Феникс (реактор)

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
Феникс
фр. Phénix CEA Marcoule Site.jpg
Ядерный центр Маркуль; реактор Феникс находится в здании слева.
Тип реактора

На быстрых нейтронах

Назначение реактора

электроэнергетика, эксперименты

Технические параметры
Теплоноситель

Натрий

Топливо

U02PuO2 (MOX)

Тепловая мощность

563 МВт

Электрическая мощность

250 МВт[1]

Разработка
Проект

1965—1969

Предприятие-разработчик

CEA

Строительство и эксплуатация
Местонахождение

Маркуль

Пуск

1973

Эксплуатация

1974—2010

Построено реакторов

1

Ядерный реактор «Феникс» (фр. Phénix, по имени мифической птицы Феникс[2]) — энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВт[3] (с 2003 года снижена до 140 МВт[4]). Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18[5]. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140-240 часов[6].

Феникс являлся ключевым проектом по исследованию перспектив переработки ядерных отходов[7].

Эксплуатирующие организации — французские Комиссариат атомной энергетики (80 % бюджета) и Электриситэ де Франс (20 %).

Строительство энергоблока с реактором Феникс началось 1 ноября 1968 года, подключен к электрической сети Франции 13 декабря 1973 года. 14 июля 1974 года, в день взятия Бастилии, был пущен в коммерческую эксплуатацию.

В 1989 и 1990 годах было зафиксировано четыре случая внезапного резкого снижения реактивности реактора[8]. По шкале INES инциденты получили второй уровень. Выяснить причины событий не удалось, что стало одной из причин постепенного отказа Франции от дальнейшего развития направления быстрых реакторов[9]. Феникс был остановлен 6 марта 2009 года, после чего до декабря на нём был проведён ряд экспериментов[4]. Реактор был окончательно закрыт 1 февраля 2010 года[1].

Предшественником «Феникса» был реактор «Рапсодия» (фр. Rapsodie), имевший тепловую мощность 40 МВт, проработавший с 1967 по 1983 годы.

С учётом опыта Феникса был построен реактор «Суперфеникс» (фр. Superphénix), имевший тепловую мощность в 3000 МВт, а электрическую — 1200 МВт, но он проработал лишь с 1985 по 1998 годы[10] и был закрыт по политическим причинам[уточнить][7]. На основе Феникса на территории того же комплекса в 2020-х годах планируется строительство реактора в рамках программы ASTRID по созданию коммерческих реакторов четвёртого поколения на быстрых нейтронах[11]:22.

Предыстория и проектирование[править | править вики-текст]

В 1945 году Энрико Ферми сказал: «Первая страна, которая разработает реактор на быстрых нейтронах, получит конкурентное преимущество в использовании атомной энергии».

Первым атомным реактором на быстрых нейтронах стал американский EBR I, запущенный 20 декабря 1951 года, при этом он стал первым ядерным реактором любого типа, вырабатывавшим какое-то количество электроэнергии, к электросетям он подключён не был, энергия использовалась, в основном, для освещения здания, в котором находился реактор.

Работы над реакторами на быстрых нейтронах велись в разных странах. 8 января 1956 года в Мичигане (США) началось строительство первого энергоблока атомной станции им. Энрико Ферми (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station), давшего электроэнергию в сеть 8 мая 1966 года. В СССР строились экспериментальные реакторы БР-2 (1956), БР-5 (1959), БР-10 (1973), БОР-60 (1968); коммерческие БН-350 (1973). В Великобритании были построены DFR (1962) и PFR (1975).

Во Франции такие работы начали вести в 1960-е годы. Хотя основная ставка была сделана на водо-водяные реакторы, важным направлением считались и реакторы на быстрых нейтронах — стояла задача создать класс коммерчески эффективных реакторов на быстрых нейтронах, которые позволили бы эффективно использовать запасы ядерных материалов в течение сотен лет[12].

Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются тем, что способны нарабатывать больше делящегося материала, чем расходовать его. Содержащиеся в урановой руде энергетические ресурсы, таким образом, могут быть использованы эффективнее примерно в 70 раз[13].

К концу 1958 года был разработан черновой вариант проекта экспериментального реактора на быстрых нейтронах «Рапсодия» (фр. Rapsodie). Его характеристики соответствовали энергетическим реакторам (топливо из смеси диоксидов урана и плутония, натриевый теплоноситель, энергонапряжённость, материалы, температуры), за исключением возможности производства электричества. 28 января 1967 года он был переведён в критическое состояние, а два месяца спустя выведен на проектную мощность в 20 МВт[14].

Учитывая американские и британские достижения, было решено строить прототип энергетического реактора, не дожидаясь получения результатов от «Рапсодии». Предпроектные исследования для станции мощностью 1000 МВт были проведены в 1964 году. Для станции было предложено и получило единогласное одобрение название «Феникс». В 1965 году были определены основные характеристики. Топливо было выбрано аналогичным тому, что использовалось в «Рапсодии» — запасов плутония во Франции было недостаточно, и наряду с диоксидом плутония было решено использовать диоксид обогащённого урана. Электрическая мощность была выбрана в 250 МВт[15]. Как и в «Рапсодии», было решено использовать натриевый теплоноситель. Была выбрана интегрированная схема, когда все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором. В 1967 году был выработан детальный предпроект. В нём было три насоса и шесть промежуточных теплообменников. Рабочие температуры были приняты в 400—600 °C.[16]

В 1969 году Комиссариатом атомной энергетики Франции и Электриситэ де Франс был подписан протокол по совместному строительству и эксплуатации станции (80 % расходов ложилось на Комиссариат, 20 % — на Электриситэ де Франс)[17].

Строительство[править | править вики-текст]

Реактор было решено разместить к северу от центра Маркуль. Также рассматривались варианты Кадараш (недостаток водных ресурсов) и Ла Хаг (расположен слишком далеко от Кадараша, где были сконцентрированы производственные мощности, связанные с натриевой технологией). Работы на строительной площадке начались в октябре 1968 года. Котлован имел размеры 180 на 50 м, глубиной 11,5 м. Земляные работы велись 18 месяцев[18].

Особенностью строительства было использование сплошной металлической облицовки подземной части реакторного отделения. Облицовку монтировали из блоков заводской готовности — металлических листов площадью 14 м², оснащённых углами жёсткости и креплениями, толщина листов для горизонтальной части (основание) составляла 10 мм, для вертикальной (стены) 5 мм. Конструкция закреплялась системой специальных подпорок. Металлические листы скреплялись между собой сваркой, сварные соединения проходили радиографический контроль и капиллярную дефектоскопию. После сооружения конструкции в получившейся металлической облицовке соорудили бетонный фундамент здания. Полости между наружной частью облицовки и землёй залили цементом и резиной.

Надземная часть здания реактора была сложена примерно из 270 бетонных блоков заводской готовности толщиной 25 см, которые были подвергнуты горизонтальному предварительному напряжению после сооружения стен[18].

Хронология строительства[19]:

  • 1968 год
    • Октябрь — начало строительства (котлован).
  • 1969 год
    • 5 мая — первый бетон.
  • 1970 год
    • Январь — начато строительство основного объёма.
    • Май — начато строительство гермооболочки.
    • 2 ноября — первичный объём построен.
    • 25 ноября — объём безопасности построен.
  • 1971
    • 28 июля — первая партия натрия.
    • 2 августа — сооружён купол.
    • 18 октября — первый контур заполнен натрием.
  • 1972
    • 21 февраля — установлен статор генератора.
    • 24 марта — установлен ротор генератора.
    • 15 декабря — второй (промежуточный) контур заполнен натрием.
  • 1973
    • 10 января — реактор заполнен натрием и начата загрузка ядерного топлива.
    • 1 февраля — запущена паровая турбина.
    • 31 августа — первый выход в критическое состояние.
    • 13 декабря — подключение к электросети.

