Ядерный реактор с жидкометаллическим охлаждением , или LMR, представляет собой тип ядерного реактора , в котором основным теплоносителем является жидкий металл . Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем были впервые адаптированы для выработки электроэнергии реакторами-размножителями . Они также использовались для питания атомных подводных лодок .
Благодаря высокой теплопроводности металлические охлаждающие жидкости эффективно отводят тепло, обеспечивая высокую удельную мощность . Это делает их привлекательными в ситуациях, когда размер и вес имеют большое значение, например, на кораблях и подводных лодках. Большинство конструкций реакторов на водной основе находятся под высоким давлением, что приводит к повышению температуры кипения (тем самым улучшая возможности охлаждения), 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 топливной эффективности на атомных электростанциях.
Жидкие металлы, обладая высокой электропроводностью, можно перемещать с помощью электромагнитных насосов . [1] К недостаткам относятся трудности, связанные с осмотром и ремонтом реактора, погруженного в непрозрачный расплавленный металл, и, в зависимости от выбора металла, риск пожара (для щелочных металлов ), коррозии и/или образования продуктов радиоактивной активации может быть проблемой. .
Жидкометаллический теплоноситель применялся как в реакторах на тепловых, так и на быстрых нейтронах .
На сегодняшний день большинство реакторов на быстрых нейтронах имеют жидкометаллическое охлаждение, поэтому их называют быстрыми реакторами с жидкометаллическим охлаждением (LMFR). Когда они сконфигурированы как реактор-размножитель (например, с воспроизводящим бланкетом [ необходимо определение ] ), такие реакторы называются быстрыми жидкометаллическими реакторами-размножителями (ЖМБР).
Подходящие жидкометаллические теплоносители должны иметь низкое сечение захвата нейтронов , не вызывать чрезмерной коррозии конструкционных материалов, иметь температуры плавления и кипения, соответствующие рабочей температуре реактора .
Жидкие металлы обычно имеют высокие температуры кипения , что снижает вероятность закипания охлаждающей жидкости, что может привести к аварии с потерей охлаждающей жидкости . Низкое давление паров позволяет работать при давлении, близком к атмосферному , что еще больше снижает вероятность несчастного случая. В некоторых конструкциях вся активная зона и теплообменники погружаются в ванну с охлаждающей жидкостью, что практически исключает риск потери охлаждения внутреннего контура.
Клементина была первым ядерным реактором с жидкометаллическим охлаждением, в котором использовался 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 с образованием вредных дымов при нагревании, относительно низкую теплопроводность [2] и высокое [3] нейтронное сечение , он выпал из употребления. услуга.
Натрий и NaK ( эвтектический натриево-калиевый сплав) не вызывают существенной 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, Экспериментальном реакторе-размножителе-1 , в 1951 году.
Однако натрий и NaK самопроизвольно воспламеняются при контакте с воздухом и бурно реагируют с водой, образуя газообразный водород. Так было на АЭС Монджу во время аварии и пожара в 1995 году. Натрий также является теплоносителем, используемым в российских реакторах серии БН и китайских реакторах серии CFR, находящихся сегодня в коммерческой эксплуатации. [ нужна 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.
Есть два предложения по LMFR поколения IV с натриевым охлаждением : одно на основе оксидного топлива, другое на интегральном быстром реакторе с металлическим топливом .
Свинец обладает превосходными нейтронными свойствами (отражение, низкое поглощение) и является очень мощной радиационной защитой от гамма-лучей . Высокая температура кипения свинца обеспечивает преимущества в области безопасности, поскольку она может эффективно охлаждать реактор, даже если она достигает нескольких сотен градусов Цельсия выше нормальных условий эксплуатации. Однако, поскольку свинец имеет высокую температуру плавления и высокое давление паров, заправлять и обслуживать реактор со свинцовым охлаждением сложно. Температуру плавления можно понизить легированием свинца висмутом , однако эвтектика свинец-висмут оказывает сильное коррозионное воздействие на большинство металлов [4] [5], используемых для конструкционных материалов.
Эвтектика свинец-висмут позволяет работать при более низких температурах, предотвращая при этом замерзание металлического теплоносителя в более низком температурном диапазоне ( эвтектическая точка : 123,5 °C / 255,3 °F) . [4] [6]
Помимо высокой коррозионной активности, [4] [5] его основным недостатком является образование в результате нейтронной активации209
Би (и последующий бета-распад )210
Po ( T 1 ⁄ 2 = 138,38 дня), летучий альфа-излучатель, высокорадиотоксичный (самая высокая 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 .
Дополнительными преимуществами олова являются высокая температура кипения и способность образовывать корку даже на жидком олове, что помогает покрыть утечки ядовитых веществ и удерживает теплоноситель внутри и снаружи реактора. Он был испытан украинскими исследователями и был предложен для преобразования реакторов с кипящей водой во время ядерной катастрофы на Фукусиме-дайити в реакторы с жидким оловом. [8]
Советская подводная лодка класса «Ноябрь» К -27 и все семь подводных лодок класса «Альфа» в качестве двигательных установок использовали реакторы , охлаждаемые эвтектикой свинец-висмут и замедлившиеся бериллием . ( реакторы ВТ-1 в К-27 ; реакторы БМ-40А и ОК-550 в других).
Вторая атомная подводная лодка, USS Seawolf, была единственной подводной лодкой США, имевшей атомную электростанцию с натриевым охлаждением и бериллием . Он был введен в эксплуатацию в 1957 году, но в пароперегревателях были протечки , которые удалось обойти. В целях стандартизации реакторов на флоте реактор подводной лодки с натриевым охлаждением и бериллиевым замедлителем был демонтирован, начиная с 1958 года, и заменен водо - водяным реактором .
Реакторы с жидкометаллическим теплоносителем изучались компанией Pratt & Whitney для использования в атомных самолетах в рамках программы Aircraft Nuclear Propulsion . [9]
Эксперимент с натриевым реактором представлял собой экспериментальный ядерный реактор с натриевым охлаждением и графитовым замедлителем (натрий-графитовый реактор, или SGR), расположенный в секции полевой лаборатории Санта-Сусаны, которая тогда находилась под управлением подразделения 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 произвел 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, представлял собой экспериментальный быстрый реактор-размножитель с жидким натриевым охлаждением , работавший с 1963 по 1972 год. В 1963 году он пережил частичный ядерный расплав и был выведен из эксплуатации в 1975 году.
В Данри в Кейтнессе , на крайнем севере Шотландии , Управление по атомной энергии Соединенного Королевства (UKAEA) с 1959 по 1977 год эксплуатировало быстрый реактор Данри (DFR), использующий NaK в качестве теплоносителя, экспортируя 600 ГВт-ч электроэнергии в сетку за этот период. На том же объекте на смену ему пришел прототип быстрого реактора PFR , который работал с 1974 по 1994 год и использовал в качестве теплоносителя жидкий натрий.
Советский БН-600 имеет натриевое охлаждение. Атомные электростанции БН -350 и США EBR-II имели натриевое охлаждение. В ЭБР-I для охлаждения использовался жидкометаллический сплав NaK . NaK является жидким при комнатной температуре. Жидкометаллическое охлаждение также используется в большинстве реакторов на быстрых нейтронах, включая быстрые реакторы-размножители, такие как Интегральный быстрый реактор .
Многие изученные реакторы поколения IV имеют жидкометаллическое охлаждение: