Szybko hodowca reaktor ( FBR angielsku reaktor szybko neutronów ) jest reaktora jądrowego , który stosuje szybkie neutrony , które nie są moderowania w przeciwieństwie do neutronów termicznych można prowadził przez grafitu , w ciężkiej wodzie lub wody lekkiej .
Jak dotąd wszystkie komercyjne reaktory prędkie, które są demontowane , budowane lub planowane, są chłodzone sodem , ale zbadano inne technologie reaktorów prędkich. Reaktory na neutronach prędkich są ponownie rozważane od 2001 roku w ramach Międzynarodowego Forum Generacji IV .
Dzisiaj (luty 2020), trzy reaktory na neutronach prędkich zasilają sieć elektryczną : rosyjskie reaktory Beloyarsk-3 ( BN-600 ) i Beloyarsk-4 ( BN-800 ) oraz chiński CEFR . Jeden reaktor zbliża się do fazy operacyjnej ( PFBR (en) ) w Kalpakkam w Indiach, a drugi jest budowany w Chinach, CFR-600. Osiem stoi w miejscu.
Neutrony emitowane podczas rozszczepienia aktynowca mają początkowo dużą prędkość, co ogranicza prawdopodobieństwo, że wejdą w interakcję z materiałem rozszczepialnym i doprowadzą do reakcji łańcuchowej.
Pierwszym rozwiązaniem jest ich spowolnienie („ termalizowanie ”) przez moderatora (woda, grafit lub ciężka woda ), co powoduje, że tracą energię przez kolejne wstrząsy. Nazywa się je wówczas neutronami termicznymi , "pozwalając na wydajną reakcję łańcuchową, a tym samym na lepszą wydajność reaktora na uran 235 , którego prawdopodobieństwo rozszczepienia przez neutrony termiczne jest wysokie" . To właśnie to rozwiązanie jest stosowane w dławikach prądowych (typu PWR, BWR itp.).
Innym rozwiązaniem jest celowe postanowienie, że nie zostanie włączony moderator. Mamy wtedy neutrony szybkie , których energia kinetyczna jest wysoka. Te szybkie neutrony mają tę zaletę, że pękają wszystkie ciężkie jądra, a nie tylko materiały rozszczepialne . Zastosowanie prędkich neutronów ogranicza również wychwytywanie sterylne (to znaczy wychwytywanie nie powodujące nowego rozszczepienia), co poprawia wydajność reaktora.
Z drugiej strony szybkość wycieku neutronów z rdzenia (neutronów, które w związku z tym są tracone dla reaktora) jest wyższa, a prawdopodobieństwo rozszczepienia przez neutrony prędkie mniejsze niż w reaktorze neutronów termicznych . Dlatego konieczne jest posiadanie rdzenia bardziej wzbogaconego w materiał rozszczepialny .
Ponadto materiały płodne można umieszczać na obrzeżach serca (mówimy o osłonie płodnej), aby wykorzystać przeciekające neutrony . Jest to zasada hodowli : odzyskiwanie wychodzących neutronów w celu przekształcenia materiału, który a priori jest bezużyteczny ( płodny, ale nie rozszczepialny) w materiał rozszczepialny . FNR odpowiadają trzem z sześciu typów reaktorów jądrowych IV generacji .
Reaktory z ciekłym metalem mogą być typu basenowego lub pętlowego. Architektura basenu umożliwia stałe utrzymywanie chłodziwa obiegu pierwotnego w zbiorniku głównym (pompy pierwotne i wymienniki pośrednie są zanurzone w zbiorniku głównym), podczas gdy reaktory pętlowe wykorzystują pompy pierwotne i rury z zewnątrz zbiornik i wymienniki zewnętrzne.
W 2007 roku, wszystkie RNR eksploatacji są zaprojektowane z układu chłodzenia przez sodu cieczy. Jest to sektor z reaktorów jądrowych z szybkimi neutronami i chłodziwa sodu . Chociaż łatwopalny w kontakcie z powietrzem, żrący i gwałtownie reagujący w kontakcie z wodą, sód jest preferowany z następujących powodów:
Badane są inne chłodziwa metaliczne, na przykład stop Pb - Bi lub ołów .
W reaktorach prędkich chłodzonych sodem (RNR-Na) ciekły sód może zapalić się w kontakcie z powietrzem, rozkruszyć beton i spowodować wybuch w kontakcie z wodą. Tak stało się podczas pożaru, który miał miejsce w reaktorze w Monju (Japonia) wgrudzień 1995.
