Заводчик

Реактор - размножитель представляет собой ядерный реактор , который используется для получения энергии с одновременной выработкой дальнейшего делящегося материала. Неделящийся нуклид превращается в делящийся, который затем (после обработки и включения в новые тепловыделяющие сборки) может использоваться в качестве ядерного топлива . Это преобразование (как преобразование , иногда также называемое воспроизводством , см. Коэффициент преобразования ) имеет место в каждом ядерном реакторе, но о «реакторе-размножителе» или «размножителе» говорят только тогда, когда он производит больше топлива, чем он сам производит при том же затраченное время.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах в бассейновом исполнении (слева) и в петлевом исполнении (справа)

Первый реактор - размножитель был Экспериментальный реактор Заводчик я . В 1951 году это был первый ядерный реактор в мире, вырабатывающий электричество за счет своей тепловой мощности. Сегодня единственными реакторами-размножителями, находящимися в промышленной эксплуатации, являются БН-600 и БН-800 в России (по состоянию на 2015 г.). Некоторые экспериментальные реакторы-размножители находятся в эксплуатации, сооружаются или планируются, особенно в рамках исследовательской сети Международного форума « Поколение IV» .

Целью разработки реактора-размножителя является более эффективное использование ядерного топлива. С реакторами-размножителями можно получить примерно в 60 раз больше энергии из природного урана, чем с легководными реакторами . Разработка реакторов-размножителей финансировалась государством во многих промышленно развитых странах с 1960-х по 1980-е годы, например, в немецком проекте Fast Breeder с 1962 по 1989 год.

Когда США и Россия разрабатывали свое ядерное оружие, для этой цели были построены специальные реакторы (например, реактор ADE ), единственной целью которых было производство плутония. В них используются замедленные, то есть тепловые нейтроны, и они не считаются реакторами-размножителями.

Типы реакторов-размножителей

Есть два типа реакторов-размножителей, названные в честь энергетического спектра используемых нейтронов :

Быстрые заводчики

Бридеры на быстрых нейтронах работают с ураном- 238 (или, реже, с торием- 232) в качестве воспроизводящего материала и с быстрыми нейтронами, поскольку они высвобождаются при делении ядер, то есть без замедлителя . Смешанный оксид урана и плутония ( МОКС ) служит ядерным топливом . Зона воспроизводства ( см. Ниже ) содержит оксид природного или обедненного урана, который в основном состоит из ²³⁸ U. Таким образом, установка на быстрых нейтронах позволяет использовать месторождения природного урана более чем в 50 раз более эффективно, но для многих типов реакторов требуется создание экономики плутония. Его название не означает, что он «быстро размножается», это относится только к быстрым нейтронам.

Термальные заводчики

Тепловые размножители работают с торием в качестве материала для размножения и преимущественно с тепловыми нейтронами . После первоначального заполнения обогащенным оксидом урана, оксидом плутония или MOX ²³² Th превращается в делящийся ²³³ U в результате нейтронного осаждения и бета-распада . Эта технология интересна из-за больших залежей тория, поскольку они примерно в три раза больше, чем месторождения урана.

Заслуживают концепции для так называемых. «Расширенный с водой под давлением Реакторы » (Advanced Реакторы с водой под давлением) или кипящих реакторов «с пониженной умеренности». Они будут работать с обычным топливом и теплоносителями, но благодаря своей конструкции они достигнут высокой степени преобразования от 0,7 до 1,0 (поэтому иногда их называют повышающими преобразователями ), так что они будут «почти» реакторами-размножителями.

Быстрый заводчик

Строительство реактора

Активная зона реактора состоит из многих вертикальных, с г. Б. урана - плутоний - смешанный оксид заполнены трубы из нержавеющей стали ( топливные стержни ). Стержни объединены в тепловыделяющие сборки и занимают примерно цилиндрическую площадь z. Б. 3 м высотой и 5 м диаметром. Цепная реакция (см. Также критичность ) контролируется управляющими стержнями из борсодержащей стали или другого материала, поглощающего нейтроны .

Активная зона реактора разделена на внутренний зазор и внешнюю зону воспроизводства. Теплоноситель, который в этих реакторах не должен действовать как замедлитель, как в легководном реакторе, представляет собой жидкий металл, такой как натрий или калий . Концепции реакторов-размножителей с газовым охлаждением также изучались примерно до 1970 года, но не использовались.

