Tenyésztő reaktor - Breeder reactor

Közgyűlés a lényege Experimental Reactor Tenyésztő én az Idaho , Egyesült Államok , 1951

A tenyésztőreaktor olyan nukleáris reaktor , amely több hasadóanyagot termel, mint amennyit fogyaszt . A tenyésztő reaktorok ezt azért érik el, mert neutrongazdaságuk elég magas ahhoz, hogy több hasadóanyagot termeljen, mint amennyit használnak, egy termékeny anyag , például urán-238 vagy tórium-232 besugárzásával, amelyet a hasadóüzemanyaggal együtt töltenek be a reaktorba. A tenyésztőket először vonzónak találták, mert teljesebb mértékben használták fel az urán -üzemanyagot, mint a könnyűvizes reaktorok , de az 1960 -as évek után csökkent az érdeklődés, mivel több uránkészletet találtak, és az új urándúsítási módszerek csökkentették az üzemanyagköltségeket.

Üzemanyag -hatékonyság és a nukleáris hulladékok típusai

A tenyésztő reaktorok elvileg képesek kinyerni az uránban vagy a tóriumban található összes energiát , 100-szorosára csökkentve az üzemanyag-szükségletet a széles körben használt egyszeri könnyűvizes reaktorokhoz képest , amelyek az uránban lévő energia kevesebb mint 1% -át nyerik ki kitermelték a földből. A tenyésztő reaktorok magas üzemanyag-hatékonysága jelentősen csökkentheti az üzemanyag-ellátással, a bányászatban felhasznált energiával és a radioaktív hulladékok tárolásával kapcsolatos aggályokat. Az elkötelezettek azt állítják, hogy tengervizes uránkitermeléssel a tenyésztő reaktorok számára elegendő üzemanyag elegendő lenne ahhoz, hogy 1983 -as teljes energiafelhasználási ráta mellett 5 milliárd évig kielégítsük energiaszükségletünket, és így az atomenergia hatékonyan megújuló energiává váljon .

A nukleáris hulladék nagyobb aggodalomra ad okot a kilencvenes évekre. Általánosságban elmondható, hogy a kiégett nukleáris fűtőelem két fő összetevőből áll. Az első a hasadási termékekből áll , az üzemanyag -atomok maradék töredékeiből, miután felosztották őket, hogy energiát szabadítsanak fel. A hasadási termékek tucatnyi elemből és több száz izotópból állnak, mindegyik könnyebb, mint az urán. A kiégett fűtőelemek második fő alkotóeleme a transzurán ( az uránnál nehezebb atomok), amelyek uránból vagy az üzemanyag nehezebb atomjaiból keletkeznek, amikor elnyelik a neutronokat, de nem hasadnak át. Minden transzurán izotóp a periódusos rendszerben az aktinid sorozatba tartozik , ezért gyakran aktinideknek nevezik őket.

A hasadási termékek fizikai viselkedése jelentősen eltér a transzuránokétól. Különösen a hasadási termékek önmagukban nem hasadnak, ezért nem használhatók nukleáris fegyverekhez. Továbbá csak hét hosszú élettartamú hasadótermék- izotóp felezési ideje hosszabb, mint száz év, ami miatt a geológiai tárolásuk vagy ártalmatlanításuk kevésbé problémás, mint a transzurán anyagok esetében.

A nukleáris hulladékkal kapcsolatos aggodalmak miatt az üzemanyag -ciklusok ismét érdekessé váltak, mivel csökkenthetik az aktinid -hulladékokat, különösen a plutóniumot és a kisebb aktinideket . A tenyésztő reaktorokat úgy tervezték, hogy az aktinid hulladékokat tüzelőanyagként hasítsák, és így több hasadási termékké alakítsák át.

Miután a kiégett nukleáris tüzelőanyagot eltávolítják a könnyűvizes reaktorból, az komplex bomlási profilon megy keresztül, mivel minden nuklid különböző sebességgel bomlik. Az alábbiakban hivatkozott fizikai furcsaságok miatt nagy rés van a hasadási termékek bomlási felezési idejében a transzurán izotópokhoz képest. Ha a transzuránokat a kiégett fűtőelemekben hagyják, 1000–100 000 év után ezeknek a transzuránoknak a lassú bomlása generálja a kiégett fűtőelem radioaktivitásának nagy részét. Így a transzuránok hulladékból való eltávolítása kiküszöböli a kiégett nukleáris fűtőelemek hosszú távú radioaktivitásának nagy részét.

A mai kereskedelmi könnyűvizes reaktorok valóban új hasadóanyagokat termelnek, főleg plutónium formájában. Mivel a kereskedelmi reaktorokat sohasem tervezték tenyésztőnek, nem alakítanak át elegendő mennyiségű urán-238- t plutóniummá az elfogyasztott urán-235 helyett . Mindazonáltal a kereskedelmi célú nukleáris reaktorok által termelt energia legalább egyharmada az üzemanyagban keletkező plutónium hasadásából származik. A könnyűvizes reaktorok még ilyen mértékű plutónium -fogyasztás mellett is csak az általuk előállított plutónium és kisebb aktinidek egy részét fogyasztják el, és a plutónium nem hasadó izotópjai felhalmozódnak, valamint jelentős mennyiségű egyéb kisebb aktinid.

Konverziós arány, megtérülési arány, tenyészarány, duplázási idő és kiégés

A reaktor teljesítményének egyik mérőszáma a "konverziós arány", amelyet az előállított új hasadóatomok és a felhasznált hasadóatomok arányaként határoznak meg . A tervezett atomreaktorok kivételével minden tervezett atomreaktor bizonyos fokú átalakulást tapasztal. Mindaddig, amíg bármilyen mennyiségű termékeny anyag van a reaktor neutronáramában , mindig keletkezik új hasadóanyag. Ha az átváltási arány nagyobb, mint 1, akkor gyakran "tenyésztési aránynak" nevezik.

