Войти
Бассейновый реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR) Тип ядерного реактора, охлаждаемого расплавленным натрием A Быстрый реактор с натриевым охлаждением, представляет собой реактор на быстрых нейтронах, охлаждаемый жидкостью натрий.
Аббревиатура SFR в частности относится к двум предложениям реактора поколения IV, одно из которых основано на существующей технологии реактора с жидкометаллическим теплоносителем (LMFR) с использованием смешанное оксидное топливо (MOX), другое - на основе металлического топлива интегральный быстрый реактор.
Было построено несколько быстрых реакторов с натриевым теплоносителем, некоторые все еще работают, а другие находятся в стадии планирования или в стадии разработки. строительство. Билл Гейтс 'TerraPower планирует построить собственные реакторы под названием Natrium.
В ядерном топливном цикле используется полный рецикл актинидов с двумя основными вариантами: первый - реактор средней мощности (150–600 МВтэ) с натриевым охлаждением и ураном - плутоний -минор-актинид- металлический сплав циркония, поддерживаемый топливным циклом, основанным на 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.
Жидкий металлический натрий может использоваться в качестве единственного охлаждающего средства, отводящего тепло от активной зоны. 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 магния-24, стабильного изотопа.
Схематическая диаграмма, показывающая разницу между конструкциями петли и бассейнов жидкометаллического реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Существуют два основных подхода к проектированию реакторов с натриевым охлаждением.
В бассейне типа теплоноситель первого контура полностью содержится в корпусе главного реактора, который, следовательно, включает не только активную зону реактора, но и теплообменник. Американский EBR-2, французский Phénix и другие использовали этот подход, и он используется в индийском прототипе реактора-размножителя на быстрых нейтронах и в китайском CFR-600..
В контуре типа теплообменники находятся вне бака реактора. Французский Rapsodie, британский Prototype Fast Reactor и другие использовали этот подход.
Основное преимущество жидкометаллических теплоносителей, таких как жидкий натрий, заключается в том, что атомы металлов являются слабыми замедлителями нейтронов. Вода является гораздо более сильным замедлителем нейтронов, потому что атомы водорода, содержащиеся в воде, намного легче, чем атомы 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 до тепловых нейтронов (хотя существуют концепции для реакторов с пониженным замедлением воды ). 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 с теплоемкостью , который обеспечивает тепловую инерцию против перегрева. Натрий также не нуждается в повышенном давлении, поскольку его точка кипения намного выше, чем рабочая температура реактора, и натрий не вызывает коррозии стальных деталей реактора. Высокие температуры, достигаемые охлаждающей жидкостью (температура на выходе из реактора Феникс составляла 560 ° C), обеспечивают более высокую термодинамическую эффективность , чем в реакторах с водяным охлаждением. Расплавленный натрий, являясь электропроводящим, также может перекачиваться с помощью электромагнитных насосов.
Недостатком натрия является его химическая реакционная способность, 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, нейтроны делают его радиоактивным; однако активированный натрий имеет период полураспада всего 15 часов.
Другой проблемой является утечка натрия, которую считает критик быстрых реакторов M.V. Рамана как «практически невозможно предотвратить».
Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
| ||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Актиниды по цепочке распада | Половина- срок службы. диапазон (a ) | Продукты деления U на выход | ||||||
| 4n | 4n + 1 | 4n + 2 | 4n + 3 | |||||
| 4,5–7% | 0,04–1,25% | <0.001% | ||||||
| Ra | 4–6 a | † | Eu | |||||
| Cm | Pu | Cf | Ac | 10–29 a | Sr | Kr | Cd | |
| U | Pu | Cm | 29–97 a | Cs | Sm | Sn | ||
| Bk | Cf | Am | 141–351 a | Никакие продукты деления. не имеют период полураспада. в диапазоне. 100–210 тыс. Лет... | ||||
| Am | Cf | 430–900 a | ||||||
| Ra | Bk | 1,3–1,6 тыс. Лет | ||||||
| Pu | Th | Cm | Am | 4,7–7,4 тыс. Лет | ||||
| Cm | Cm | 8,3–8,5 тыс. Лет | ||||||
| Pu | 24,1 тыс. Лет | |||||||
| Th | Pa | 32–76 тыс. Лет | ||||||
| Np | U | U | 150–250 тыс. Лет | ‡ | Tc | Sn | ||
| Cm | Pu | 327–375 тыс. Лет | Se | |||||
| 1,53 млн лет назад | Zr | |||||||
| Np | 2,1–6,5 млн лет | Cs | Pd | |||||
| U | Cm | 15–24 млн лет | I | |||||
| Pu | 80 млн лет | ... не более 15,7 млн лет | ||||||
| Th | U | U | 0,7–14,1 млрд лет | |||||
Условные обозначения для надстрочных символов. ₡ имеют тепловой захват нейтронов поперечное сечение в диапазоне 8–50 барн. ƒ делящийся. m метастабильный изомер. № преимущественно радиоактивный материал природного происхождения (NORM). þ нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. 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 - это эвтектика плавление топлива и оболочки; уран, плутоний и лантан (продукт 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. Оксид магния был предложен в качестве инертной матрицы. Оксид магния имеет на порядок меньшую вероятность взаимодействия с нейтронами (тепловыми и быстрыми), чем такие элементы, как железо.
SFR разработан для обращения с высокоактивными отходами и, в частности, с плутонием и другие актиниды. 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.
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 с натриевым охлаждением включают:
| Модель | Страна | Тепловая мощность (МВт) | Электрическая мощность (МВт) | Год ввода в эксплуатацию | Год списания | Примечания |
|---|---|---|---|---|---|---|
| БН-350 |  Советский Союз | 135 | 1973 | 1999 | Использовался для питания завода по опреснению воды. | |
| БН-600 | Советский Союз | 1470 | 600 | 1980 | Эксплуатационный | Вместе с БН-800 один всего двух коммерческих быстрых реакторов в мире. |
| БН-800 | Советский Союз / Россия | 2100 | 880 | 2015 | Эксплуатационный | Вместе с БН -600, один из двух коммерческих быстрых реакторов в мире. |
| БН-1200 | Россия | 2900 | 1220 | 2036 | Еще не построено | В разработке. За моделью на экспорт последует БН-1200М. |
| CEFR |  Китай | 65 | 20 | 2012 | Эксплуатационный | |
| CRBRP |  США | 1000 | 350 | Никогда не строился | Никогда не строился | |
| EBR-1 | США | 1,4 | 0,2 | 1950 | 1964 | |
| EBR-2 | США | 62,5 | 20 | 1965 | 1994 | |
| Fermi 1 | United Штаты | 200 | 69 | 1963 | 1975 | |
| Эксперимент с натриевым реактором | США | 20 | 65 | 1957 | 1964 | |
| S1G | США | Военно-морские реакторы США | ||||
| S2G | США | Военно-морские реакторы США | ||||
| PFR |  Соединенное Королевство | 500 | 250 | 1974 | 1994 | |
| FBTR |  Индия | 40 | 13,2 | 1985 | Эксплуатация | |
| PFBR | Индия | 500 | 2020 | Строится | Строится | |
| Монджу |  Япония | 714 | 280 | 1995/2010 | 2010 | Отстранен на 15 лет уши. Вновь активирован в 2010 году, затем закрыт навсегда |
| Jōyō | Япония | 150 | 1971 | Эксплуатационный | ||
| SNR-300 |  Германия | 327 | 1985 | 1991 | ||
| Рапсоди |  Франция | 40 | 24 | 1967 | 1983 | |
| Феникс | Франция | 590 | 250 | 1973 | 2010 | |
| Superphénix | Франция | 3000 | 1242 | 1986 | 1997 | Самый большой SFR из когда-либо построенных. При строительстве подвергся теракту. |
Большинство из них были экспериментальными заводами, которые больше не работают. 30 ноября 2019 г. 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, базирующегося в Нью-Брансуике. Канада.
Связано:
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий ... Эрик Лоуэн - проповедник натриевого быстрого реактора, который сжигает ядерные отходы, не выделяет CO. 2,...
