Tez neytronli reaktor - Fast-neutron reactor

Shevchenko BN350 qirg'og'ida joylashgan yadro tezkor reaktor va tuzni tozalash zavodi Kaspiy dengizi. Stansiya 135 MVt quvvat ishlab chiqardi_e va tegishli tuzsizlantirish zavodi uchun bug 'berdi. Reaktor zalining ichki qismining ko'rinishi.

A tez neytronli reaktor (FNR) yoki oddiygina a tezkor reaktor toifasi yadro reaktori unda bo'linish zanjir reaktsiyasi tomonidan qo'llab-quvvatlanadi tez neytronlar (energiyani 0,5 dan yuqori ko'tarish MeV farqli o'laroq, o'rtacha yoki undan yuqori) termal neytronlar ichida ishlatilgan termal-neytronli reaktorlar. Bunday reaktorga yo'q kerak neytron moderatori, lekin talab qiladi yoqilg'i bu nisbatan boy bo'linadigan a uchun zarur bo'lgan bilan taqqoslaganda material termal-neytronli reaktor.

Kirish

Ushbu bo'lim uchun qo'shimcha iqtiboslar kerak tekshirish. Iltimos yordam bering ushbu maqolani yaxshilang tomonidan ishonchli manbalarga iqtiboslarni qo'shish. Resurs manbasi bo'lmagan material shubha ostiga olinishi va olib tashlanishi mumkin. (Iyun 2019) (Ushbu shablon xabarini qanday va qachon olib tashlashni bilib oling)

Tabiiy uran asosan uchtadan iborat izotoplar: ²³⁸
U, ²³⁵
U va izlarning miqdori ²³⁴
U (ning parchalanish mahsuloti ²³⁸
U). ²³⁸
U tabiiy uranning taxminan 99,3% ni tashkil qiladi va faqat tez neytronlar tomonidan bo'linishga uchraydi.^[1] Tabiiy uranning 0,7% tashkil etadi ²³⁵
U, har qanday energiyaning neytronlari, ayniqsa, past energiyali neytronlar tomonidan bo'linishga uchraydi. Ushbu izotoplarning har biri bo'linishga uchraganda, u neytronlarni chiqaradi va energiya taqsimoti 1-2 MeV atrofida bo'ladi. Parchalanish darajasi yuqori bo'lgan neytronlarning oqimi (> 2 MeV) juda past ²³⁸
U, va quyi energiyali bo'linish neytronlarining oqimi (<2 MeV) juda kam, chunki ularni osonlikcha bajarish mumkin emas ²³⁵
U.^[2]

Ushbu muammoning umumiy echimi - a yordamida neytronlarni sekinlashtirish neytron moderatori neytronlar bilan o'zaro ta'sirlashib, ularni sekinlashtiradi. Eng keng tarqalgan moderator suv bo'lib, u harakat qiladi elastik tarqalish neytronlar yetguncha issiqlik muvozanati suv bilan. Reaktorni loyihalashtirishning kaliti yoqilg'i va suvni ehtiyotkorlik bilan yotqizishdir, shuning uchun neytronlar sekinlashishga vaqt topadilar va ²³⁵
U, ammo reaktor yadrosidan qochib qutulishlariga imkon beradigan darajada emas.

Garchi ²³⁸
U bo'linishda ajralib chiqadigan neytronlar tomonidan bo'linish sodir bo'lmaydi, uranni transmute qilish uchun termal neytronlar yadro tomonidan tutilishi mumkin. ²³⁹
Pu. ²³⁹
Pu bor neytron kesmasi shunga o'xshash ²³⁵
Uva shu tarzda yaratilgan atomlarning aksariyati termal neytronlardan bo'linishga uchraydi. Ko'pgina reaktorlarda bu ishlab chiqarilgan energiyaning ⅓ qismini tashkil qiladi. Biroz ²³⁹
Pu qoldiqlari va qoldiqlari bilan birga ²³⁸
U, davomida qayta ishlanishi mumkin yadroviy qayta ishlash.

Moderator sifatida suvning kamchiliklari bor. U neytronni o'zlashtirishi va uni reaktsiyadan olib tashlashi mumkin. Bu shunchaki uning kontsentratsiyasi etarli ²³⁵
U yilda tabiiy uran zanjir reaktsiyasini ushlab turish uchun juda past; suvga singishi natijasida yo'qolgan neytronlar va ²³⁸
U, atrof muhitdan yo'qolganlar bilan birga, yoqilg'ida juda oz miqdordagi qoldiq paydo bo'ladi. Ushbu muammoning eng keng tarqalgan echimi bu miqdorni ozgina konsentratsiya qilishdir ²³⁵
U ishlab chiqarish uchun yoqilg'ida boyitilgan uran, qoldiq bilan ²³⁸
U sifatida tanilgan tugagan uran. Boshqa dizaynlarda turli xil moderatorlar ishlatiladi og'ir suv, ular neytronlarni yutish ehtimoli ancha past bo'lib, ularga boyitilmagan yoqilg'ida ishlashga imkon beradi. Ikkala holatda ham, reaktor neytron iqtisodiyoti ga asoslangan termal neytronlar.