Aby uniknąć ryzyka reakcji sodu / wody, stosuje się kilka środków ostrożności:
Aby ograniczyć konsekwencje zapłonu w kontakcie z powietrzem:
Sektor został pierwotnie opracowany w celu zmniejszenia kosztów produkcji paliwa wykorzystywanego w elektrowniach, unikając wzbogacania uranu scenę , a ponieważ obawiano się w latach 1960 niedobór rezerw uranu . Ekonomiczne uzasadnienie reaktora na neutrony prędkie wynika głównie z jego zdolności do generowania lub regeneracji plutonu oprócz wytwarzanej energii, który to pluton może być następnie częściowo ponownie wykorzystany w reaktorze, zawrócony do plutonu wojskowego lub przekształcony w paliwo MOX (mieszanina uranu i plutonu).
Jednak rentowność sektora MOX wynikająca z hodowli została zakwestionowana na przykład przez Akademię Nauk Stanów Zjednoczonych . W rzeczywistości w 1995 r. uznał, że nie jest to opłacalne po cenie rynkowej uranu . W 2001 roku hodowla została wstrzymana również w Stanach Zjednoczonych . Z drugiej strony sektor MOX powstały w wyniku przetwarzania wypalonego paliwa jądrowego z konwencjonalnych elektrowni rozwija się w tym samym kraju, ponieważ w 2016 r. ma zostać otwarte centrum produkcyjne w Savannah River. Komisja śledcza francuskiego parlamentu w sprawie kosztów energii jądrowej stwierdziła w 2014 r., że miała duże trudności w ocenie interesu ekonomicznego MOX w porównaniu z prostym składowaniem odpadów, ale w najlepszym przypadku „to już nie było”. drogie przechowywanie wypalonego paliwa bezpośrednio niż jego ponowne przetwarzanie ”, proces MOX wiąże się z wyższym ryzykiem.
We Francji zaprojektowano reaktor na neutrony prędkie z myślą o wykorzystaniu wojskowego plutonu w reaktorach cywilnych. Wyłączenie reaktora Superphénix doprowadziło do opracowania systemu MOX do zasilania z jednej strony niektórych reaktorów francuskiego sektora PWR, które zostały przystosowane do wykorzystania tego rodzaju paliwa (22 reaktory z 58 reaktorów). w 2013 r.), z kolei najnowsze elektrownie, takie jak EPR , które z założenia mogły również pracować tylko na paliwie MOX. Paliwo to ma tę wadę, że wytwarza więcej odpadów długoterminowych niż pluton w reaktorze na neutrony prędkie, który pod koniec cyklu wytwarza tylko ołów.
Przeciwnicy reaktorów powielających zwracają uwagę, że potrzeba około 20-30 lat, aby podwoić ilość plutonu początkowo dostarczanego do reaktora na neutrony prędkie (czas podwojenia). Biorąc pod uwagę zmniejszenie zapasów uranu od 2025 r., przy obecnym stanie znanych złóż flota reaktorów ciśnieniowo-wodnych powinna być stopniowo zastępowana flotą reaktorów reprodukcyjnych, aby mieć wystarczającą ilość paliwa plutonowego. W rzeczywistości tylko dziesięć ton plutonu jest produkowanych każdego roku przez francuskie elektrownie w sektorze tradycyjnym. Rentowność długoterminowa wydaje się niepewna, w szczególności z powodu wysokiego stopnia technicznego związanego z zarządzaniem większym ryzykiem niż w przypadku sektora tradycyjnego. I tak np. demontaż Superphénix jest obecnie planowany na 31 lat, podczas gdy przy demontażu zwykłej elektrowni główne prace trwają około dwudziestu lat, podczas gdy wszystkich odpadów nie da się zdemontować przez co najmniej pięćdziesiąt lat .
Dzisiaj (luty 2020), trzy reaktory na neutronach prędkich zasilają sieć elektroenergetyczną : rosyjskie reaktory Beloyarsk-3 ( BN-600 o mocy 560 MWe ) i Beloyarsk-4 ( BN-800 o mocy 820 MWe ) oraz chiński CEFR (20 MWe ). Pekin.
W trakcie budowy są dwa RNR, luty 2020. Jeden zbliża się do fazy operacyjnej, PFBR (en) Indian (470 MWe ) do Kalpakkam . Drugi jest budowany przez Chiny, demonstrator typu CFR-600.
