Войти
Экспериментальный реактор-размножитель II, который послужил прототипом для интегрального быстрого реактора Интеграл реактор на быстрых нейтронах (IFR, установлен усовершенствованный жидкометаллический реактор ) представляет собой проект ядерного реактора с использованием быстрых нейтронов и отсутствие замедлителя нейтронов («быстрый» реактор ). IFR будет выполнять больше топлива и отличается ядерным топливным циклом, в котором используется переработка посредством электрорафинирования на площадке реактора.
Разработка IFR началась в 1984 г. и Министерство энергетики США построило прототип, экспериментальный реактор-размножитель II. 3 апреля 1986 года два испытанияали безопасность, присущую концепцию IFR. В ходе этих испытаний моделировались аварии, связанные с потерей потока теплоносителя. Даже при отключении обычных устройств останова безопасно отключился без перегрева в любой части системы. Проект IFR был отменен Конгрессом США в 1994 г., за три года до завершения.
Предлагаемый Поколение IV Быстрый реактор с натриевым охлаждением это наиболее близкая из сохранившихся реакторов на быстрых нейтронах. Другие страны также разработали и эксплуатируют быстрые реакторы.
S-PRISM (от SuperPRISM), также называемые PRISM (инновационный малый модуль энергетического реактора), это название проекта атомной электростанции GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) на базе интегрального быстрого реактора.
Исследования реактора начались в 1984 году в Аргоннской национальной лаборатории в Аргонн, Иллинойс. Аргонн является частью США. Национальная лабораторная система Министерства энергетики, эксплуатируемая по контракту с Чикагским университетом.
. Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II) Аргонн ранее использовал филиал кампуса под названием «Аргонн Вест» в Айдахо-Фоллс, Айдахо, который является частью Национальной лаборатории Айдахо. В прошлом на территории филиала физики из Аргонна построили так называемый экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II). Тем временем физики в Аргонне разработали концепцию IFR, и было решено, что EBR II будет преобразован в IFR. Чарльз Тилль, канадский физик из Аргонна, был руководителем проекта IFR, а Юн Чанг был его заместителем. Тилль работал в Айдахо, а Чанг - в Иллинойсе.
С избранием президента Билла Клинтона в 1992 году и назначением Хейзел О'Лири министром энергетики произошло давление сверху, чтобы отменить IFR. Сенатор Джон Керри (D-MA) и О'Лири возглавили оппозицию реактору, утверждая, что это будет угрозой усилиям по нераспространению, и что это будет продолжением Проект реактора-размножителя в Клинч-Ривер, который был отменен Конгрессом.
Одновременно в 1994 году министр энергетики О'Лири наградил ведущего ученого по IFR 10 000 и золотой медалью с цитатой, указывающей его работу по разработке Технология IFR обеспечила «повышенную безопасность, более эффективное использование топлива и меньшее количество» радиоактивных отходов ».
Противники IFR также представили отчет Управления ядерной безопасности Министерства энергетики США относительно утверждений бывшего сотрудника Аргонна о, что Аргонн отомстил ему для проверки безопасности, а также по поводу качества исследований, проводимых в программе IFR. Отчет получил международное внимание с заметной разницей в освещении его в научных публикациях. Британский журнал Nature озаглавил свою статью «Отчет поддерживает информатора», а также отметил конфликт интересов со стороны комиссии энергетики, которая оценивала исследования IFR. Напротив, статья, появившаяся в Science, была озаглавлена «Действительно ли разоблачитель из Аргонны пускал дым?». Примечательно, что в этой статье не раскрывается, что директор Аргоннских национальных лабораторий Алан Шрисхайм был членом совета директоров организации науки, Американской ассоциации головной развития науки.
Несмотря на поддержку реактор к тому времени - респ. Ричард Дурбин (D-IL) и сенаторы США Кэрол Мозли Браун (D-IL) и Пол Саймон (D-IL), финансирование реактора было разрезанный, В итоге он был отменен в 1994 году, что дороже, чем его завершение. Когда об этом было доведено до сведения президента Клинтона, он сказал: «Я знаю; это символ ».
Реактор БН-800 В 2001 году в рамках дорожной карты поколения IV Министерство энергетики поручило группе ученых из 242 человек из DOE, Калифорнийский университет в Беркли, Массачусетский технологический институт, Стэнфорд, ANL, LLNL, Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI и другие учреждения для оценки 19 лучших конструкций реакторов по 27 различным критериям. IFR занял первое место в их исследовании, опубликованном 9 апреля 2002 года.
В настоящее время интегральные быстрые реакторы находятся в коммерческой эксплуатации, однако очень похожий реактор на быстрых нейтронах, работающий как сжигатель запасов плутония, Реактор БН-800, введен в промышленную эксплуатацию в 2014 году.
