jest niski.

W cyklu toru tor-232 rozmnaża się, przekształcając się najpierw w protaktyn-233, który następnie rozpada się w uran-233. Jeśli protaktyn pozostaje w reaktorze, powstają również niewielkie ilości uranu-232, który ma w swoim łańcuchu rozpadu silny emiter gamma tal-208 . Podobnie jak w przypadku konstrukcji zasilanych uranem, im dłużej paliwo i materiał żyzny pozostają w reaktorze, tym więcej tych niepożądanych pierwiastków się gromadzi. W przewidywanych komercyjnych reaktorach torowych umożliwiono by akumulację wysokich poziomów uranu-232, co prowadziłoby do niezwykle wysokich dawek promieniowania gamma z dowolnego uranu pochodzącego z toru. Te promienie gamma komplikują bezpieczne obchodzenie się z bronią i projektowanie jej elektroniki; wyjaśnia to, dlaczego uran-233 nigdy nie był poszukiwany jako broń poza demonstracją dowodu koncepcji.

Podczas gdy cykl toru może być odporny na proliferację w odniesieniu do ekstrakcji uranu-233 z paliwa (ze względu na obecność uranu-232), stwarza ryzyko proliferacji z alternatywnej drogi ekstrakcji uranu-233, która obejmuje chemiczną ekstrakcję protaktyn- 233 i umożliwienie jego rozpadu do czystego uranu-233 poza reaktorem. Proces ten mógłby się odbywać poza nadzorem takich organizacji, jak Międzynarodowa Agencja Energii Atomowej (MAEA).

Redukcja odpadów

Aktynowce przez rozpad łańcucha
Zakres półtrwania ( a )
Produktów rozszczepienia z 235 U od wydajnością
4 n 4 n +1 4 n +2 4 n +3
4,5-7% 0,04–1,25% <0,001%
228 Ra 4-6 lat ? 155 EUŢ
244 Cmƒ 241 Puƒ 250 Cf 227 Ac 10–29 lat 90 sr 85 kr 113m CdŢ
232 Uƒ 238 Puƒ 243 Cmƒ 29–97 lat 137 Cs 151 SmŢ 121m Sn
248 Bk 249 Porƒ 242m amƒ 141–351 lat

Żadne produkty rozszczepienia nie
mają okresu półtrwania
w zakresie
100 a–210 ka ...

241 Amƒ 251 Porƒ 430–900 lat
226 Ra 247 Bk 1,3-1,6 ka
240 pu 229 Th 246 Cmƒ 243 Amƒ 4,7–7,4 ka
245 Cmƒ 250 cm 8,3–8,5 ka
239 Puƒ 24,1 ka
230 th 231 Pa 32–76 ka
236 NPƒ 233 Uƒ 234 U 150–250 ka 99 Tc 126 Sn
248 cm 242 Pu 327–375 ka 79 Se
1,53 mln 93 Zr
237 Npƒ 2,1–6,5 mln 135 Cs 107 Pd
236 U 247 Cmƒ 15-24 maja 129 I
244 Pu 80 lat

... ani więcej niż 15,7 Ma

232 th 238 U 235 Uƒ№ 0,7–14,1 Ga

Legenda dla symboli indeksu górnego
₡ ma przekrój wychwytywania neutronów termicznych w zakresie 8–50 barn
ƒ  rozszczepialny
metastabilny izomer
№ głównie naturalnie występujący materiał radioaktywny (NORM)
þ  trucizna neutronowa (przekrój wychwytu termicznego neutronów większy niż 3 tys. barn)
† zakres 4–97 a: Średniożyciowy produkt rozszczepienia
‡ ponad 200ka: Długożyciowy produkt rozszczepienia

Odpady jądrowe stały się większym problemem w latach dziewięćdziesiątych. Hodowla cykli paliwowych wzbudziła ponowne zainteresowanie ze względu na ich potencjał redukcji odpadów aktynowców, w szczególności plutonu i drobnych aktynowców. Ponieważ reaktory reprodukcyjne pracujące w zamkniętym cyklu paliwowym wykorzystywałyby prawie wszystkie wprowadzane do nich aktynowce jako paliwo, ich zapotrzebowanie na paliwo zmniejszyłoby się około 100-krotnie. dobrze. Chociaż istnieje ogromne zmniejszenie objętości odpadów z reaktora podawczego, aktywność odpadów jest mniej więcej taka sama jak w reaktorze lekkowodnym.