Процесс воспроизводства топлива

Природный уран состоит из 99,3% неделящегося изотопа ²³⁸ U и только 0,7% делящегося изотопа ²³⁵ U. Для работы большинства ядерных реакторов деления (например, легководный реактор ) это должно быть технически необходимо перед тепловыделяющими элементами. производятся с расходом от 3 до 4 ²³⁵ U, обогащенных в% .

При работе каждого уранового реактора часть существующего ²³⁸ U превращается в ²³⁹ U за счет нейтронного захвата . Это проходит над самим собой посредством два последовательных бета ^- распадов в делящихся ²³⁹ Pu, который частично расщепляется снова в реакторе параллельно с ²³⁵ U, но также частично может быть обработано в новые смешанном оксиде топливных элементов позже , после переработки отработанного топлива .

${\ displaystyle \ mathrm {^ {238} _ {\ 92} U \ + \ _ {0} ^ {1} n \ \ longrightarrow \ _ {\ 92} ^ {239} U \ {\ xrightarrow {\ beta ^ {-}}} \ _ {\ 93} ^ {239} Np \ {\ xrightarrow {\ beta ^ {-}}} \ _ {\ 94} ^ {239} Pu}}$

«Воспроизводство» в реальном смысле, то есть превышение количества топлива, произведенного таким образом, над топливом, потребляемым в то же время, возможно только в реакторе, который работает без замедлителя , в реакторе на быстрых нейтронах , потому что среднее количество составляет всего лишь новый, когда он расщепляется быстрыми нейтронами, выделяет нейтроны на одно деление, достаточно высокое для этого (см. процесс ядерного деления в реакторе-размножителе ). Превышение выражается в том факте, что коэффициент воспроизводства (иногда также называемый коэффициентом воспроизводства или коэффициентом конверсии ), количество вновь генерируемых атомов топлива на один израсходованный атом топлива, превышает 1,0.

Быстрый размножитель назван так не потому, что он «быстро размножается», а потому, что он использует быстрые нейтроны вместо тепловых (замедленных) для расщепления ядра .

Лучшее использование запасов ядерного топлива

Есть только несколько других применений для ²³⁸ U, помимо его использования в реакторе-размножителе (включая урановые боеприпасы ). Благодаря объединенной экономии реакторов-размножителей, перерабатывающих и легководных реакторов, запасы урана на Земле могли бы обеспечить примерно в 60 раз больше энергии, чем при исключительном делении ²³⁵ U. Теоретически полное использование ²³⁸ U даже привело бы к коэффициент использования более чем в 100 раз выше, что, однако, в настоящее время технически невозможно.

Использование металлического тория ²³² Th, который уже использовался в качестве воспроизводящего материала в реакторе THTR-300 с 1983 по 1989 год и производит топливо ²³³ U, снова значительно улучшит ситуацию с ресурсами ядерной энергетики, поскольку месторождения природного тория урана превосходит во много раз.

Зона спайности

Быстрые нейтроны вызывают новое деление ядер с гораздо меньшей вероятностью (см. Поперечное сечение ), чем тепловые нейтроны. Следовательно, по сравнению с типами реакторов с замедлителем, концентрация делящегося материала в зоне деления должна быть увеличена. Делящийся материал представляет собой смешанный оксид, содержащий от 15 до 20% плутония и от 80 до 85% оксида урана ; концентрация делящихся изотопов примерно в десять раз выше, чем в легководных реакторах. В качестве теплоносителя, который не должен оказывать замедляющего действия в быстром реакторе, то есть иметь достаточно высокое массовое число, в предыдущих реакторах-размножителях использовался жидкий натрий ; Также были рассмотрены концепции с газовым охлаждением. Первые экспериментальные реакторы-размножители в США и тогдашнем Советском Союзе по-прежнему использовали ртуть в качестве теплоносителя, который, среди прочего. однако возникли проблемы из-за коррозии.

Мантия выводка

Разведение одеяло расположено вокруг зоны фиссур и полностью окружает его. Верхняя и нижняя части топливного стержня в зоне деления заполнены не смешанным топливным оксидом, как средняя часть, а обедненным оксидом урана в качестве воспроизводящего материала; стержни, расположенные дальше в радиальном направлении, содержат его по всей своей длине. Обедненный уран - это остаток, который неизбежно возникает в процессе обогащения урана.

Процесс ядерного деления в реакторе-размножителе

«Задумчивый» требует, чтобы при делении ядра атома в среднем выделялось более двух нейтронов, потому что один нейтрон требуется для запуска следующего деления ( критичность цепной реакции), а другой нейтрон должен генерировать новое делящееся ядро, чтобы заменить делящееся ядро. , то есть для достижения коэффициента размножения 1,0. Кроме того, неизбежны потери нейтронов из-за утечки наружу и из-за процессов поглощения, которые не приводят ни к делению, ни к образованию Pu, а именно поглощения в конструкционном материале, в продуктах деления , в теплоносителе и в управляющих стержнях .