IFR охлаждается жидкостью натрия или свинцом и питается сплавом 92>из урана и плутония. Топливо содержится в стальной оболочке с жидким натрием, заполняющим пространство между топливом и оболочкой. Пустота над топливом позволяет безопасно собирать гелий и радиоактивный ксенон без значительного увеличения давления внутри тепловыделяющего элемента, а также позволяет топливу расширяться без нарушения оболочки, что к образованию металла. чем оксидное топливо практично.
В реакторах нескольких советских подводных лодок класса «Альфа» в качестве теплоносителя использовался эвтектический сплав свинца и висмута. Преимущество свинца перед натрием состоит в том, что он не вступает в химические реакции, особенно с водой или воздухом. Недостатки заключаются в том, что жидкий свинец намного более плотный и более вязкий, чем жидкий натрий (увеличивает расходы на перекачку), и существует множество продуктов активации радиоактивными нейтронами, в то время как натрия практически нет.
Металлическое топливо с заполненной натрием полостью внутри оболочки, обеспечивающей расширение топлива, было установлено на EBR-II. Металлическое топливо делает пиропроцессинг предпочтительной технологией переработки.
Производство металлического топлива проще и дешевле, чем керамическое (оксидное) топливо, особенно в условиях удаленного обращения.
Металлическое топливо имеет лучшую теплопроводность и более низкую теплоемкость, чем у оксида, что имеет преимущества в плане безопасности.
Использование жидкометаллической охлаждающей жидкости устраняет необходимость в корпусе высокого давления вокруг реактора. Натрий обладает превосходными ядерными характеристиками, высокой теплоемкостью и теплопередачей, низкой плотностью, низкой вязкостью, достаточно низкой температурой плавления и высокой температурой кипения, а также отличной совместимостью с другими материалами, включая конструкционные материалы и топливо. Высокая теплоемкость теплоносителя и удаление воды из активной зоны увеличенной внутренней активностью зоны.
Содержание всего теплоносителя первого контура в бассейне дает несколько преимуществ в области безопасности и надежности.
Переработка необходима для достижения эффекта быстрого реактора, улучшения использования топлива и сокращения радиоактивных отходов на несколько порядков.
Обработка на месте - вот что делает IFR неотъемлемой частью. Это и использование пиропроцессинга снижает риск распространения.
Пиропроцессинг (с использованием электрорафинера) был использован на EBR-II как практичный в требуемом масштабе. По сравнению с водным процессом PUREX, он экономичен по капитальным затратам и непригоден для производства оружейного материала, опять же, в отличие от PUREX, который был разработан для оружейных программ.
Пиропроцессинг делает металлическое топливо по выбору. Эти два решения дополняют друг друга.
Четыре основных решения, относящихся к натриевому теплоносителю, конструкции бассейна и переработки на месте путем электрорафинирования, дополнительного друг друга и топливного цикла, который быстро растет. устойчивый и эффективный в использовании топлива, а также высокий уровень внутренней безопасности при минимальном образовании высокоактивных отходов. Практичность этих решений была на протяжении многих лет эксплуатации EBR-II.
Реакторы-размножители (такие как IFR) в принципе могут извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уран или торий, что снижает потребность в топливе почти на два порядка по сравнению с традиционными прямоточными реакторами, которые извлекают менее 0,65% энергии из добычи урана и менее 5% обогащенного урана, которыми они заправляются. Это может снизить озабоченность по поводу поставок топлива или энергии, используемой в горнодобывающей промышленности.
. Сегодня важнее то, почему быстрые реакторы являются топливосберегающими: потому что быстрые нейтроны могут делиться или «сжигать» все трансурановые отходы. (TRU) компоненты отходов (актиниды : плутоний реакторного качества и второстепенные актиниды ), многие из которых существуют десятки тысяч лет или дольше и производят обычное захоронение ядерных отходов так проблематично. Большинство радиоактивных продуктов деления (FP), производимые реактором, имеют более короткие периоды полураспада: они очень радиоактивны в краткосрочной перспективе, но быстро распадаются. IFR извлекает и перерабатывает 99,9% урана и трансурановых элементов в каждом цикле и использует их для производства электроэнергии; поэтому его отходы - это просто продукты деления; через 300 лет их радиоактивность упадет ниже, чем у исходной урановой руды. Тот факт, что реакторы 4-го поколения проектируются для использования отходов станций 3-го поколения, может коренным образом изменить историю ядерной энергетики, преобразовать станции 3-го и 4-го поколения более привлекательной энергетикой. чем само по себе третье поколение, как с точки зрения управления отходами, так и с точки зрения энергетической безопасности.