Ponadto odpady z reaktora podawczego mają inny rozkład, ponieważ składają się z różnych materiałów. Odpady z reaktorów rozrodczych to głównie produkty rozszczepienia, podczas gdy odpady z reaktorów lekkowodnych zawierają duże ilości transuranów. Po tym, jak zużyte paliwo jądrowe zostało usunięte z reaktora lekkowodnego przez ponad 100 000 lat, te transuraniki byłyby głównym źródłem radioaktywności. Wyeliminowanie ich wyeliminowałoby znaczną część długoterminowej radioaktywności ze zużytego paliwa.

W zasadzie, reprodukcyjne cykle paliwowe mogą przetwarzać i zużywać wszystkie aktynowce, pozostawiając jedynie produkty rozszczepienia . Jak wskazuje grafika w tej sekcji, produkty rozszczepienia mają swoistą „przerwę” w swoich zagregowanych okresach półtrwania, tak że żadne produkty rozszczepienia nie mają okresu półtrwania od 91 lat do dwustu tysięcy lat. W wyniku tej fizycznej osobliwości, po kilkuset latach przechowywania, aktywność odpadów promieniotwórczych z szybkiego reaktora rozrodczego szybko spadłaby do niskiego poziomu długożyciowych produktów rozszczepienia . Jednak uzyskanie tej korzyści wymaga bardzo wydajnej separacji transuranów od wypalonego paliwa. Jeśli stosowane metody przetwarzania paliwa pozostawiają dużą część transuranów w końcowym strumieniu odpadów, ta korzyść byłaby znacznie zmniejszona.

Oba typy cykli hodowlanych mogą zredukować odpady aktynowców:

  • Szybko hodowca reaktor „S szybkie neutrony może rozszczepienie aktynowców jądra o parzystej liczbie protonów i dwóch neutronów. Jądra te zwykle nie posiadają małą prędkościąneutronów termicznychrezonanse paliw rozszczepialnych w LWRs .
  • Cykl paliwowy toru natury produkuje niższe poziomy ciężkich aktynowców. Materiał płodny w cyklu paliwowym toru ma masę atomową 232, podczas gdy materiał płodny w cyklu paliwowym uranu ma masę atomową 238. Ta różnica mas oznacza, że ​​tor-232 wymaga sześciu dodatkowych zdarzeń wychwytywania neutronów na jądro przed transuranem. elementy mogą być produkowane. Oprócz tej prostej różnicy mas, reaktor ma dwie szanse na rozszczepienie jąder wraz ze wzrostem masy: po pierwsze, jako efektywne jądra paliwowe U233, i ponieważ pochłaniają jeszcze dwa neutrony, ponownie jako jądra paliwowe U235.

Reaktor, którego głównym celem jest niszczenie aktynowców, a nie zwiększanie zapasów paliwa rozszczepialnego, jest czasami nazywany reaktorem palnikowym . Zarówno hodowla, jak i spalanie zależą od dobrej gospodarki neutronowej, a wiele projektów może to zrobić. Projekty hodowlane otaczają rdzeń kocem hodowlanym z żyznego materiału. Palniki odpadów otaczają rdzeń odpadami nieurodzajnymi, które mają zostać zniszczone. Niektóre projekty dodają reflektory lub pochłaniacze neutronów.

Koncepcje reaktorów hodowlanych

Istnieje kilka koncepcji reaktorów powielających; dwa główne to:

  • Reaktory z widmem neutronów prędkich nazywane są reaktorami prędkimi powielającymi (FBR) – zazwyczaj wykorzystują one uran-238 jako paliwo.
  • Reaktory z widmem neutronów termicznych nazywane są termicznymi reaktorami powielającymi – zazwyczaj wykorzystują one tor-232 jako paliwo.

Szybki reaktor reprodukcyjny

Schemat przedstawiający różnicę między typami Loop i Pool LMFBR.

W 2006 r. wszystkie duże elektrownie z reaktorami prędkimi w fazie reprodukcyjnej (FBR) były reaktorami z reaktorami prędkimi z ciekłym metalem ( LMFBR ) chłodzonymi ciekłym sodem . Były to jeden z dwóch projektów:

  • Typ pętli , w którym chłodziwo obiegu pierwotnego krąży przez pierwotne wymienniki ciepła na zewnątrz zbiornika reaktora (ale wewnątrz osłony biologicznej ze względu na radioaktywny sód-24 w chłodziwie obiegu pierwotnego)
Experimental Breeder Reactor II , który służył jako prototyp dla Integral Fast Reactor
  • Typ basenowy , w którym pierwotne wymienniki ciepła i pompy są zanurzone w zbiorniku reaktora