Tez bo'linish, selektsionerlar

Garchi ²³⁵
U va ²³⁹
Pu yuqori energiyali neytronlarga nisbatan kam sezgir, ular MeV oralig'ida bir oz reaktiv bo'lib qolaveradi. Agar yoqilg'i boyitilgan bo'lsa, oxir-oqibat tez neytronlar bilan ham zanjir reaktsiyasini ushlab turish uchun yoqilg'ida bo'linadigan atomlar etarli bo'lgan chegara bo'ladi.

Birlamchi ustunlik shundaki, moderatorni olib tashlash orqali reaktorning kattaligi va ma'lum darajada murakkabligini kamaytirish mumkin. Bu odatda ko'plab suvosti reaktor tizimlari uchun ishlatilgan, bu erda hajmi va vazni katta tashvish tug'diradi. Tezkor reaktsiyaning salbiy tomoni shundaki, yoqilg'ini boyitish qimmat jarayondir, shuning uchun bu odatda elektr energiyasini ishlab chiqarish yoki narxidan kattaroq bo'lgan boshqa rollarga mos kelmaydi.

Tezkor reaktsiyaning yana bir afzalligi fuqarolik foydalanish uchun sezilarli rivojlanishga olib keldi. Tezkor reaktorlarda moderator yo'q va shu sababli tizimdan neytronlarni olib tashlaydigan tizimlardan biri yo'q. Yugurayotganlar ²³⁹
Pu neytronlar sonini yanada ko'paytirish, chunki uning eng keng tarqalgan bo'linish sikli ikkita va uchta neytronlarning aralashmasidan emas, balki uchta neytronni beradi. ²³⁵
U. Reaktor yadrosini moderator bilan, so'ngra qatlami (adyol) bilan o'rab olish orqali ²³⁸
U, bu neytronlarni tutib olish va undan ko'paytirish uchun ishlatish mumkin ²³⁹
Pu. Bu odatiy dizaynlarda ichki ravishda sodir bo'ladigan bir xil reaktsiya, ammo bu holda adyol reaktsiyani davom ettirishi shart emas va shuning uchun tabiiy uran yoki tugagan urandan tayyorlanishi mumkin.

Neytronlarning ko'pligi tufayli ²³⁹
Pu bo'linish, reaktor ko'proq ishlab chiqaradi ²³⁹
Pu iste'mol qilgandan ko'ra. Keyin adyol materialini qayta ishlash uchun qayta ishlash mumkin ²³⁹
Pu reaktordagi yo'qotishlarni o'rnini bosish uchun, keyin esa ortiqcha miqdor uran bilan aralashtirib ishlab chiqariladi MOX yoqilg'isi odatdagi sekin neytronli reaktorlarga berilishi mumkin. Bitta tezkor reaktor shu bilan tabiiy urandan olinadigan energiya miqdorini odatdagi 1% dan kam miqdorda ko'paytirib, bir necha sekin ishlaydiganlarni oziqlantirishi mumkin. bir martalik tsikl, mavjud bo'lgan eng yaxshi tezkor reaktor davrlarida 60% gacha yoki 99% dan ko'prog'ida Integral tezkor reaktor.

1960-yillarda ma'lum bo'lgan uran rudasining cheklangan zaxiralari va atom energetikasi egallashi kutilayotgan tezlikni hisobga olgan holda asosiy yuk 60- va 70-yillarda avlodlar tomonidan ishlab chiqariladigan tezkor selektsioner reaktorlar dunyoning energiya ehtiyojlarini hal qilish deb hisoblanardi. Ikki marta qayta ishlash yordamida tezkor selektsioner ma'lum ma'dan konlarining energiya quvvatini 100 baravarga oshiradi, ya'ni mavjud bo'lgan ma'dan manbalari yuzlab yillarga xizmat qiladi. Ushbu yondashuvning zarari shundaki, selektsioner reaktori qimmat, juda boyitilgan yoqilg'iga berilishi kerak. Talab oshgani va ma'lum resurslar kamayganligi sababli bu boyitilgan uran narxidan baribir past bo'lishi kutilgan edi.

1970-yillar orqali, ayniqsa, AQSh, Frantsiya va SSSRda eksperimental selektsionerlarning dizaynlari ko'rib chiqildi. Biroq, bu uran narxlarining qulashi bilan bir vaqtga to'g'ri keldi. Kutilayotgan o'sish talablari tog'-kon kompaniyalarini ta'minot kanallarini kengaytirishga olib keldi, bu 1970-yillarning o'rtalarida reaktor qurish tezligi to'xtab qolgandek, onlayn rejimda paydo bo'ldi. Natijada haddan tashqari etkazib berish natijasida yoqilg'i narxi 1980 yilda bir funt sterling uchun taxminan 40 AQSh dollaridan 1984 yilga kelib 20 dollardan pastroq darajaga tushishiga olib keldi. Selektsionerlar 100-160 dollar buyurtma asosida ancha qimmatroq yoqilg'ini ishlab chiqarishdi va tijorat ishiga kelgan bir necha birlik iqtisodiy jihatdan halokatli bo'ling. Selektsioner reaktorlarga bo'lgan qiziqish yana susaytirildi Jimmi Karter 1977 yil aprelda tarqalish xavfi tufayli AQShda selektsionerlar qurilishini keyinga qoldirish to'g'risidagi qaror va Frantsiya Superphénix reaktor.