Выработка электроэнергии[править | править вики-текст]

За всё время эксплуатации с помощью реактора было выработано 24440,402 ГВт-ч электроэнергии[20].

Год Выработка энергии Электрическая мощность КГ (%) КИУМ (%) Время эксплуатации КТИ
(ГВт-ч.) (МВт) Годовой Кумулятивный Годовой Кумулятивный (Часы) (%)
1974 958 233 71,48 71,49 4716 79,6
1975 1308,4 233 64,1 64,1 64,1 64,1 5932 67,72
1976 950,8 233 46,71 55,4 46,46 55,27 4799 54,63
1977 300,8 233 15,49 42,11 14,74 41,77 2120 24,2
1978 1238,8 233 60,87 46,79 60,69 46,5 5905 67,41
1979 1719 233 83,97 54,23 84,22 54,04 7350 83,9
1980 1319 233 64,71 55,98 64,45 55,78 5679 64,65
1981 1421,9 233 69,93 57,97 69,66 57,76 6217 70,97
1982 989,1 233 48,65 56,8 48,46 56,6 5429 61,97
1983 1122 233 55,12 56,62 54,97 56,42 5515 62,96
1984 1414 233 53,67 56,32 69,09 57,69 6206 70,65
1985 1153 233 60,42 56,69 56,49 57,58 6784 77,44
1986 1519,1 233 73,22 58,07 74,43 58,98 6996 79,86
1987 1556,4 233 71,53 59,1 76,25 60,31 7059 80,58
1988 1475,4 233 71,42 59,99 72,09 61,15 6300 71,72
1989 601,175 233 29,63 57,96 29,45 59,04 2678 30,57
1990 982,461 233 47,91 57,34 48,13 58,36 4637 52,93
1991 0 233 58,64 57,41 54,93
1992 0 233 54,22 51,87
1993 34,786 233 94,15 56,32 1,7 49,23 286 3,26
1994 22,603 233 17,11 54,36 1,11 46,83 184 2,1
1996 2,713 233 0,01 51,76 0,13 44,6
1997 0 130 -0 50,43 43,45
1998 382,181 130 58,63 50,63 33,56 43,2 3019 34,46
1999 0 130 -0 49,39 42,13
2000 0 130 0,01 48,2 41,12
2001 0 130 -0 47,07 40,16
2002 0 130 -0 45,99 39,24
2003 61,822 130 6,16 45,1 5,43 38,48 711 8,12
2004 626,912 130 55,1 45,32 54,9 38,84 4888 55,65
2005 804,53 130 71,22 45,88 70,65 39,52 6341 72,39
2006 591 130 51,9 46 51,9 39,78 4601 52,52
2007 565,14 130 49,63 46,08 49,63 39,98 4452 50,82
2008 664,616 130 60,23 46,36 58,2 40,35 5312 60,47
2009 245,995 130 22,48 45,89 21,6 39,98 1999 22,82
2010 0 130 45,81 39,91

Проблема скачков реактивности[править | править вики-текст]

В ходе функционирования реактора наблюдался ряд проблем. Большинство из них были связаны с протечками в промежуточных теплообменниках. Длительность простоя после любых проблем была связана с тем, что каждое возобновление работы реактора требовало принятия политического решения[11]:17.

Вид / расположение проблемы Вклад во время простоя
Промежуточные теплообменники 26,91 %
Плановые работы 14,72 %
Парогенераторы 13,46 %
Перегрузка топлива 11,99 %
Скачки отрицательной реактивности 7,92 %
Турбогенератор и его системы 7,02 %
Тепловыделяющие сборки 2,93 %
Второй контур 2,54 %
Системы управления 2,34 %
Утечки натрия 2,54 %
Ошибки персонала 0,29 %
Остальное 7,34 %

Большинство указанных проблем наблюдались и на других реакторах такого типа. Однако В 1989—1990 годах на реакторе было зафиксировано четыре случая однотипных нештатных ситуаций, не встречавшихся на других реакторах на быстрых нейтронах. 6 августа, 24 августа и 14 сентября 1989 года и 9 сентября 1990 года[8] происходило срабатывание аварийной защиты реактора из-за регистрируемых аппаратурой контроля нейтронного потока резких колебаний реактивности[11]:17.

