Gyors neutron reaktor

A gyorsneutronreaktor  olyan nukleáris reaktor , amelynek zónájában nincsenek neutronmoderátorok , és a neutronspektrum közel van a hasadási neutronok energiájához (~ 10 5  eV ). Az ilyen energiájú neutronokat gyorsnak nevezik, innen ered az ilyen típusú reaktor neve.

A gyorsneutronreaktor lehetővé teszi a kiégett fűtőelemek új fűtőanyaggá alakítását az atomerőművek számára, zárt nukleáris üzemanyag-felhasználási ciklust kialakítva , és lehetővé teszi a jelenleg rendelkezésre álló 3% helyett a nukleáris fűtőanyag potenciáljának mintegy 30%-ának kihasználását. amely évezredekre biztosítja az atomenergia perspektíváját.

Történelem

Az első kutatási és ipari gyorsneutronreaktorokat a Szovjetunióban tervezték és sikeresen üzembe helyezték , és jelenleg Oroszország technológiai prioritást élvez fejlesztésükben és üzemeltetésükben, ami szinte korlátlan lehetőségeket nyit meg a nukleáris üzemanyag energiapotenciáljának felhasználására. beleértve az atomerőművi hulladékot és a fegyveres minőségű plutóniumot.

Oroszország az első helyet foglalja el a világon az ilyen reaktorok építésére szolgáló technológiák fejlesztésében, bár sok fejlett ország ezt teszi az 1950-es évek óta. A Szovjetunióban 1973-ban indították útjára az első BN-350 gyorsneutronreaktoros erőművet, amely 1999-ig Aktauban működött. A második erőművet 1980 - ban telepítették a Belojarszki Atomerőműben ( BN-600 ), és a mai napig megszakítás nélkül működik, 2010-ben 10 évvel meghosszabbították az élettartamát [1] . Ugyanitt 2015. december 10-én egy új generációs BN-800 reaktort helyeztek üzembe .

Hogyan működik

A gyors neutronok 235 U kis hasadási keresztmetszete miatt a láncreakció fenntartásához a termikus neutronreaktorokhoz képest sokkal nagyobb neutron térerősséget kell fenntartani . A neutronáramok növekedése miatt a 238 U jóval nagyobb hányada vesz részt a plutóniummá átalakulás folyamatában , ami jelentősen megnöveli az ilyen típusú reaktorok üzemanyagbázisát.

A reaktormagban ne legyenek hatékony neutronmoderátorok, mindenekelőtt a könnyű atommaggal rendelkező anyagok, mint a hidrogén, alapvetően elfogadhatatlanok . Ezért a reaktor hűtőrendszerében nem használható víz és szénhidrogén. Ez a követelmény alacsony olvadáspontú fémek, például higany, nátrium, ólom hűtőközegként történő használatát kényszeríti ki. A higanyt gyorsan elhagyták nagy korrozivitása miatt. Napjainkban nátrium-, ólom-bizmut- és ólom- hűtőfolyadékkal működő reaktorokat fejlesztettek ki .

A hasadási keresztmetszet a gyors energiájú régióban nem haladja meg a 2 barnát . Ezért ahhoz, hogy gyors neutronokon láncreakciót lehessen végrehajtani, viszonylag nagy fajlagos hasadóanyag-sűrűségre van szükség a magban a termikus neutronreaktorokhoz képest . Ez olyan speciális tervezési megoldások alkalmazását kényszeríti ki, mint a neutron reflektorok és a nagy sűrűségű üzemanyag, amelyek növelik az építési és üzemeltetési költségeket. A szerkezeti anyagok sugárzási terhelése is sokkal nagyobb, mint a termikus neutronreaktorokban.

A közönséges termikus reaktorhoz képest a gyorsneutronos reaktorok számos előnnyel rendelkeznek a biztonság szempontjából: nincs nagy nyomás a reaktorban, gyakorlatilag nem áll fenn a forrásból adódó hűtőfolyadék-veszteség veszélye, nincs gőz-cirkónium veszélye. reakció , amely a fukusimai atomerőműben bekövetkezett robbanások egyik oka lett . Másrészt a népszerű nátrium hűtőfolyadék heves reakcióba lép a vízzel és a levegőben ég, ami megnehezíti a szivárgási baleseteket. Éppen ezért az egyetlen nátriumhűtéses USS Seawolf (SSN-575) tengeralattjáró 3 éves működése után negatív következtetéseket vontak le az ilyen típusú reaktorok tengeralattjáró-flottában való alkalmazhatóságáról, és magát a tengeralattjáró reaktorát lecserélték. vízhűtéses , és a nátriumhűtéses kialakítást már nem használták az Egyesült Államok haditengerészetében, a szovjet haditengerészetet pedig egyáltalán nem használták. A Szovjetunió Haditengerészete ólom-bizmut hűtőfolyadék-reaktorral szerelt soros nukleáris tengeralattjárókkal volt felfegyverkezve - 705 (K) "Lira" projekt 7 egységben, de mára azokat is leszerelték.

