Войти
Координаты : 43 ° 35'42 ″ N 112 ° 39'26 ″ W / 43,595039 ° N 112,657156 ° W / 43,595039; -112.657156
Экспериментальный ядерный реактор
Экспериментальный реактор-размножитель II Экспериментальный реактор-размножитель-II (EBR-II ) - это быстрый реактор с натриевым теплоносителем разработан, построен и эксплуатируется Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо. Он был остановлен в 1994 году. Хранение реактора было передано Национальной лаборатории штата Айдахо после ее основания в 2005 году.
Первые операции начались в июле 1964 года, и в 1965 году реактор достиг критичности. стоимостью более 32 миллионов долларов США (260 миллионов долларов США в долларах 2019 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II был сделан на демонстрации полной энергетической установки с реактором-размножителем с переработкой твердого металлического топлива на месте. Топливные элементы с обогащением около 67% 235-U были запечатаны в трубы из нержавеющей стали и удалены, когда они достигли обогащения около 65%. Пробирки открывали и повторно обрабатывали для удаления нейтронных ядов, смешивали со свежим 235-U для увеличения обогащения и помещали обратно в реактор.
Испытания исходного цикла размножения продолжались до 1969 года, после чего реактор использовался для проверки концепций концепции интегрального быстрого реактора. В этой роли среда с высокоэнергетическими нейтронами активной зоны EBR-II использовалась для тестирования топлива и материалов для будущих более крупных реакторов с жидким металлом. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальному останову, имитирующему полный отказ охлаждающего насоса. Он продемонстрировал свою способность к самоохлаждению топлива за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя в течение периода остаточного тепла после останова. Он использовался в роли поддержки IFR и во многих других экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в сентябре 1994 года.
При работе на полной мощности, достигнутой в сентябре 1969 года, EBR-II произвел около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии через обычную трехконтурную паровую турбину систему и третичную воздушную градирню . За время своего существования она произвела более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электроэнергии, а также тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории-Запад.
Топливо состоит из урановых стержней диаметром 5 миллиметров и длиной 33 см (13 дюймов). Обогащенный до 67% уран-235 в свежем виде, концентрация упала примерно до 65% после удаления. Стержни также содержали 10% циркония. Каждый топливный элемент помещен внутри тонкостенной трубки из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка сверху приваривается и образует блок длиной 73 см (29 дюймов). Назначение натрия - функционировать как теплоноситель. По мере того, как все больше и больше урана подвергается делению, в нем появляются трещины, и натрий попадает в пустоты. Он извлекает важный продукт деления, цезий -137, и, следовательно, становится сильно радиоактивным. Пустота над ураном собирает газы деления, в основном криптон -85. Группы штифтов внутри шестиугольных кожухов из нержавеющей стали длиной 234 см (92 дюйма) собраны в виде сот; каждая установка содержит около 4,5 кг (10 фунтов) урана. В целом активная зона содержит около 308 кг (680 фунтов) уранового топлива, и эта часть называется драйвером.
Чертеж корпуса реактора EBR-II Активная зона EBR-II может вместить до 65 экспериментальных узлов для испытаний на надежность облучения и эксплуатации, работающих на различных видах металлического и керамического топлива - оксиды, карбиды или нитриды урана и плутония, а также металлические топливные сплавы, такие как уран-плутоний-циркониевое топливо. Другие позиции сборки могут включать эксперименты с конструкционным материалом.
Конструкция реактора бассейнового типа EBR-II обеспечивает пассивную безопасность : активная зона реактора, его оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактор погружен в расплавленный натрий. Предоставляя жидкость, которая легко передает тепло от топлива к хладагенту и которая работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует преимущества расширения хладагента, топлива и конструкции во время нестандартных событий, которые повышают температуру. Расширение топлива и конструкции в нестандартной ситуации приводит к отключению системы даже без вмешательства оператора. В апреле 1986 года были проведены два специальных испытания EBR-II, в ходе которых основные насосы первичного охлаждения были отключены, а реактор работал на полную мощность (62,5 мегаватт, тепловая). Не позволяя нормальным системам останова вмешиваться, мощность реактора упала почти до нуля примерно за 300 секунд. Никаких повреждений топлива или реактора не произошло. В тот же день за этой демонстрацией последовало еще одно важное испытание. Когда реактор снова вышел на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку теплу реактора некуда было уходить. По мере того, как система охлаждения первого контура (реактора) становилась все более горячей, топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширялись, и реактор остановился. Этот тест показал, что он отключится с использованием присущих ему функций, таких как тепловое расширение, даже если будет потеряна способность отводить тепло от основной системы охлаждения.
EBR-II теперь отключен. Работа по останову EBR-II также включает обработку выгруженного отработавшего топлива с использованием электрометаллургического процесса обработки топлива в установке кондиционирования топлива, расположенной рядом с EBR-II.
Процесс очистки EBR-II включает в себя удаление и обработку натриевого хладагента, очистку натриевых систем EBR-II, удаление и пассивирование других химических опасностей и размещение деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.
EBR-II и установка кондиционирования топлива Целью EBR-II была демонстрация работы электростанции на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем с переработкой металлического топлива на месте. Чтобы выполнить эту задачу по переработке на месте, EBR-II был частью более широкого комплекса установок, состоящего из
EBR-II послужил прототипом Integral Fast Reactor (IFR), который был предполагаемым преемником EBR-II. Программа IFR была запущена в 1983 году, но финансирование было прекращено США. Конгресс в 1994 г., за три года до предполагаемого завершения программы. Подразделение ядерной энергии компании General Electric, которое участвовало в разработке IFR, представило проект коммерческой версии IFR: реактор S-PRISM.
EBR-II
Электрорафинатор
Катодный процессор
Диспетчерская EBR-II в 1986 году
Схема EBR-II
Схема отработанного процесс обработки топлива
