Реакторы с жидкометаллическим свинцовым охлаждением

Введение

Тип ядерного реактора, охлаждаемого расплавленным свинцом

Быстрый реактор с жидкосвинцовым охлаждением – это конструкция ядерного реактора, использующая расплавленный свинец или свинцово-висмутовый эвтектический теплоноситель. Эти материалы могут применяться в качестве первичного теплоносителя благодаря низкому поглощению нейтронов и относительно невысоким температурам плавления. Взаимодействие с этими тяжелыми ядрами незначительно замедляет нейтроны (следовательно, они не являются замедлителями нейтронов), поэтому эти реакторы работают с быстрыми нейтронами. Концепция в целом аналогична быстрым реакторам с натриевым охлаждением, и большинство реакторов с жидкими металлами используют натрий вместо свинца. Небольшое количество свинцово-охлаждаемых реакторов было построено, за исключением некоторых советских атомных подводных реакторов в 1970-х годах. Однако ряд предлагаемых и один строящийся новых проектов ядерных реакторов используют жидкосвинцовое охлаждение. Рассматриваемые конструкции топлива для данной реакторной схемы включают обогащенный уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла. Конструкция свинцово-охлаждаемого реактора предложена в качестве реактора поколения IV. Планы по дальнейшей реализации этого типа реактора включают модульные установки мощностью 300–400 МВт и крупную монолитную установку мощностью 1200 МВт.

Операция

Быстрые реакторы с охлаждением свинцом работают с быстрыми нейтронами и расплавленным свинцом или эвтектикой свинец-висмут. Расплавленный свинец или эвтектика свинец-висмут могут использоваться в качестве первичного теплоносителя, поскольку, особенно свинец, и в меньшей степени висмут, обладают низким сечением поглощения нейтронов и относительно низкой температурой плавления. Взаимодействие с этими тяжелыми ядрами замедляет нейтроны в меньшей степени (и, следовательно, они не являются замедлителями нейтронов), что способствует тому, что этот тип реактора является реактором на быстрых нейтронах. Проще говоря, если нейтрон сталкивается с частицей с сопоставимой массой (например, с водородом в реакторе с водой под давлением PWR), он склонен терять кинетическую энергию. Напротив, при столкновении с гораздо более тяжелым атомом, таким как свинец, нейтрон "отскакивает", не теряя энергии. Однако теплоноситель также служит нейтронным отражателем, возвращая часть вылетающих нейтронов в активную зону. Быстрые реакторы малой мощности с охлаждением свинцом (такие как SSTAR) могут охлаждаться естественной конвекцией, в то время как в более крупных конструкциях (таких как ELSY) используется принудительная циркуляция при нормальной мощности, но предусмотрено аварийное охлаждение естественной циркуляцией. Не требуется вмешательства оператора и каких-либо насосов для охлаждения остаточного тепла реактора после остановки. Температура теплоносителя на выходе из реактора обычно находится в диапазоне от 500 до 600 °C, и может превышать 800 °C при использовании передовых материалов в более поздних конструкциях. Температуры выше 800 °C теоретически достаточно высоки для термохимического производства водорода посредством серно-йодного цикла, хотя это пока не продемонстрировано. Концепция в целом очень похожа на реактор на быстрых нейтронах с охлаждением натрием, и большинство реакторов на жидких металлах используют натрий вместо свинца. Было построено немного реакторов с охлаждением свинцом, за исключением некоторых советских ядерных подводных реакторов в 1970-х годах, но ряд предлагаемых и один строящийся новых проектов ядерных реакторов используют охлаждение свинцом.