Az ilyen típusú reaktorok fő előnye, hogy képesek olyan anyagokat bevonni az üzemanyagciklusba , mint az urán-238 és a tórium -232. Ez jelentősen bővíti az atomenergia üzemanyagbázisát. Ezenkívül ezek a reaktorok lehetővé teszik a kiégett nukleáris fűtőelemek legaktívabb és leghosszabb élettartamú izotópjainak viszonylagos biztonságos megszabadulását , alapvetően csökkentve annak biológiai veszélyét.

2016 szeptemberében orosz atomtudósok sikeresen tesztelték teljes kapacitással a világ új és legerősebb erőművét a Belojarski Atomerőmű BN-800 gyorsneutronreaktorával . Az egy évvel korábban beindított MOX-üzemanyag gyártásával együtt Oroszország vezető szerepet töltött be a nukleáris üzemanyag zárt ciklusára való átállásban, amely lehetővé teszi, hogy az emberiség szinte kimeríthetetlen energiaforráshoz jusson a nukleáris hulladék újrahasznosítása révén, mivel a hagyományos atomenergia az üzemek a nukleáris üzemanyag energiapotenciáljának mindössze 3%-át használják fel [1] .

Gyors neutronkutató reaktorok

Ipari gyorsneutronreaktorok

A gyorsneutronos reaktorok kereskedelmi tervei általában folyékony fémhűtésű konstrukciókat használnak . Általában vagy folyékony nátrium , vagy ólom és bizmut eutektikus ötvözete (pontosabban folyékony keveréke) . A sóolvadékokat ( urán-fluoridokat ) is hűtőközegnek tekintették , de alkalmazásukat kilátástalannak ismerték el.

A Szovjetunió és Oroszország prioritása

A kísérleti gyorsneutronreaktorok az 1950-es években jelentek meg. Az 1960-as és 1980-as években a Szovjetunióban , az Egyesült Államokban és számos európai országban aktívan dolgoztak az ipari gyorsneutronreaktorok létrehozásán . Az első BN-350 gyorsneutronreaktoros ipari erőművet 1973-ban indították el a Szovjetunióban, a második erőművet 1980-ban a Belojarski Atomerőműben ( BN-600 ) telepítették. A francia " Phoenix " (Phénix) gyors nátriumreaktor 2009-es bezárása után Oroszország maradt az egyetlen ország a világon, ahol gyors teljesítményű reaktorok működtek: BN-600 a Belojarski Atomerőmű 3. erőművi blokkjában [2] [3] és BN-800 a Belojarski Atomerőmű 4. m-es erőművében [4] . Utóbbi 2015. december 10-én indult, 2016-ban állt kereskedelmi forgalomba, 2018-ban pedig a Rosatom Bányászati ​​és Vegyi Üzemben gyártott MOX sorozatú üzemanyagot kezdte használni [5] .

A BN-800 reaktort számos olyan technológia tesztelésére használják, amelyek a nukleáris üzemanyagciklus lezárására szolgálnak „gyors” reaktorokkal, amelyek megoldják a kiégett nukleáris fűtőelemek elhelyezésének problémáját . Oroszország kétkomponensű atomerőművi ipart hoz létre, melyben termikus és gyorsneutronos reaktorok is helyet kapnak, ami jelentősen bővíti a békés atom fűtőanyagbázisát, és egyúttal csökkenti a „kiégés” miatti radioaktív hulladék mennyiségét. veszélyes radionuklidok. A Belojarski Atomerőmű 4. számú blokkja a nagyobb teljesítményű, kereskedelmi "gyors" BN-1200 erőművek prototípusa lett, amelyek megépítését a 2030-as években tervezik [5] .

Ázsiai kísérletek

Az ázsiai országok ( India , Japán , Kína , Dél-Korea ) érdeklődnek ez iránt . Indiában 500 MW(e) teljesítményű, PFBR-500-as bemutató gyors nátriumreaktor készül, amelynek beindítását 2014-re tervezték [6] , de 2017. július 1-től a reaktor nem indult [7] . A következő szakaszban India négy, azonos kapacitású gyorsreaktorból álló kis sorozat építését tervezi.

