Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением ( LMR) — это тип ядерного реактора , в котором первичным теплоносителем является жидкий металл . Реакторы с жидкометаллическим охлаждением были впервые адаптированы для выработки энергии реакторами-размножителями . Они также использовались для питания атомных подводных лодок .
Благодаря высокой теплопроводности металлические охладители эффективно отводят тепло, обеспечивая высокую плотность мощности . Это делает их привлекательными в ситуациях, когда размер и вес имеют решающее значение, например, на кораблях и подводных лодках. Большинство конструкций реакторов на водной основе имеют высокое давление для повышения точки кипения (тем самым улучшая охлаждающие возможности), что создает проблемы безопасности и обслуживания, которых нет в жидкометаллических конструкциях. Кроме того, высокая температура жидкого металла может использоваться для управления циклами преобразования энергии с высокой термодинамической эффективностью. Это делает их привлекательными для повышения выходной мощности, экономической эффективности и эффективности использования топлива на атомных электростанциях.
Жидкие металлы, обладающие высокой электропроводностью, могут перемещаться электромагнитными насосами . [1] К недостаткам можно отнести трудности, связанные с осмотром и ремонтом реактора, погруженного в непрозрачный расплавленный металл, а также в зависимости от выбора металла, риск пожароопасности (для щелочных металлов ), коррозию и/или образование радиоактивных продуктов активации.
Жидкометаллический теплоноситель применяется как в реакторах на тепловых , так и в реакторах на быстрых нейтронах .
На сегодняшний день большинство реакторов на быстрых нейтронах охлаждаются жидким металлом, поэтому их называют реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением (LMFR). При конфигурации в качестве реактора-размножителя (например, с воспроизводящим бланкетом [ необходимо определение ] ) такие реакторы называются реакторами на быстрых нейтронах с жидкометаллическим охлаждением (LMFBR).
Подходящие жидкометаллические теплоносители должны иметь малое сечение захвата нейтронов, не вызывать чрезмерной коррозии конструкционных материалов и иметь температуры плавления и кипения, соответствующие рабочей температуре реактора .
Жидкие металлы обычно имеют высокие точки кипения , что снижает вероятность того, что охлаждающая жидкость может закипеть, что может привести к аварии с потерей охлаждающей жидкости . Низкое давление паров позволяет работать при давлении, близком к атмосферному , что еще больше снижает вероятность аварии. Некоторые конструкции погружают всю активную зону и теплообменники в бассейн с охлаждающей жидкостью, фактически исключая риск потери внутреннего охлаждения контура.
Clementine был первым ядерным реактором с жидкометаллическим охлаждением и использовал ртутный теплоноситель, который считался очевидным выбором, поскольку он является жидким при комнатной температуре. Однако из-за недостатков, включая высокую токсичность, высокое давление паров даже при комнатной температуре, низкую температуру кипения, приводящую к образованию вредных паров при нагревании, относительно низкую теплопроводность [2] и высокое [3] нейтронное сечение , он впал в немилость.
Натрий и NaK ( эвтектический сплав натрия и калия) не вызывают значительной коррозии стали и совместимы со многими видами ядерного топлива, что позволяет использовать широкий выбор конструкционных материалов. NaK использовался в качестве теплоносителя в первом прототипе реактора-размножителя, Experimental Breeder Reactor-1 , в 1951 году.
Однако натрий и NaK самопроизвольно воспламеняются при контакте с воздухом и бурно реагируют с водой, выделяя водород. Так было на АЭС Мондзю в 1995 году во время аварии и пожара. Натрий также является теплоносителем, используемым в российских реакторах серии BN и китайских реакторах серии CFR, находящихся в коммерческой эксплуатации сегодня. [ необходима цитата ] Нейтронная активация натрия также приводит к тому, что эти жидкости становятся чрезвычайно радиоактивными во время работы, хотя период полураспада короткий, и поэтому их радиоактивность не представляет дополнительной проблемы при утилизации.
Существует два предложения по реактору LMFR четвертого поколения с натриевым охлаждением: одно на основе оксидного топлива, другое — на основе интегрального быстрого реактора на металлическом топливе .
Свинец обладает превосходными нейтронными свойствами (отражение, низкое поглощение) и является очень мощным радиационным экраном против гамма-лучей . Высокая температура кипения свинца обеспечивает преимущества безопасности, поскольку он может эффективно охлаждать реактор, даже если он достигает нескольких сотен градусов Цельсия выше нормальных рабочих условий. Однако, поскольку свинец имеет высокую температуру плавления и высокое давление паров, заправлять и обслуживать реактор со свинцовым охлаждением сложно. Температуру плавления можно снизить, легировав свинец висмутом , но эвтектика свинец-висмут очень едкая по отношению к большинству металлов [4] [5], используемых для конструкционных материалов.