Afzalliklari

Tez neytronli reaktorlar yadro chiqindilarining umumiy radiotoksikligini kamaytirishi mumkin ^[8] chiqindilarning hammasini yoki deyarli barchasini yoqilg'i sifatida ishlatish. Tez neytronlar bilan nisbati bo'linish va qo'lga olish ning neytronlar tomonidan plutonyum va kichik aktinidlar ko'pincha neytronlar sekinroq, termal yoki termal "epitermal" tezlikda bo'lganidan kattaroqdir. O'tkazilgan juft raqamli aktinidlar (masalan. ²⁴⁰
Pu, ²⁴²
Pu) tezkor reaktorlarda toq sonli aktinidlar singari deyarli oson bo'linadi. Ular bo'linib bo'lgandan keyin aktinidlar er-xotin bo'l "bo'linish mahsulotlari ". Ushbu elementlarning umumiy radiotoksiklik darajasi kamroq. Bo'linish mahsulotlarini yo'q qilishda eng radioksoksik moddalar ustunlik qiladi. bo'linish mahsulotlari, stronsiy-90, bu 28,8 yil yarim umrga ega va seziy-137, uning yarim umri 30,1 yil,^[8] natijada yadro chiqindilarining umrini o'n ming yilliklardan (transuranik izotoplardan) bir necha asrlarga qisqartirish kerak. Jarayonlar mukammal emas, ammo qolgan transuranika muhim muammolardan umumiy chiqindilarning ozgina foizigacha kamayadi, chunki ko'pchilik transuranika yoqilg'i sifatida ishlatilishi mumkin.

Tezkor reaktorlar uran bilan ishlaydigan reaktorlarga qarshi "yoqilg'i tanqisligi" argumentini texnik jihatdan aniqlanmagan zaxiralarni hisobga olmagan holda yoki granit yoki dengiz suvi singari suyultirilgan manbalardan olinmasdan hal qiladi. Ular yadro yoqilg'ilarini deyarli barcha aktinidlardan, shu jumladan, ma'lum bo'lgan, mo'l-ko'l uran manbalari va torium va engil suvli reaktor chiqindilari. O'rtacha bo'linish uchun neytronlar tez neytronlar tomonidan ishlab chiqarilgan termal neytronlar. Bu neytronlarning ortiqcha miqdorini zanjir reaktsiyasini davom ettirish uchun zarur bo'lgandan yuqori bo'lishiga olib keladi. Ushbu neytronlardan qo'shimcha yoqilg'i ishlab chiqarish yoki yarim hayotning uzoq umr ko'rgan chiqindilarini unchalik qiyin bo'lmagan izotoplarga o'tkazish uchun foydalanish mumkin. Feniks reaktor Marcoule, Frantsiya, yoki ba'zilari har bir maqsad uchun ishlatilishi mumkin. An'anaviy bo'lsa ham issiqlik reaktorlari ortiqcha neytronlarni ishlab chiqaradi, tezkor reaktorlar ularni iste'mol qilganidan ko'proq yoqilg'i etishtirish uchun etarli miqdorda ishlab chiqarishi mumkin. Bunday dizaynlar sifatida tanilgan tez ishlab chiqaruvchi reaktorlar.^{[iqtibos kerak ]}

Kamchiliklari

Tez neytronli reaktorlarning asosiy kamchiligi shundaki, ular shu kungacha ularni qurish va ishlatish uchun qimmatga tushgan va agar uran narxi keskin ko'tarilmasa, ularning hech biri termal neytronli reaktorlar bilan iqtisodiy jihatdan raqobatbardosh emas.^[9]

Ba'zi boshqa kamchiliklar ba'zi dizaynlarga xosdir.

Natriy tez reaktorlarda sovutish suyuqligi sifatida tez-tez ishlatiladi, chunki u o'rtacha neytron tezligini oshirmaydi va yuqori issiqlik quvvatiga ega. Biroq, u yoqadi va havoda ko'piklanadi. Bu reaktorlarda qiyinchiliklarni keltirib chiqardi (masalan, USS Seawolf (SSN-575), Monju ), ammo ba'zi bir natriy sovutadigan tezkor reaktorlar uzoq vaqt davomida xavfsiz ishlagan (xususan Feniks va EBR-II 30 yil davomida yoki BN-600 1980 yildan beri bir nechta kichik oqish va yong'inlarga qaramasdan ishlaydi).^{[iqtibos kerak ]}

Yana bir muammo neytron faollashuvi bilan bog'liq. Suyuq metallardan tashqari lityum va berilyum past mo''tadil qobiliyatga ega, neytronlarning tezkor reaktor sovutish suyuqligi bilan asosiy o'zaro ta'siri (n, gamma) reaktsiyasi bo'lib, u sovutish suyuqligida radioaktivlikni keltirib chiqaradi. Neytron nurlanishi yuqori quvvatli tezkor reaktorlarda sovutish suyuqligining muhim qismini faollashtiradi, a atrofida terekekerel barqaror ishlashda bir kilogramm sovutish suyuqligi uchun beta-parchalanish.^[10] Natriy bilan sovutilgan reaktorlarning birlamchi sovutish davri alohida natriy hovuziga singdirilganligi sababi. The natriy-24 neytron tutilishidan kelib chiqadigan beta-parchalanishga uchraydi magniy-24 o'n besh soatlik yarim umr bilan; magniy sovuq tuzoqdan chiqarib tashlanadi.

