43 ° 35'42 "N 112 ° 39'26" W / 43,595039 ° N 112,657156 ° W / 43,595039; -112,657156
Экспериментальный реактор-размножитель-II ( EBR-II ) — быстрый реактор с натриевым охлаждением , спроектированный, построенный и эксплуатируемый Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо. Он был остановлен в 1994 году. Реактор был передан на хранение Национальной лаборатории Айдахо после ее основания в 2005 году.
Первоначальная эксплуатация началась в июле 1964 года, а критичность он достиг в 1965 году, общая стоимость которого составила более 32 миллионов долларов США (309 миллионов долларов в долларах 2023 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II заключался в демонстрации полной энергетической установки-реактора-размножителя с переработкой твердого металлического топлива на месте. Топливные элементы, обогащенные примерно до 67% урана-235, были запечатаны в трубки из нержавеющей стали и удалены, когда они достигли обогащения примерно 65%. Трубки были вскрыты и обработаны для удаления нейтронных поглотителей , смешаны со свежим ураном-235 для повышения обогащения и помещены обратно в реактор.
Испытания исходного цикла-размножителя продолжались до 1969 года, после чего реактор использовался для проверки концепции интегрального быстрого реактора . В этой роли высокоэнергетическая нейтронная среда активной зоны EBR-II использовалась для испытаний топлива и материалов для будущих, более крупных жидкометаллических реакторов. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальной остановке, имитирующей полный отказ насоса охлаждения. Он продемонстрировал свою способность самоохлаждать топливо за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя в период остаточного нагрева после остановки. Он использовался для поддержки IFR и во многих других экспериментах, пока не был выведен 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 посредством обычной трехконтурной паровой турбины и третичной градирни с принудительной подачей воздуха . За время своего существования он выработал более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электроэнергии, а также тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории-Запад.
Топливо состоит из урановых стержней диаметром 5 миллиметров (0,20 дюйма) и длиной 33 см (13 дюймов). Свежий уран-235, обогащенный до 67%, после удаления его концентрация упала примерно до 65%. Стержни также содержали 10% циркония . Каждый топливный элемент помещен внутри тонкостенной трубки из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка заваривается сверху, образуя блок длиной 73 см (29 дюймов). Целью натрия является выполнение функции теплоносителя. Поскольку все больше и больше урана подвергается делению, в нем образуются трещины, и натрий попадает в пустоты. Он выделяет важный продукт деления, цезий -137, и, следовательно, становится чрезвычайно радиоактивным . Полость над ураном собирает газы деления, в основном криптон -85. Группы штифтов внутри шестиугольных кожухов из нержавеющей стали длиной 234 см (92 дюйма) собраны в виде сот; в каждом блоке содержится около 4,5 кг (9,9 фунта) урана. Всего в активной зоне содержится около 308 кг (679 фунтов) уранового топлива, и эта часть называется драйвером.
Активная зона EBR-II может вместить до 65 экспериментальных узлов для испытаний на облучение и эксплуатационную надежность, заправленных разнообразным металлическим и керамическим топливом — оксидами , карбидами или нитридами урана и плутония , а также металлическими топливными сплавами, такими как уран-плутониевое-циркониевое топливо. Другие позиции подсборки могут содержать эксперименты с конструкционными материалами.
Конструкция реактора бассейнового типа EBR-II обеспечивает пассивную безопасность : активная зона реактора, его оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора погружены в расплавленный натрий. Обеспечивая жидкость, которая легко проводит тепло от топлива к охлаждающей жидкости и которая работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует преимущества расширения охлаждающей жидкости, топлива и конструкции во время ненормальных событий, которые повышают температуру. Расширение топлива и конструкции в нестандартной ситуации приводит к отключению системы даже без вмешательства человека-оператора. В апреле 1986 года на EBR-II были проведены два специальных испытания, в которых главные насосы первого контура были отключены при полной мощности реактора (62,5 мегаватт, тепловая). Не допуская вмешательства обычных систем останова, мощность реактора упала почти до нуля примерно за 300 секунд. Никаких повреждений топлива или реактора не произошло. В тот же день за этой демонстрацией последовало еще одно важное испытание. Когда реактор снова заработал на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку теплу реактора было некуда деваться. Когда система охлаждения первого контура (реактора) стала более горячей, топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширились, и реактор остановился. Это испытание показало, что он отключится из-за присущих ему особенностей, таких как тепловое расширение, даже если будет потеряна способность отводить тепло от основной системы охлаждения. [1]
EBR-II сейчас выгружен. Деятельность по закрытию EBR-II также включает обработку выгруженного отработавшего топлива с использованием процесса электрометаллургической обработки топлива на установке подготовки топлива, расположенной рядом с EBR-II.
Процесс очистки EBR-II включает удаление и обработку натриевого теплоносителя, очистку натриевых систем EBR-II, удаление и пассивацию других химических опасностей и приведение деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.
Реактор был остановлен в сентябре 1994 года. Начальный этап работ по выводу из эксплуатации - выгрузка топлива из реактора - завершился в декабре 1996 года. С 2000 года теплоносители удалялись и перерабатывались. Это было завершено в марте 2001 года. Третьим и заключительным этапом работ по выводу из эксплуатации стал «приведение реакторных и нереакторных систем в радиологическое и промышленно безопасное состояние». [2]
В период с 2012 по 2015 год некоторые компоненты подземного реактора были удалены. Стоимость работ по демонтажу здания реактора составила около 25,7 миллиона долларов. [3] Подвал с реактором был залит раствором. Трехлетний проект по обеззараживанию и захоронению стоил 730 миллионов долларов. На более позднем этапе большой бетонный купол, окружающий реактор EBR-II, будет демонтирован, а на оставшуюся конструкцию будет установлен бетонный колпак. [4]
В 2018 году планы изменились. Снос купола остановили, а в 2019 году залили новый пол и покрасили купол свежей краской, чтобы подготовить здание к промышленному использованию. [5] Здание будет использоваться для исследовательского центра на вершине затопленного реактора. Купол является неотъемлемой частью гробницы наряду с «Программой долгосрочного управления и контроля всей Зоны». Использование этого объекта будет носить промышленный характер в течение 100 лет и, вероятно, в дальнейшем в неопределенном будущем. [3]
Целью EBR-II была демонстрация работы электростанции на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем и переработкой металлического топлива на месте. Для достижения этой цели переработки на месте установка EBR-II была частью более широкого комплекса установок, состоящего из
EBR-II послужил прототипом интегрального быстрого реактора (IFR), который должен был стать преемником EBR-II. Программа IFR была начата в 1983 году, но финансирование было прекращено Конгрессом США в 1994 году, за три года до предполагаемого завершения программы.