«Интегральный» относится к переработке на месте электрохимической пиропроцессингом. При этом отработавшее топливо разделяется на 3 фракции: 1. Уран, 2. Изотопы плутония и другие трансурановые элементы и 3. Продукты ядерного деления. Урановые и трансурановые элементы перерабатываются в новые топливные стержни, а продукты в конечном итоге превращаются в стеклянные и металлические блоки для более безопасной утилизации. Используется роботизированное или дистанционно управляемое оборудование для промышленных предприятий 2 и 3 (объединенные трансурановые элементы и продукты деления) в условиях высокорадиоактивных операций по перемещению и переработке твэлов. Это также заявлено как особенность; не ошибка; поскольку делящийся материал, который никогда не покидает установку (и если бы он покидал его, было бы опасно обращаться с ним), значительно снижается потенциал распространения возможного переключения делящего материала.
В отношении легководных реакторах (LWR) активная зона должна поддерживаться под высоким давлением, чтобы вода оставалась жидкой при высоких температурах. Напротив, поскольку IFR представляет собой реактор с помощью жидкометаллическим охлаждением, активная зона может работать при давлении, близком к атмосферному, что снижает опасность аварии с потерей теплоносителя. Вся активная зона реактора, теплообменники и насосы первичного охлаждения, погружены в бассейн жидкого натрия или свинца, что делает потерю теплоносителя первого контура крайне маловероятной. Контуры теплоносителя спроектированы так, чтобы обеспечить охлаждение за счет естественной конвекции, что означает, что в случае потери мощности или неожиданного останова реактора тепла от активной зоны реактора будет достаточно для поддержания циркуляции теплоносителя, даже если насосы первичного охлаждения вышли из строение.
IFR также имеет преимущества пассивной безопасности по сравнению с обычными LWR. Топливо и оболочка сконструирована таким образом, что, когда они расширяются из-за повышенных температур, большее количество нейтронов могло бы покинуть активную зону, тем самым снижая скорость цепной реакции деления. Другими словами, повышение внутренней температуры будет действовать как механизм обратной связи, который снижает мощность ядра. Этот известный как отрицательный температурный коэффициент реактивности. Большинство LWR также имеют отрицательные коэффициенты реактивности; однако в IFR этот эффект силен, чтобы предотвратить повреждение активной зоны реактора без воздействия со стороны операторов или систем безопасности. Это было испытано в серии испытаний на прототипа. Планшон, инженер, проводивший испытания для международной аудитории, пошутил: «Еще в 1986 году мы дали небольшому [20 МВт] прототипу усовершенствованного быстрого реактора пару шансов расплавиться. Оба раза он вежливо отказался ».
Жидкий натрий представляет собой проблему с безопасностью, поскольку он самовоспламеняется при контакте с воздухом и может вызвать взрыв при контакте с водой. Так было на АЭС Мондзю в результате аварии и пожара в 1995 году. Чтобы снизить риск взрывов в результате утечки воды из паровых турбин, конструкция IFR (как и другие быстрые реакторы с натриевым теплоносителем ) включает промежуточный контур жидкометаллического теплоносителя между реактором и паровыми турбинами.. Назначение этой контура - риск, что любой взрыв после случайного смешивания натрия и турбинной воды будет ограничен вторичным теплообменником и не будет опасностью для самого реактора. В качестве альтернативных конструкций в качестве теплоносителя первого контура используется свинец вместо натрия. Недостатками свинца являются его более высокая плотность и вязкость, что увеличивает затраты на перекачку, и продукты радиоактивной активации, проявляющие в результате поглощения нейтронов. Эвтект свинца-висмута используется в некоторых российских реакторах подводных лодок, имеет более низкую вязкость и плотность, но могут те же проблемы с продуктами активации.
| Пропорция:. Единица: | t½. (a ) | Выход. (%) | Q *. (кэВ ) | βγ * |
|---|---|---|---|---|
| Eu | 4,76 | 0,0803 | 252 | βγ |
| Kr | 10,76 | 0,2180 | 687 | βγ |
| Cd | 14,1 | 0,0008 | 316 | β |
| Sr | 28,9 | 4,505 | 2826 | β |
| Cs | 30,23 | 6,337 | 1176 | βγ |
| Sn | 43,9 | 0,00005 | 390 | βγ |
| Sm | 88,8 | 0,5314 | 77 | β |
Цели проекта IFR заключаются в повышении эффективности использования урана за счет воспроизводства плутония и устранения необходимости трансурановых изотопов, когда-либо покидающих площадку. Реактор имеет немодерируемую конструкцию, работающую на быстрых нейтронах, предназначенную для потребления любого трансуранового изотопа (в некоторых случаях его использование в качестве топлива).
