Reactor nuclear autofertilizant

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare

1leftarrow blue.svg Articol principal: Reactor de fisiune nucleară .

Schema unui reactor rapid teoretic refrigerat cu sodiu din a 4-a generație

Un reactor de ameliorare este un reactor de fisiune proiectat să funcționeze cu o conversie medie a fisilelor într-un raport mai mare decât unul la cantitatea fisionată, adică proiectat pentru a produce mai mult decât consumă pe durata de viață a unei încărcături. Raporturile tipice de conversie ale reactoarelor de reproducție sunt în jur de 1,2, în timp ce cele ale reactoarelor de generația 1, 2 și 3 sunt în jur de 0,6 pentru LWR și ajung la aproximativ 0,8 în CANDU .

Acest lucru nu înseamnă nici măcar în teorie că sarcina totală (fertilă și fisibilă) a unui reactor autofertilizant poate dura la nesfârșit, întrucât în ​​timp cantitatea de fertile scade inexorabil și, odată cu aceasta, numărul de atomi fertilizați pe unitate de timp: dacă nu reîncărcați mai devreme sau mai târziu acest număr ar fi depășit de cel al atomilor fisionați pe unitate de timp, adică conversia ar scădea sub unitate și în acest moment reactorul ar avea o durată de viață limitată. Pe de altă parte, atâta timp cât fertilul este reumplut într-un reactor de ameliorare, acesta reușește să aibă o producție netă continuă de fisil, spre deosebire de reactoarele care nu sunt de ameliorare.

Deși cercetarea și prototiparea au fost orientate în principal către reactoare de creștere rapidă a neutronilor (sau FBR , Fast Breeder Reactor ), auto-fertilizarea poate fi realizată și în reactoarele cu neutroni termici (sau TBR , Thermal Breeder Reactor ): trebuie totuși să fie utilizat un alt mod " combustibil "pe bază de toriu, mai degrabă decât de uraniu . În general, utilizarea neutronilor „lenti” ar trebui să aducă mai multe avantaje, inclusiv o solicitare mult mai mică asupra materialelor care alcătuiesc reactorul (o problemă care este, invers, critică pentru reactoarele rapide). Cu toate acestea, până în prezent, există puține reactoare termice și toate prezente în India: reactorul KAMINI , reactorul experimental de 40 MWt de la Centrul Indira Gandhi inaugurat în 1985, în timp ce PFBR (rapid) în construcție din 2004 va fi echipat cu o manta de toriu.

Ciclul uraniu-plutoniu (FBR)

Termenul rapid este, în general, asociat cu reactoare de reproducere care utilizează ciclul uraniu-plutoniu, care sunt, de asemenea, numite FBR , Fast Breeder Reactor. Acest lucru indică faptul că neutronii emiși de fisiuni nu sunt încetiniți ( moderați ), ci interacționează cu nucleii fisibili cu o energie apropiată de cea pe care o dețineau în momentul originii lor în fisiune: energia lor cinetică este de câteva sute de keV, în timp ce în reactoarele tradiționale (cu neutroni „termici”, moderate) energia cinetică medie a neutronilor este mai mică decât electronii volți (eV). Cea mai probabilă valoare a energiei cinetice posedată într-un reactor termic, care funcționează la 300 ° C, este de aproximativ 0,05 eV.

Această valoare poate fi calculată pornind de la însăși definiția neutronului termic: se spune că un astfel de neutron are aproximativ aceeași energie cinetică medie ca particulele care îl înconjoară, fie că sunt atomi sau molecule. Prin urmare, imaginând neutronii ca un gaz monatomic, energia cinetică medie a acestora în această stare poate fi exprimată prin formulă

unde k este constanta Boltzmann și T temperatura absolută .

