Натриевые быстрые реакторы: технологии и перспективы

Введение

Тип ядерного реактора, охлаждаемого расплавленным натрием.

Быстрый реактор с натриевым охлаждением — это быстрый нейтронный реактор, охлаждаемый жидким натрием. Аббревиатура SFR относится, в частности, к двум проектам реакторов поколения IV: один основан на существующей технологии реакторов с жидким металлом (LMFR), использующей смешанное оксидное топливо (MOX), а другой — на интегральном быстром реакторе с металлическим топливом. Несколько быстрых реакторов с натриевым охлаждением были построены, и некоторые из них эксплуатируются в настоящее время, особенно в России. Другие находятся в стадии планирования или строительства. Например, в 2022 году в США компания TerraPower (используя технологию Traveling Wave) планирует построить собственные реакторы вместе с системой накопления энергии на основе расплавленных солей в городе Кеммерре, штат Вайоминг. Помимо российского опыта, в эту технологию инвестируют Япония, Индия, Китай, Франция и США.

Топливный цикл

В ядерном топливном цикле используется полная переработка актинидов с двумя основными вариантами: один – реактор средней мощности (150–600 МВтэ) с охлаждением натрием, использующий топливо из металлического сплава урана, плутония и минорных актинидов на основе циркония, с топливным циклом, основанным на пирометаллургической переработке на предприятиях, интегрированных с реактором. Второй – реактор средней и большой мощности (500–1500 МВтэ) с охлаждением натрием, использующий смешанное оксидное топливо урана и плутония, с топливным циклом, основанным на передовой водной переработке в централизованном комплексе, обслуживающем несколько реакторов. Температура на выходе составляет приблизительно 510–550 градусов Цельсия для обоих вариантов.

Натрия охлаждающая жидкость

Для переноса тепла из ядра может использоваться жидкий металлический натрий. Натрий имеет только один стабильный изотоп – натрий-23, который слабо поглощает нейтроны. Поглощая нейтрон, он превращается в натрий-24, имеющий период полураспада 15 часов и распадающийся до стабильного изотопа магний-24.

Тип пула или петли

Два основных подхода к проектированию реакторов с натриевым охлаждением – это бассейный и контурный типы. В бассейном типе первичный теплоноситель содержится в главном корпусе реактора, который, таким образом, включает в себя активную зону реактора и теплообменник. Этот подход был использован в американском EBR-2, французском Phénix и других реакторах, а также применяется в индийском опытном быстром реакторе-размножителе и китайском CFR-600. В контурном типе теплообменники расположены вне корпуса реактора. Этот подход применялся во французском Rapsodie, британском опытном быстром реакторе и других реакторах.

Преимущества

Все быстрые реакторы имеют несколько преимуществ по сравнению с существующим парком водо-водяных реакторов, в частности, значительно сокращаются объемы образующихся отходов. Важно отметить, что при работе реактора на быстрых нейтронах изотопы плутония гораздо вероятнее подвергаются делению при захвате нейтрона. Таким образом, вероятность захвата быстрых нейтронов ураном и плутонием меньше, но при захвате они с гораздо большей вероятностью вызывают деление. Это означает, что запасы трансурановых отходов в быстрых реакторах практически отсутствуют. Основное преимущество жидкометаллических теплоносителей, таких как жидкий натрий, заключается в том, что атомы металла являются слабыми замедлителями нейтронов. Вода является гораздо более сильным замедлителем нейтронов, поскольку атомы водорода, содержащиеся в воде, значительно легче атомов металла, и поэтому нейтроны теряют больше энергии при столкновениях с атомами водорода. Это затрудняет использование воды в качестве теплоносителя для быстрого реактора, поскольку вода имеет тенденцию замедлять (умеренно) быстрые нейтроны до тепловых (хотя существуют концепции реакторов с водой с пониженным замедлением). Еще одним преимуществом жидкого натрия в качестве теплоносителя является то, что он плавится при 371 K (98°C) и кипит/испаряется при 1156 K (883°C), что составляет разницу в 785 K (785°C) между твердым/замороженным и газообразным/парообразным состояниями. Для сравнения, температурный диапазон жидкой воды (между льдом и паром) составляет всего 100 K при нормальных атмосферных условиях на уровне моря. Несмотря на низкую удельную теплоемкость натрия (по сравнению с водой), это позволяет поглощать значительное количество тепла в жидкой фазе, сохраняя при этом высокий запас безопасности. Кроме того, высокая теплопроводность натрия эффективно создает резерв тепловой емкости, обеспечивающий тепловую инерцию против перегрева. Натрий не требует поддержания давления, поскольку его температура кипения значительно выше рабочей температуры реактора, а также не вызывает коррозию стальных деталей реактора, а наоборот, защищает металлы от коррозии. Электропроводящий расплавленный натрий может перемещаться с помощью электромагнитных насосов.