Például az általánosan használt könnyűvizes reaktorok konverziós aránya megközelítőleg 0,6. A természetes uránnal működő, túlnyomásos nehézvizes reaktorok ( PHWR ) konverziós aránya 0,8. Egy tenyésztő reaktorban a konverziós arány magasabb, mint 1. A „megtérülés” akkor érhető el, ha az átalakítási arány eléri az 1,0-et, és a reaktor annyi hasadóanyagot termel, amennyit felhasznál.

A duplázási idő az az idő, amely egy tenyésztő reaktornak elegendő új hasadóanyag előállításához szükséges ahhoz, hogy az eredeti üzemanyagot lecserélje, és emellett egyenértékű mennyiségű üzemanyagot állítson elő egy másik nukleáris reaktorhoz. Ezt a tenyésztői teljesítmény fontos mércéjének tartották az első években, amikor az uránt kevésnek tartották. Mivel azonban az urán bőségesebb, mint azt a nukleáris reaktorok fejlesztésének kezdeti napjaiban gondolták, és figyelembe véve a kiégett reaktor-üzemanyagban rendelkezésre álló plutóniummennyiséget, a duplázási idő kevésbé fontos mérőszám lett a modern tenyésztő-reaktor tervezésben.

A „ kiégés ” azt méri, hogy mennyi energiát vontak ki egy adott nehézfém-tömegből az üzemanyagban, gyakran (teljesítményreaktorok esetében) gigawatt-napokban kifejezve egy tonna nehézfémre. A kiégés fontos tényező a hasadóreaktor által termelt izotópok típusának és mennyiségének meghatározásában. A tenyésztő reaktorok a hagyományos reaktorokhoz képest rendkívül nagy égési sebességgel rendelkeznek, mivel a tenyésztő reaktorok sokkal több hulladékot termelnek hasadási termékek formájában, míg az aktinidák nagy részét vagy egészét hasítani és megsemmisíteni kell.

A múltban a tenyésztő-reaktorok fejlesztése az alacsony tenyészarányú reaktorokra összpontosított, a tórium-tüzelőanyaggal működő és hagyományos könnyű vízzel hűtött Shippingport Reactor 1,01- től a szovjet BN-350 folyékony-fémhűtéses reaktor 1,2 -ig. Az olyan tenyésztők elméleti modelljei, amelyek folyékony nátriumhűtőfolyadékkal folynak az üzemanyag-elemek belsejében lévő csöveken ("csőhéj" konstrukció), azt mutatják, hogy ipari méretekben legalább 1,8 tenyésztési arány lehetséges. A szovjet BR-1 tesztreaktor 2,5 nemesítési arányt ért el nem kereskedelmi körülmények között.

A tenyésztő reaktor típusai

Nehéz transzurán aktinidek termelése a jelenlegi termikus-neutronhasadási reaktorokban neutronbefogás és bomlás révén. Az urán-238-tól kezdve a plutónium, az americium és a kurium izotópjait állítják elő. Egy gyors neutronszaporító reaktorban ezeket az izotópokat tüzelőanyagként el lehet égetni.

Sokféle tenyésztőreaktor lehetséges:

A „tenyésztő” egyszerűen egy reaktor, amelyet nagyon magas neutrongazdaságra terveztek, és a kapcsolódó konverziós arány magasabb, mint 1,0. Elvileg szinte minden reaktor -konstrukciót módosítani lehet, hogy tenyésztő legyen. Példa erre a folyamatra a nagyon erősen mérsékelt hőtervezésű Light Water Reactor fejlesztése a Super Fast Reactor koncepcióvá, amely rendkívül kis sűrűségű szuperkritikus formában könnyű vizet használ, hogy a neutrongazdaságot elég magasra növelje, hogy lehetővé tegye a tenyésztést.

A vízhűtésen kívül jelenleg sok más típusú tenyésztőreaktor is elképzelhető. Ide tartoznak az olvadt sóval hűtött , a gázhűtéses és a folyékony fémhűtéses kivitelek sokféle változatban. Ezeknek az alapvető tervezési típusoknak szinte mindegyike üzemelhet uránnal, plutóniummal, sok kisebb aktiniddel vagy tóriummal, és sokféle célra tervezhetők, például hasadó üzemanyag előállítására, hosszú távú egyensúlyi üzemre vagy aktív égésre. nukleáris hulladékokról.

A meglévő reaktor -konstrukciókat néha két széles kategóriába sorolják a neutron -spektrumuk alapján, ami általában elkülöníti azokat, amelyeket elsősorban az urán és a transzurán felhasználására terveztek, és azokat, amelyeket tóriumot használnak, és elkerülik a transzuránokat. Ezek a tervek a következők:

• Gyors tenyésztő reaktor (FBR), amely gyors (azaz moderálatlan) neutronokat használ a hasadó plutónium és esetleg magasabb transzuránok tenyésztésére termékeny urán-238-ból. A gyors spektrum elég rugalmas ahhoz, hogy kívánt esetben hasadó uránt-233-at is előállítson a tóriumból.
• Termikus szaporítóreaktor, amely termikus spektrumú (azaz mérsékelt) neutronokat használ a hasadó urán-233 tóriumból történő előállításához ( tórium-üzemanyag-ciklus ). A különböző nukleáris tüzelőanyagok viselkedése miatt a termikus tenyésztést kereskedelmi szempontból csak tórium -tüzelőanyaggal lehet megvalósítani, ami elkerüli a nehezebb transzurán anyagok felhalmozódását.

Újrafeldolgozás

A nukleáris üzemanyag hasadása bármely reaktorban neutronelnyelő hasadási termékeket eredményez . Ezen elkerülhetetlen fizikai folyamat miatt szükség van a tenyésztő reaktor termékeny anyagának újrafeldolgozására a neutronmérgek eltávolítása érdekében . Ez a lépés szükséges ahhoz, hogy teljes mértékben kihasználhassuk az elfogyasztott mennyiségű vagy több üzemanyagot. Minden újrafeldolgozás terjedési problémát jelenthet , mivel a fegyverekhez használható anyagokat vonja ki a kiégett fűtőelemekből. A leggyakoribb újrafeldolgozási technika, a PUREX különös aggodalomra ad okot, mivel kifejezetten a tiszta plutónium elkülönítésére tervezték. A tenyésztő-reaktor üzemanyagciklusra vonatkozó korai javaslatok még nagyobb aggodalomra adtak okot a proliferáció terén, mert a PUREX-et használnák a plutónium elkülönítésére rendkívül vonzó izotóp formában, nukleáris fegyverekben való használatra.

Több ország olyan újrafeldolgozási módszereket fejleszt, amelyek nem választják el a plutóniumot a többi aktinidtől. Például a nem vízbázisú pirometallurgiai elektrohengerelési eljárás, amikor egy beépített gyorsreaktorból származó üzemanyagot újrafeldolgozzák , nagy mennyiségű radioaktív aktinidet hagy a reaktor üzemanyagában. A hagyományosabb vízalapú újrafeldolgozó rendszerek közé tartozik a SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX és TRUEX, valamint a PUREX és a társfolyamatok kombinálására vonatkozó javaslatok.

Mindezen rendszerek szerényen jobb proliferációs ellenállással rendelkeznek, mint a PUREX, bár az elfogadási arányuk alacsony.

A tóriumciklusban a tórium-232 először protaktínium-233-ra átalakul, amely aztán urán-233-ra bomlik. Ha a protaktinium a reaktorban marad, kis mennyiségű urán-232 is keletkezik, amelynek bomlási láncában erős gamma-kibocsátó tallium-208 található. Az urántüzelésű konstrukciókhoz hasonlóan, minél tovább marad az üzemanyag és a termékeny anyag a reaktorban, annál több ilyen nemkívánatos elem halmozódik fel. A tervezett tóriumreaktorokban az urán-232 magas szintje felhalmozódhat, ami rendkívül magas gamma-sugárzási dózisokat eredményez bármely tóriumból származó uránból. Ezek a gammasugarak megnehezítik a fegyver biztonságos kezelését és elektronikájának kialakítását; ez megmagyarázza, hogy az urán-233-at miért nem keresték fegyverekért a koncepció bizonyításán túl.

Míg a tóriumciklus a tüzelőanyagból történő urán-233-kinyerés tekintetében proliferáció-rezisztens lehet (az urán-232 jelenléte miatt), proliferációs kockázatot hordoz magában az urán-233-kivonás alternatív útjából, amely magában foglalja a protaktinium- 233-at, és lehetővé teszi, hogy a reaktoron kívül tiszta urán-233-ra bomoljon. Ez a folyamat olyan szervezetek felügyeletén kívül is megtörténhet, mint a Nemzetközi Atomenergia -ügynökség (NAÜ).

Hulladékcsökkentés

A nukleáris hulladék az 1990 -es évekre nagyobb aggodalomra ad okot. A tenyésztési üzemanyag -ciklusok új érdeklődést váltottak ki, mivel képesek csökkenteni az aktinid -hulladékokat, különösen a plutóniumot és a kisebb aktinideket. Mivel a zárt üzemanyagciklusú tenyésztőreaktorok szinte az összes betáplált aktinidet tüzelőanyagként használják, üzemanyag -szükségletük körülbelül 100 -szorosára csökken. Az általuk keletkező hulladék mennyisége körülbelül 100 -szorosára csökken jól. Míg a tenyésztő reaktorból származó hulladék mennyisége óriási mértékben csökken, a hulladék aktivitása nagyjából megegyezik a könnyűvizes reaktoréval.

Ezenkívül a tenyésztő reaktorból származó hulladék eltérő bomlási viselkedést mutat, mivel különböző anyagokból áll. A tenyésztő reaktor hulladéka többnyire hasadási termék, míg a könnyűvizes reaktor hulladéka nagy mennyiségű transzuránt tartalmaz. Miután a kiégett nukleáris tüzelőanyagot több mint 100 000 éve eltávolítják a könnyűvizes reaktorból, ezek a transzuránok jelentik a radioaktivitás fő forrását. Ezek megszüntetése megszüntetné a kiégett fűtőelemek hosszú távú radioaktivitásának nagy részét.

Elvileg a tenyésztő üzemanyag -ciklusai újrahasznosíthatják és elfogyaszthatják az összes aktinidet, így csak a hasadási termékek maradnak . Amint az ebben a szakaszban látható grafika is mutatja, a hasadási termékek sajátos „rés” -ekkel rendelkeznek az összesített felezési idejükben, így egyik hasadási termék felezési ideje sem 91 és kétszázezer év között van. E fizikai furcsaság következtében több száz év tárolás után a gyors tenyésztő reaktorból származó radioaktív hulladék aktivitása gyorsan a hosszú élettartamú hasadási termékek alacsony szintjére csökken . Ennek az előnynek a megszerzéséhez azonban szükség van a transzuránok nagyon hatékony elválasztására a kiégett fűtőelemektől. Ha az alkalmazott üzemanyag -újrafeldolgozási módszerek a transzuránok nagy részét a végső hulladékáramban hagyják, ez az előny jelentősen csökken.