Trebuie clarificat că, în principiu, un reactor de ameliorare nu este neapărat rapid (și invers), chiar dacă în literatură cele două categorii sunt adesea confundate din motive istorice, la fel cum aceste două sunt adesea confundate cu clasa de sodiu (răcit) reactoare.: în realitate, printre reactoarele rapide (FBR) putem menționa, de exemplu, reactoarele cu plumb (răcite), iar printre reactoarele de ameliorare, acestea din urmă și reactoarele cu ciclu toriu-uraniu (TBR). În schimb, se poate spune că un FBR fertilizează întotdeauna combustibilul, deoarece există întotdeauna unele fertile (uraniu 238) care interacționează cu o parte a neutronilor (restul sunt absorbite de celelalte elemente din reactor, inclusiv fisibile sau reușesc să evadare) și printre neutronii care interacționează, o parte reușește întotdeauna să o fertilizeze, în timp ce alta produce alte reacții. Cu toate acestea, nu este sigur că această mică fracțiune de neutroni care este capabilă să fertilizeze uraniul 238 este mai mare decât cea care interacționează și este capabilă să fisioneze fisilul (uraniul 235 și plutoniul 239 produs prin fertilizare).

Structura

Lista reactoarelor rapide cu neutroni de sodiu [1] ( editați )
Nume Stadion [2] MW (electric) MW (termic) Operațiune
Statele Unite ale Americii
EBR 2 ȘI 20 62.5 1963-94
Opriri 1 ȘI 66 200 1963-72
SEFOR 20 1969-72
Fast Flux TF (Hanford) ȘI 400 1980-93
Regatul Unit
Protoype FR (Dounreay) D. 270 650 1974-94
Franţa
Rapsodii ȘI 40 1966-82
Phénix D. 250 563 1973-
Superphénix C. 1240 3000 1985-98
Germania
KNK 2 (Karlsruhe) ȘI 21 58 1977-91
India
FBTR (Kalpakkam) ȘI 40 1985-
PFBR (Kalpakkam) D. 500 1250 în finalizare
Japonia
Jōyō ȘI 140 1978-
Monju D. 280 714 1994-96-?
Kazahstan
BN350 D. 135 750 1972-99
Rusia
BR 5/10 ȘI 5/8 1959-71, 1973-
BOR 60 ȘI 12 55 1969-
BN600 D. 600 1470 1980-
BN800 C. 880 2000 2014-
China
CEFR ȘI 20 65 2010-


Per total, densitatea puterii unui miez de reactor rapid este mai mare decât cea a unui reactor termic; din acest motiv agentul frigorific trebuie să aibă o capacitate mare de îndepărtare a căldurii. Din punct de vedere istoric, a existat o schimbare către utilizarea metalelor topite, care sunt menținute în stare topită atât de căldura produsă în miez, cât și de încălzitoarele electrice speciale atunci când sistemul este oprit și circulat și transportat la schimbătoarele de căldură prin intermediul pompe. Cel mai frecvent utilizat până acum în Occident este sodiul , plumbul a fost testat și în Uniunea Sovietică . Cu toate acestea, în ceea ce privește combustibilul, trebuie considerat că utilizarea combustibilului sub formă de dioxid caracteristică tuturor reactoarelor din trecut necesită o îmbogățire ridicată , de exemplu 20% doar de uraniu-235 (tipic BN-350, BN-600), echivalent doar al plutoniului (mai ieftin) întotdeauna în matricea de uraniu-238, sau în cele din urmă un amestec al celor două, MOx (BOR-60, BN-800) [1] . Utilizarea combustibilului nitrid în loc ca în reactorul BREST nu necesită o îmbogățire ridicată.

Palton

Miezul avea în trecut o periferie în material fertil (cum ar fi uraniu natural sau uraniu sărăcit ) mențiunea (în engleză pătură) care înconjoară partea cilindrică a seminței centrale (semințe) menționate cu elementele fisibile din cutii prismă hexagonală. De altfel, ambele zone generează energie, dar numai sămânța menține populația de neutroni care fertilizează parțial mantaua în evadarea din sămânță. În timp ce în material seminal fisiunea plutoniu-239 fisibilă sau transmutează în plutoniu-240 (absorbant non-fisibil care invalidează 239) [1] și concentrația produselor de fisiune crește, în manta nu se produc ambele fenomene. Această configurație favorizează utilizarea plutoniului în semințe, deoarece fisiunea sa produce mai mulți neutroni, crescând fluxul de neutroni și, prin urmare, și fracția care poate fi utilizată pentru fertilizare [3] . Mantaua este împărțită geometric în două regiuni:

  • mantaua axială este partea mantei realizată în jurul celor două fețe plate ale sămânței: la un nivel constructiv în fiecare element combustibil, tampoanele de pe partea inferioară și de deasupra sunt fertile și nu sunt fisibile. Numai această parte permite cantități și câștiguri mici de fertilizare [1] . Deoarece reprocesarea are loc în funcție de element, este mai dificil să separați partea fertilizată de partea fisionată de care se obține plutoniu-239 , prin urmare această parte în sine nu este considerată proliferantă . Cu toate acestea, în proiectele actuale, acesta este uneori înlocuit cu un reflector , în mod clar în avantajul echilibrului neutronic, dar în detrimentul suplimentar al fertilizării [1] .
  • mantaua radială, pe de altă parte, este partea care poate fi creată în jurul suprafeței laterale a sămânței. Este realizat în cutii separate, în întregime, fertile, identice cu cele ale sămânței, dar cu bare de diametru mai mare și mai puține numere (12-14mm), având în vedere puterea liniară mai mică care trebuie îndepărtată [4] . Adăugarea mantalei radiale garantează cantități și câștiguri maxime de fertilizare și un consum minim de fisil [1], dar face reprocesarea pentru recuperarea îngrășământului mult mai accesibilă, cu riscul de proliferare [1] . Accesibilitatea la îmbogățire datorită mantei radiale a fost de fapt cheia dezvoltării programului FBR în timpul Războiului Rece , deoarece generarea comercială de electricitate a fost din punct de vedere economic mai puțin favorabilă decât în ​​reactoarele cu apă. Superphénix , primul demonstrant [5] , avea și el mantaua radială; începând cu proiectele anilor 1990 , al căror scop este, dimpotrivă, producția electrică comercială, carcasa radială a fost întotdeauna înlocuită cu un reflector [1] .

Prin îndepărtarea mantalei radiale și înlocuirea acesteia cu zgura reactoarelor tradiționale, reactoarele își pot asuma configurația „arzătoarelor” (în engleză burners ) de zgură și plutoniu, obținând mai multă energie din acestea și transmutându-le în elemente ușoare. Desigur, în acest caz nu mai sunt auto-îngrășăminte. De exemplu, pentru a ajunge la configurația „arzătorului” necesară pentru eliminarea plutoniului sovietic de război extrem de îmbogățit în reactorul BN-600, începând din 2012 carcasa a fost înlocuită în totalitate cu un reflector din oțel inoxidabil [1] .

Avantajele reactoarelor de reproducere

Principalul avantaj al unui reactor de ameliorare este consumul de combustibil: dacă un CANDU , unul dintre cele mai eficiente reactoare termice, obține energie (de obicei „arde”) [6] din doar 1% din „combustibil”, reactoare rapide pe de altă parte , teoretic sunt capabili să ridice rata de exploatare a „combustibilului” la valori care se ridică în mod rezonabil la 50-60%.

Experimentele pe reactoarele Dounreay și EBR-2 au arătat că combustibilul metalic și sodiul de răcire au făcut reactorul să fie mai puțin susceptibil la accidente de refrigerare decât reactoarele de apă din acel moment. Cele mai recente prototipuri franceze și britanice au confirmat acest aspect. În caz de accident LOCA (pierderea lichidului de răcire), balasturile se închid pur și simplu. [1]

Un alt avantaj constă în faptul că „combustibilul” uzat evacuat dintr-un reactor de acest fel are o radiotoxicitate care durează „doar” zeci de mii de ani până la nivelul uraniului natural de pornire, în comparație cu timpurile de ordinul unuia milioane de ani de reactoare termice de generația I, 2 și 3.