По сравнению с современными легководными реакторами с пряным топливным циклом, который вызывает деление (и получает энергию) из менее 1% урана, встречающегося в природе, реактор-размножитель, такой как IFR, имеет очень эффективный (99,5 % урана подвергается делению) топливного цикла. В данной схеме использовалось распространенный метод в других металлургических процессах, для удаления трансурановых соединений и актинидов из отходов и их концентрирования. Затем это концентрированное топливо было преобразовано на месте в новые топливные элементы.
Доступные горючие металлы никогда не отделялись от изотопов плутония или от всех продуктов деления, поэтому их относительно сложно использовать в ядерном оружии. Кроме того, плутонию никогда не приходилось покидать площадку, и поэтому он был гораздо менее уязвим для несанкционированной утечки.
Еще одно важное преимущество удаления трансурановых соединений с длительным периодом полураспада из цикла отходов заключается в том, что оставшиеся отходы становятся гораздо более краткосрочной опасностью. После переработки актинидов (переработанный уран, плутоний и второстепенные актиниды ) оставшиеся радиоактивные отходы изотопы - это продукты деления с периодом полураспада 90 лет (Sm-151 ) или меньше, или 211100 лет (Tc-99 ) и многое другое; плюс любые продукты активации из нетопливных компонентов реактора.
Накопление тяжелых актинидов в существующих реакторах деления на тепловых нейтронах, которые не могут расщеплять актинидные нуклиды с четным числом нейтронов, и поэтому они накапливаются и обычно рассматриваются как Трансурановые отходы после традиционной переработки. Аргументом в пользу быстрых реакторов является то, что они могут расщеплять все актиниды. Реакторы типа IFR производят гораздо меньше отходов, чем реакторы типа LWR, и могут даже использовать другие отходы в качестве топлива.
Главный аргумент в пользу использования технологии в стиле IFR сегодня заключается в том, что она обеспечивает лучшее решение существующей проблемы ядерных отходов, поскольку быстрые реакторы могут работать как из отходов существующих реакторов, так и из плутония, используемого в оружие, как и в действующем, по состоянию на 2014 год, реактор БН-800. Отходы обедненного урана (DU) также могут использоваться в качестве топлива в быстрых реакторах.
Отходы реакторов IFR имеют либо короткий период полураспада, что означает, что они быстро распадаются и становятся относительно безопасными, либо длительный период полураспада, что означает, что они лишь незначительно радиоактивны. Из-за пиропроцессинга общий объем истинных отходов / продуктов деления составляет 1/20 объема отработавшего топлива, произведенного заводом по производству легкой воды с такой же выходной мощностью, и часто все они считаются отходами. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Технеций-99 и йод-129, которые составляют 6% продуктов деления, имеют очень длительный период полураспада, но могут быть преобразованы в изотопы с очень коротким периодом полураспада (15,46 секунды и 12,36 часа) путем поглощения нейтронов в течение реактор, эффективно их уничтожая (см. подробнее Долгоживущие продукты деления ). Цирконий-93, еще 5% продуктов деления, в принципе может быть переработан в оболочку твэла, где не имеет значения, что он радиоактивен. Исключая вклад трансурановых отходов (TRU) - изотопов, образующихся, когда U-238 захватывает медленный тепловой нейтрон в LWR, но не делится, все оставшиеся высокие отходы уровня / продукты деления («FP»), оставшиеся от переработки топлива TRU, менее радиотоксичны (в Сивертсе ), чем природный уран (в граммах на грамм сравнение) в течение 400 лет, и после этого он продолжает снижаться.
Эдвин Сэйр подсчитал, что тонна продуктов деления (которые также включают очень слаборадиоактивный Палладий-107 и т. д.) превращенный в металл, имеет рыночную стоимость 16 миллионов долларов.
Две формы произведенных отходов ППП не содержат плутония и других актинидов. Радиоактивность отходов снижается до уровней, аналогичных исходной руде, примерно через 300–400 лет.
Переработка топлива на месте означает, что объем высокоактивных ядерных отходов, покидающих завод, крошечный по сравнению с LWR отработанное топливо. Фактически, в США большая часть отработавшего топлива LWR осталась в хранилище на площадке реактора, вместо того, чтобы транспортироваться для переработки или размещения в геологическом хранилище. Меньшие объемы высокоактивных отходов от переработки могут оставаться на площадках реакторов в течение некоторого времени, но они сильно радиоактивны из среднеактивных продуктов деления (MLFP) и требуют надежного хранения, как в нынешних емкостях для хранения сухих контейнеров. В первые несколько десятилетий использования, до того, как MLFP распадется до более низких уровней производства тепла, емкость геологического хранилища ограничена не объемом, а тепловыделением, и остаточным теплом образование из среднеактивных продуктов деления примерно одинаково на единицу мощности от любого типа реактора деления, что ограничивает раннее размещение хранилища.
