43°35′42″ с. ш. 112°39′26″ з. д.HGЯO

Экспериментальный реактор-размножитель II

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Экспериментальный реактор-размножитель II

Экспериментальный реактор-размножитель-II (англ. Experimental Breeder Reactor-II, EBR-II) — быстрый реактор с натриевым охлаждением, спроектированный, построенный и эксплуатировавшийся Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо (США). Закрыт в 1994 году.

Первоначальная эксплуатация началась в июле 1964 года, а критическое состояние было достигнуто в 1965 году. Общая стоимость составила более 32 миллионов долларов США (297 миллионов долларов США в долларах 2022 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II заключался в демонстрации полной энергетической установки — реактора-размножителя с переработкой твердого металлического топлива на месте.

Топливные элементы, обогащенные примерно до 67% урана-235, были запечатаны в трубки из нержавеющей стали и удалены, когда они достигли обогащения примерно 65%. Трубки вскрывали и обрабатывали для удаления нейтронных поглотителей, которые были смешаны со свежим ураном-235 для повышения обогащения и помещены обратно в реактор[1].

Испытания исходного цикла размножителя продолжались до 1969 года, после чего реактор использовался для проверки концепции интегрального быстрого реактора. В этой роли высокоэнергетическая нейтронная среда активной зоны EBR-II использовалась для испытаний топлива и материалов для будущих, более крупных жидкометаллических реакторов. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальной остановке, имитирующей полный отказ насоса охлаждения. Он продемонстрировал свою способность самостоятельно охлаждать топливо за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя в период остаточного нагрева после остановки. Реактор использовался в качестве поддержки интегрального быстрого реактора и во многих других экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в сентябре 1994 года[2].

При работе на полную мощность, которой он достиг в сентябре 1969 года, EBR-II производил около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии посредством обычной трехконтурной паровой турбины и третичной градирни с принудительной подачей воздуха. За время своего существования реактор выработал более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электричества и тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории[3].

Устройство[править | править код]

Топливо реактора состоит из урановых стержней диаметром 5 миллиметров и 33 см (13 ″) в длину. Уран-235 первоначально обогащен до 67%. После удаления стержней его концентрация падает примерно до 65%. Стержни также содержали 10% циркония. Каждый топливный элемент помещен внутри тонкостенной трубки из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка заварена сверху, образуя блок 73 см (29 ″) в длину. Назначение натрия — выполнять функцию теплоносителя. Поскольку уран подвергается делению, в нем образуются трещины, а натрий заполняет пустоты. Он выделяет важный продукт деления, цезий-137, и, следовательно, становится чрезвычайно радиоактивным. Полость над ураном собирает газы деления, в основном криптон-85.

Чертеж корпуса реактора ЭБР-II

Группы штифтов внутри шестиугольных кожухов из нержавеющей стали 234 см (92 ″) в длину собраны в виде сот; в каждой единице около 4,5 кг (9,9 фунта) урана. Всего в ядре содержится около 308 кг (680 фунтов) уранового топлива. Это устройство называется драйвером.

Активная зона EBR-II может вместить до 65 экспериментальных узлов для испытаний на облучение и эксплуатационную надежность, заправленных разнообразным металлическим и керамическим топливом — оксидами, карбидами или нитридами урана и плутония, а также металлическими топливными сплавами, такими как уран-плутониевое-циркониевое топливо.

Пассивная безопасность[править | править код]

Конструкция реактора бассейнового типа EBR-II обеспечивает пассивную безопасность: активная зона реактора, его оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора погружены в расплавленный натрий. Обеспечивая жидкость, которая легко проводит тепло от топлива к охлаждающей жидкости и работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует преимущества охлаждающей жидкости, топлива и конструкции во время нестандартных событий — роста температуры. Расширение топлива и конструкции в нестандартной ситуации приводит к отключению системы даже без вмешательства оператора. В апреле 1986 года на EBR-II были проведены два специальных испытания, в ходе которых главные насосы первого контура были отключены при работе реактора на полную тепловую мощность 62,5 мегаватт[4]. Не допуская вмешательства обычных систем останова, мощность реактора упала почти до нуля примерно за 300 секунд. Никаких повреждений топлива или реактора не произошло[5].

В тот же день за этой демонстрацией последовало еще одно важное испытание. Когда реактор снова заработал на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку теплу реактора было некуда выходить. Когда система охлаждения первого контура (реактора) стала более горячей, топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширились, и реактор остановился. Это испытание показало, что он отключится из-за присущих ему особенностей, таких как тепловое расширение, даже когда потеряна способность отводить тепло от основной системы охлаждения[6][7].

Вспомогательные объекты[править | править код]

EBR-II, установка подготовки топлива

Цель EBR-II — демонстрация работы электростанции на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и переработкой металлического топлива на месте. Для достижения переработки на месте установка EBR-II была частью комплекса следующих устройств:

  • Установка для переработки и обработки отработавшего топлива EBR-II и других реакторов с использованием электрорафинёра для электрометаллургической обработки отработавшего топлива.
  • Завод по производству металлических твэлов.
  • Центр исследования горячего топлива: комплекс «горячих камер» для удаленного обращения и исследования высокорадиоактивных материалов.
  • Установка по переработке натрия реактивного натрия в низкоактивные отходы.