Dezavantaje și riscuri potențiale

Radiotoxicitatea (în sievert pentru giga watt termic an) a combustibilului uzat evacuat din reactoare pentru diferite cicluri de combustibil, în funcție de timp. Toriu provoacă deșeuri radioactive cu durată mai scurtă de viață și mai puțin radioradiotoxice, în timp ce reactoarele cu uraniu din a doua și a treia generație dau cele mai slabe rezultate.

Cu toate acestea, există și alte considerații de făcut. În primul rând, viteza de producție a noului fisibil este foarte mică: timpul de dublare, adică timpul în care reactorul produce dublu față de materialul fissil pe care îl avea în sarcina sa inițială, este de 15-20 de ani; în plus, așa cum sa spus deja, elementele combustibile trebuie înlocuite adesea pentru a menține procentul de plutoniu ridicat în semințe și pentru a-l scădea în manta. Aceasta implică un flux constant de elemente combustibile către și de la instalațiile de procesare [7] . Acest lucru pune probleme de securitate atât în ​​ceea ce privește posibilele accidente, cât și riscul furtului material al teroriștilor sau altor infractori.

O a doua problemă se referă la plutoniul produs. Plutoniul obținut prin reprocesarea combustibilului reactoarelor termice normale este alcătuit din 25% din 240 Pu . Acest izotop este foarte instabil deoarece are tendința de a da fisiuni spontane, adică, deși nu este vizat de neutroni de niciun fel, este capabil de fisiune. Acest lucru implică riscuri serioase pentru stabilitatea combustibilului. Această situație este favorabilă din punctul de vedere al neproliferării armelor nucleare: de fapt, un nivel ridicat de Pu-240 face imposibilă construirea unor astfel de arme, care ar fi instabile și ineficiente. Cu toate acestea, chiar și într-un reactor situația este delicată: trebuie amintit că, pentru ca sistemul să fie critic sau stabil, numărul fisiunilor trebuie ținut sub observație; acest lucru este posibil prin monitorizarea fluxului de neutroni responsabil pentru fisiuni. Acest lucru se face modificând inserarea barelor de control. Cu toate acestea, dacă există o porțiune consistentă de Pu-240, cineva se află în situația de a nu putea controla aceste fisiuni, dată fiind instabilitatea acestor nuclee.

Prin urmare, în ambele cazuri este necesar să se procedeze la o separare dificilă a acestui izotop de restul plutoniului. Astfel de procese nu se pot baza pe proprietăți chimice, deoarece acestea depind doar de numărul atomic și nu de numărul de masă. Rămân, prin urmare, metode care exploatează diferența de greutate dintre cele două nuclee, aceleași principii care sunt utilizate pentru îmbogățirea uraniului în izotopul său U-235.

De asemenea, trebuie amintit că un reactor de reproducere necesită reprelucrarea combustibilului, atât a sămânțelor, cât și a mantalei. De fapt, sămânța trebuie „curățată” de produsele de fisiune și „îmbogățită” cu noi fisibile (U-235 și Pu-239), în timp ce mantaua trebuie privată de Pu formată pentru a fi destinată semințelor și înlocuită cu material fertil (U- 238). Din aceasta este clar că construcția unui reactor de ameliorare nu se poate descurca fără instalații de reprocesare adecvate.

Al treilea dezavantaj este reprezentat de sodiul lichid folosit adesea ca agent de răcire în cele mai testate tipuri de reactoare: de fapt, sodiul este foarte reactiv și coroziv din punct de vedere chimic și reacționează exploziv atât cu oxigenul din aer, cât și cu apa, făcându-l ușor critic. un posibil accident sau o scurgere în circuitul primar de sodiu. De fapt, apa este utilizată în circuitul care conține generatorul de abur. Un incident de scurgere de sodiu a avut loc în Reactorul Experimental Monju din Japonia , a început în 1994, sa prăbușit în 1995, programat să repornească în 2008, dar a repornit în 2010 [8] .