Osiem innych prędkich reaktorów zostało na stałe zamkniętych w Stanach Zjednoczonych , Wielkiej Brytanii , Francji , Niemczech , Kazachstanie i Japonii .
Ten typ reaktora jądrowego jest jednym z sektorów badanych przez międzynarodowe forum Generacji IV w celu projektowania przyszłych reaktorów jądrowych.
BN-350 w reaktorze znajduje się Aktau (poprzednio Shevchenko od 1964 do 1992 ), Kazachstan na brzegu morza Kaspijskiego . Reaktor pospieszny został oddany do użytku w 1973 r. i zamknięty w 1999 r. Oprócz produkcji energii elektrycznej dla sąsiedniego miasta (150 MW ), produkował pluton ( hodowca paliwa) oraz wodę pitną poprzez odsalanie (120 000 m 3 / dzień ).
W Rosji reaktor BN-600 o mocy 600 MWe pracuje od 1980 roku w elektrowni jądrowej w Biełojarsku . Reaktor BN-800 , wykorzystujący tę samą technologię, ale o mocy 800 MWe , pracuje od 2016 roku.
Francja ma wbudowane trzy szybki reaktor w sieci z szybkim chłodziwa reaktory sodu :
ASTRID to francuska propozycja nowego prototypu reaktora szybko chłodziwa sodu 4 th generacji . Projekt ten kierowany przez CEA o mocy 600 MWe, którego uruchomienie miało się rozpocząć w 2020 r.; jest zawieszony w 2019 roku, przynajmniej do „drugiej połowy wieku” .
W Niemczech RNR został zbudowany w 1973 roku w Kalkar w Dolnym Renie . Po wielu protestach nie został oddany do użytku zgodnie z planem w 1987 roku.
W Dounreay na dalekiej północy Szkocji znajdowały się dwa prototypy reaktorów na neutrony prędkie:
Strona Dounreay należy do NDA od 2004 roku . Jej demontaż jest prowadzony przez Dounreay Site Restauration Limited pod nadzorem Brytyjskiego Urzędu Energii Atomowej (UKAEA). Jego demontaż jest częścią drugiego priorytetu NDA , po zakładzie w Sellafield .
Na tej stronie znajduje się również DMTR (Dounreay Materials Test Reactor), reaktor badawczy typu DIDO (in) , który rozszedł się po raz pierwszy w 1958 roku. Jego pierwszym celem było wytworzenie materiałów pod wysokimi testami behawioralnymi strumieniem napromieniowania neutronowego. Został aresztowany w 1969 roku.
Chiński Eksperymentalny Reaktor prędki (CEFR), prototyp chińskiego RNR, został zbudowany przez Rosjan OKBM Afrikantov, OKB Gidopress, Nikiet i Instytutu Kurchatov niedaleko Pekinu. Ten pierwszy chiński eksperymentalny reaktor na neutronach prędkich czwartej generacji dostarcza 20 MWe (65 MWth ) energii elektrycznej . Swoją pierwszą dywergencję wykonał na21 lipca 2010 i był podłączony do sieci w dniu 21 lipca 2011.
Dwa rosyjskie reaktory typu BN-800 miały zostać zbudowane przez Rosję w mieście Sanming w ramach partnerstwa zawartego w 2009 roku, a oddane do użytku po 2020 roku. Spory dotyczące kosztów i transferu technologii ostatecznie zdecydowały, że Chiny wykorzystają doświadczenia CEFR do zaprojektowania i zbudowania własnego modelu FNR.
Tak więc CNNC ogłosiło późnogrudzień 2017rozpoczęcie budowy demonstratora 600 MWe zaprojektowanego przez Chiński Instytut Energii Atomowej CFR-600 w Xiapu w prowincji Fujian . Mogła śledzić drugą próbkę, trzecią w bardzo wysokiej temperaturze i cztery inne z neutronami termicznymi.
Komercyjny model o jeszcze większej mocy, CFR-1000, jest w fazie projektowania i może zostać uruchomiony w 2028 roku, aby wyprodukować 1000 do 1200 MWe w 2034 roku. Wreszcie model CFR-1200 jest przewidziany w ramach międzynarodowego forum IV generacji .
CNNC ogłosił również w październik 2017utworzenie spółki joint venture z US TerraPower , firmą utworzoną w 2006 roku i finansowaną przez Billa Gatesa , która planuje skomercjalizować technologię reaktora z falą biegnącą (TWR, reaktor z falą biegnącą ).
: dokument używany jako źródło tego artykułu.