Wszystkie obecne konstrukcje reaktorów na neutronach prędkich wykorzystują ciekły metal jako chłodziwo pierwotne, które przenosi ciepło z rdzenia do pary wykorzystywanej do zasilania turbin wytwarzających energię elektryczną. FBRs zostały zbudowane chłodzony ciekłych metali innych niż sód niektórych wczesnych FBRs stosowanych rtęć , reaktory doświadczalne zastosowano sodu - potasu stop o nazwie potasowy . Oba mają tę zaletę, że są płynami w temperaturze pokojowej, co jest wygodne dla platform doświadczalnych, ale mniej ważne dla pilotowych lub pełnowymiarowych elektrowni. Zastosowano również ołów i stop ołowiowo-bizmutowy .

Trzy z proponowanych typów reaktorów IV generacji to FBR:

FBRs zwykle wykorzystują rdzeń paliwowy z mieszanych tlenków, zawierający do 20% dwutlenku plutonu (PuO 2 ) i co najmniej 80% dwutlenku uranu (UO 2 ). Inną opcją paliwową są stopy metali , zazwyczaj mieszanka uranu, plutonu i cyrkonu (stosowana, ponieważ jest „przezroczysta” dla neutronów). Wzbogacony uran może być również używany samodzielnie.

Wiele konstrukcji otacza rdzeń warstwą rurek zawierających nierozszczepialny uran-238, który poprzez wychwytywanie prędkich neutronów z reakcji w jądrze przekształca się w rozszczepialny pluton-239 (podobnie jak część uranu w rdzeniu). który jest następnie ponownie przetwarzany i wykorzystywany jako paliwo jądrowe. Inne konstrukcje FBR opierają się na geometrii samego paliwa (zawierającego również uran-238), ustawionego tak, aby osiągnąć wystarczająco szybkie wychwytywanie neutronów. Pluton-239 (lub rozszczepialne uranu 235) rozszczepienie przekrój poprzeczny jest znacznie mniejszy w szybki częstotliwości niż w widmie cieplnej, jak stosunek pomiędzy 239 PU / 235 U rozszczepienia przekroju i 238 krzyża absorpcyjnej U -Sekcja. Zwiększa to stężenie 239 Pu/ 235 U potrzebne do podtrzymania reakcji łańcuchowej , jak również stosunek rozmnażania do rozszczepienia. Z drugiej strony reaktor prędki nie potrzebuje moderatora, aby w ogóle spowolnić neutrony , korzystając z faktu, że neutrony prędkie wytwarzają większą liczbę neutronów na rozszczepienie niż neutrony wolne . Z tego powodu zwykła woda w stanie ciekłym , będąca moderatorem i absorberem neutronów , jest niepożądanym chłodziwem pierwotnym dla reaktorów prędkich. Ponieważ do schłodzenia reaktora potrzebne są duże ilości wody w rdzeniu, silnie wpływa to na wydajność neutronów, a tym samym na rozmnażanie 239 Pu . Przeprowadzono prace teoretyczne nad reaktorami wodnymi o zredukowanym moderowaniu , które mogą mieć wystarczająco szybkie widmo, aby zapewnić współczynnik rozmnażania nieco powyżej 1. Prawdopodobnie spowodowałoby to niedopuszczalne obniżenie mocy i wysokie koszty w reaktorze chłodzonym cieczą wodą , ale Chłodziwo wodne w stanie nadkrytycznym reaktora wodnego w stanie nadkrytycznym (SCWR) ma wystarczającą pojemność cieplną, aby umożliwić odpowiednie chłodzenie przy użyciu mniejszej ilości wody, dzięki czemu reaktor chłodzony wodą o szybkim spektrum jest praktyczną możliwością.

Rodzaj chłodziwa, temperatury i widmo neutronów prędkich stawia materiał płaszcza paliwa (zwykle austenityczne stale nierdzewne lub stale ferrytyczno-martenzytyczne) w ekstremalnych warunkach. Zrozumienie uszkodzeń radiacyjnych, interakcji chłodziwa, naprężeń i temperatur jest niezbędne do bezpiecznej pracy rdzenia każdego reaktora. Wszystkie materiały stosowane do tej pory w prędkich reaktorach chłodzonych sodem mają znane ograniczenia, jak zbadano w przeglądzie ONR-RRR-088. Stal wzmocniona dyspersją tlenkową (ODS) jest postrzegana jako materiał na okładziny paliwowe, który jest długotrwale odporny na promieniowanie, który przezwycięża wady dzisiejszych wyborów materiałowych.