Инциденты получили название A.U.R.N (фр. Arrêt d’urgence par réactivité négative — автоматический аварийный останов по отрицательной реактивности). Они наблюдались при работе реактора на полную мощность или близкой к ней (первые три случая — при мощности 580 МВт, четвёртый — при 500 МВт). На момент инцидентов реактор непрерывно работал 4-15 дней. Останов происходил в результате достижения значением отрицательной реактивности уставки срабатывания аварийной защиты[11]:18.

Сценарий каждый раз был одинаков:

  1. Почти линейное резкое увеличение отрицательное реактивности и, соответственно, уменьшение мощности. Всего за 50 мс мощность падала до 28-45 % от начальной (в этот момент срабатывала аварийная защита).
  2. Симметричный резкий подъём мощности почти до начального значения.
  3. Снова падение, хотя и менее резкое и глубокое, через 200 мс после начала события.
  4. Снова подъём мощности до значений, немного превышающих начальное.
  5. Падение мощности в результате введения автоматикой в активную зону поглощающих стержней.

Проблема так и не получила окончательного объяснения, несмотря на многолетние исследования, инициированные CEA. Наиболее правдоподобным считается объяснение с помощью явления, получившего названия «сore-flowering» или «outward movement phenomenon», — ситуация, когда деформация в виде увеличения размеров одной тепловыделяющей сборки вызывает механическое напряжение в окружающих её сборках, что приводит к расширению всей активной зоны в радиальном направлении. Незначительное увеличение расстояния между сборками приводит к резкому уменьшению kэфф и, соответственно, росту отрицательной реактивности и уменьшению мощности[21][11]:21.

Ссылки[править | править вики-текст]

  1. 1 2 Nuclear Power Reactor Details — PHENIX // IAEA / IRIS
  2. Sauvage, 2004, p. 1
  3. Sauvage, 2004, p. 217
  4. 1 2 A. Vasile, B. Fontaine. M. Vanier, P. Gauthé, V. Pascal, G. Prulhière, P. Jaecki, D. Tenchine, L. Martin, J.F. Sauvage, D. Verwaerde, R. Dupraz, A. Woaye-Hune The PHENIX final test.
  5. Eduard Khodarev Liquid Metal Fast Breeder Reactors (англ.) // IAEA bulletin. — Vienna: IAEA. — Т. 20. — № 6. — С. 29—38.
  6. Sauvage, 2004, p. 64
  7. 1 2 Alan M. Herbst, George W. Hopley Nuclear energy now: why the time has come for the world's most misunderstood energy source. — John Wiley and Sons, 2007.
  8. 1 2 Sauvage, 2004, p. 84
  9. Во Франции официально закрыт быстрый реактор Феникс // Atominfo.ru
  10. Sauvage, 2004, p. 225
  11. 1 2 3 4 5 Filip Gottfridsson Simulation of Reactor Transient and Design Criteria of Sodium-cooled Fast Reactors. — University essay from Uppsala universitet/Tillämpad kärnfysik, 2010.
  12. Sauvage, 2004, p. 7
  13. Sauvage, 2004, p. 8
  14. Sauvage, 2004, pp. 9-10
  15. Sauvage, 2004, p. 11
  16. Sauvage, 2004, pp. 12-13
  17. Sauvage, 2004, p. 14
  18. 1 2 Sauvage, 2004, p. 15
  19. Sauvage, 2004, p. 16
  20. Operating Experience History — PHENIX // IAEA / PRIS
  21. Sauvage, 2004, p. 98—100

Литература[править | править вики-текст]