Nosoz tezkor reaktor dizayni ijobiy bo'lishi mumkin bekor koeffitsienti: sovutish suyuqligining baxtsiz hodisada qaynashi sovutish suyuqligining zichligini pasaytiradi va shu bilan singdirish tezligini pasaytiradi; tijorat xizmati uchun bunday dizaynlar taklif etilmaydi. Bu xavfsizlik va baxtsiz hodisalar nuqtai nazaridan xavfli va kiruvchi hisoblanadi. Bunga yo'l qo'ymaslik mumkin gaz bilan sovutilgan reaktor, avariya paytida bunday reaktorda bo'shliqlar hosil bo'lmaydi; ammo, sovutish suvida faollashish muammo bo'lib qolmoqda. A geliy - sovutilgan reaktor har ikkala muammodan xalos bo'lar edi, chunki elastik sochilish va umumiy tasavvurlar teng, ya'ni sovutish suyuqligida oz (n, gamma) reaktsiyalar mavjud va odatdagi ish sharoitida geliyning zichligi past bo'lsa, neytronlar o'zaro ta'sirga ega emas sovutish suyuqligi.^{[iqtibos kerak ]}

Ko'p neytron energiyasidagi materiallarning past kesimlari tufayli, tanqidiy massa tezkor reaktorda issiqlik reaktoriga qaraganda ancha yuqori. Amalda, bu sezilarli darajada yuqori degan ma'noni anglatadi boyitish:> Tezkor reaktorda 20% boyitish, odatdagi issiqlik reaktorlarida <5% boyitishga nisbatan.

Reaktor dizayni

Sovutish suyuqligi

Suv, eng keng tarqalgan sovutish suyuqligi yilda issiqlik reaktorlari, tezkor reaktor uchun umuman mumkin emas, chunki u a vazifasini bajaradi neytron moderatori. Ammo IV avlod reaktori nomi bilan tanilgan superkritik suv reaktori sovutish suvi zichligi pasayganda etarlicha qiyinlashishi mumkin neytron spektri tezkor reaktor deb qaralishi kerak. Tezlikni termal reaktorlarga nisbatan asosiy ustunligi bo'lgan naslchilik ~ 90% gacha boyitilgan uran yordamida termal, engil suv bilan sovutilgan va mo''tadil tizim yordamida amalga oshirilishi mumkin.

Barcha ishlaydigan tezkor reaktorlar suyuq metall sovutadigan reaktorlar. Erta Klementin reaktori ishlatilgan simob sovutish suyuqligi va plutonyum metall yoqilg'isi. Odamlar uchun toksikligi bilan bir qatorda, simob (n, gamma) reaktsiyasi uchun yuqori kesimga ega, bu sovutish suyuqligida faollashuvga olib keladi va aks holda yoqilg'iga singib ketishi mumkin bo'lgan neytronlarni yo'qotadi, shuning uchun u endi sovutish suyuqligi. Eritilgan qo'rg'oshin va qo'rg'oshin -vismut evtektik qotishmalar dengiz harakatlantiruvchi birliklarida, xususan, Sovet suvosti Alfa sinfidagi suvosti kemalarida, shuningdek ba'zi prototip reaktorlarda ishlatilgan. Natriy-kaliy qotishmasi (NaK) pastligi sababli sinov reaktorlarida mashhur erish nuqtasi. Barcha keng ko'lamli tezkor reaktorlarda eritilgan ishlatilgan natriy sovutish suyuqligi.

Yana bir tezkor reaktor - bu a eritilgan tuz reaktori, unda tuzning mo''tadil xususiyatlari ahamiyatsiz. Bunga odatda engil metall ftoridlarni almashtirish orqali erishiladi (masalan. lityum florid - LiF, berilyum ftorid - BeF₂) og'irroq metall xloridlari bo'lgan tuz tashuvchisida (masalan, kaliy xlorid - KCI, rubidiy xlorid - RbCl, zirkonyum xlorid - ZrCl₄). Moltex Energy^[11] deb nomlangan tez neytronli reaktorni qurishni taklif qiladi Barqaror tuz reaktori. Ushbu reaktor dizaynida yadro yoqilg'isi eritilgan tuzda eritiladi. Tuz tarkibida mavjud zanglamaydigan po'lat qattiq yoqilg'i reaktorlarida ishlatiladigan quvurlarga o'xshash quvurlar. Reaktor boshqa eritilgan tuz sovutish suyuqligining tabiiy konveksiyasi yordamida sovutiladi. Moltexning ta'kidlashicha, ularning dizayni ko'mir bilan ishlaydigan elektr stantsiyasiga qaraganda arzonroq va odatdagi qattiq yoqilg'i reaktorlaridan yadro chiqindilarini iste'mol qilishi mumkin.