С некоторыми упрощениями, отношения могут быть хорошо описаны с помощью фактора генерации (eta), количества вновь выпущенных нейтронов на нейтрон, поглощенный делящимся материалом . Это число немного меньше, чем количество нейтронов, выделяемых при делении , потому что не каждое поглощение в материале деления приводит к делению. В случае деления тепловыми нейтронами легко делящиеся нуклиды ²³³ U, ²³⁵ U и ²³⁹ Pu лишь немного превышают 2,0. С другой стороны, при расщеплении быстрыми нейтронами с энергией 1 МэВ ²³⁹ Pu выделяет около 2,8 нейтронов. Это означает, что даже при потерях около 0,5 нейтрона на нейтрон, поглощенный в топливе, на одну делящуюся активную зону может быть образовано значительно больше 1 новой делящейся активной зоны. ${\ displaystyle \ eta}$${\ displaystyle \ eta}$

Производство энергии

В основном два осколка («осколки деления»), которые возникают при расщеплении ядра, несут энергию, полученную в результате реакции, в общей сложности около 200 МэВ в виде кинетической энергии . Они замедляются в окружающем топливном материале и нагревают его. Первичный контур натриевого охлаждения поглощает тепло и передает его во вторичный контур натриевого охлаждения через теплообменник. Этот вторичный контур производится в парогенератора пара , который - как в обычном или угольных электростанции на жидком топливе - на турбинных дисках. Турбина преобразует энергию потока пара в энергию вращения, которую генератор преобразует в электрическую энергию. Выхлопной пар, выходящий из турбины, снова сжижается в конденсаторе и подается в паровой цикл. Конденсатор охлаждается внешним контуром охлаждения, который, например, передает тепло проточной воде.

Контуры охлаждения

Технология реакторов-размножителей в некоторых областях основана на принципах технологии легководных реакторов , но имеет некоторые существенные отличия. Натрий-теплоноситель отличается высокой теплопроводностью и большим диапазоном рабочих температур. Плавится при 98 ° C и кипит при 883 ° C. Из-за такой высокой температуры кипения в натриевом контуре требуется давление всего около 10 бар, что является определенным преимуществом в плане безопасности.

В отличие от легководного реактора, между натриевым контуром , охлаждающим топливные элементы ( первый контур ), и пароводяным контуром включается второй натриевый контур ( вторичный контур ) . Хотя это снижает эффективность , это необходимо по соображениям безопасности, чтобы только нерадиоактивный натрий вступал в реакцию с водой даже в случае утечки парогенератора. Один или несколько промежуточных теплообменников передают тепло от первичного теплоносителя к вторичному. В конструкциях реакторов-размножителей в Германии использовалась так называемая петлевая система , в которой все насосы и теплообменники пространственно отделены от реактора, а бак реактора заполнен азотом над натрием . В системе бассейнов , которая чаще используется в других странах, первый контур, включая первичные насосы и промежуточные теплообменники, расположен в самом баке реактора, а аргон используется в качестве защитного газа в баке. В любом случае, когда реактор выключен, натрий в охлаждающих контурах должен поддерживаться в жидком состоянии за счет внешнего нагрева.

Безопасность - плюсы и минусы

недостаток

По сравнению , например , с легководными реакторами , для работы реактора- размножителя требуется иное защитное оборудование. Физическими причинами этого в первую очередь являются не «автоматически» отрицательный коэффициент парового пузыря , а также более низкая доля запаздывающих нейтронов от деления по сравнению с ураном .

Образование или потеря паров натрия не делает реактор автоматически подкритическим . Вместо этого в таком случае необходимо быстро и надежно установить подкритичность с помощью технических средств. Для этого, в дополнение к штатным регулирующим стержням, реакторы-размножители имеют дополнительные независимые комплекты предохранительных или отключающих стержней, которые при необходимости попадают в активную зону реактора или могут быть «выстрелены» в нее ( аварийное отключение ). Такое отключение запускается чувствительными системами для обнаружения превышения температуры и процессов кипения.

Меньший компонент запаздывающих нейтронов в смешанном оксидном уран-плутониевом топливе означает меньшее расстояние между рабочими точками «Отложенный критический» и «Быстрый критический» (см. Критичность ). Это принимается во внимание с помощью достаточно точных измерений нейтронного потока и быстрой реакции системы регулирующих стержней.