Потенциальное полное удаление плутония из потока отходов реактора снижает обеспокоенность, которая существует в настоящее время в отношении отработавшего ядерного топлива из большинства других реакторов, которая возникает при захоронении или хранении их отработавшего топлива в геологическом хранилище, как они могли бы возможно, будет использоваться в качестве плутониевого рудника когда-нибудь в будущем. "Несмотря на уменьшение радиотоксичности в миллион раз, предлагаемое этой схемой, некоторые полагают, что удаление актинидов принесет незначительные, если вообще какие-либо существенные преимущества для захоронения в геологическом хранилище, поскольку некоторые из продуктов деления нуклиды, вызывающие наибольшую озабоченность в таких сценариях, как подземные воды выщелачивание, на самом деле имеют более длительный период полураспада, чем радиоактивные актиниды. Эти опасения не учитывают план хранения таких материалов в нерастворимом Synroc, и не измеряют опасности пропорционально опасностям от естественных источников, таких как медицинские рентгеновские лучи, космические лучи или природные радиоактивные горные породы (такие как гранит ). Эти люди связаны с радиоактивными продуктами деления, такими как технеций-99, йод-129 и цезий-135 с периодом полураспада от 213000 до 15,7 миллионов лет ». из кото рых нацелены на трансмутацию, чтобы страховать даже эти сравнительно низкие проблемы, например положительный коэффициент пустоты IFR icient можно было снизить до приемлемого уровня, добавив технеция в ядро, помогая уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 посредством ядерной трансмутации в процессе. (см. подробнее Долгоживущие продукты деления )
ИСО используют практически всю энергию, содержащуюся в урановом топливе, тогда как традиционный легководный реактор использует менее 0,65% энергии в добываемом уране. и менее 5% энергии в обогащенном уране.
И IFR, и LWR не выделяют CO 2 во время работы, хотя строительство и переработка топлива приводят к выбросам CO 2, если в процессе строительства используются источники энергии, не являющиеся углеродно-нейтральными (например, ископаемое топливо), или цементы, выделяющие CO 2.
Обзор Йельского университета 2012 года, опубликованный в Journal of Industrial Ecology, посвященный анализу CO. 2 оценки жизненного цикла выбросов ядерной энергетики, показал, что:
"Коллективная литература по ОЖЦ показывает, что выбросы жизненного цикла GHG [парниковых газов] от ядерной энергетики составляют лишь небольшую часть от традиционных ископаемых источников и сопоставимы с возобновляемыми технологиями ogies. "
Хотя в документе в основном рассматривались данные по реакторам поколения II и не анализировались выбросы CO. 2 к 2050 году от строящихся в настоящее время реакторов поколения III, он суммировал результаты оценки жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий.
Теоретические FBR [быстрые реакторы-размножители ] были оценены в литературе по LCA. В ограниченной литературе, которая оценивает эту потенциальную будущую технологию, сообщается о медиане выбросов парниковых газов в течение жизненного цикла... аналогичных или меньших, чем у LWR [легководные реакторы ], и предполагается, что они потребляют мало или не потребляют урановая руда.
Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
| ||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Актиниды по цепочке распада | Период полураспада. диапазон (a ) | Продукты деления из U на доходность | ||||||
| 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 | ... и не более 15,7 Ma | ||||||
| Th | U | U | 0,7–14,1 Ga | |||||
Обозначение для символов верхнего индекса. ₡ имеет тепловую нейтраль сечение захвата рона в диапазоне 8–50 барн. ƒ делящийся. m метастабильный изомер. № в основном радиоактивный материал естественного происхождения (NORM). þ нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. Барн). † диапазон 4–97 a: Средноживущий продукт деления. ‡ более 200 ka: Долгоживущий продукт деления | ||||||||
Топливо реактора на быстрых нейтронах должно быть не менее 20% делящегося, больше, чем низкообогащенный уран, используемый в LWR. делящийся материал может первоначально включать высокообогащенный уран или плутоний, из LWR отработавшего топлива, снятого с эксплуатации ядерного оружия, или из других источников. Во время работы реактор производит больше делящегося материала из фертильного материала, максимум примерно на 5% больше из урана и на 1% больше из тория.