Według stanu na 2017 r. istnieją tylko dwa komercyjne reaktory powielające: reaktor BN-600 o mocy 560 MWe i reaktor BN-800 o mocy 880 MWe. Oba są rosyjskimi reaktorami chłodzonymi sodem.

Zintegrowany szybki reaktor

Jednym z projektów reaktora neutronów prędkich, opracowanym specjalnie w celu rozwiązania kwestii usuwania odpadów i plutonu, był integralny reaktor prędki (IFR, znany również jako integralny reaktor prędki powielający, chociaż oryginalny reaktor został zaprojektowany tak, aby nie hodować nadwyżki netto materiału rozszczepialnego ).

Aby rozwiązać problem z usuwaniem odpadów, IFR dysponował na miejscu jednostką do przetwarzania paliwa elektrolitycznego, która poddaje recyklingowi uran i wszystkie transuranowe (nie tylko pluton) poprzez powlekanie galwaniczne , pozostawiając w odpadach jedynie produkty rozszczepienia o krótkim okresie półtrwania . Niektóre z tych produktów rozszczepienia można później oddzielić do zastosowań przemysłowych lub medycznych, a resztę wysłać do składowiska odpadów. System piroprzetwarzania IFR wykorzystuje katody stopionego kadmu i elektrorafinatory do ponownego przetwarzania paliwa metalicznego bezpośrednio na miejscu w reaktorze. Takie układy nie tylko mieszają wszystkie drugorzędne aktynowce zarówno z uranem, jak i plutonem, ale są zwarte i samowystarczalne, tak że żaden materiał zawierający pluton nie musi być transportowany z miejsca reaktora podawczego. Reaktory rozrodcze wykorzystujące taką technologię najprawdopodobniej zostałyby zaprojektowane ze współczynnikami rozmnażania bardzo bliskimi 1,00, tak że po wstępnym załadowaniu wzbogaconego paliwa uranowego i/lub plutonowego reaktor byłby następnie uzupełniany tylko przy niewielkich dostawach naturalnego uranu metalicznego. Ilość naturalnego uranu metalicznego odpowiadająca blokowi wielkości skrzynki na mleko dostarczana raz w miesiącu wystarczyłaby na tyle paliwa, ile potrzebowałby reaktor o mocy 1 gigawata. Tacy samowystarczalni hodowcy są obecnie postrzegani jako ostateczny samowystarczalny i samowystarczalny ostateczny cel projektantów reaktorów jądrowych. Projekt został odwołany w 1994 roku przez Sekretarza ds. Energii Stanów Zjednoczonych Hazel O'Leary .

Inne szybkie reaktory

Innym proponowanym reaktorem prędkim jest reaktor prędko stopionej soli , w którym właściwości moderujące stopionej soli są nieznaczne. Osiąga się to typowo poprzez zastąpienie fluorki metali lekkich (np LIF, BEF 2 ) w nośniku soli z chlorków metali ciężkich (na przykład KCI, rbcL, ZrCU 4 ).

Zbudowano kilka prototypów FBR o mocy elektrycznej od ekwiwalentu kilku żarówek ( EBR-I , 1951) do ponad 1000  MWe . Od 2006 r. technologia ta nie jest ekonomicznie konkurencyjna w stosunku do technologii reaktorów termicznych, ale Indie , Japonia, Chiny, Korea Południowa i Rosja przeznaczają znaczne fundusze na badania w celu dalszego rozwoju reaktorów prędkich powielających, przewidując, że rosnące ceny uranu zmienią ten stan w długoterminowy. Z kolei Niemcy zrezygnowały z tej technologii ze względów bezpieczeństwa. SNR-300 szybki hodowca reaktor został ukończony po 19 latach, mimo przekroczenia kosztów podsumowując w sumie 3,6 mld euro, tylko wtedy zostać porzucone.

Indie opracowują również technologię FBR przy użyciu surowców zarówno uranu, jak i toru.

Termiczny reaktor powielający

Reaktor w porcie żeglugowym, używany jako prototyp hodowcy wody lekkiej przez pięć lat, począwszy od sierpnia 1977 r

Rozszerzone reaktora ciężkiej wody (AHWR) jest jednym z kilku planowanych zastosowań na dużą skalę toru . Indie rozwijają tę technologię, motywując się znacznymi rezerwami toru; prawie jedna trzecia światowych rezerw toru znajduje się w Indiach, gdzie brakuje znaczących rezerw uranu.