Еще одна проблема - большое количество плутония , который намного опаснее для здоровья по сравнению с ураном .

Риск технологии размножения с натриевым охлаждением заключается в крупномасштабном обращении с хладагентом, что может вызвать возгорание при контакте с воздухом или водой.

преимущества

Охлаждение натрия в принципе может работать при нормальном давлении из-за температуры кипения натрия 890 ° C. Для сравнения, легководные реакторы работают при давлении более 100 бар, что может привести к разрушительным паровым взрывам при потере теплоносителя.

Из-за химической активности натрия многие продукты деления связываются в случае расплавления активной зоны, особенно йод-131.

Обычная «конструкция бассейна», в которой активная зона реактора расположена в большом резервуаре, полном натрия, обеспечивает пассивный отвод остаточного тепла в случае аварийного отключения из-за высокой теплоемкости и высокой температуры кипения натрия. При использовании металлического топлива (такого как EBR-II в Национальной лаборатории Айдахо ) высокая теплопроводность топлива и охлаждающей жидкости приводит к сильному ослаблению теплового излучения из-за эффекта Доплера при быстром повышении температуры . Расплавление активной зоны в случае отказа охлаждения, например, из-за сбоя питания, пассивно предотвращается. Это было подтверждено экспериментально на EBR-II.

использовать

В настоящее время БН-600 (600 МВт) и, с 2014 г., БН-800 на Белоярской АЭС эксплуатируют два энергогенерирующих реактора-размножителя в России (по состоянию на 2015 г.). Заводы строятся в Китайской Народной Республике и Индии.

В 2007 году, после остановки завода в Монджу, в Японии велись работы по разработке нового коммерческого реактора-размножителя.

Первый немецкий экспериментальный реактор с натриевым теплоносителем KNK- I (компактная ядерная реакторная установка с натриевым охлаждением в Карлсруэ) был построен между 1971 и 1974 годами в Центре ядерных исследований Карлсруэ . В 1977 году система была преобразована в быстрый заводчик с обозначением KNK-II и проработала до 1991 года.

Ядерный реактор Phénix во Франции в коммерческой эксплуатации в период с 1973 по 2010 с электрической мощностью 250 МВт.

На Нижнем Рейне недалеко от Калкара с 1973 года строилась промышленная энергетическая установка-прототип реактора-размножителя с обозначением SNR-300 . После многочисленных протестов и аварии на Чернобыльской АЭС в 1986 году ввод в эксплуатацию или даже выработка электроэнергии, запланированные на 1987 год, так и не состоялись.

Некоторые демонстрационные установки для реакторов-размножителей, например B. Атомные электростанции Creys-Malville (Superphénix) во Франции и Monju в Японии были окончательно остановлены из-за аварий (в основном вызванных проблемами коррозии, связанной с натрием, утечками из-за высоких температур охлаждающей жидкости и т. Д.) И сопротивлением между население. Однако, как и отказ от проекта немецко-бельгийско-голландского реактора-размножителя Калкар, отчасти это связано с тем, что с учетом ситуации с поставками урана до сих пор нет экономического давления для внедрения этого более дорогостоящего варианта производства ядерной энергии.

В Индии в 2021 году должен быть введен в эксплуатацию PFBR мощностью 500 МВт, который содержит торий вместо обедненного урана в воспроизводящей мантии. Индия обладает крупнейшими в мире запасами тория и является пионером в этой технологии.

Примеры реакторов-размножителей

Термальные заводчики

литература

• А.М. Джадд: Реакторы на быстрых нейтронах . Pergamon Press, 1981, ISBN 0-08-023220-5 .
• Гюнтер Кесслер: Ядерные реакторы деления: потенциальная роль и риски конвертеров и производителей . Springer Wien, Вена 2013, ISBN 978-3-7091-7624-5 .

Смотри тоже

• Список АЭС
• Международный форум "Поколение IV"
• Ходовой шахтный реактор

веб ссылки

Викисловарь: реактор-размножитель  - объяснение значений, происхождение слов, синонимы, переводы

• Мощность реактор информационная система по Международному агентству по атомной энергии ( по всему миру)
• http://www.vorort.bund.net/suedlicher-oberrhein/schneller-brueter-brutreaktor-plutonium.html
• Эрик Чёп: Добыча урана и экспорт урана - «цикл» с побочными эффектами (PDF; 950 kB), вставлено 16 марта 2012 г.

Индивидуальные доказательства