Mindkét típusú tenyésztési ciklus csökkentheti az aktinid -hulladékot:

• A gyors tenyésztőreaktor „s gyors neutronok lehet hasadási aktinoida magok páros mindkét protonok és a neutronok. Az ilyen magokból általában hiányoznak az LWR-ekben használt hasadó tüzelőanyagok kis sebességű " termikus neutron " rezonanciái .
• A tórium -üzemanyag -ciklus eredendően alacsonyabb mennyiségű nehéz aktinidet termel. A tórium-üzemanyag-ciklus termékeny anyagának atomtömege 232, míg az urán-üzemanyag-ciklus termékeny anyagának atomtömege 238. Ez a tömegkülönbség azt jelenti, hogy a tórium-232 atommagonként további hat neutronbefogási eseményt igényel a transzurán elemeket lehet előállítani. Ezen az egyszerű tömegkülönbségen kívül a reaktornak két esélye van a magok hasadására a tömeg növekedésével: először az U233 effektív tüzelőanyag -atommagként, és mivel még két neutront elnyel, ismét mint az U235 üzemanyagmag.

A reaktor, amelynek fő célja, hogy elpusztítsa aktinidáknak, ahelyett hasadó üzemanyag-készletek, néha nevezik égő reaktor . Mind a tenyésztés, mind az égetés a jó neutrongazdaságtól függ, és számos kivitel képes bármelyikre. A tenyésztési minták termékeny anyagból készült tenyésztési takaróval veszik körül a magot . A hulladékégetők a magot nem termékeny hulladékokkal veszik körül, amelyeket el kell pusztítani. Egyes konstrukciók neutron reflektorokat vagy abszorbereket tartalmaznak.

Tenyésztő reaktor fogalmak

A tenyésztő reaktorok számára több koncepció létezik; a két fő:

• A gyors neutron spektrumú reaktorokat gyors tenyésztő reaktoroknak (FBR) nevezik-ezek általában urán-238-at használnak üzemanyagként.
• A termikus neutron spektrumú reaktorokat termikus szaporító reaktoroknak nevezik-ezek általában tórium-232-t használnak üzemanyagként.

Gyors tenyésztő reaktor

Vázlatos diagram, amely bemutatja a különbséget az LMFBR Loop és Pool típusai között.

2006-ban minden nagyméretű, gyors tenyésztő reaktor (FBR) erőmű folyékony fém gyors tenyésztő reaktor ( LMFBR ) volt, amelyet folyékony nátriummal hűtöttek . Ezek a két kivitel egyike voltak:

• Hurok típus, amelyben az elsődleges hűtőfolyadékot a primer hőcserélőkön keresztül keringtetik a reaktor tartályán kívül (de a biológiai pajzson belül a radioaktív nátrium-24 miatt az elsődleges hűtőközegben)

Experimental Breeder Reactor II , amely az integrált gyorsreaktor prototípusaként szolgált

• Medence típus, amelyben az elsődleges hőcserélők és szivattyúk a reaktor tartályába merülnek

Az összes jelenlegi gyors neutronreaktor -konstrukció folyékony fémet használ elsődleges hűtőfolyadékként, hogy átadja a hőt a magból a gőzbe, amelyet a villamosenergia -termelő turbinák ellátására használnak. FBRs épültek hűtött folyékony fémek eltérő nátrium-néhány korai FBRs használt higanyt , egyéb kísérleti reaktorok már használt nátrium - kálium ötvözet úgynevezett NaK . Mindkettőnek megvan az az előnye, hogy szobahőmérsékletű folyadékok, ami kényelmes a kísérleti berendezésekhez, de kevésbé fontos a kísérleti vagy teljes körű erőművek számára. Ólom és ólom-bizmut ötvözetet is használtak .

A javasolt IV. Generációs reaktorok közül három FBR:

• Héliummal hűtött gázhűtéses gyorsreaktor (GFR).
• Nátriumhűtéses gyorsreaktor (SFR) a meglévő folyékony-fém FBR ( LMFBR ) és az integrált gyorsreaktor- konstrukciók alapján.
• Ólomhűtésű gyorsreaktor (LFR) a szovjet haditengerészeti hajtóműveken alapul.

Az FBR -ek általában vegyes oxid tüzelőanyag -magot használnak, amely legfeljebb 20% plutónium -dioxidot (PuO ₂ ) és legalább 80% urán -dioxidot (UO ₂ ) tartalmaz. Egy másik tüzelőanyag -lehetőség a fémötvözetek , jellemzően urán, plutónium és cirkónium keveréke (ezt azért használják, mert "átlátszó" a neutronok számára). A dúsított urán önmagában is használható.