Trzecim i ostatnim rdzeniem reaktora 60 MWe Portowej Elektrowni Atomowej był hodowca toru w wodzie lekkiej, który rozpoczął działalność w 1977 r. Używał peletów wykonanych z dwutlenku toru i tlenku uranu-233 ; początkowo zawartość U-233 w granulkach wynosiła 5–6% w obszarze nasion, 1,5–3% w obszarze płaszcza i żadnej w obszarze reflektora. Pracowała przy 236 MWt, wytwarzając 60 MWe i ostatecznie wyprodukowała ponad 2,1 miliarda kilowatogodzin energii elektrycznej. Po pięciu latach rdzeń usunięto i stwierdzono, że zawierał prawie 1,4% więcej materiału rozszczepialnego niż w momencie jego zainstalowania, co dowodzi, że doszło do rozmnażania z toru.

Ciecz fluorek toru reaktor (LFTR) zaplanowano również jako hodowca cieplnej toru. Reaktory z ciekłym fluorkiem mogą mieć atrakcyjne cechy, takie jak wewnętrzne bezpieczeństwo, brak konieczności wytwarzania prętów paliwowych i ewentualnie prostsze przetwarzanie ciekłego paliwa. Koncepcja ta została po raz pierwszy zbadana w Oak Ridge National Laboratory Molten-Salt Reactor Experiment w latach 60-tych. Od 2012 roku stał się przedmiotem ponownego zainteresowania na całym świecie. Japonia, Indie, Chiny, Wielka Brytania, a także prywatne firmy amerykańskie, czeskie i australijskie wyraziły zamiar rozwoju i komercjalizacji technologii.

Dyskusja

Podobnie jak wiele aspektów energetyki jądrowej, reaktory prędkie powielające przez lata były przedmiotem wielu kontrowersji. W 2010 roku Międzynarodowy Panel ds. Materiałów Rozszczepialnych stwierdził: „Po sześciu dekadach i wydatkach równowartości dziesiątek miliardów dolarów, obietnica reaktorów reprodukcyjnych pozostaje w dużej mierze niespełniona, a wysiłki na rzecz ich komercjalizacji są stopniowo ograniczane w większości krajów”. W Niemczech, Wielkiej Brytanii i Stanach Zjednoczonych zrezygnowano z programów rozwoju reaktorów reprodukcyjnych. Uzasadnienie dążenia do reaktorów reprodukcyjnych – czasami jawne, a czasami dorozumiane – opierało się na następujących kluczowych założeniach:

  • Oczekiwano, że uranu będzie mało, a złoża wysokiej jakości szybko się wyczerpią, jeśli energia rozszczepienia zostanie zastosowana na dużą skalę; rzeczywistość jest jednak taka, że ​​od zakończenia zimnej wojny uran był znacznie tańszy i bogatszy niż oczekiwali pierwsi projektanci.
  • Oczekiwano, że reaktory potomne szybko staną się konkurencyjne ekonomicznie w stosunku do reaktorów lekkowodnych, które dziś dominują w energetyce jądrowej, ale w rzeczywistości koszty kapitałowe są o co najmniej 25% wyższe niż w przypadku reaktorów chłodzonych wodą.
  • Uważano, że reaktory reprodukcyjne mogą być tak samo bezpieczne i niezawodne jak reaktory lekkowodne, ale kwestie bezpieczeństwa są przytaczane jako obawa w przypadku szybkich reaktorów, które wykorzystują chłodziwo sodowe, gdzie wyciek może doprowadzić do pożaru sodu.
  • Oczekiwano, że można będzie zarządzać ryzykiem proliferacji stwarzanym przez hodowców i ich „zamkniętym” cyklem paliwowym, w którym pluton zostanie poddany recyklingowi. Ale ponieważ reaktory do rozmnażania plutonu produkują pluton z U238, a reaktory do toru produkują rozszczepialny U233 z toru, wszystkie cykle hodowlane mogą teoretycznie stwarzać ryzyko proliferacji. Jednak U232 , który jest zawsze obecny w U233 produkowanym w reaktorach reprodukcyjnych, jest silnym emiterem gamma poprzez swoje produkty pochodne i sprawia, że ​​obsługa broni jest wyjątkowo niebezpieczna, a broń łatwa do wykrycia.