Воспроизводящим материалом в топливе быстрых реакторов может быть обедненный уран (в основном U-238 ), природный уран, торий, или переработанный уран из отработавшего топлива традиционных легководных реакторов, и даже включают неделящиеся изотопы плутония и второстепенные изотопы актинидов. Если предположить отсутствие утечки актинидов в поток отходов во время переработки, реактор типа ППП мощностью 1 ГВт потребляет около 1 тонны воспроизводимого материала в год и производит около 1 тонны продуктов деления.
Переработка топливного цикла ППП с помощью пиропроцессинга (в данном случае электрорафинирования ) не требуется производить чистый плутоний, свободный от радиоактивности продуктов деления, в отличие от процесса PUREX. Целью переработки в топливном цикле IFR является просто снижение уровня тех продуктов деления, которые являются нейтронными ядами ; даже их не нужно полностью удалять. Электроочищенное отработавшее топливо очень радиоактивно, но поскольку новое топливо не нужно производить точно, как топливные таблетки LWR, а просто отливать, можно использовать дистанционное изготовление, что снижает воздействие на рабочих.
Подобно любому быстрому реактору, изменяя материал, из которого изготовлены бланкеты, IFR может работать в широком диапазоне от реактора-размножителя до самодостаточного и сжигающего. В режиме размножения (с использованием бланкетов U-238 ) он будет производить больше делящегося материала, чем потребляет. Это полезно для обеспечения делящегося материала для запуска других заводов. Используя стальные отражатели вместо бланкетов из U-238, реактор работает в режиме чистой горелки и не является чистым источником делящегося материала; в итоге он будет потреблять делящийся и воспроизводимый материал и, предполагая переработку без потерь, производить не актинидов, а только продукты деления и продукты активации. Количество необходимого делящегося материала может быть ограничивающим фактором для очень широкого развертывания быстрых реакторов, если запасов избыточного оружейного плутония и плутония из отработавшего топлива LWR будет недостаточно. Чтобы максимально увеличить скорость развертывания быстрых реакторов, они могут работать в режиме максимального воспроизводства.
Поскольку текущая стоимость обогащенного урана мала по сравнению с ожидаемой стоимостью крупномасштабного оборудования для пиропереработки и электрорафинирования и стоимостью строительства вторичного контура теплоносителя, более высокие затраты на топливо теплового реактора в течение ожидаемого срока эксплуатации станции компенсируются увеличением капитальных затрат. (В настоящее время в Соединенных Штатах коммунальные предприятия платят правительству фиксированную ставку в размере 1/10 цента за киловатт-час за захоронение высокоактивных радиоактивных отходов по закону Закона о политике в области ядерных отходов. Если эта плата были основаны на долговечности отходов, замкнутые топливные циклы могут стать более конкурентоспособными с финансовой точки зрения. Поскольку запланированное геологическое хранилище в виде Юкка-Маунтин не планируется, этот фонд собрал за эти годы и в настоящее время 25 долларов миллиардов накопилось на пороге правительства для того, чего они не поставили, то есть для снижения опасности, создаваемой отходами.
Переработка ядерного топлива с использованием пиропроцессинга и электрорафинирования еще не была продемонстрирована в промышленных масштабах, поэтому инвестирование в крупную установку типа IFR может быть более высоким финансовым риском, чем традиционный легководный реактор.
концепция IFR (цвет), также доступна анимация цикла пирообработки. 
Концепция IFR (черно-белое с прозрачным er text) В IFR используется топливо из металлических сплавов (уран / плутоний / цирконий), которое является хорошим проводником тепла, в отличие от LWR (и даже некоторых реакторов на быстрых нейтронах) оксид урана, который плохо проводит тепло и достигает высоких температур в центре топливных таблеток. IFR также имеет меньший объем топлива, поскольку делящийся материал разбавлен воспроизводящим материалом в соотношении 5 или меньше, по сравнению с примерно 30 для топлива LWR. Активная зона IFR требует большего отвода тепла на объем активной зоны во время работы, чем активная зона LWR; но с другой стороны, после отключения остается гораздо меньше тепла, которое все еще рассеивается и которое необходимо удалить. Однако выделение остаточного тепла из короткоживущих продуктов деления и актинидов сравнимо в обоих случаях, начиная с высокого уровня и уменьшаясь со временем, прошедшим после останова. Большой объем жидкого натриевого теплоносителя первого контура в конфигурации бассейна предназначен для поглощения остаточного тепла без достижения температуры плавления топлива. Первичные натриевые насосы имеют маховики, поэтому при отключении питания они будут медленно выбегать (90 секунд). Такой останов способствует дальнейшему охлаждению активной зоны при останове. Если первичный контур охлаждения каким-то образом внезапно остановится или если стержни управления были внезапно удалены, металлическое топливо может расплавиться, как это было случайно продемонстрировано в EBR-I, однако плавящееся топливо затем выдавливается по стальным оболочкам топливных трубок и выходит из них. активная зона активной зоны, ведущая к постоянной остановке реактора и прекращению дальнейшего выделения тепла делением или плавления топлива. В случае металлического топлива оболочка не нарушается, и радиоактивность не выделяется даже при экстремальных переходных процессах.