Számos felépítés veszi körül a magot egy csövekben, amelyek nem hasadó uránt-238-at tartalmaznak, és amely gyors neutronokat rögzít a mag reakciójából, hasadó plutónium-239- vé alakul (mint a magban lévő urán egy része), amelyet ezután újra feldolgoznak és nukleáris tüzelőanyagként használnak. Más FBR-konstrukciók az üzemanyag geometriájára támaszkodnak (amely uránt-238-at is tartalmaz), és amely elegendő gyors neutronbefogást biztosít. A plutónium-239 (vagy a hasadó urán-235) hasadási keresztmetszete gyorsabb spektrumban sokkal kisebb, mint a termikus spektrumban, akárcsak a ²³⁹ Pu/ ²³⁵ U hasadási keresztmetszet és a ²³⁸ U abszorpciós keresztmetszet aránya -szakasz. Ez növeli a láncreakció fenntartásához szükséges ²³⁹ Pu/ ²³⁵ U koncentrációt , valamint a tenyésztés és a hasadás arányát. Másrészt egy gyorsreaktornak nincs szüksége moderátorra, hogy egyáltalán lelassítsa a neutronokat , kihasználva a gyors neutronok előnyeit, hogy több neutront termelnek hasadásonként, mint a lassú neutronok . Emiatt a normál folyékony víz , mint moderátor és neutronelnyelő , nemkívánatos elsődleges hűtőfolyadék a gyorsreaktorokban. Mivel a reaktor hűtéséhez nagy mennyiségű víz szükséges a magban, a neutronok hozama és ezáltal a ²³⁹ Pu tenyésztése erősen befolyásolja. Elméleti munkát végeztek a mérsékelt mérséklésű vízreaktorokon , amelyek spektruma kellően gyors ahhoz, hogy valamivel több mint 1 tenyészarányt biztosítson. Ez valószínűleg elfogadhatatlan teljesítménycsökkenést és magas költségeket eredményezne egy folyadék-víz-hűtésű reaktorban, de A szuperkritikus vízreaktor (SCWR) szuperkritikus vízhűtőfolyadéka elegendő hőkapacitással rendelkezik ahhoz, hogy lehetővé tegye a megfelelő hűtést kevesebb vízzel, így a gyors spektrumú vízhűtéses reaktor gyakorlati lehetőség.

A hűtőfolyadékok típusa, hőmérséklete és gyors neutron spektruma szélsőséges körülményeknek teszi ki az üzemanyag burkolatát (általában ausztenites rozsdamentes vagy ferrites-martenzites acélokat). A sugárzási károk, a hűtőfolyadék kölcsönhatások, feszültségek és hőmérsékletek megértése szükséges a reaktormag biztonságos működéséhez. A nátriumhűtéses gyorsreaktorokban eddig használt összes anyagnak ismert korlátai vannak, amint azt az ONR-RRR-088 áttekintése feltárja. Az oxid diszperzióval erősített (ODS) acélt hosszú távú sugárzásálló tüzelőanyag-burkolatnak tekintik, amely leküzdi a mai anyagválasztás hiányosságait.

2017-ben csak két kereskedelmi forgalomban lévő tenyésztőreaktor létezik: a BN-600 reaktor , 560 MWe, és a BN-800 reaktor , 880 MWe. Mindkettő orosz nátriumhűtéses reaktor.

Beépített gyorsreaktor

A gyors neutronreaktor egyik tervezése, amelyet kifejezetten a hulladékártalmatlanítás és a plutónium -problémák kezelésére terveztek, az integrált gyorsreaktor volt (IFR, más néven integrált gyors tenyésztő reaktor, bár az eredeti reaktor úgy lett kialakítva, hogy ne képezzen hasadóanyag nettó többletet) ).

A hulladékártalmatlanítási probléma megoldása érdekében az IFR rendelkezett egy helyszíni elektromossággal rendelkező tüzelőanyag-újrafeldolgozó egységgel, amely galvanizálással újrahasznosította az uránt és az összes transzuránt (nem csak a plutóniumot) , így csak rövid felezési idejű termékek maradtak a hulladékban. Ezeknek a hasadási termékeknek egy részét később ipari vagy orvosi célokra szét lehet választani, a többit pedig hulladéktárolóba kell küldeni. Az IFR pirofeldolgozó rendszer olvadt kadmium- katódokat és elektrofinomítókat használ a fémüzemanyag újrafeldolgozására közvetlenül a reaktorban. Az ilyen rendszerek nemcsak az összes kisebb aktinidet keverik össze uránnal és plutóniummal, hanem kompaktak és önállóak, így nem kell plutóniumot tartalmazó anyagot elszállítani a tenyésztő reaktor helyéről. Az ilyen technológiát alkalmazó tenyésztő reaktorokat nagy valószínűséggel 1,00 közeli tenyésztési arányokkal terveznék, így a dúsított urán- és/vagy plutónium -üzemanyag kezdeti betöltése után a reaktorba csak kis mennyiségű természetes uránfémet szállítanának. Egy havi egyszer szállított, körülbelül egy tejláda méretű blokknak megfelelő mennyiségű természetes uránfém lenne az összes üzemanyag, amire egy 1 gigawattos reaktornak szüksége lenne. Az ilyen önálló tenyésztőket jelenleg az atomreaktor-tervezők végső önálló és önfenntartó végső céljának képzelik el. Hazel O'Leary, az Egyesült Államok energiaügyi minisztere 1994 -ben törölte a projektet .

Más gyorsreaktorok

Az olvadt sóreaktor kísérlet grafitmagja

Egy másik javasolt gyorsreaktor a gyorsan olvadt sóreaktor , amelyben az olvadt só mérséklő tulajdonságai jelentéktelenek. Ezt általában úgy érik el, hogy a sóhordozóban lévő könnyűfém -fluoridokat (pl. LiF, BeF ₂ ) nehezebb fémkloridokra (pl. KCl, RbCl, ZrCl ₄ ) cserélik .