Топливо

Разработанные проекты топлива для этой реакторной схемы включают в себя фертильный уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла. Свинец практически не активируется нейтронами. Таким образом, практически никакие радиоактивные элементы не образуются в результате поглощения нейтронов свинцом. Это отличается от свинцово-бизмутового эвтектика, который использовался в других быстрых реакторах, в том числе в российских подводных лодках. Висмут-209 в этой смеси (обладающий более низкой температурой плавления – 123,5 °C, чем у чистого свинца) активируется в некоторой степени до полония-210 (210Po), который является сильно радиотоксичным альфа-излучателем. Хотя свинец практически не поглощает нейтроны, благодаря его высокой плотности (10,66 г/см³ в жидком состоянии при температуре плавления) он очень эффективно поглощает гамма-лучи и другое ионизирующее излучение. Это обеспечивает крайне низкий уровень радиации за пределами реактора. В отличие от расплавленного натрия, другого относительно популярного теплоносителя, используемого в быстрых реакторах, свинец не имеет проблем с воспламеняемостью (хотя сгорание натрия в воздухе – это умеренная реакция, не следует путать её с бурной реакцией натрия с водой), и он затвердевает при утечке. Очень широкий температурный диапазон, в котором свинец остается жидким (более 1400 K или 1126 °C), означает, что любые тепловые отклонения поглощаются без повышения давления. На практике рабочая температура будет поддерживаться на уровне – , главным образом из-за других свойств материалов и физико-химических ограничений, в том числе их чувствительности к коррозии жидким металлом (хрупкость металла от жидкого металла) и растворению металла, вызванному образованием амальгамы (непрерывное извлечение Cr и Ni из нержавеющей стали). Как и в случае со всеми конструкциями быстрых реакторов, благодаря высокой температуре и высокой тепловой инерции, в аварийных ситуациях возможно пассивное охлаждение. Таким образом, не потребуется помощь электрических насосов, естественной конвекции будет достаточно для отвода остаточного тепла после остановки. Для этого в конструкции реактора предусмотрены специальные пассивные системы отвода тепла, не требующие электроэнергии и вмешательства оператора. Все быстрые реакторы работают при значительно более высоких температурах в активной зоне, чем реакторы с водяным охлаждением (и замедлением). Это позволяет значительно повысить термодинамическую эффективность парогенераторов. Таким образом, большая часть энергии ядерного деления может быть преобразована в электроэнергию. В реальных условиях можно достичь эффективности более 40%, по сравнению с примерно 30% в реакторах с водяным охлаждением. Аналогично, как и во всех реакторах с быстрым спектром, теплоноситель не находится под давлением. Это означает, что не требуется сосуд высокого давления, а трубопроводы и каналы могут быть изготовлены из стали и сплавов, не рассчитанных на высокое давление. Любая утечка в контуре первичного теплоносителя не будет происходить под высоким давлением. Свинец обладает высокой теплопроводностью (35 Вт/м·К) по сравнению с водой (0,58 Вт/м·К), что обеспечивает эффективный теплоотвод от топливных элементов к теплоносителю. Вместо регулярной загрузки топлива, после многих лет эксплуатации можно заменить всю активную зону. Такой реактор подходит для стран, которые не планируют создавать собственную ядерную инфраструктуру. Ядерные свойства свинца позволяют предотвратить положительный коэффициент пустотного эффекта, который трудно предотвратить в больших активных зонах натриевых быстрых реакторов. Свинец не вступает в значительную реакцию с водой или воздухом, в отличие от натрия, который легко воспламеняется на воздухе и может взрываться при контакте с водой. Это упрощает, удешевляет и повышает безопасность системы удержания и конструкции теплообменника/парогенератора.

Fuel designs being explored for this reactor scheme include fertile uranium as a metal, metal oxide or metal nitride. Lead undergoes almost no activation by neutrons. Thus, virtually no radioactive elements are created by absorption of neutrons by the lead. This is in contrast to the lead bismuth eutectic which was used in other fast designs, including in Russian submarines. The bismuth 209 in this mixture (which has a lower melting point, 123.5 °C, than that of pure lead) is activated to some degree to 210Po, polonium 210, which is a very radiotoxic alpha emitter. Although lead virtually absorbs no neutrons, because of its high density (10.66 g/cm3, when liquid at melting point), lead is very effective at absorbing gamma rays and other ionizing radiation. This ensures that radiation fields outside the reactor are extremely low. In contrast to molten sodium metal, another relatively popular coolant that is used in fast reactors, lead does not have issues with flammability (although the combustion of sodium in air is a mild reaction, not to be confused with the violent reaction between sodium and water), and will solidify from a leak. The very wide temperature range at which lead remains liquid (more than 1400 K or 1126 °C) implies that any thermal excursions are absorbed without any pressure increase. In practice, the operational temperature will be kept at around – , mainly because of other material properties and physico chemical limitations, a. o. their sensitivity to corrosion by a liquid metal (liquid metal embrittlement) and amalgam driven metal dissolution (continuous Cr and Ni extraction from stainless steel). As with all fast reactor designs, because of the high temperature and the high thermal inertia, passive cooling is possible in emergency situations. Thus, no electrical pumping assistance should be required, natural convection being sufficient to remove residual heat after shutdown. To achieve this, reactor designs include dedicated passive heat removal systems, that requires no electrical power and no operator action. All fast reactor designs operate at substantial higher temperatures in the core than water cooled (and moderated) reactors. This allows a significantly higher thermodynamic efficiency in the steam generators. Thus, a larger portion of the nuclear fission energy can be converted into electricity. More than 40% efficiency is achievable in real life, compared to around 30% in water cooled reactors. Similarly, as with all fast spectrum reactors, the coolant is not pressurized. This means that no pressure vessel is required, and the piping and ducts can be constructed with non pressure resistant steel and alloys. Any leak in the primary coolant circuit will not be ejected at very high pressures. Lead has a high thermal conductivity (35 W/m・K) compared to that of water (0.58 W/m・K), which means that heat transport from the fuel elements to the coolant is effective. Instead of regular refueling, the whole core can be replaced after many years of operation. Such a reactor is suitable for countries that do not plan to build their own nuclear infrastructure. Lead's nuclear properties allow it to prevent a positive void coefficient, which is difficult to prevent in large sodium fast reactor cores. Lead does not react significantly with water or air, unlike sodium which burns readily in air and can explode in contact with water. This allows easier, cheaper and safer containment and heat exchanger/steam generator design.

Бельгия

Проект MYRRHA (Multi-purpose Hybrid Research Reactor for High-tech Applications) направлен на вклад в разработку будущего ядерного реактора, соединенного с протонным ускорителем (так называемая система, управляемая ускорителем, ADS). Это может быть «быстрый реактор с охлаждением свинцом-висмутом или свинцом» с двумя возможными конфигурациями: субкритической или критической. Это может быть реактор бассейнового или контурного типа. Проект управляется SCK CEN, бельгийским исследовательским центром ядерной энергетики. Он основан на первом небольшом прототипе исследовательского демонстратора – системе Guinevere, полученной из реактора нулевой мощности Venus, существующего в SCK CEN с начала 1960-х годов и модифицированного для размещения ванны расплавленного эвтектика свинца-висмута (LBE) в сочетании с небольшим протонным ускорителем. В декабре 2010 года MYRRHA был включен Европейской Комиссией в список 50 проектов, призванных обеспечить европейское лидерство в ядерных исследованиях в следующие 20 лет. В 2013 году проект перешел в дальнейшую фазу разработки, когда контракт на предварительное проектирование (FEED) был заключен с консорциумом под руководством Areva. Стремясь к компактному активному ядру с высокой плотностью мощности (то есть высоким нейтронным потоком) для возможности использования в качестве реактора для испытания материалов, топливо, используемое в ADS MYRRHA, должно быть сильно обогащено делящимся изотопом. В качестве первого варианта был выбран высокообогащенный MOx-топлив с содержанием 30–35 мас. % <sup>239</sup>Pu. Однако, согласно Abderrahim et al. (2005), помимо выявленных технических проблем, существовали также финансовые и экономические риски, связанные с ожидаемым значительным увеличением затрат на строительство и эксплуатацию, когда проект перейдет на более детальную стадию проектирования. Длительные задержки в строительстве, связанные с осложнениями проектирования, недооцененными техническими трудностями и недостаточным бюджетом, не являются редкостью для подобных проектов. Также отмечалось ограниченное участие бельгийского государства (40% всех затрат) и неопределенные выгоды для внешних владельцев проектов. Работы по FEED пришлось приостановить, и они не продвинулись дальше предварительного этапа. Довольно удивительно, что предварительные результаты работ по FEED были опубликованы в журнале, совершенно не связанном с областью ADS или реакторов с быстрыми нейтронами: International Journal of Hydrogen Energy (IJHE), хотя вопрос о производстве водорода с помощью MYRRHA никогда не рассматривался. Выбор этого журнала для представления предварительных результатов работ по FEED вызывает недоумение. Журнал, в котором были объявлены работы по FEED, Physics Procedia, также прекратил свое существование. Помимо постоянно растущих затрат и финансовой неопределенности, проекту все еще предстоит решить множество технических проблем: серьезные проблемы коррозии (хрупкое разрушение жидким металлом, растворение амальгамы в расплавленном металле Cr и Ni из нержавеющей стали, используемой для топливных оболочек и конструкционных материалов реактора), рабочая температура (риск затвердевания металла по сравнению с повышенной скоростью коррозии), вопросы ядерной безопасности.