Un al patrulea dezavantaj se referă la prezența neutronilor cu spectru rapid: materialele care alcătuiesc reactorul, precum și lichidul de răcire în sine (mai ales dacă sunt metalice precum sodiul) sunt supuse unui bombardament puternic de către neutroni, ceea ce le face foarte radioactive, modificându-și, de asemenea, proprietățile. fizico-chimice. În această privință, pot fi citate problemele de slăbire a materialelor, migrarea materiei cu subțierea / îngroșarea consecutivă a componentelor reactorului (în special carcasa și țevile) și diverse fenomene corozive care, în general, pun o tensiune pe toate componentele. În cele din urmă, dezmembrarea reactorului este problematică din cauza „radioactivării” masive a componentelor sale. În reactoarele cu neutroni termici, aceste fenomene sunt mai reduse, deci ar trebui să fie preferabil să se obțină auto-fertilizarea cu neutroni termici, ceea ce este posibil - din motive fizice - doar folosind toriu în loc de uraniu-plutoniu.

Din aceste motive și alte dificultăți tehnice apărute în management, experimentele și instalațiile de noi reactoare rapide s-au oprit practic în anii 1980, când a devenit clar că stocurile mondiale de uraniu nu erau nicidecum la fel de rare pe cât se credea inițial, ca să nu mai vorbim de problema costisitoare de încărcare inițială de combustibil a semințelor necesare acestor reactoare. Cu toate acestea, tehnologia reactoarelor rapide s-a îmbunătățit în ultimii ani și se înregistrează un nou interes datorită proiectelor inovatoare care depășesc unele dezavantaje dintre cele prezentate. Una dintre cele mai interesante perspective este utilizarea plumbului în loc de sodiu: plumbul transportă căldura aproape la fel de bine ca sodiul, dar nu reacționează la apă sau aer, este un ecran biologic excelent și oferă, de asemenea, o serie de avantaje în caz de accident la reactor [9] , chiar dacă prezintă probleme de punct de topire ridicat, densitate mare și mai presus de toate puterea corozivă față de oțelul inoxidabil și alte materiale structurale foarte grave, mai mari decât sodiul, în special față de oțelul austenitic, în principal datorită solubilității ridicate pe care o are nichel și în al doilea rând spre crom .

În prezent (2006), reactoarele comerciale de sodiu nu sunt foarte răspândite și prezente în SUA , Rusia, Franța , India , Japonia . În Germania , un reactor construit în 1973 nu a fost niciodată pus în funcțiune din cauza protestelor. În Franța, prototipul industrial Superphénix , pus în funcțiune în 1985, a fost închis în 1997 din cauza diverselor probleme tehnice și accidente, a costurilor ridicate și a presiunii publice. Cel mai vechi reactor experimental Phénix (1974) - din care Superphénix a fost evoluția destinată producției comerciale de energie electrică - este încă utilizat pentru activități de cercetare, dar este de așteptat să se închidă în 2009. [10] În ceea ce privește Italia, un rector rapid răcit cu sodiu a fost proiectat, destinat testării experimentale a elementelor combustibile ale SuperPhénix (PEC - Testul elementelor combustibile), acest reactor, situat la centrul ENEA din Brasimone , nu a fost niciodată finalizat. ENEL și ENEA au fost printre partenerii implicați în proiectul Superphénix.

Ciclul toriu-uraniu (TBR)

Tipul de reactor auto-fertilizant termic asigură ca toriu-232 fertil care, prin absorbția unui neutron „termic”, transmutează în toriu-233 (instabil), care se descompune în uraniu-233 : acesta din urmă reprezintă fisibil sau doar acesta din urmă de fapt alimentează reacția în lanț. Rețineți că uraniul 233 nu se găsește în natură, având un timp de înjumătățire de 159200 de ani. [11] [12] [13] . Toriu este un combustibil nuclear foarte abundent în natură, mai mult decât uraniu, deși trebuie introdus un fisibil inițial în elementul combustibil pentru a menține lanțul înainte ca uraniul 233 să se formeze. să îl puteți „arde”, dacă este introdus în reactor; în plus, nu necesită noi tehnologii, deoarece poate fi construit și gestionat cu cunoștințe și sisteme existente.