Számos prototípusú FBR készült, amelyek elektromos teljesítménye néhány izzó egyenértékétől ( EBR-I , 1951) több mint 1000  MWe- ig terjed . 2006 -tól a technológia gazdaságilag nem versenyképes a termikus reaktorok technológiájával szemben, de India , Japán, Kína, Dél -Korea és Oroszország mind jelentős kutatási forrásokat szán a gyors szaporítóreaktorok továbbfejlesztésére, és arra számít, hogy az uránárak emelkedése ezt megváltoztatja. hosszútávú. Németország ezzel szemben biztonsági okokból elhagyta a technológiát. Az SNR-300 gyors tenyésztő reaktor 19 év után fejeződött be, annak ellenére, hogy a költségek túllépése összesen 3,6 milliárd eurót tett ki, és csak ezután hagyták el.

India FBR technológiát is fejleszt urán- és tórium -alapanyag felhasználásával.

Hőnemesítő reaktor

A Shippingport Reactor, öt évig, 1977 augusztusától kezdve, mint könnyűvíz -tenyésztő prototípusa

A korszerű nehézvizes reaktor (AHWR) a tórium néhány javasolt nagyszabású felhasználásának egyike . India ezt a technológiát fejleszti, jelentős tóriumtartalékokkal motiválva; a világ tóriumkészleteinek közel harmada Indiában van, amelyből hiányoznak a jelentős uránkészletek.

A Shippingport Atomerőmű 60 MWe reaktorának harmadik és egyben utolsó magja egy könnyűvizes tórium-tenyésztő volt, amely 1977-ben kezdte meg működését. Tórium-dioxidból és urán-233- oxidból készült pelletet használt ; kezdetben a pellet U-233-tartalma 5-6% volt a vetőmag régióban, 1,5-3% a takaró régióban és semmi a reflektor régióban. 236 MWt teljesítményű volt, 60 MWe -t termel, és végül több mint 2,1 milliárd kilowattóra villamos energiát termel. Öt év elteltével a magot eltávolították, és megállapították, hogy közel 1,4% -kal több hasadóanyagot tartalmaz, mint amikor telepítették, ami azt mutatja, hogy tóriumból való tenyésztés történt.

A folyékony fluorid -tóriumreaktor (LFTR) tervezése szerint tórium -termelő is lesz. A folyékony-fluoridos reaktoroknak vonzó tulajdonságai lehetnek, például a bennük rejlő biztonság, nincs szükség üzemanyag-rudak gyártására, és esetleg a folyékony üzemanyag egyszerűbb újrafeldolgozása. Ezt a koncepciót először az Oak Ridge National Laboratory Molten-Salt Reactor Experimentben vizsgálták az 1960-as években. 2012 -től világszerte új érdeklődés övezte. Japán, India, Kína, az Egyesült Királyság, valamint amerikai, cseh és ausztrál magánvállalatok kifejezték szándékukat a technológia fejlesztésére és kereskedelmi forgalomba hozatalára.

Vita

Az atomenergia számos aspektusához hasonlóan a gyors szaporító reaktorok is sok vitát váltottak ki az évek során. 2010 -ben a hasadóanyagokkal foglalkozó nemzetközi testület kijelentette: „Hat évtized és több tízmilliárd dollárnyi kiadás után a tenyésztőreaktorok ígérete nagyrészt nem teljesül, és a legtöbb országban folyamatosan csökkentik a kereskedelmi célú erőfeszítéseket”. Németországban, az Egyesült Királyságban és az Egyesült Államokban elhagyták a tenyésztőreaktor -fejlesztési programokat. A tenyésztőreaktorok követésének indoka - néha kifejezett és néha implicit - a következő kulcsfontosságú feltételezéseken alapult:

• Várható volt, hogy az urán szűkös lesz, és a kiváló minőségű lerakódások gyorsan kimerülnek, ha a hasadóerőt nagymértékben alkalmazzák; a valóság azonban az, hogy a hidegháború vége óta az urán sokkal olcsóbb és bőségesebb, mint a korai tervezők várták.
• Várható volt, hogy a tenyésztő reaktorok gyorsan gazdasági versenyképessé válnak a ma atomenergiát uraló könnyűvizes reaktorokkal szemben, de a valóság az, hogy a tőkeköltségek legalább 25% -kal meghaladják a vízhűtéses reaktorokat.
• Úgy gondolták, hogy a tenyésztő reaktorok ugyanolyan biztonságosak és megbízhatóak lehetnek, mint a könnyűvizes reaktorok, de a biztonsági kérdések aggodalomra adnak okot a gyors reaktoroknál, amelyek nátriumhűtőt használnak, és ahol a szivárgás nátrium-tüzet okozhat.
• Várható volt, hogy kezelni lehet a tenyésztők által okozott szaporodási kockázatokat és a "zárt" üzemanyag -ciklust, amelyben a plutóniumot újrahasznosítják. De mivel a plutónium-tenyésztő reaktorok plutóniumot termelnek az U238-ból, és a tóriumreaktorok a hasadó U233-at a tóriumból, elméletileg minden tenyésztési ciklus proliferációs kockázatot jelenthet. Mindazonáltal az U232 , amely mindig jelen van a tenyésztőreaktorokban előállított U233-ban, erős gamma-kibocsátó a leánytermékein keresztül, és rendkívül veszélyessé tenné a fegyverkezelést, és könnyen felismerhető lenne.

Vannak olyan korábbi nukleárisellenes képviselők, akik az atomenergiát támogató energiává váltak, mint tiszta áramforrás, mivel a tenyésztő reaktorok hatékonyan újrahasznosítják hulladékukat. Ez megoldja az atomenergia egyik legfontosabb negatív kérdését. A Pandora ígérete című dokumentumfilmben tokot készítenek a tenyésztő reaktorokhoz, mert ezek valódi, magas kW-os alternatívát jelentenek a fosszilis tüzelőanyagokkal szemben. A film szerint egy font urán annyi energiát szolgáltat, mint 5000 hordó olaj .