Саморегулирование уровня мощности IFR зависит в основном от теплового расширения топлива, которое позволяет большему количеству нейтронов улетучиваться, подавляя цепную реакцию. LWRs have less effect from thermal expansion of fuel (since much of the core is the neutron moderator ) but have strong negative feedback from Doppler broadening (which acts on thermal and epithermal neutrons, not fast neutrons) and negative void coefficient from boiling of the water moderator/coolant; the less dense steam returns fewer and less-thermalized neutrons to the fuel, which are more likely to be captured by U-238 than induce fissions. However, the IFR's positive void coefficient could be reduced to an acceptable level by adding technetium to the core, helping destroy the long-lived fission product technetium-99 by nuclear transmutation in the process.
IFRs are able to withstand both a loss of flow without SCRAM and loss of heat sink without SCRAM. In addition to passive shutdown of the reactor, the convection current generated in the Система теплоносителя первого контура предотвратит повреждение топлива (расплавление активной зоны). Эти возможности были продемонстрированы в EBR-II. Конечная цель состоит в том, чтобы ни при каких обстоятельствах не выделялась радиоактивность.
Воспламеняемость натрия представляет опасность для операторов. Натрий легко горит на воздухе и самовоспламеняется при контакте с водой. Использование промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами сводит к минимуму риск возгорания натрия в активной зоне реактора.
При нейтронной бомбардировке образуется натрий-24. Он очень радиоактивен, излучает энергетическое гамма-излучение 2,7 МэВ с последующим бета-распадом с образованием магния-24. Период полураспада составляет всего 15 часов, поэтому этот изотоп не представляет долговременной опасности. Тем не менее, присутствие натрия-24 дополнительно требует использования промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами.
IFR и легководные реакторы (LWR) производят плутоний реакторного качества, и даже при высоких выгорании остается пригодным для использования в качестве оружия, но топливный цикл IFR имеет некоторые конструктивные особенности, которые сделают распространение более трудным, чем текущая переработка отработавшего топлива LWR PUREX. Во-первых, он может работать при более высоких выгорании и, следовательно, увеличивать относительное содержание неделящегося, но фертильного изотопов плутония-238, плутония-240 и Плутоний-242.
В отличие от репроцессинга PUREX, электролитическая переработка отработавшего топлива в ИФР не позволила выделить чистый плутоний и оставила его смешанным с второстепенными актинидами и некоторыми продуктами деления редкоземельных элементов, которые образуют теоретическая возможность сделать бомбу прямо из него весьма сомнительна. Пироперерабатываемое топливо IFR не транспортируется с большого централизованного завода по переработке на реакторы в других местах, как это принято сейчас во Франции, из Ла-Хаг в его рассредоточенный ядерный парк LWR. будет гораздо более устойчивым к несанкционированному перенаправлению. Материал со смесью изотопов плутония в IFR останется на площадке реактора, а затем сгорит практически на месте; в качестве альтернативы, при эксплуатации в качестве реактора-размножителя часть топлива, подвергнутого пирообработке, может быть израсходована. теми же или другими реакторами, расположенными в другом месте. Однако, как и в случае с традиционной водной переработкой, по-прежнему возможно химическое извлечение всех изотопов плутония из подвергнутого пирообработке / рециркуляции топлива, и это будет намного проще сделать из переработанного продукта, чем из исходного отработавшего топлива, хотя по сравнению с другое обычное переработанное ядерное топливо, МОКС, было бы труднее, так как переработанное топливо ППП содержит больше продуктов деления, чем МОКС, и из-за его более высокого выгорания, более устойчивого к распространению Pu-240, чем MOX.
Преимущество удаления и выгорания актинидов IFR (актиниды включают плутоний) из его отработавшего топлива, заключается в устранении опасений по поводу выхода из IFRs отработавшего топлива или обычного, и поэтому сравнительно более низкого выгорания, отработавшее топливо - которое может содержать концентрации изотопа плутония, пригодного для использования в оружии, в геологическом хранилище (или более распространенном хранилище сухих контейнеров ), которое затем может быть добыто в будущем для этой цели. изготовления оружия. "
Потому что реакторный плутоний содержит изотопы плутония с высокими скоростями спонтанного деления, и соотношение этих проблемных изотопов - с точки зрения производства, увеличиваются только по мере того, как топливо сгорает дольше и дольше, значительно труднее ядерное оружие деления, которое достигнет значительного выхода за счет более высокого выгорания отработавшего топлива, чем из обычного, умеренно выгоревшего, LWR отработанное топливо.