Jest kilku dawnych zwolenników antynuklearnych, którzy stali się pro-nuklearną energią jako czystym źródłem elektryczności, ponieważ reaktory rozrodcze skutecznie poddają recyklingowi większość odpadów. To rozwiązuje jeden z najważniejszych negatywnych problemów energetyki jądrowej. W filmie dokumentalnym Pandora's Promise przedstawiamy przypadek reaktorów reprodukcyjnych, ponieważ zapewniają one prawdziwą alternatywę o wysokiej mocy dla energii z paliw kopalnych. Według filmu jeden funt uranu dostarcza tyle samo energii, co 5000 baryłek ropy .

FBR zostały zbudowane i eksploatowane w Stanach Zjednoczonych, Wielkiej Brytanii, Francji, byłym ZSRR , Indiach i Japonii. Eksperymentalny FBR SNR-300 został zbudowany w Niemczech, ale nigdy nie działał i ostatecznie został zamknięty w wyniku kontrowersji politycznych po katastrofie w Czarnobylu . Od 2019 roku dwa FBR są wykorzystywane do wytwarzania energii w Rosji. Planowanych jest kilka reaktorów, wiele do badań związanych z inicjatywą reaktora IV generacji .

Rozwój i godne uwagi reaktory reprodukcyjne

Wybitne reaktory hodowlane
Reaktor Kraj
po zbudowaniu
Zaczęła się Zamknąć Projekt
MWe
Końcowe
MWe

Moc cieplna MWt

Współczynnik wydajności
Brak
przecieków

Temperatura neutronów
Płyn chłodzący Klasa reaktora
DFR Wielka Brytania 1962 1977 14 11 65 34% 7 Szybko NaK Test
BN-350 związek Radziecki 1973 1999 135 52 750 43% 15 Szybko Sód Prototyp
Rapsodia Francja 1967 1983 0 40 2 Szybko Sód Test
Feniks Francja 1975 2010 233 130 563 40,5% 31 Szybko Sód Prototyp
PFR Wielka Brytania 1976 1994 234 234 650 26,9% 20 Szybko Sód Prototyp
KNK II Niemcy 1977 1991 18 17 58 17,1% 21 Szybko Sód Badania/Test
SNR-300 Niemcy 1985 1991 327 tylko testy niejądrowe Szybko Sód Prototyp/komercyjny
BN-600 związek Radziecki 1981 operacyjny 560 560 1470 74,2% 27 Szybko Sód Prototyp/komercyjny (Gen2)
FFTF nas 1982 1993 0 400 1 Szybko Sód Test
Superfenix Francja 1985 1998 1200 1200 3000 7,9% 7 Szybko Sód Prototyp/komercyjny (Gen2)
FBTR Indie 1985 operacyjny 13 40 6 Szybko Sód Test
PFBR Indie uruchomienie uruchomienie 500 1250 Szybko Sód Prototyp/komercyjny (Gen3)
Jojo Japonia 1977 operacyjny 0 150 Szybko Sód Test
Monju Japonia 1995 2017 246 246 714 tylko próbny 1 Szybko Sód Prototyp
BN-800 Rosja 2015 operacyjny 789 880 2100 73,4% Szybko Sód Prototyp/komercyjny (Gen3)
MSRE nas 1965 1969 0 7,4 Epitermiczny Stopiona Sól ( FLiBe ) Test
Klementyna nas 1946 1952 0 0,025 Szybko Rtęć Pierwszy na świecie szybki reaktor
EBR-1 nas 1951 1964 0,2 0,2 1,4 Szybko NaK Pierwszy na świecie reaktor mocy
Fermi-1 nas 1963 1972 66 66 200 Szybko Sód Prototyp
EBR-2 nas 1964 1994 19 19 62,5 Szybko Sód Eksperymentalna/Testowa
Przystań nas 1977
jako hodowca
1982 60 60 236 Termiczny Lekka woda Rdzeń eksperymentalny3

ZSRR (w tym w Rosji i innych krajach, rozpuszczonego w 1991) wykonanych szereg szybkich reaktorów, przy czym pierwszy rtęci ochłodzono i napędzanych plutonu metalu, a później rośliny sodu ochłodzono i napędzanych tlenku plutonu.

BR-1 (1955) miał moc 100 W (termiczny), a następnie BR-2 o mocy 100 kW, a następnie BR-5 o mocy 5 MW.

BOR-60 (pierwszy stan krytyczny 1969) miał 60 MW, a budowę rozpoczęto w 1965.