Gaz bilan sovutilgan tezkor reaktorlar kichik so'rilish va tarqalish kesmalariga ega bo'lgan geliy yordamida tez-tez tadqiqot mavzusi bo'lib, shu bilan sovutish suyuqligida neytron yutilmasdan tez neytron spektrini saqlab qoladi.^{[iqtibos kerak ]}

Yoqilg'i

Amalda, bo'linishni qo'llab-quvvatlash zanjir reaktsiyasi bilan tez neytronlar nisbatan ishlatishni anglatadi boyitilgan uran yoki plutonyum. Buning sababi shundaki, issiqlik energiyasida bo'linadigan reaktsiyalar yoqiladi, chunki ular orasidagi nisbat ²³⁹
Pu bo'linish kesmasi va ²³⁸
U assimilyatsiya kesmasi termal spektrda ~ 100 ga, tez spektrda 8 ga teng. Bo'linish va singdirish tasavvurlari ikkalasi uchun ham past ²³⁹
Pu va ²³⁸
U yuqori (tez) energiyalarda, bu termal neytronlarga qaraganda tez neytronlarning yoqilg'idan o'tishi osonroq ekanligini anglatadi; Shunday qilib, ko'proq bo'linadigan materiallar kerak. Shuning uchun tezkor reaktor ishlay olmaydi tabiiy uran yoqilg'i. Biroq, tezkor reaktor qurish mumkin zotlar iste'mol qilinadiganidan ko'proq ishlab chiqarish orqali yoqilg'i. Dastlabki yoqilg'idan keyin bunday reaktor yonilg'i bilan to'ldirilishi mumkin qayta ishlash. Fission mahsulotlari tabiiy yoki hatto tugatilgan uranni qo'shimcha boyitmasdan qo'shish bilan almashtirilishi mumkin. Bu tushunchasi tez ishlab chiqaruvchi reaktor yoki FBR.

Hozirgacha tezkor neytronli reaktorlarning ko'pi ham foydalangan MOX (aralash oksid) yoki metall qotishma yoqilg'i. Sovet tez neytronli reaktorlardan foydalanish (yuqori ²³⁵
U boyitilgan) uran yoqilg'isi. Hindiston prototipi reaktorida uran-karbid yoqilg'isi ishlatiladi.

5.5 (og'irlikdagi) uran-235 foizgacha boyitilgan uran bilan tezkor energiyalarda kritiklikka erishish mumkin bo'lsa-da, yadro umrini o'z ichiga olgan sabablarga ko'ra 20 foiz oralig'ida boyitilgan tezkor reaktor konstruktsiyalari taklif qilingan: agar tezkor reaktor minimal darajaga ega bo'lsa muhim massa, keyin reaktor birinchi bo'linishdan keyin subkritik bo'ladi. Aksincha, reaktivlikni boshqarish mexanizmlari bilan ortiqcha yoqilg'i kiritiladi, shunday qilib reaktivlikni boshqarish hayotning boshida reaktorni superkritikdan tanqidiy holatga keltirish uchun to'liq kiritiladi; yonilg'i tugashi bilan reaktivlikni boshqarish davomiy bo'linishni qo'llab-quvvatlash uchun qaytarib olinadi. A tez ishlab chiqaruvchi reaktor, yuqorida aytib o'tilganlar amal qiladi, ammo yoqilg'ining yo'q bo'lishidan kelib chiqadigan reaktivlik ham nasl berish bilan qoplanadi ²³³
U yoki ²³⁹
Pu va ²⁴¹
Pu torium-232 dan yoki ²³⁸
Unavbati bilan.

Boshqaruv

Issiqlik reaktorlari singari tez neytronli reaktorlar ham boshqarilishi bilan boshqariladi tanqidiylik bog'liq reaktorning kechiktirilgan neytronlar, neytron yutuvchi boshqaruv tayoqchalari yoki pichoqlaridan qo'pol boshqarish bilan.

Ammo ular moderatorlari yo'qligiga ishonishmaydi, chunki moderator yo'q. Shunday qilib Dopler kengayishi ta'sir qiladigan moderatorda termal neytronlar, ishlamaydi va salbiy ham ishlamaydi bekor koeffitsienti moderator. Ikkala texnik ham odatdagidek keng tarqalgan engil suvli reaktorlar.

Dopler yonilg'ining molekulyar harakatidan, uning issiqligidan kengayib, tezda salbiy teskari aloqani ta'minlashi mumkin. Bo'linadigan moddalarning molekulyar harakati yoqilg'ining nisbiy tezligini optimal neytron tezligidan uzoqlashtirishi mumkin. Yoqilg'ining termal kengayishi salbiy teskari aloqani ta'minlashi mumkin. Dengiz osti kemalaridagi kabi kichik reaktorlarda Dopler kengayishi yoki neytronli reflektorlarning issiqlik kengayishi qo'llanilishi mumkin.

