Экспериментальный реактор-размножитель II - Experimental Breeder Reactor II

Координаты: 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

Экспериментальный реактор-размножитель-II (EBR-II) это реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем разработан, построен и эксплуатируется Аргоннская национальная лаборатория на Национальной испытательной станции реакторов в Айдахо.^[1] Был остановлен в 1994 году. Хранение реактора передано в г. Национальная лаборатория Айдахо после основания в 2005 году.

Первые операции начались в июле 1964 года, а критичность достигла в 1965 году при общей стоимости более 32 миллионов долларов США (260 миллионов долларов США в долларах 2019 года). Первоначальный акцент при проектировании и эксплуатации EBR-II был сделан на демонстрации полной энергетической установки с реактором-размножителем с переработкой твердого металлического топлива на месте. Топливные элементы с обогащением около 67% 235-U были запечатаны в трубы из нержавеющей стали и удалены, когда они достигли обогащения около 65%. Пробирки были распечатаны и обработаны для удаления нейтронные яды, смешанный со свежим 235-U для увеличения обогащения, и помещен обратно в реактор.

Тестирование первоначального цикла размножения продолжалось до 1969 года, после чего реактор использовался для тестирования концепций для Интегральный быстрый реактор концепция. В этой роли среда с высокоэнергетическими нейтронами активной зоны EBR-II использовалась для тестирования топлива и материалов для будущих более крупных реакторов с жидким металлом. В рамках этих экспериментов в 1986 году EBR-II подвергся экспериментальному останову, имитирующему полный отказ охлаждающего насоса. Он продемонстрировал способность к самоохлаждению топлива за счет естественной конвекции натриевого теплоносителя во время спад тепла период после отключения. Он использовался в роли поддержки IFR и во многих других экспериментах, пока не был выведен из эксплуатации в сентябре 1994 года.

При работе на полной мощности, достигнутой в сентябре 1969 года, EBR-II произвел около 62,5 мегаватт тепла и 20 мегаватт электроэнергии с помощью обычного трехконтурного контура. паровая турбина система и третичный приточный воздух градирни. За время своего существования она произвела более двух миллиардов киловатт-часов электроэнергии, обеспечивая большую часть электроэнергии, а также тепла для объектов Аргоннской национальной лаборатории-Запад.

Дизайн

Топливо состоит из уран стержни диаметром 5 миллиметров и длиной 33 см (13 дюймов). Обогащенный до 67% уран-235 в свежем виде концентрация упала примерно до 65% после удаления. В стержнях также содержалось 10% цирконий. Каждый тепловыделяющий элемент размещен внутри тонкостенного нержавеющая сталь трубку вместе с небольшим количеством металлического натрия. Трубка сверху приваривается и образует блок длиной 73 см (29 дюймов). Назначение 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 интенсивно радиоактивный. Пустота 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; каждая установка содержит около 4,5 кг (10 фунтов) урана. В целом активная зона содержит около 308 кг (680 фунтов) уранового топлива, и эта часть называется драйвером.

Чертеж корпуса реактора EBR-II

Активная зона EBR-II может вместить до 65 экспериментальных узлов для испытаний на надежность облучения и эксплуатации, работающих на различных видах металлического и керамического топлива - оксиды, карбиды, или же нитриды урана и плутоний и металлические топливные сплавы, такие как уран-плутоний-циркониевое топливо. Другие позиции сборки могут включать эксперименты с конструкционным материалом.

Пассивная безопасность

Конструкция бассейнового реактора EBR-II обеспечивает пассивная безопасность: активная зона реактора, оборудование для обращения с топливом и многие другие системы реактора погружены в расплавленный натрий. Предоставляя жидкость, которая легко отводит тепло от топлива к хладагенту и которая работает при относительно низких температурах, EBR-II максимально использует преимущества расширения хладагента, топлива и конструкции во время нестандартных событий, которые повышают температуру. Расширение топлива и конструкции в нестандартной ситуации вызывает отключение системы даже без вмешательства оператора. В апреле 1986 года были проведены два специальных испытания EBR-II, в ходе которых основные насосы первичного охлаждения были отключены, а реактор работал на полную мощность (62,5 мегаватт, тепловая). Не позволяя нормальным системам останова вмешиваться, 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 вышел на полную мощность, поток во вторичной системе охлаждения был остановлен. Это испытание привело к повышению температуры, поскольку теплу реактора некуда было уходить. По мере того, как система охлаждения первого контура (реактора) становилась все более горячей, топливо, натриевый теплоноситель и конструкция расширялись, и реактор останавливался. Этот тест показал, что он отключится с использованием присущих ему функций, таких как тепловое расширение, даже если будет потеряна способность отводить тепло от первичной системы охлаждения.^[2]

EBR-II теперь слит. Работа по останову EBR-II также включает обработку выгруженного отработавшего топлива с использованием электрометаллургического процесса обработки топлива на установке кондиционирования топлива, расположенной рядом с EBR-II.

Процесс очистки для EBR-II включает удаление и обработку натриевого хладагента, очистку натриевых систем EBR-II, удаление и пассивирование других химических опасностей и приведение деактивированных компонентов и конструкции в безопасное состояние.

Связанные объекты

EBR-II и установка кондиционирования топлива

Целью EBR-II было продемонстрировать работу реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем электростанция с переработкой металлического топлива на месте. Для выполнения этой задачи по переработке на месте EBR-II был частью более широкого комплекса установок, состоящего из

Установка кондиционирования топлива: установка для переработки и обработки отработавшего топлива из реакторов EBR-II и других реакторов с использованием установки электрорафинирования для электрометаллургической обработки отработавшего топлива.
Производство топлива: предприятие по производству металлических тепловыделяющих элементов.
Пункт исследования горячего топлива: комплекс «горячая камера» для дистанционного обращения и исследования высокорадиоактивных материалов.
Установка по переработке натрия: установка по переработке химически активного натрия в низкоактивные отходы.

Интегральный быстрый реактор

EBR-II послужил прототипом Интегральный быстрый реактор (IFR), который был предполагаемым преемником EBR-II. Программа IFR была запущена в 1983 году, но финансирование было прекращено. Конгресс США в 1994 году, за три года до предполагаемого завершения программы. Подразделение ядерной энергии General Electric, которая участвовала в разработке IFR, представила дизайн коммерческой версии IFR: S-ПРИЗМА реактор.