Эвтектика свинца и висмута позволяет работать при более низких температурах, предотвращая замерзание металлического теплоносителя в нижнем диапазоне температур ( точка эвтектики : 123,5 °C / 255,3 °F) . [4] [6]
Помимо его высокой коррозионной активности, [4] [5] его главным недостатком является образование при нейтронной активации209
Bi (и последующий бета-распад )210
Po ( T 1 ⁄ 2 = 138,38 дня), летучий альфа-излучатель, высокорадиотоксичный (наивысшая известная радиотоксичность , выше, чем у плутония ).
Хотя сегодня олово не используется в качестве теплоносителя для работающих реакторов, поскольку оно образует корку [7], оно может быть полезным дополнительным или заменяющим теплоносителем при ядерных катастрофах или авариях с потерей теплоносителя .
Дополнительные преимущества олова — высокая температура кипения и способность образовывать корку даже на жидком олове, что помогает скрывать ядовитые утечки и удерживать охлаждающую жидкость в реакторе и на нем. Это было испытано украинскими исследователями и было предложено для преобразования реакторов с кипящей водой на ядерной катастрофе Фукусима-1 в реакторы с жидким оловом. [8]
Советская подводная лодка класса «Ноябрь» К-27 и все семь подводных лодок класса «Альфа» использовали в качестве энергетических установок реакторы, охлаждаемые эвтектикой свинца и висмута и замедлителем на основе бериллия ( реакторы ВТ-1 на К-27 ; реакторы БМ-40А и ОК-550 на других).
Вторая атомная подводная лодка, USS Seawolf, была единственной американской подводной лодкой, имевшей ядерную энергетическую установку с натриевым охлаждением и бериллиевым замедлителем. Она была введена в эксплуатацию в 1957 году, но в ее пароперегревателях были утечки , которые были шунтированы . Чтобы стандартизировать реакторы на флоте, [ требуется цитата ] реактор подлодки с натриевым охлаждением и бериллиевым замедлителем был демонтирован в 1958 году и заменен на реактор с водой под давлением .
Реакторы с жидкометаллическим охлаждением изучались компанией Pratt & Whitney для использования в ядерных самолетах в рамках программы по ядерным авиационным двигателям . [9]
Экспериментальный натриевый реактор представлял собой экспериментальный ядерный реактор с натриевым охлаждением и графитовым замедлителем (натрий-графитовый реактор, или SGR), расположенный в секции полевой лаборатории Санта-Сусана, которая в то время эксплуатировалась подразделением Atomics International компании North American Aviation .
В июле 1959 года в ходе эксперимента с натриевым реактором произошел серьезный инцидент, связанный с частичным расплавлением 13 из 43 топливных элементов и значительным выбросом радиоактивных газов. [10] Реактор был отремонтирован и возвращен в эксплуатацию в сентябре 1960 года и завершил работу в 1964 году. Реактор выработал в общей сложности 37 ГВт-ч электроэнергии.
SRE был прототипом АЭС Халлам , еще одного SGR с натриевым охлаждением и графитовым замедлителем, который работал в Небраске .
Ферми-1 в округе Монро, штат Мичиган, был экспериментальным быстрым реактором-размножителем с жидким натриевым охлаждением , который работал с 1963 по 1972 год. В 1963 году на нем произошел частичный ядерный взрыв , и в 1975 году он был выведен из эксплуатации.
В Dounreay в Кейтнессе , на самом севере Шотландии , Управление по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) эксплуатировало Dounreay Fast Reactor (DFR), используя NaK в качестве охладителя, с 1959 по 1977 год, экспортируя 600 ГВт-ч электроэнергии в сеть за этот период. Его сменил на том же месте PFR, Prototype Fast Reactor , который работал с 1974 по 1994 год и использовал жидкий натрий в качестве охладителя.
Советский БН-600 охлаждается натрием. АЭС БН-350 и американские атомные электростанции EBR-II охлаждаются натрием. В EBR-I для охлаждения используется жидкий металлический сплав NaK . NaK находится в жидком состоянии при комнатной температуре. Жидкометаллическое охлаждение также используется в большинстве реакторов на быстрых нейтронах, включая реакторы-размножители на быстрых нейтронах, такие как реактор Integral Fast Reactor .
Многие изучаемые реакторы IV поколения охлаждаются жидким металлом: