43°35′42″с.ш. 112°39′26″з.д. / 43,595039°с.ш. 112,657156°з.д. / 43,595039; -112,657156
Экспериментальный реактор-размножитель II ( EBR-II ) — быстрый реактор с натриевым охлаждением , разработанный, построенный и эксплуатируемый Аргоннской национальной лабораторией на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо. Он был закрыт в 1994 году. Реактор был передан Айдахской национальной лаборатории после ее основания в 2005 году.
Начальные операции начались в июле 1964 года, и он достиг критичности в 1965 году при общей стоимости более 32 миллионов долларов США (309 миллионов долларов в долларах 2023 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II был сделан на демонстрации полной электростанции 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 извлечены, когда они достигли примерно 65% обогащения. Трубки были распечатаны и переработаны для удаления нейтронных ядов , смешаны со свежим U-235 для увеличения обогащения и помещены обратно в реактор.
Тестирование оригинального цикла бридера продолжалось до 1969 года, после чего реактор использовался для проверки концепций концепции интегрального быстрого реактора . В этой роли высокоэнергетическая нейтронная среда активной зоны EBR-II использовалась для тестирования топлива и материалов для будущих, более крупных жидкометаллических реакторов. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальному останову, имитирующему полный отказ охлаждающего насоса. Он продемонстрировал свою способность самостоятельно охлаждать свое топливо посредством естественной конвекции натриевого теплоносителя в период остаточного тепла после останова. Он использовался в роли поддержки IFR и во многих других экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в сентябре 1994 года.
На полной мощности, на которую он вышел в сентябре 1969 года, EBR-II вырабатывал около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии через обычную трехконтурную паровую турбинную систему и третичную градирню с принудительным воздушным охлаждением . За время своего существования он выработал более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечив большую часть электроэнергии и тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории-Запад.
Топливо состоит из урановых стержней диаметром 5 миллиметров (0,20 дюйма) и длиной 33 см (13 дюймов). Обогащенные до 67% урана-235 в свежем виде, концентрация упала примерно до 65% после извлечения. Стержни также содержали 10% циркония . Каждый топливный элемент помещается в тонкостенную трубку из нержавеющей стали вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка заварена сверху, образуя блок длиной 73 см (29 дюймов). Цель натрия - функционировать как теплоноситель. По мере того, как все больше и больше урана подвергается делению, в нем появляются трещины, и натрий попадает в пустоты. Он извлекает важный продукт деления, цезий -137, и, следовательно, становится сильно радиоактивным . Пустота над ураном собирает газы деления, в основном криптон -85. Кластеры штифтов внутри шестиугольных кожухов из нержавеющей стали длиной 234 см (92 дюйма) собраны в виде сот; каждый блок содержит около 4,5 кг (9,9 фунта) урана. Всего ядро содержит около 308 кг (679 фунтов) уранового топлива, и эта часть называется драйвером.
Активная зона EBR-II может вмещать до 65 экспериментальных подсборок для испытаний на облучение и эксплуатационную надежность, работающих на различных металлических и керамических видах топлива — оксидах , карбидах или нитридах урана и плутония , а также металлических топливных сплавах, таких как уран-плутоний-цирконий. Другие позиции подсборок могут содержать эксперименты со структурными материалами.
Конструкция реактора бассейнового типа EBR-II обеспечивает пассивную безопасность : активная зона реактора, его топливное оборудование и многие другие системы реактора погружены под расплавленный натрий. Предоставляя жидкость, которая легко проводит тепло от топлива к охладителю и которая работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует расширение охладителя, топлива и конструкции во время нештатных событий, которые повышают температуру. Расширение топлива и конструкции в нештатной ситуации приводит к отключению системы даже без вмешательства оператора-человека. В апреле 1986 года на EBR-II были проведены два специальных испытания, в ходе которых основные насосы первичного охлаждения были отключены при реакторе на полной мощности (62,5 мегаватт, тепловая). Не допуская вмешательства обычных систем отключения, мощность реактора упала почти до нуля примерно за 300 секунд. Никакого повреждения топлива или реактора не произошло. В тот же день за этой демонстрацией последовало еще одно важное испытание. Когда реактор снова вышел на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание вызвало повышение температуры, поскольку теплу реактора было некуда деться. По мере того, как первичная (реакторная) система охлаждения становилась горячее, топливо, натриевый охладитель и конструкция расширялись, и реактор останавливался. Это испытание показало, что он останавливается, используя присущие ему особенности, такие как тепловое расширение, даже если теряется способность отводить тепло из первичной системы охлаждения. [1]
В настоящее время топливо выгружено. Мероприятия по закрытию EBR-II также включают обработку выгруженного отработанного топлива с использованием электрометаллургического процесса обработки топлива в установке по подготовке 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 дезактивированных компонентов и конструкций в безопасное состояние.
Реактор был остановлен в сентябре 1994 года. Начальный этап работ по выводу из эксплуатации, выгрузка топлива из реактора, был завершен в декабре 1996 года. С 2000 года теплоносители удалялись и обрабатывались. Это было завершено в марте 2001 года. Третий и последний этап работ по выводу из эксплуатации заключался в «приведении реакторных и нереакторных систем в радиологически и промышленно безопасное состояние». [2]
В период с 2012 по 2015 год некоторые компоненты подземного реактора были демонтированы. Стоимость работ по демонтажу в здании реактора составила около 25,7 млн долларов США. [3] Подвал с реактором был залит раствором. Трехлетний проект по дезактивации и захоронению обошелся в 730 млн долларов США. На более позднем этапе большой бетонный купол, окружающий реактор EBR-II, будет демонтирован, а на оставшуюся конструкцию будет установлена бетонная крышка. [4]
В 2018 году планы были изменены. Демонтаж купола был остановлен, а в 2019 году был залит новый пол, а купол получил свежую краску, чтобы подготовить здание к промышленному использованию. [5] Здание будет использоваться для исследовательского центра на вершине захороненного реактора. Купол является неотъемлемой частью гробницы вместе с «Программой долгосрочного управления и контроля на всей территории». Использование участка будет носить промышленный характер в течение 100 лет и, вероятно, в неопределенном будущем после этого. [3]
Целью EBR-II была демонстрация работы электростанции с быстрым реактором с натриевым охлаждением и переработкой металлического топлива на месте. Для достижения этой цели переработки на месте EBR-II был частью более широкого комплекса установок, состоящего из
EBR-II послужил прототипом интегрального быстрого реактора (IFR), который был предполагаемым 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.