Shevchenko BN350 sho'rini tozalash bo'limi, dunyodagi yagona yadro isitadigan tuzsizlantirish qurilmasi

Tarix

2008 yil IAEA tezkor reaktorli bilimlarni saqlash tizimi uchun taklif^[12] quyidagilarni ta'kidladi:

so'nggi 15 yil ichida ushbu sohani jadal rivojlantirishga jalb qilingan sanoati rivojlangan mamlakatlarda tezkor reaktorlarning rivojlanishida turg'unlik yuz berdi. Germaniya, Italiya, Buyuk Britaniya va Amerika Qo'shma Shtatlari kabi mamlakatlarda tezkor reaktorlar bo'yicha barcha tadqiqotlar to'xtatildi va olib borilayotgan yagona ish tezkor reaktorlarning ishdan chiqishi bilan bog'liq. Ushbu mamlakatlarda ushbu sohadagi tadqiqotlar va ishlanmalar bilan shug'ullangan ko'plab mutaxassislar allaqachon nafaqaga chiqqan yoki pensiyaga chiqishga yaqin. Frantsiya, Yaponiya va Rossiya Federatsiyasi kabi tezkor reaktor texnologiyasi evolyutsiyasini faol ravishda davom ettirayotgan mamlakatlarda atom energetikasining ushbu tarmog'iga o'tuvchi yosh olimlar va muhandislarning etishmasligi vaziyatni yanada og'irlashtirmoqda.

Tezkor reaktorlar ro'yxati

Ishdan chiqarilgan reaktorlar

Qo'shma Shtatlar

• Klementin 1946 yilda qurilgan birinchi tezkor reaktor edi Los Alamos milliy laboratoriyasi. Unda plutonyum metall yoqilg'isi, simob sovutgichi ishlatilgan, 25 kVt issiqlik quvvatiga ega va tadqiqot uchun, ayniqsa tez neytron manbai sifatida foydalanilgan.
• Eksperimental selektsion reaktor I (EBR-I) Argonne West-da, hozir Aydaho milliy laboratoriyasi, yaqin Arco, Aydaho, 1951 yilda katta miqdordagi quvvat ishlab chiqaradigan birinchi reaktor bo'ldi. 1964 yilda tugatilgan.
• Fermi 1 yaqin Detroyt 1957 yilda ishga tushirilgan va 1972 yilda yopilgan prototipli tez ishlab chiqaruvchi reaktor edi.
• Eksperimental Breeder reaktor II (EBR-II) da Aydaho milliy laboratoriyasi, yaqin Arco, Aydaho, ajralmas tezkor reaktor uchun prototip edi, 1965-1994.
• SEFOR Arkanzasda 20 yoshda edi MVt 1969 yildan 1972 yilgacha ishlagan tadqiqot reaktori.
• Tez oqim sinovi vositasi (FFTF), 400 MVt, 1982 yildan 1992 yilgacha, benuqson ishlagan Xenford Vashington. Bunda parvarish va parvarish ostida argon bilan to'ldirilgan suyuq natriy ishlatilgan.
• SRE Kaliforniyada 20 yoshda edi MVt, 6,5 MWe tijorat reaktori 1957 yildan 1964 yilgacha ishlagan.
• LAMPRE-1 eritilgan plutonyum yoqilg'isi bilan 1 MVt quvvatga ega reaktor edi. 1961-1963 yillarda Los Alamos milliy laboratoriyasida tadqiqot reaktori sifatida ishlagan.

Evropa

• Dounreay Loop tipidagi tezkor reaktor (DFR), 1959–1977 yillarda 14 MWe va Prototip tezkor reaktor (PFR), 1974-1994, 250 MWe, yilda Qofillik, ichida Tog'li tog ' maydoni Shotlandiya.
• Dounreay Pool tipidagi tezkor reaktor (PFR), 1975-1994, 600 MVt, 234 MWe bo'lgan, aralash oksidli (MOX) yoqilg'idan foydalangan.
• Rapsodie yilda Cadarache, Frantsiya, (20 keyin 40 MVt) 1967 yildan 1982 yilgacha ishlaydi.
• Superphénix, Frantsiyada, 1200 MWe, 1997 yilda siyosiy qaror va yuqori xarajatlar tufayli yopilgan.
• Feniks, 1973 yil, Frantsiya, 233 MWe, olti yil davomida yadro chiqindilarini transmutatsiya qilish bo'yicha tajribalar uchun 2003 yilni 140 MWe da qayta boshlagan, 2009 yil mart oyida elektr energiyasini ishlab chiqarishni to'xtatgan, ammo sinov jarayonida va CEA tomonidan tadqiqot dasturlarini 2009 yil oxirigacha davom ettirgan. 2010 yilda to'xtatilgan.
• KNK-II, Germaniyada 21 MWe tajribaviy ixcham natriy sovutadigan ixcham tezkor reaktor 1977 yil oktyabrdan 1991 yil avgustgacha ishlaydi. Eksperimentning maqsadi energiya ishlab chiqarishda yadro chiqindilarini yo'q qilish edi. Natriy bilan bog'liq kichik muammolar jamoat noroziligi bilan birlashib, natijada muassasaning yopilishiga olib keldi.