Вывод из эксплуатации[править | править код]

EBR-II сейчас разгружен от топлива. Деятельность по закрытию EBR-II также включала обработку выгруженного отработавшего топлива с использованием процесса электрометаллургической обработки топлива на установке подготовки топлива, расположенной рядом с EBR-II. Процесс очистки EBR-II включал удаление и обработку натриевого теплоносителя, очистку натриевых систем EBR-II и приведение деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.

Реактор был остановлен в сентябре 1994 года. Начальный этап работ по выводу из эксплуатации (выгрузка топлива из реактора) был завершен в декабре 1996 года[8]. С 2000 года до марта 2001 года охлаждающие жидкости были удалены и переработаны. Третьим и заключительным этапом работ по выводу из эксплуатации стало приведение систем в радиологическое и промышленно безопасное состояние[9].

Реактор был передан Национальной лаборатории Айдахо после ее основания в 2005 году.

В период с 2012 по 2015 год некоторые компоненты подземного реактора были удалены. Стоимость демонтажных работ в здании реактора составила около 25,7 миллионов долларов США[10]. Подвал с реактором был залит раствором. Трехлетний проект дезактивации и захоронения обошелся в 730 миллионов долларов. На более позднем этапе большой бетонный купол, окружающий реактор EBR-II, предполагалось, будет демонтирован, а на оставшуюся конструкцию будет установлен бетонный колпак[11]. В 2018 году планы изменились. Снос купола остановили, а в 2019 году залили новый пол и покрасили купол свежей краской, чтобы подготовить здание к промышленному использованию[12].  

Здание было решено использовать для исследовательского центра на вершине затопленного реактора. Купол является неотъемлемой частью захоронения реактора наряду с «Программой долгосрочного управления и контроля всей Зоны» (Site-Wide Long-Term Management and Control Program). Использование этого объекта будет носить промышленный характер в течение 100 лет и, вероятно, в дальнейшем в неопределенном будущем[10].

Интегральный быстрый реактор[править | править код]

EBR-II явился прототипом интегрального быстрого реактора[en] (IFR), который должен был стать преемником EBR-II. Программа IFR началась в 1983 году, но финансирование было прекращено Конгрессом США в 1994 году, за три года до предполагаемого завершения программы.

См. также[править | править код]

Примечания[править | править код]

  1. ↑ Leonard J. Koch. Experimental Breeder Reactor-II (EBR-II): An Integrated Experimental Fast Reactor Nuclear Power Station. — American Nuclear Society, 2008. — 264 с. — ISBN 978-0-89448-042-3. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  2. ↑ Chad L. Pope, Edward Lum, Ryan Stewart. Experimental Breeder Reactor II. — 2020. — 14 с. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  3. ↑ kornelik Реактор на быстрых нейтронах и закрытый топливный цикл: рассказ о главном | ТЕХНОЛОГИИ, ИНЖИНИРИНГ, ИННОВАЦИИ (рус.). integral-russia.ru (25 марта 2020). Дата обращения: 17 ноября 2023.
  4. ↑ Fouad Sabry. Ториевый топливный цикл: Строительство ядерных реакторов без уранового топлива. — One Billion Knowledgeable, 2023-04-05. — 608 с. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  5. ↑ L. J. Koch, U. S. Atomic Energy Commission. Hazard Summary Report: Experimental Breeder Reactor II (EBR-II). — Argonne National Laboratory, 1957. — 408 с. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  6. ↑ Passively safe reactors rely on nature to keep them cool Reprinted from Argonne Logos - (Winter 2002 – vol. 20, no. 1). Дата обращения: 17 ноября 2023. Архивировано 7 июня 2021 года.
  7. ↑ Fouad Sabry. Реактор поколения IV: Преодоление недостатков существующих ядерных энергетических установок. — One Billion Knowledgeable, 2023-01-22. — 683 с. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  8. ↑ Decommissioning Experience from the Experimental Breeder Reactor-II.. — United States. Department of Energy, 2002. — 5 с. Архивировано 17 ноября 2023 года.
  9. ↑ Experimental Breeder Reactor-II. Архивная копия от 15 ноября 2023 на Wayback Machine Argonne National Laboratory (accessed Feb 2023)
  10. ↑ 1 2 Removal Action Report for the Experimental Breeder Reactor II (EBR-II). Архивная копия от 26 марта 2023 на Wayback Machine U.S. Department of Energy (DOE), July 2022 (pdf, 3.3 MB)
  11. ↑ USA's Experimental Breeder Reactor-II now permanently entombed. Архивная копия от 30 марта 2023 на Wayback Machine World Nuclear News, 1 July 2015
  12. ↑ Historic reactor dome gets a face-lift. Архивная копия от 1 июня 2023 на Wayback Machine Idaho National Laboratory, 3 Apr 2020

Библиография[править | править код]

Внешние ссылки[править | править код]

Источник — https://ru.wikipedia.org/w/index.php?title=Экспериментальный_реактор-размножитель_II&oldid=135376619