The MYRRHA project (for Multi purpose hYbrid Research Reactor for High tech Applications) is aimed to contribute to design a future nuclear reactor coupled to a proton accelerator (so called Accelerator driven system, ADS). This could be a 'lead bismuth cooled, or a lead cooled, fast reactor' with two possible configurations: sub critical or critical. It could be a pool , or a loop type, reactor. The project is managed by SCK CEN, the Belgian research center for nuclear energy. It is based on a first small prototype research demonstrator, the Guinevere system, derived from the zero power reactor Venus existing at SCK CEN since the beginning of the 1960s and modified to host a bath of molten lead bismuth eutectic (LBE) coupled to a small proton accelerator. In December 2010, MYRRHA was listed by the European Commission as one of 50 projects for maintaining European leadership in nuclear research in the next 20 years. In 2013, the project entered a further development phase when a contract for the front end engineering design was awarded to a consortium led by Areva. Aiming at a compact core with high power density (i. e. with a high neutron flux) to be able to operate as a materials testing reactor, the fuel to be used in the ADS MYRRHA must be highly enriched in a fissile isotope. A highly enriched MOx fuel with 30 – 35 wt. % of 239Pulink=Plutonium 239 was first selected to obtain the desired neutronic performances. However, according to Abderrahim et al. (2005) Beside the technical challenges identified, they were also financial and economical risks related to the construction and exploitation costs expected to strongly increase when the project should enter a more detailed design stage. Long construction delays related to design complications, underestimated technical difficulties and insufficient budget are not uncommon for such a project. The limited participation of the Belgian State (40% of all the costs) and the uncertain benefits for the external project owners were also pointed out. the front end engineering design (FEED) activities had to be suspended and have not progressed beyond the preliminary stage. Quite surprisingly, the preliminary results of the FEED activities were published in a journal absolutely not related to the field of ADS or fast neutron reactor: the International Journal of Hydrogen Energy (IJHE) while there was never any question of producing hydrogen with MYRRHA. The choice of this journal to present the preliminary results of the FEED activities is disconcerting. The journal where the FEED activities were announced, Physics Procedia, is also discontinued. Beside continuously increasing costs and financial uncertainties, the project still has to address many technical challenges: severe corrosion issues (liquid metal embrittlement, amalgam driven dissolution in the molten metal of Cr and Ni from the stainless steel used for the fuel claddings and reactor structure materials), operating temperature (metal solidification risks versus increased corrosion rate), nuclear criticality safety issues

Массовый запас эвтектика свинца-висмута (LBE) для предлагаемой бассейновой конструкции MYRRHA, рассматриваемой в предварительных анализах FEED 2013–2015 годов, составляет 4500 тонн металлического PbBi. Это соответствует активности 5,5 × 10<sup>12</sup> Бк.

Германия

Проект двухфазного жидкостного реактора (DFR) был первоначально разработан немецким исследовательским институтом, Институтом физики твердого тела с ядерными реакциями в Берлине. В феврале 2021 года проект был передан новообразованной канадской компании Dual Fluid Energy Inc. для промышленной реализации концепции. Проект DFR стремится объединить преимущества реактора на расплавленных солях и реактора с жидкометаллическим теплоносителем. Как реактор-размножитель, предлагаемый реактор DFR предназначен для сжигания как природного урана или тория, так и для трансмутации и деления минорных актинидов. Благодаря высокой теплопроводности жидкого металла, остаточное тепло распада реактора DFR может быть удалено пассивно.

Румыния

ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) — это демонстрационный образец свинцового быстрого реактора, разработанный компанией Ansaldo Energia из Италии и планируемый к строительству в Миовени, Румыния. На той же площадке также будет построен бассейн с расплавленным свинцом ATHENA для проведения исследований.

Россия

В настоящее время ведется строительство реактора БРЕСТ. Этот реактор будет использовать чистый свинец в качестве теплоносителя, топливо из нитрида плутония и урана, вырабатывать 300 МВт(э) при тепловой мощности 750 МВт, и является реактором пулового типа. Фундамент был завершен в ноябре 2021 года. Реактор расположен на площадке Северска Сибирского химического комбината (СХК).

Швеция

Компания LeadCold совместно с Королевским технологическим институтом KTH и Uniper разрабатывает реактор SEALER (Swedish Advanced Lead Reactor) – реактор, охлаждаемый свинцом, использующий нитрид урана в качестве топлива.

Великобритания

Британская компания Newcleo разрабатывает маломощные модульные реакторы со свинцовым охлаждением мощностью 30 МВт и 200 МВт для использования в военно-морском и наземном секторах. Первый действующий реактор планируется ввести в эксплуатацию в 2030 году во Франции.

Соединенные Штаты

Первоначальная конструкция энергомодуля Hyperion предполагала использование этого типа, с ураннитридным топливом в оболочке из труб HT 9, кварцевым отражателем и эвтектикой свинца и висмута в качестве теплоносителя. Фирма обанкротилась в 2018 году. Национальная лаборатория Лоуренса Ливермора разработала SSTAR с водяным охлаждением.