BREST (reaktor)

Reaktor BREST to rosyjska koncepcja reaktora prędkiego chłodzonego ołowiem, zmierzająca do standardów reaktora IV generacji . Planowane są dwa projekty, BREST-300 (300 MWe) i BREST-1200 (1200 MWe). Główne cechy reaktora BREST to bezpieczeństwo bierne i zamknięty cykl paliwowy .

Reaktor wykorzystuje paliwo azotkowo-uranowo-plutonowe, jest reaktorem hodowlanym i może spalać długoterminowe odpady radioaktywne . Ołów jest wybierany jako chłodziwo ze względu na wysoką temperaturę wrzenia, odporność na promieniowanie, niską aktywację i ciśnienie atmosferyczne.

BREST-300

Budowa BREST-300-OD w Siewiersku (koło Tomska ) została zatwierdzona w sierpniu 2016 roku. Prace przygotowawcze do budowy rozpoczęły się w maju 2020 roku. Budowa rozpoczęła się 8 czerwca 2021 roku .

Pierwszy BREST-300 będzie jednostką demonstracyjną, jako prekursor BREST-1200.

Połączenie przewodzącego ciepło paliwa azotkowego i właściwości chłodziwa ołowiowego pozwala na całkowite rozmnażanie plutonu wewnątrz rdzenia. Skutkuje to niewielkim marginesem reaktywności operacyjnej i umożliwia pracę z mocą bez nagłych skoków mocy reaktora neutronowego. Mówiąc prościej, uran 238 w rdzeniu jest przekształcany w pluton, który sam ulegnie skutecznemu rozszczepieniu w szybkim widmie. Kontrastuje to z innymi projektami reaktorów prędkich, w których wymagany jest zewnętrzny płaszcz uranu; umieszczenie zbyt dużej ilości uranu w sekcji rdzenia doprowadziłoby do operacji podkrytycznej. Czyniąc to, do rozmnażania wymagana jest znaczna liczba neutronów. To z kolei implikuje, że podczas pracy reaktora jest „wystarczająco dużo” neutronów do działania i nie ma ich nadmiaru.

Zalety ołowiu jako chłodziwa

Zastosowanie ołowiu jako chłodziwa ma kilka zalet w porównaniu z innymi metodami chłodzenia reaktora.

Stopiony ołów nie moderuje znacząco neutronów . Moderacja występuje, gdy neutrony są spowalniane przez powtarzające się zderzenia z ośrodkiem. Kiedy neutron zderza się z atomami, które są znacznie cięższe od siebie, prawie żadna energia nie jest tracona w procesie. W ten sposób neutrony nie są spowalniane przez ołów, co zapewnia zachowanie wysokiej energii neutronów.
Roztopiony ołów działa jak reflektor dla neutronów. Neutrony uciekające z rdzenia reaktora są w pewnym stopniu kierowane z powrotem do rdzenia, co pozwala na lepszą gospodarkę neutronową . To z kolei umożliwia większy odstęp między elementami paliwowymi w reaktorze, co pozwala na lepsze odprowadzanie ciepła przez ołów chłodzący.
Ołów prawie nie podlega aktywacji przez neutrony. Zatem praktycznie żadne pierwiastki radioaktywne nie powstają w wyniku absorpcji neutronów przez ołów. Kontrastuje to z eutektyką ołowiowo-bizmutową , która była stosowana w innych szybkich projektach, w tym w rosyjskich okrętach podwodnych. Bizmut w tej mieszaninie (który ma niższą temperaturę topnienia, 123,5 ° C, niż czysty ołów) jest w pewnym stopniu aktywowany do polonu.
Chociaż ołów praktycznie nie pochłania neutronów, ołów jest bardzo skuteczny w pochłanianiu promieni gamma i innego promieniowania jonizującego. Dzięki temu pola promieniowania na zewnątrz reaktora są wyjątkowo niskie.
W przeciwieństwie do innego stosunkowo popularnego chłodziwa stosowanego w reaktorach prędkich, stopionego sodu metalicznego, ołów nie ma problemów z palnością (chociaż spalanie sodu w powietrzu jest łagodną reakcją) i zestala się w wyniku wycieku.
Bardzo szeroki zakres temperatur, w których ołów pozostaje płynny (powyżej 1400 K lub °C) oznacza, że wszelkie skoki termiczne są pochłaniane bez wzrostu ciśnienia. W praktyce temperatura robocza będzie utrzymywana na poziomie około 540 ° C (1004 ° F), głównie ze względu na inne właściwości materiału.
Podobnie jak w przypadku wszystkich projektów reaktorów prędkich, ze względu na wysoką temperaturę i dużą bezwładność cieplną, w sytuacjach awaryjnych możliwe jest chłodzenie pasywne . W związku z tym nie jest wymagane elektryczne pompowanie, naturalna konwekcja powietrza jest wystarczająca do usunięcia ciepła resztkowego po wyłączeniu. W tym celu reaktor wyposażono w dedykowany system pasywnego odprowadzania ciepła, który nie wymaga zasilania elektrycznego.
Wszystkie projekty reaktorów prędkich działają w znacznie wyższych temperaturach w rdzeniu niż reaktory chłodzone wodą (i moderowane). Pozwala to na znacznie wyższą sprawność termodynamiczną wytwornic pary. W ten sposób większa część energii jądrowej jest przekształcana w energię elektryczną, z wydajnością ponad 40%, w porównaniu z około 30% w reaktorach chłodzonych wodą.
Podobnie, jak w przypadku wszystkich reaktorów o szybkim widmie, chłodziwo nie jest pod ciśnieniem. Oznacza to, że nie jest wymagany żaden zbiornik ciśnieniowy, a rurociągi i kanały mogą być wykonane ze stali i stopów nieodpornych na ciśnienie. Żaden wyciek w pierwotnym obwodzie chłodziwa nie zostanie usunięty przy wysokim ciśnieniu.
Ołów ma wysoką przewodność cieplną (35 W/mK) w porównaniu z wodą (0,58), co oznacza, że transport ciepła z elementów paliwowych do płynu chłodzącego jest efektywny.

Wady ołowiu jako chłodziwa

Ołów ma wysoką temperaturę topnienia 327 ° C (621 ° F), co oznacza, że cały reaktor i cały ołów obecny w rurociągach, wymiennikach ciepła itp. Musi zostać podgrzany do temperatury znacznie wyższej niż ta, aby umożliwić rozpoczęcie pracy reaktora.
Ołów ma znacznie mniejszą pojemność cieplną niż sód, co oznacza, że do odprowadzenia ciepła z rdzenia wymagany jest większy przepływ.
Ołów ma również niższą przewodność cieplną niż sód, co oznacza, że transport ciepła jest bardziej efektywny w reaktorze prędkim chłodzonym sodem.
Ołów jest toksyczny dla ludzi.
Ołów jako chłodziwo może prowadzić do korozji elementów wewnętrznych reaktora.

Dane techniczne

Moc cieplna: 700 MW
Moc elektryczna 300 MW
Średnia temperatura chłodziwa ołowiu: 540 ° C (1004 ° F) na wejściu, 340 ° C (644 ° F) na wylocie generatora pary
Numer pętli: 4
Wysokość rdzenia: 1100 milimetrów (43 cale)
Ładunek paliwa: 20,6 ton amerykańskich (18,7 t)
Kampania paliwowa: 5 lat

Zobacz też

Linki zewnętrzne