Az FBR -eket az Egyesült Államokban, az Egyesült Királyságban, Franciaországban, a volt Szovjetunióban , Indiában és Japánban építették és üzemeltették . A kísérleti FBR SNR-300 Németországban készült, de soha nem működött, és végül a csernobili katasztrófát követő politikai viták közepette leállt . 2019 -től két FBR -t üzemeltetnek az oroszországi energiatermeléshez. Számos reaktort terveznek, sok a IV . Generációs reaktor kezdeményezéshez kapcsolódó kutatásokat .

Fejlesztés és figyelemre méltó tenyésztő reaktorok

A Szovjetunió (amely Oroszországot és más országokat foglal magában, 1991-ben feloszlott) gyorsreaktorok sorozatát építette ki, az elsőt higanyhűtéssel és plutónium-fémmel, a későbbi üzemeket pedig nátriumhűtéssel és plutónium-oxiddal.

A BR-1 (1955) 100 W (termikus) teljesítményű volt, ezt követte a BR-2 100 kW-on, majd az 5 MW - os BR-5 .

A BOR-60 (1969 első kritikussága) 60 MW volt, az építkezés 1965-ben kezdődött.

BN-600- (1981-ben), majd Oroszország „s BN-800 (2016-os)

A jövő növényei

A kínai Experimental Fast reaktor egy 65 MW (termikus), 20 MW (villamos), nátrium-hűtjük, medence-típusú reaktor egy 30 éves tervezési élettartam, és a cél kiégését 100 MWD / kg.

India korai vezető szerepet töltött be az FBR szegmensben. 2012 -ben a Prototype Fast Breeder Reactor nevű FBR -t kellett elkészíteni és üzembe helyezni. A program célja a termékeny tórium-232 felhasználása hasadó urán-233 tenyésztésére. India szintén tórium termikus reaktor technológiát folytat. India tóriumra való összpontosítása a nemzet nagy tartalékainak köszönhető, bár az ismert tórium -tartalékok világszerte négyszerese az uránénak. Az indiai atomenergia -minisztérium (DAE) 2007 -ben közölte, hogy egyidejűleg további négy, 500 MWe méretű tenyésztőreaktorot épít, köztük kettőt Kalpakkamban.

A BHAVINI indiai atomenergia -vállalatot 2003 -ban hozták létre, hogy megépítse , üzembe helyezze és üzemeltesse az India háromlépcsős nukleáris energiaprogramjában felvázolt II . E tervek előmozdítása érdekében az indiai FBR-600 egy medence típusú nátriumhűtéses reaktor, amelynek teljesítménye 600 MWe.

A China Experimental Fast Reactor (CEFR) egy 25 MW (e) prototípus a tervezett kínai prototípus gyorsreaktorhoz (CFRP). 2011. július 21 -én kezdte meg az áramtermelést.

Kína kutatási és fejlesztési projektet is kezdeményezett a tórium olvadék-sós termikus tenyésztő-reaktor technológiájában (folyékony fluorid-tóriumreaktor), amelyet hivatalosan bejelentettek a Kínai Tudományos Akadémia (CAS) 2011. januári konferenciáján. Végső célja az volt, hogy megvizsgálja és kifejlessze tórium-alapú olvadt só nukleáris rendszer körülbelül 20 év alatt.

Kirk Sorensen, a NASA korábbi tudósa és a Teledyne Brown Engineering nukleáris technológiai vezetője régóta a tórium -üzemanyag -ciklus és különösen a folyékony fluorid -tóriumreaktorok népszerűsítője . 2011 -ben Sorensen megalapította a Flibe Energy vállalatot, amelynek célja 20-50 MW teljesítményű LFTR reaktorok tervezése a katonai bázisok ellátására.

Dél -Korea egy szabványosított moduláris FBR kivitelét fejleszti exportra, kiegészítve a szabványosított PWR (nyomás alatti vízreaktor) és a CANDU terveit, amelyeket már kifejlesztettek és megépítettek, de még nem vállalták a prototípus elkészítését.

A BN-600 reaktor kivágott modellje, amelyet a BN-800 reaktorcsalád váltott fel .

A BN-800 reaktor építése

Oroszország azt tervezi, hogy jelentősen megnöveli a gyors tenyésztő reaktorok flottáját. 2012-ben elkészült egy BN-800 reaktor (800 MWe) Beloyarskban , amely egy kisebb BN-600 utódja lett . 2014 júniusában a BN-800 minimális teljesítményű üzemmódba került. A névleges hatásfok 35% -án dolgozó reaktor 2015. december 10 -én hozzájárult az energiahálózathoz. Teljes teljesítményét 2016 augusztusában érte el.

A tervek szerint egy nagyobb BN-1200-as reaktor (1200 MWe) építését tervezték 2018-ban, 2030 végéig pedig további két BN-1200-as reaktor építését. 2015-ben azonban a Rosenergoatom határozatlan időre elhalasztotta az építést, hogy lehetővé tegye az üzemanyag-tervezést. javult a BN-800 reaktor üzemeltetésében szerzett tapasztalatok és a költségek miatt.