Un aspect foarte interesant al utilizării toriului este dat de faptul că poate fi utilizat și în reactoarele nucleare termice tradiționale precum LWR sau HWR , cu consecințe evidente asupra posibilității adoptării rapide a acestui „combustibil” chiar și în al doilea sau al doilea reactoare.generația a 3-a. [14] De exemplu, promotorii lanțului de aprovizionare CANDU susțin posibilitatea utilizării torului în reactoarele lor fără a aduce modificări substanțiale reactoarelor.

„Combustibilul” uzat evacuat dintr-un reactor de ameliorare de toriu are o radiotoxicitate extrem de redusă (cu mai multe ordine de mărime) decât orice reactor de uraniu-plutoniu: după mai puțin de un secol este de fapt mai mic decât cel al uraniului natural și chiar, în termice reactorilor de toriu, este imediat mai mic. [11] Trebuie remarcat faptul că „combustibilul” uzat al unui reactor de uraniu de a treia generație, pentru a-și reduce radiotoxicitatea la niveluri sub cele ale uraniului natural inițial, durează de un milion de ani, în timp ce combustibilul de la un uraniu -reactor de reproducere cu plutoniu de zeci de mii de ani. [11] A se vedea graficul de mai sus.

Notă

  1. ^ A b c d și f g h i j(RO) Fast neutronilor Reactoarele IAN Filed 22 iunie 2009 în Internet Archive .
  2. ^ E: experimental; D: demonstrator sau prototip; C: comercial
  3. ^(RO) Reactoare cu neutron rapid , Asociația Nucleară Mondială
  4. ^ Guerrini, Paci - Centrale nucleare, vol. 2A: Lanțuri de aprovizionare, p.211
  5. ^ Guerrini, Paci - Centrale nucleare, vol. 2A: Filete, p.212
  6. ^ Rețineți că „combustibil” (precum și „a arde”) este o extensie a termenilor corespunzători în contextul unei reacții chimice (a se vedea reacția nucleară), dar în realitate nu există combustie .
  7. ^ David Elliot, Energy, Society and Environment , Routledge, 1997, pp. 73-74, ISBN 0-415-14506-6
  8. ^ Monju a tras după patru zile de oprire | The Japan Times Online
  9. ^ Kamil Tuček, Johan Carlsson, Hartmut Wider, Comparația reactoarelor rapide de sodiu și răcite cu plumb în ceea ce privește aspectele fizicii reactoarelor, siguranța severă și problemele economice , în Ingineria și proiectarea nucleară , vol. 236, nr. 14-16, 2006, pp. 1589-1598, DOI :10.1016 / j.nucengdes.2006.04.019 .
  10. ^ ( FR ) Commissariat à l'Énergie Atomique [ link broken ]
  11. ^ a b c R. Brissot, D. Heuer, E. Huffer, C. Le Brun, J.-M. Loiseaux, H. Nifenecker, A. Nuttin, " Energia nucleară fără (aproape) nici un deșeu radioactiv? Arhivat 17 septembrie 2008 în Internet Archive . ", Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie, Grenoble, iulie 2001
  12. ^ El Wakil. op. cit. , p. 507
  13. ^ Brian Johnson, " Thorium for Use in Plutonium Disposition, Proliferation-Resistant Combustants for Countries in Developing, and Future Reactor Designs. Arhivat la 24 iulie 2007 la Internet Archive .", Oregon State University, 2006
  14. ^ Copie arhivată ( PDF ), pe studiemotet.no . Adus la 4 iunie 2008 (arhivat din original la 8 ianuarie 2012) . Și [1] [ link rupt ] Prezentări Thor Energy.

Bibliografie

  • El Wakil. Ingineria energiei nucleare . Mc Graw-Hill Book Company inc., 1962.

Elemente conexe

linkuri externe

Controlul autorității GND (DE) 4008539-9 · NDL (EN, JA) 00.574.947
Adus de la „ https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Reattore_nucleare_autofertilante&oldid=121472614 ”