Выведенный из эксплуатации экспериментальный реактор EBR-II в Айдахо, США.

Введение

Выведенный из эксплуатации экспериментальный ядерный реактор в штате Айдахо, США

Экспериментальный реактор-разведчик II (EBR II) — быстрый реактор с натриевым охлаждением, разработанный, построенный и эксплуатируемый Национальной лабораторией Аргонн на Национальной станции испытаний реакторов в Айдахо. Он был остановлен в 1994 году. Ответственность за реактор была передана Национальной лаборатории Айдахо после ее основания в 2005 году. Первые операции начались в июле 1964 года, а критическое состояние было достигнуто в 1965 году при общей стоимости более 32 миллионов долларов США (в долларах того времени). Первоначальный акцент в проектировании и эксплуатации EBR II был сделан на демонстрации полномасштабной реакторной установки с переработкой твердого металлического топлива непосредственно на месте. Топливные элементы, обогащенные примерно до 67% урана-235, герметизировались в трубах из нержавеющей стали и извлекались при достижении обогащения около 65%. Трубы вскрывались и перерабатывались для удаления поглотителей нейтронов, смешивались со свежим U-235 для повышения обогащения и возвращались в реактор. Испытания исходного цикла воспроизводства продолжались до 1969 года, после чего реактор использовался для тестирования концепций интегрального быстрого реактора. В этой роли высокоэнергетическая нейтронная среда активной зоны EBR II использовалась для испытания топлива и материалов для будущих, более крупных реакторов на жидких металлах. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR II подвергся экспериментальной остановке, имитирующей полный отказ насосов охлаждения. Он продемонстрировал способность к самоохлаждению топлива за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя в период распада после остановки. Он использовался для поддержки концепции ИФР и во многих других экспериментах до вывода из эксплуатации в сентябре 1994 года. При работе на полную мощность, которой он достиг в сентябре 1969 года, EBR II производил около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии через традиционную трехуровневую систему паровых турбин и третичную градирню с принудительным воздушным охлаждением. За время своей эксплуатации он выработал более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электроэнергии, а также тепла для объектов Национальной лаборатории Аргонн-Уэст.

Experimental Breeder Reactor II (EBR II) was a sodium cooled fast reactor designed, built and operated by Argonne National Laboratory at the National Reactor Testing Station in Idaho. It was shut down in 1994. Custody of the reactor was transferred to Idaho National Laboratory after its founding in 2005. Initial operations began in July 1964 and it achieved criticality in 1965 at a total cost of more than US$32 million ($ in dollars). The original emphasis in the design and operation of EBR II was to demonstrate a complete breeder reactor power plant with on site reprocessing of solid metallic fuel. Fuel elements enriched to about 67% uranium 235 were sealed in stainless steel tubes and removed when they reached about 65% enrichment. The tubes were unsealed and reprocessed to remove neutron poisons, mixed with fresh U 235 to increase enrichment, and placed back in the reactor. Testing of the original breeder cycle ran until 1969, after which time the reactor was used to test concepts for the Integral Fast Reactor concept. In this role, the high energy neutron environment of the EBR II core was used for testing fuels and materials for future, larger, liquid metal reactors. As part of these experiments, in 1986 EBR II underwent an experimental shutdown simulating complete cooling pump failure. It demonstrated its ability to self cool its fuel through natural convection of the sodium coolant during the decay heat period following the shutdown. It was used in the IFR support role, and many other experiments, until it was decommissioned in September 1994. At full power operation, which it reached in September 1969, EBR II produced about 62.5 megawatts of heat and 20 megawatts of electricity through a conventional three loop steam turbine system and tertiary forced air cooling tower. Over its lifetime it has generated over two billion kilowatt hours of electricity, providing a majority of the electricity and also heat to the facilities of the Argonne National Laboratory West.