BN-600 (1981 r), a następnie Rosja jest BN-800 (2016 r)

Przyszłe rośliny

Chiński eksperymentalny reaktor prędki jest reaktorem basenowym chłodzonym sodem o mocy 65 MW (termiczny), 20 MW (elektryczny), o 30-letnim okresie eksploatacji i docelowym wypaleniu 100 MWd/kg.

Indie były wczesnym liderem w segmencie FBR. W 2012 roku miał zostać ukończony i oddany do użytku FBR o nazwie Prototype Fast Breeder Reactor . Program ma na celu wykorzystanie płodnego toru-232 do hodowli uranu rozszczepialnego-233. Indie rozwijają również technologię termicznego reaktora powielającego toru. Koncentracja Indii na torze wynika z dużych rezerw tego kraju, chociaż znane na całym świecie rezerwy toru są czterokrotnie większe niż uranu. Indyjski Departament Energii Atomowej (DAE) poinformował w 2007 r., że jednocześnie zbuduje cztery kolejne reaktory rozrodcze o mocy 500 MWe każdy, w tym dwa w Kalpakkam.

BHAVINI , indyjska firma zajmująca się energetyką jądrową, została założona w 2003 roku w celu budowy, uruchomienia i eksploatacji wszystkich reaktorów prędkich reaktorów powielających II stopnia określonych w trzystopniowym programie energetyki jądrowej Indii . Aby zrealizować te plany, indyjski FBR-600 jest reaktorem basenowym chłodzonym sodem o mocy 600 MWe.

Chiny Experimental Reactor Szybka (CEFR) to 25 MW (e) prototyp dla planowanego China Prototype Szybka Reactor (CFRP). Zaczął wytwarzać energię elektryczną 21 lipca 2011 roku.

Chiny zainicjowały również projekt badawczo-rozwojowy w technologii termicznego reaktora rozrodczego ze stopioną solą toru (reaktor z ciekłym fluorkiem toru), formalnie ogłoszony na dorocznej konferencji Chińskiej Akademii Nauk (CAS) w styczniu 2011 r. Jego ostatecznym celem było zbadanie i rozwój system jądrowy stopionej soli na bazie toru przez około 20 lat.

Kirk Sorensen, były naukowiec NASA i główny technolog jądrowy w Teledyne Brown Engineering , od dawna jest promotorem cyklu paliwowego toru, a zwłaszcza reaktorów z ciekłym fluorem. W 2011 roku Sorensen założył Flibe Energy, firmę, której celem było opracowanie projektów reaktorów LFTR o mocy 20–50 MW do zasilania baz wojskowych.

Korea Południowa opracowuje projekt znormalizowanego modułowego FBR na eksport, aby uzupełnić znormalizowane projekty PWR (ciśnieniowego reaktora wodnego) i CANDU , które już opracowały i zbudowały, ale jeszcze nie zobowiązały się do budowy prototypu.

Model przekrojowy reaktora BN-600, zastąpiony przez rodzinę reaktorów BN-800 .
Budowa reaktora BN-800

Rosja ma plan znacznego zwiększenia swojej floty reaktorów prędkich reaktorów powielających. Reaktor BN-800 (800 MWe) w Biełojarsku został ukończony w 2012 roku, zastępując mniejszy BN-600 . W czerwcu 2014 roku BN-800 został uruchomiony w trybie mocy minimalnej. Pracujący przy 35% sprawności nominalnej reaktor włączył się do sieci energetycznej 10 grudnia 2015 r. Pełną produkcję energii osiągnął w sierpniu 2016 r.

Plany budowy większego reaktora BN-1200 (1200 MWe) zaplanowano na rok 2018, a dwa dodatkowe reaktory BN-1200 wybudowane zostały do ​​końca 2030 roku. Jednak w 2015 roku Rosenergoatom odłożył budowę na czas nieokreślony, aby umożliwić projektowanie paliw poprawiła się po większym doświadczeniu w eksploatacji reaktora BN-800, a także wśród obaw związanych z kosztami.

Eksperymentalny reaktor prędki chłodzony ołowiem, BREST-300, zostanie zbudowany w Syberyjskim Kombinacie Chemicznym (SCC) w Siewiersku . Projekt BREST ( ros . bystry reaktor tak svintsovym teplonositelem , ang. reaktor prędki z chłodziwem ołowiowym ) jest postrzegany jako następca serii BN, a jednostka 300 MWe w SCC może być prekursorem wersji 1200 MWe do szerokiego zastosowania, ponieważ komercyjna jednostka wytwórcza. Program rozwojowy jest częścią Federalnego Programu Zaawansowanych Technologii Jądrowych 2010–2020, którego celem jest wykorzystanie szybkich reaktorów w celu zwiększenia wydajności uranu podczas „spalania” substancji radioaktywnych, które w przeciwnym razie zostałyby usunięte jako odpady. Jego rdzeń miałby około 2,3 metra średnicy i 1,1 metra wysokości i zawierał 16 ton paliwa. Jednostka byłaby tankowana co roku, a każdy element paliwowy spędzałby w rdzeniu łącznie pięć lat. Temperatura chłodziwa ołowiowego wynosiłaby około 540 °C, dając wysoką sprawność 43%, produkcję ciepła pierwotnego 700 MWt, dając moc elektryczną 300 MWe. Okres eksploatacji jednostki może wynosić 60 lat. Oczekuje się, że projekt zostanie ukończony przez NIKIET w 2014 roku i będzie realizowany w latach 2016-2020.

W dniu 16 lutego 2006 r. Stany Zjednoczone, Francja i Japonia podpisały „porozumienie” w sprawie badań i rozwoju prędkich reaktorów chłodzonych sodem w celu wsparcia Globalnego Partnerstwa na rzecz Energii Jądrowej . W kwietniu 2007 roku rząd japoński wybrał Mitsubishi Heavy Industries (MHI) jako „podstawową firmę w rozwoju FBR w Japonii”. Niedługo potem MHI założyło nową firmę Mitsubishi FBR Systems (MFBR), aby rozwijać i sprzedawać technologię FBR.

Marcoule we Francji, lokalizacja Phénix (po lewej).

We wrześniu 2010 r. rząd francuski przeznaczył 651,6 mln EUR na rzecz Commissariat à l'énergie atomique na sfinalizowanie projektu ASTRID (Zaawansowany Sodowy Reaktor Technologiczny do Demonstracji Przemysłowych), projekt reaktora czwartej generacji o mocy 600 MW, który ma zostać sfinalizowany w 2020 r. W 2013 r. Wielka Brytania wykazała zainteresowanie reaktorem PRISM i współpracowała z Francją nad opracowaniem ASTRID. W 2019 r. CEA ogłosił, że ten projekt nie zostanie zbudowany przed połową wieku.

W październiku 2010 r. GE Hitachi Nuclear Energy podpisała memorandum o porozumieniu z operatorami zakładu w Savannah River Departamentu Energii Stanów Zjednoczonych , co powinno pozwolić na budowę instalacji demonstracyjnej opartej na reaktorze powielania prędkiej firmy S-PRISM przed otrzymaniem pełnego Zatwierdzenie licencji przez Komisję Regulacji Jądrowych (NRC). W październiku 2011 r. The Independent poinformował, że brytyjski urząd ds. likwidacji elektrowni jądrowych (NDA) i starsi doradcy w Departamencie Energii i Zmian Klimatu (DECC) poprosili o szczegóły techniczne i finansowe PRISM, częściowo w celu zmniejszenia zapasów plutonu w tym kraju.

Reaktor o fali (TWR) zaproponował w patencie przez Intellectual Ventures jest szybki reaktor hodowca celu nie trzeba przerobu paliwa podczas wieloletniej eksploatacji reaktora. Fala płonącej w konstrukcji TWR nie przemieszcza się z jednego końca reaktora na drugi, ale stopniowo od wewnątrz na zewnątrz. Co więcej, gdy skład paliwa zmienia się w wyniku transmutacji jądrowej, pręty paliwowe są nieustannie przetasowywane w rdzeniu, aby zoptymalizować strumień neutronów i zużycie paliwa w dowolnym momencie. W ten sposób zamiast pozwolić, aby fala rozchodziła się przez paliwo, samo paliwo jest przemieszczane przez w dużej mierze nieruchomą falę spalania. Jest to sprzeczne z wieloma doniesieniami medialnymi, które spopularyzowały koncepcję reaktora przypominającego świecę z obszarem spalania, który przesuwa się w dół słupka paliwa. Poprzez zastąpienie statycznej konfiguracji rdzenia aktywnie zarządzanym rdzeniem „fala stojąca” lub „soliton”, konstrukcja TerraPower pozwala uniknąć problemu chłodzenia bardzo zmiennego obszaru spalania. W tym scenariuszu rekonfiguracja prętów paliwowych jest realizowana zdalnie przez urządzenia zrobotyzowane; pojemnik zabezpieczający pozostaje zamknięty podczas procedury i nie ma związanego z tym przestoju.

Zobacz też

Bibliografia

Zewnętrzne linki