SSSR / Rossiya

• Qo'rg'oshin sovutadigan tezkor reaktorlar ishlatilgan dengiz harakatlanishi, ayniqsa Sovet dengiz floti.
• BR-5 - 1959-2002 yillarda Obninskdagi Fizika va Energetika institutida tadqiqotga yo'naltirilgan tez neytronli reaktor.
• BN-350 Sovet Ittifoqi tomonidan Shevchenko shahrida qurilgan (bugungi Aqtau ) ustida Kaspiy dengizi, Bu kuniga 130 MWe plyus va 80000 tonna toza suv ishlab chiqardi.
• IBR-2 - Dubnadagi (Moskva yaqinidagi) Qo'shma yadro tadqiqot institutida tezkor neytronli reaktor edi.
• RORSATlar - Sovet Ittifoqi tomonidan 1989-1990 yillarda AQShda Radar Ocean Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) deb nomlanuvchi dastur doirasida kosmik tezlikda ishlaydigan 33 reaktor ishga tushirilgan. Odatda reaktorlarda taxminan 3 kWe ishlab chiqarildi.
• BES-5 - bu 5 kWe ishlab chiqaradigan RORSAT dasturi doirasida ishga tushirilgan natriyli sovutilgan kosmik reaktor.
• BR-5 - bu 1961 yilda SSSR tomonidan asosan 5 MVt quvvatga ega natriy tezkor reaktor bo'lib, asosan materiallarni sinash uchun ishlatilgan.
• Ruscha Alpha 8 PbBi - suvosti kemalarida ishlatiladigan bir qator qo'rg'oshin vismutli tez sovutiladigan reaktorlar. Dengiz osti kemalari qotil dengiz osti kemalari vazifasini bajardilar, portda qolishdi, so'ngra sub erishishi mumkin bo'lgan yuqori tezlik tufayli hujumga o'tdilar.

Osiyo

• Monju reaktori, 300 MWe, yilda Yaponiya, 1995 yilda jiddiy natriy oqishi va yong'in natijasida yopilgan. U 2010 yil 6-mayda qayta ishga tushirildi, ammo 2010 yil avgustda tushgan mexanizmlar bilan bog'liq yana bir voqea sodir bo'ldi va reaktor yana yopildi. 2011 yil iyun oyidan boshlab, reaktor yigirma yil oldin birinchi sinovdan beri faqat bir soat davomida elektr energiyasini ishlab chiqardi.^{[iqtibos kerak ]}
• Aktau reaktori, 150 MWe, yilda Qozog'iston, plutonyum ishlab chiqarish, sho'rsizlantirish va elektr energiyasi uchun ishlatilgan. Zavodning ekspluatatsiya litsenziyasi tugaganidan 4 yil o'tib yopilgan.^{[iqtibos kerak ]}

Hech qachon ishlamagan

• Klinch daryosi ishlab chiqaruvchisi reaktori, Qo'shma Shtatlar
• Integral tezkor reaktor, Qo'shma Shtatlar. Loyihalash joyida elektrolitik qayta ishlashga asoslangan yoqilg'i aylanishini ta'kidladi. 1994 yilda qurilishsiz bekor qilingan.
• SNR-300, Germaniya

Faol

• BN-600 - basseyn tipidagi natriy sovutgichli tez ishlab chiqaruvchi reaktor Beloyarsk atom elektr stantsiyasi. O'rta Ural elektr tarmog'iga 560 MWe quvvat beradi. 1980 yildan beri ishlaydi.
• BN-800 - Beloyarsk atom elektr stantsiyasida natriy bilan tez sovutiladigan reaktor. U 880 MVt elektr energiyasini ishlab chiqaradi va 2014 yil oktyabr oyida elektr energiyasini ishlab chiqarishni boshladi. 2016 yil avgust oyida to'liq quvvatga ega bo'ldi.
• BOR-60 - natriy bilan sovutilgan reaktor Atom reaktorlari ilmiy-tadqiqot instituti yilda Dimitrovgrad, Rossiya. 1968 yildan beri ishlaydi. Eksperimental maqsadlar uchun 60 MVt quvvat ishlab chiqaradi.^{[iqtibos kerak ]}
• FBTR - Hindistondagi 10,5 MVt quvvatga ega eksperimental reaktor, uning yonish darajasi sezilarli darajada.
• Xitoy eksperimental tezkor reaktori, 60 MVt quvvatga ega, 20 MWe tajriba reaktori, 2011 yilda juda muhim bo'lgan va hozirda ishlayapti.^[13] U kelajakdagi Xitoyning tezkor reaktorlari uchun materiallar va tarkibiy qismlarni tadqiq qilish uchun ishlatiladi.
• KiloPower / KRUSTY Los Alamos milliy laboratoriyasida qurilgan 1-10 kWe tadqiqotidagi natriy tezkor reaktori. U birinchi marta 2015 yilda kritik darajaga yetadi va Stirling quvvat tsiklining qo'llanilishini namoyish etadi.