Дизайн

Топливо состоит из уранных стержней диаметром и длиной . Обогащенный до 67% урана-235 в свежем состоянии, концентрация снизилась примерно до 65% при извлечении. Стержни также содержали 10% циркония. Каждый топливный элемент помещается внутрь тонкостенной трубки из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка герметично заваривается сверху, образуя единый элемент длиной . Натрий предназначен для функционирования в качестве теплоносителя. По мере того, как все больше урана подвергается делению, в нем образуются трещины, и натрий проникает в пустоты. Он извлекает важный продукт деления – цезий-137, и вследствие этого становится сильно радиоактивным. Пространство над ураном собирает газы деления, в основном криптон-85. Пучки стержней внутри шестиугольных оболочек из нержавеющей стали длиной собираются в соты; каждый элемент содержит около урана. В целом, активная зона содержит около урана, и эта часть называется драйвером. Активная зона EBR II может вместить до 65 экспериментальных подкомплектов для облучения и испытаний на эксплуатационную надежность, загруженных различными металлическими и керамическими топливами – оксидами, карбидами или нитридами урана и плутония, а также металлическими топливными сплавами, такими как уран-плутоний-циркониевое топливо. Другие позиции подкомплектов могут содержать эксперименты с конструкционными материалами.

Пассивная безопасность

Реактор типа бассейна EBR II обеспечивает пассивную безопасность: ядро реактора, его оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора погружены в расплавленный натрий. Обеспечивая жидкость, которая эффективно отводит тепло от топлива к теплоносителю и работает при относительно низких температурах, EBR II максимально использует расширение теплоносителя, топлива и конструкции при нештатных ситуациях, приводящих к повышению температуры. Расширение топлива и конструкции в нештатной ситуации приводит к остановке системы даже без вмешательства оператора. В апреле 1986 года на EBR II было проведено два специальных испытания, в ходе которых основные первичные насосы охлаждения были выключены при полной мощности реактора (62,5 мегаватт, тепловой). Не допуская вмешательства штатных систем аварийного останова, мощность реактора упала почти до нуля примерно за 300 секунд. Топливо и реактор не получили повреждений. В тот же день эту демонстрацию последовало еще одно важное испытание. При полной мощности реактора был остановлен поток во вторичной системе охлаждения. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку отводу тепла реактора не было куда деваться. По мере нагрева первичной (реакторной) системы охлаждения топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширялись, и реактор автоматически остановился. Это испытание показало, что реактор способен к остановке за счет присущих ему характеристик, таких как тепловое расширение, даже при потере способности отвода тепла из первичной системы охлаждения. В настоящее время EBR II выгружен из топлива. Работы по выводу EBR II из эксплуатации также включают переработку выработавшегося ядерного топлива с использованием электрометаллургической технологии переработки топлива на установке подготовки топлива, расположенной рядом с EBR II. Процесс очистки EBR II включает удаление и переработку натриевого теплоносителя, очистку натриевых систем EBR II, удаление и пассивацию других химических опасностей, а также перевод деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.

Вывод из эксплуатации

Реактор был остановлен в сентябре 1994 года. Первый этап работ по выводу из эксплуатации, выгрузка топлива из реактора, был завершен в декабре 1996 года. Начиная с 2000 года, теплоносители были удалены и переработаны. Это было завершено в марте 2001 года. Третья и заключительная фаза работ по выводу из эксплуатации заключалась в "приведении реакторных и нереакторных систем в радиологически и промышленно безопасное состояние". В период с 2012 по 2015 год были удалены некоторые компоненты подземной части реактора. Стоимость работ по демонтажу в здании реактора составила около 25,7 миллиона долларов. Подвал, в котором находился реактор, был заполнен цементным раствором. Трехлетний проект по дезактивации и инкапсуляции стоил 730 миллионов долларов. На более позднем этапе планировалось удалить большой бетонный купол, окружающий реактор EBR II, и установить бетонную крышку над оставшейся конструкцией. В 2018 году планы были изменены. Демонтаж купола был прекращен, а в 2019 году был залит новый пол и купол был покрашен, чтобы подготовить здание к промышленному использованию. Здание будет использоваться для исследовательского центра над инкапсулированным реактором. Купол является неотъемлемой частью инкапсуляции, наряду с "Программой долгосрочного управления и контроля всей площадки". Использование площадки будет носить промышленный характер в течение 100 лет и, вероятно, в неопределенном будущем после этого.

Интегральный быстрый реактор

EBR II послужил прототипом интегрального реактора на быстрых нейтронах (IFR), который должен был стать преемником EBR II. Программа IFR была начата в 1983 году, но финансирование было отозвано Конгрессом США в 1994 году, за три года до планируемого завершения программы.