Таким образом с помощью системы IFR распространяются риски распространения снижаются по многим параметрам, но не устраняются полностью. Плутоний из рециркулированного топлива ALMR будет иметь изотопный состав, аналогичный составу, полученному из других источников отработавшего ядерного топлива с высокой степенью выгорания. Хотя это делает материал менее привлекательным для производства оружия, он может быть использован в оружии со степенью сложности / с усилением термоядерного синтеза.
Правительство США взорвало ядерное в 1962 году, используя тогда дизайн « плутоний реакторного качества », хотя в более поздних классификациях он вместо этого будет рассматриваться как плутоний топливного качества, типичный для плутония, производимый с низким уровнем выгорания реакторами.
Плутоний, производимый в топливе реактора-размножителя, обычно имеет более высокую долю изотопа плутоний-240, чем производимый в других реакторах, что делает его менее привлекательным для использования в оружии, особенно в первом поколении конструкции ядерного оружия, аналогичные Толстяку. Это обеспечивает внутреннюю степень устойчивости к распространению, но плутоний, произведенный в урановом бланкете, имеет обычно высокое качество Pu-239 и очень мало Pu-240, что делает его очень привлекательным для использования в качестве оружия.
Хотя некоторые недавние предложения относительно концепции будущего ALMR / IFR были больше сосредоточены на ее способности преобразовывать и необратимо использовать плутоний, например, концептуальная PRISM (реактор) и реактор в операции (2014) BN-800 в России, разработчики IFR признают, что «Неоспоримые, что IFR может быть выполнен в виде чистого производителя плутоний». "
Как упоминалось выше, при эксплуатации не в качестве горелки, а как размножителя, IFR имеет явный потенциал распространения," если вместо обработки отработавшего топлива система ALMR использовалась для переработки облученного плодородный (воспроизводящий) материал (то есть, если использовалось одеяло воспроизводящего U-238), полученный плутоний будет превосходным с почти идеальным изотопным составом для производства ядерного оружия ».
Коммерческая версия IFR, S-PRISM, могут быть построены на заводе и доставлены на объект. Эта малогабаритная модульная конструкция (затраты 311 МВт) снижает и позволяет экономично строить атомные электростанции различных размеров (311 МВт и любое целое кратное).
Оценка стоимости с учетом полного жизненного цикла показывает, что реакторы на быстрых нейтронах могут быть не дороже, чем наиболее широко используемые в мире реакторы - водо-водяные реакторы.
В отличие от реакторов, которые используются относительно медленных (тепловые) нейтроны низкой энергии, реакторы на быстрых нейтронах нуждаются в теплоносителе ядерного реактора, который не замедляет и не блокирует нейтроны (например, вода присутствует в LWR), так что они обладают достаточной энергией для деления изотопов актинидов, которые являются <315 делящимися, но не делящимися. Активная зона также должна быть компактной и содержать как можно меньшее количество замедлителя нейтронов. Металлический натрий (Na) теплоноситель во многих отношениях, наиболее привлекательное для этой цели сочетания свойств. Помимо того, что он не является замедлителем нейтронов, желаемые физические характеристики включают:
Другие преимущества:
Обильный и недорогой материал. При очистке хлором образует нетоксичная поваренная соль. Совместим с другими материалами, используемыми в сердечнике (не реагирует и не растворяет нержавеющую сталь), поэтому никаких специальных мер защиты от коррозии не требуется. Низкая мощность откачки (от небольшого веса и низкой вязкости). Поддерживает среду, свободную от кислорода, реагируя со следовыми количествами с образованием оксида натрия или гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие вещества от коррозии. Легкий вес (низкая плотность) повышает устойчивость к сейсмически-инерционным явлениям (землетрясениям).
Недостатки:
Чрезвычайная опасность пожара при любом значительном количестве воздуха (кислорода) и самовозгорание с водой с выделением утечки и наводнения опасны. Так было на АЭС Мондзю в результате аварии и пожара в 1995 году. При реакции с водой образуется водород, который может быть взрывоопасным. Продукт активации натрия (изотоп) Na выделяет опасные энергетические фотоны при распаде (однако он имеет очень короткий период полураспада - 15 часов). Конструкция реактора сохраняет в резервуаре реактора и отводит тепло для производства электроэнергии с помощью вторичного натриевого контура, увеличивает затраты на строительство и техническое обслуживание.
Исследование опубликовано UChicago Argonne
.
Портал ядерных технологий 
Энергетический портал 