2010. május 8-án, Japánban, egy 1995-ös tűz okozta tizennégy éves szünet után, amikor 640 kilogramm fémes nátrium szivárgott ki, a Monju reaktort először hozták kritikus állapotba . Az üzembe helyezését szolgáló indítási és beállítási munkákat, amelyek része egy sor kísérleti reaktorteljesítmény minimálisan szabályozott szintre, a tervek szerint 2013 -ban fejezték be . 2010 augusztusában azonban az üzemanyag-utántöltési munkálatok során az üzemanyag-utántöltő rendszer egy csomópontja betört a reaktortartályba - egy 12 méteres, 3,3 tonna súlyú fémcső, amely elsüllyedt a nátriumban. Szinte azonnal bejelentették, hogy a beállítási munkálatok folytatását, és ennek megfelelően az indítást 1-1,5 évvel elhalasztották [8] [9] [10] [11] [12] . 2011. június 27-én a Monju reaktorból előkerült az elsüllyedt rész. Az alkatrész kiemeléséhez a szakembereknek szét kellett szerelniük a reaktor felső részét. A három tonnás szerkezet felszínre emelése nyolc órát vett igénybe [13] . A "Monju" kilátásai több éven át homályosak voltak, finanszírozást nem osztottak ki [14] . 2016 decemberében a japán kormány úgy döntött, hogy teljesen leállítja a monjui atomerőművet. 2022-ben a tervek szerint eltávolítják az üzemanyagot a reaktorból, 2047-ben pedig befejezik a szétszerelését [15] [16] .

Reaktorok higanyos hűtőfolyadékkal

• Oroszország/ Szovjetunió
  • BR-2 IPPE , Obninsk , 1956

A Mercury kezdetben ígéretes hűtőfolyadéknak tűnt. Ez egy nehézfém, ezért nem lassítja le jól a neutronokat . Egy ilyen reaktor spektruma nagyon gyors, és a tenyésztési arány magas. A higany  szobahőmérsékleten folyadék, ami leegyszerűsíti a tervezést (nincs szükség a folyékony-fém kör felmelegítésére az indításkor), ráadásul a higanygőzt közvetlenül a turbinába tervezték irányítani, ami nagyon magas hőmérsékletet garantált. hatékonyság viszonylag alacsony hőmérsékleten. A higany hűtőközeg feldolgozására épült a 100 kW hőteljesítményű BR-2 reaktor. A reaktor azonban kevesebb mint egy évig működött. A higany fő hátránya a nagy korrozív aktivitása volt. Öt hónapig a higany szó szerint feloldotta a reaktor első körét, folyamatosan szivárogtak. A higany további hátrányai: toxicitás, magas költség, nagy energiafogyasztás a szivattyúzáshoz. Ennek eredményeként a higanyt gazdaságilag veszteséges hűtőfolyadéknak ismerték el.

A BR-2 egyedülálló tulajdonsága az üzemanyag - fémes plutónium (a σ-fázisú plutónium galliummal alkotott ötvözete) - választása is volt. Az uránt csak a szaporodási zónában használták. [17] [18]

A reaktorok listája

Gyors reaktorok építés alatt és tervezett

Lásd még

• Breeder reaktor
• Termikus neutronreaktor
• Utazó hullám reaktor
• MOX üzemanyag