Egy kísérleti, ólomhűtéses gyorsreaktor, a BREST-300 épül a szibériai vegyi kombinátban (SCC) Severskben . Breszt ( orosz : bystry Reaktor így svintsovym teplonositelem , angol: gyors reaktor ólom hűtőfolyadék ) kialakítás látható, mint utódja, a BN sorozat és a 300 MWe egység SCC lehet az előfutára egy 1200 MWe változata széles körben alkalmazhatóvá a kereskedelmi áramtermelő egység. A fejlesztési program a 2010–2020 -as korszerű nukleáris technológiák szövetségi programjának része, amelynek célja a gyorsreaktorok kiaknázása az uránhatékonyság érdekében, miközben „elégetik” az egyébként hulladékként elhelyezett radioaktív anyagokat. Magja körülbelül 2,3 méter átmérőjű és 1,1 méter magas lenne, és 16 tonna üzemanyagot tartalmazna. Az egységet évente tankolnák, minden üzemanyag -elem összesen öt évet tölt a magon belül. Az ólomhűtőfolyadék hőmérséklete 540 ° C körül lenne, ami 43%-os nagy hatásfokot eredményezne, az elsődleges hőtermelés 700 MWt, és 300 MWe elektromos teljesítmény. Az egység élettartama 60 év lehet. A tervezést a NIKIET várhatóan 2014 -ben fejezi be a 2016 és 2020 közötti építkezéshez.

2006. február 16-án az Egyesült Államok, Franciaország és Japán „megállapodást” írt alá a nátriumhűtéses gyorsreaktorok kutatásáról és fejlesztéséről a globális nukleáris energia partnerség támogatása érdekében . 2007 áprilisában a japán kormány a Mitsubishi Heavy Industries -t (MHI) választotta "a japán FBR -fejlesztés magvállalataként". Röviddel ezután az MHI új céget alapított, a Mitsubishi FBR Systems -t (MFBR) az FBR technológia fejlesztésére és végül értékesítésére.

A franciaországi Marcoule nukleáris telephely , a Phénix helye (bal oldalon).

2010 szeptemberében a francia kormány 651,6 millió eurót különített el a Commissariat à l'énergie atomique számára, hogy véglegesítse az ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), egy 600 MW-os negyedik generációs reaktor tervezését, amelyet 2020-ban kell befejezni. 2013 -ban az Egyesült Királyság érdeklődött a PRISM reaktor iránt, és Franciaországgal együttműködve együttműködött az ASTRID fejlesztésében. 2019-ben a CEA bejelentette, hogy ezt a kivitelt nem építik meg a század közepe előtt.

2010 októberében a GE Hitachi Nuclear Energy aláírta az egyetértési megállapodást az Egyesült Államok Energiaügyi Minisztériumának Savannah River Site üzemeltetőivel , amelynek lehetővé kell tennie egy demonstrációs üzem építését a vállalat S-PRISM gyors tenyésztő reaktorában, mielőtt a tervezést megkapta. Nukleáris Szabályozó Bizottság (NRC) engedélyezési jóváhagyása. 2011 októberében az Independent arról számolt be, hogy az Egyesült Királyság Nukleáris Leszerelési Hatósága (NDA) és az Energia- és Éghajlatváltozási Minisztérium (DECC) vezető tanácsadói a PRISM technikai és pénzügyi részleteit kérték, részben az ország plutóniumkészletének csökkentése érdekében.

Az Intellectual Ventures szabadalmában javasolt mozgóhullámú reaktor (TWR) egy gyors szaporítóreaktor, amelyet úgy terveztek, hogy a reaktor több évtizedes élettartama alatt ne legyen szükség az üzemanyag újrafeldolgozására. A TWR kialakítású fajtaégési hullám nem a reaktor egyik végéből a másikba mozog, hanem fokozatosan belülről kifelé. Sőt, mivel az üzemanyag összetétele a nukleáris transzmutáció következtében megváltozik, az üzemanyag rudakat folyamatosan átalakítják a magban, hogy optimalizálják a neutronáramot és az üzemanyag -felhasználást az adott időpontban. Így ahelyett, hogy hagynánk a hullámot az üzemanyagon keresztül terjedni, maga az üzemanyag egy nagyrészt álló égési hullámon keresztül mozog. Ez ellentétes számos médiával, amelyek népszerűsítették a koncepciót, mint egy gyertya-szerű reaktor égési tartományával, amely lefelé mozog az üzemanyagpálcán. A statikus magkonfigurációnak egy aktívan kezelt "állóhullámú" vagy "soliton" maggal való felváltásával a TerraPower kialakítása elkerüli a változó égési terület hűtésének problémáját. Ebben a forgatókönyvben az üzemanyag -rudak újrakonfigurálását távolról hajtják végre robot eszközök; a konténer tartály zárva marad az eljárás során, és nincs hozzá kapcsolódó leállás.

Lásd még

Hivatkozások

Külső linkek

• "Gyors neutronreaktor -üzemek a tapasztalattól a kilátásokig" (PDF) . 2020. augusztus 1 -jén archiválva az eredetiből (PDF) . Letöltve: 2019. november 29 .- az OKBM Afrikantov hivatalos pdf -ben (angol nyelven)
• Tenyésztői terminológia
• Amerikai nukleáris program
• NAÜ Fast Reactors Database
• NAÜ műszaki dokumentumai a gyorsreaktorokról
• Reaktorok Az Argonne Nemzeti Laboratórium tervezte: Gyorsreaktor -technológia Az Argonne úttörője volt a gyorsreaktorok fejlesztésének, és vezető szerepet tölt be a gyorsreaktorok fejlesztésében világszerte. Lásd még Argonne Nukleáris Tudományos és Technológiai Örökségét .
• Atomörökség Alapítvány-EBR-I
• A változó szükséglet tenyésztőreaktorra Richard Wilson, az Uranium Intézet 24. éves szimpóziumán, 1999. szeptember
• Kísérleti tenyésztő reaktor II (EBR-II): integrált kísérleti gyorsreaktoros atomerőmű
• Nemzetközi Tórium Energia Szervezet - www.IThEO.org