Ta'mir ostida

• Jōyō (常 陽), 1977–1997 va 2004–2007 yillarda, Yaponiya, 140 MVtt - bu nurlanishni sinab ko'rish vositasi sifatida ishlaydigan eksperimental reaktor. 2007 yildagi voqeadan keyin reaktor ta'mirlash uchun to'xtatilgan edi, qayta tiklash ishlari 2014 yilda yakunlanishi rejalashtirilgan edi.^[14]

Qurilish ishlari olib borilmoqda

• PFBR, Kalpakkam, Hindiston, 500 MWe reaktori 2019 yilga rejalashtirilgan.
• CFR-600, Xitoy, 600 MWe.
• MBIR Ko'p maqsadli tezkor neytron tadqiqot reaktori. Atom reaktorlari ilmiy-tadqiqot instituti (NIIAR) 150 MVt g'arbiy Rossiyaning Ulyanovsk viloyatidagi Dimitrovgradda joylashgan. Qurilish 2016 yilda boshlanib, 2024 yilga mo'ljallangan.

Dizaynda

• BN-1200, Rossiya, 2014 yildan keyin qurilgan,^[15] 2018-2020 yillarda rejalashtirilgan operatsiya bilan,^[16] endi kamida 2035 yilgacha kechiktirildi.^[17]
• Toshiba 4S jo'natilishi rejalashtirilgan edi Galena, Alyaska (AQSh), ammo taraqqiyot to'xtab qoldi (qarang) Galena atom elektr stantsiyasi )
• KALIME - Janubiy Koreyada 2030 yilga mo'ljallangan 600 MWe loyihasi.^[18] KALIMER - bu natriy bilan sovutilgan, metall bilan ishlaydigan, tez neytronli reaktorning Advanced Burner Reactor (2006) vakili bo'lgan hovuzdagi davomi, S-PRISM (1998 yildan hozirgi kungacha), Integral tezkor reaktor (1984-1994) va EBR-II (1965-1995).
• IV avlod reaktori (geliy ·natriy ·qo'rg'oshin 2030 yildan keyin AQSh tomonidan taklif qilingan xalqaro harakatlar.
• JSFR, Yaponiya, 1500 MWe reaktori uchun loyiha 1998 yilda boshlangan, ammo muvaffaqiyatsiz.
• ASTRID, Frantsiya, 600 MWe natriy sovutadigan reaktor uchun loyihani bekor qildi.
• Mars Atmosfera Sovutadigan Reaktori (MACR) - bu 1 MWe loyihasi bo'lib, 2033 yilda qurilishi rejalashtirilgan. MACR - bu gaz bilan sovutilgan (karbonat angidridli sovutuvchi) tezkor neytronli reaktor, taklif qilingan Mars koloniyalariga quvvat berish.
• TerraPower bilan hamkorlikda eritilgan tuz reaktorini loyihalashtirmoqda Janubiy kompaniya, Oak Ridge milliy laboratoriyasi, Aydaho milliy laboratoriyasi, Vanderbilt universiteti va Elektr energetikasi ilmiy-tadqiqot instituti. Ular 2019 yilda tsikl zavodini sinovdan o'tkazishni boshlashadi va tuz ishlab chiqarish jarayonini kengaytirmoqdalar. Ma'lumotlar termal gidravlikani va xavfsizlikni tahlil qilish kodlarini baholash uchun ishlatiladi.^[19]
• Elysium Industries tezkor spektrli eritilgan tuz reaktorini loyihalashtirmoqda.^[20]
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) - bu Italiyadan Ansaldo Energia tomonidan ishlab chiqarilgan qo'rg'oshinli sovutilgan tezkor reaktor namoyishchisi bo'lib, u ELSY va LEADER loyihalarining so'nggi bosqichini namoyish etadi.^[21]

Rejalashtirilgan

• Kelajakdagi FBR, Hindiston, 600 MWe, 2025 yildan keyin^[22]

Diagramma

Shuningdek qarang

• Energiya kuchaytirgichi
• Tez ishlab chiqaruvchi reaktor
• Gaz bilan sovutilgan tezkor reaktor
• IV avlod reaktori
• Qo'rg'oshin sovutadigan tezkor reaktor
• Yadro yoqilg'isi aylanishi
• Natriy bilan sovutilgan tezkor reaktor
• Termal-neytronli reaktor

Adabiyotlar

Tashqi havolalar

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• Sovet Ittifoqining tezkor reaktorlari to'g'risida ANL hisoboti
• 2005 yil dekabr, Scientific American-da tez neytronli reaktorlarda ish olib borish bo'yicha maqola
• IAEA tezkor reaktor ma'lumotlar bazasi
• Tezkor reaktor ma'lumotlarini olish va bilimlarni saqlash tezkor reaktor ma'lumotlari va bilimlarini keng qamrovli, xalqaro inventarizatsiyasini yaratishga intiladi, bu esa 30-40 yil ichida reaktorni tezkor rivojlanishiga zamin yaratishi uchun etarli bo'ladi.
• Jahon yadro assotsiatsiyasi: tez neytronli reaktorlar
• Xalqaro Torium Energiya Tashkiloti