Jegyzetek

1. ↑ 1 2 Oroszország megteszi a következő lépéseket a zárt nukleáris üzemanyagciklusra való átállás érdekében . A Rosatom hivatalos honlapja . www.rosatominternational.com (2016. november 29.). Letöltve: 2019. december 17. Az eredetiből archiválva : 2019. december 17. (határozatlan)
2. ↑ :: Nukleáris üzemanyag a BN-600-as reaktorhoz (hozzáférhetetlen kapcsolat) . Letöltve: 2010. június 23. Az eredetiből archiválva : 2010. március 14.. (határozatlan) 
3. ↑ Rosatom State Corporation "Rosatom" nukleáris technológiák atomenergia atomerőművek nukleáris gyógyászat . Letöltve: 2010. június 23. Az eredetiből archiválva : 2010. június 14.. (határozatlan)
4. ↑ Beindult a BN-800 reaktor . mining24.ru Letöltve: 2015. december 23. Az eredetiből archiválva : 2015. december 23.. (Orosz)
5. ↑ 1 2 Szakértő: A Rosatom lépést tett a jövő energiatechnológiáinak elsajátítása felé . RIA Novosti (2019. augusztus 27.). Letöltve: 2019. december 17. Az eredetiből archiválva : 2019. december 3. (Orosz)
6. ↑ A PFBR-500 fizikai bevezetésére 2014 szeptemberében kerül sor . ATOMINFO.RU (2013. július 28.). Hozzáférés időpontja: 2014. június 15. Az eredetiből archiválva : 2013. szeptember 11. (határozatlan)
7. ↑ A PFBR-500 piacra dobását határozatlan időre elhalasztották . ATOMINFO.RU (2017. július 1.). Letöltve: 2017. július 1. (határozatlan)
8. ↑ A Monju 0,03%-kal jött ki . AtomInfo.Ru (2010. május 9.). Hozzáférés dátuma: 2011. január 30. Az eredetiből archiválva : 2013. április 24. (határozatlan)
9. ↑ Az üzemanyag-utántöltő rendszer egyik csomópontja összeomlott a Monju reaktortartályban . AtomInfo.Ru (2010. augusztus 30.). Hozzáférés dátuma: 2011. január 30. Az eredetiből archiválva : 2011. július 3. (határozatlan)
10. ↑ A Monju atomerőműben történt augusztus 26-i incidensről készült fényképek és diagramok Japánban jelentek meg . AtomInfo.Ru (2010. szeptember 11.). Hozzáférés dátuma: 2011. január 30. Az eredetiből archiválva : 2012. december 1.. (határozatlan)
11. ↑ Hagyományos módszerekkel nem lehet eltávolítani a csövet a Monju hajótestből . AtomInfo.Ru (2010. november 10.). Hozzáférés dátuma: 2011. január 30. Az eredetiből archiválva : 2011. augusztus 2.. (határozatlan)
12. ↑ A japánok egy eszközt terveznek egy törött cső felemelésére Monjuban . AtomInfo.Ru (2011. február 8.). Hozzáférés dátuma: 2011. január 30. Az eredetiből archiválva : 2013. április 24. (határozatlan)
13. ↑ A szakemberek a japán Monju reaktorból egy háromtonnás alkatrészt gyűjtöttek ki, amely 2010-ben esett oda . AtomInfo.Ru (2011. június 27.). Archiválva az eredetiből 2013. április 24-én. (határozatlan)
14. ↑ A japán Monju reaktor kísérleti beindítására csak 2013 tavaszán kerül sor | Gazdasági tényező | Ökológia
15. ↑ Japán elismerte, hogy lehetetlen gyorsneutronreaktorral működő atomerőművet indítani . Archiválva az eredetiből 2017. január 8-án. Letöltve: 2017. január 7.
16. ↑ A Monju reaktor prototípusa, amely egykor a japán atomenergia-politika kulcsfontosságú fogaskereke volt, leselejtezendő  , The Japan Times Online  (2016. december 21.). Archiválva az eredetiből 2017. január 7-én. Letöltve: 2017. január 7.
17. ↑ Lev Kochetkov: a higanytól a nátriumig, a BR-1-től a BN-600-ig . Hozzáférés dátuma: 2012. július 29. Az eredetiből archiválva : 2013. április 24. (határozatlan)
18. ↑ Jurij Bagdaszarov: legendákról, higanyról és nátriumról . Letöltve: 2012. július 29. Az eredetiből archiválva : 2012. június 11. (határozatlan)
19. ↑ Véglegesen bezárják a gyorsneutronos atomerőművet Japánban . Hőerőművek és atomerőművek (2014. február 10.). Letöltve: 2016. október 24. Az eredetiből archiválva : 2016. október 25.. (határozatlan)

Irodalom

• Levin VE Atommagfizika és atomreaktorok. 4. kiadás — M.: Atomizdat , 1979.
• Petunin V.P. Nukleáris létesítmények hőenergiája M.: Atomizdat , 1960.
• Klimov A. N. Atommagfizika és atomreaktorok. 2. kiadás Moszkva: Energoatomizdat , 1985.

Linkek

• Gyors neutronreaktorok // WNA, 2013-03-15
• TRENDEK ÉS FEJLESZTÉSEK A GYORSNEUTRON REAKTOROKHOZ ÉS A KAPCSOLATOS ÜZEMANYAGCIKLUSOKHOZ // NAÜ, 2013

Szótárak és enciklopédiák	Britannica (online)
Bibliográfiai katalógusokban	BNF : 11981271t J9U : 987007567828705171 LCCN : sh85047399 NDL : 01182440