All fast reactors have several advantages over the current fleet of water based reactors in that the waste streams are significantly reduced. Crucially, when a reactor runs on fast neutrons, the plutonium isotopes are far more likely to fission upon absorbing a neutron. Thus, fast neutrons have a smaller chance of being captured by the uranium and plutonium, but when they are captured, have a much bigger chance of causing a fission. This means that the inventory of transuranic waste is non existent from fast reactors. The primary advantage of liquid metal coolants, such as liquid sodium, is that metal atoms are weak neutron moderators. Water is a much stronger neutron moderator because the hydrogen atoms found in water are much lighter than metal atoms, and therefore neutrons lose more energy in collisions with hydrogen atoms. This makes it difficult to use water as a coolant for a fast reactor because the water tends to slow (moderate) the fast neutrons into thermal neutrons (although concepts for reduced moderation water reactors exist). Another advantage of liquid sodium coolant is that sodium melts at 371K (98°C) and boils / vaporizes at 1156K (883°C), a difference of 785K (785°C) between solid / frozen and gas / vapor states. By comparison, the liquid temperature range of water (between ice and gas) is just 100K at normal, sea level atmospheric pressure conditions. Despite sodium's low specific heat (as compared to water), this enables the absorption of significant heat in the liquid phase, while maintaining large safety margins. Moreover, the high thermal conductivity of sodium effectively creates a reservoir of heat capacity that provides thermal inertia against overheating. Sodium need not be pressurized since its boiling point is much higher than the reactor's operating temperature, and sodium does not corrode steel reactor parts, and in fact, protects metals from corrosion. The electrically conductive molten sodium can be moved by electromagnetic pumps.

Цели проектирования

Рабочая температура не должна превышать температуру плавления топлива. Необходимо учитывать химическое взаимодействие топлива с оболочкой (FCCI). FCCI – это эвтектическое плавление между топливом и оболочкой; уран, плутоний и лантан (продукт деления) диффундируют с железом оболочки. Образующийся сплав имеет низкую температуру эвтектического плавления. FCCI приводит к снижению прочности и даже разрушению оболочки. Количество трансмутации сверхтяжелых элементов ограничено образованием плутония из урана. Одним из решений является использование инертной матрицы, например, оксида магния. Оксид магния имеет на порядок меньшую вероятность взаимодействия с нейтронами (тепловыми и быстрыми), чем такие элементы, как железо. Необходимо обрабатывать высокоактивные отходы, и в частности, управлять плутонием и другими актинидами. Меры безопасности включают длительное время тепловой инерции, большой запас по температуре кипения теплоносителя, первичную систему охлаждения, работающую вблизи атмосферного давления, и промежуточную натриевую систему между радиоактивным натрием в первичной системе и водой и паром на электростанции. Инновации могут снизить капитальные затраты, например, за счет модульной конструкции, исключения первичного контура, интеграции насоса и промежуточного теплообменника, а также применения более совершенных материалов. Быстрый спектр SFR позволяет значительно эффективнее использовать доступные делящиеся и воспроизводимые материалы (включая обедненный уран), чем реакторы с тепловым спектром, работающие по однопроходной схеме топливного цикла.

История

В 2020 году Natrium получила грант в размере 80 миллионов долларов США от Министерства энергетики США на разработку своего быстрого реактора на жидком натрии (SFR). Программа предполагает использование топлива с высоким содержанием изотопа U-235 и низким обогащением, содержащего от 5 до 20% урана. Ожидалось, что реактор будет размещен под землей и оснащен управляющими стержнями, вводимыми под действием силы тяжести. Благодаря работе при атмосферном давлении, не требуется установка массивного герметичного кожуха. Благодаря большой теплоемкости, предполагалось, что реактор сможет выдавать пиковую мощность 500 МВэ в течение более 5 часов, в дополнение к его номинальной непрерывной мощности 345 МВэ.