Integrert hurtigreaktor - Integral fast reactor

Experimental Breeder Reactor II , som fungerte som prototypen for Integral Fast Reactor

Den integrerte hurtigreaktoren ( IFR , opprinnelig avansert flytende metallreaktor ) er et design for en atomreaktor som bruker raske nøytroner og ingen nøytronmoderator (en "rask" reaktor ). IFR ville avle mer drivstoff og kjennetegnes ved en kjernefysisk drivstoffsyklus som bruker opparbeidelse via elektrorefinering på reaktorstedet.

IFR -utviklingen begynte i 1984 og det amerikanske energidepartementet bygde en prototype, Experimental Breeder Reactor II . 3. april 1986 demonstrerte to tester den iboende sikkerheten til IFR -konseptet. Disse testene simulerte ulykker med tap av kjølevæskestrøm. Selv med de normale avstengingsenhetene deaktivert, stengte reaktoren seg trygt uten overoppheting noe sted i systemet. IFR -prosjektet ble kansellert av den amerikanske kongressen i 1994, tre år før ferdigstillelse.

Den foreslåtte Generation IV Natrium-Cooled Fast Reactor er dens nærmeste gjenlevende rask formeringsreaktor design. Andre land har også designet og drevet hurtigreaktorer .

S-PRISM (fra SuperPRISM), også kalt PRISM (Power Reactor Innovative Small Module), er navnet på en kjernekraftdesign av GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) basert på Integral Fast Reactor.

Historie

Forskning på reaktoren begynte i 1984 ved Argonne National Laboratory i Argonne, Illinois. Argonne er en del av det amerikanske energidepartementets nasjonale laboratoriesystem, og drives på en kontrakt av University of Chicago .

The Experimental Breeder Reactor II (EBR II)

Argonne hadde tidligere et filialcampus ved navn "Argonne West" i Idaho Falls , Idaho som nå er en del av Idaho National Laboratory . Tidligere, på grencampus, hadde fysikere fra Argonne bygget det som var kjent som Experimental Breeder Reactor II (EBR II). I mellomtiden hadde fysikere ved Argonne designet IFR -konseptet, og det ble bestemt at EBR II skulle konverteres til en IFR. Charles Till, en kanadisk fysiker fra Argonne, var leder for IFR -prosjektet, og Yoon Chang var nestleder. Till var posisjonert i Idaho, mens Chang var i Illinois.

Kansellering

Med valget av president Bill Clinton i 1992, og utnevnelsen av Hazel O'Leary som energisekretær , var det press fra toppen for å kansellere IFR. Senator John Kerry (D-MA) og O'Leary ledet opposisjonen mot reaktoren og argumenterte for at det ville være en trussel mot ikke-spredningsarbeid, og at det var en videreføring av Clinch River Breeder Reactor Project som hadde blitt kansellert av kongressen.

Samtidig tildelte energisekretær O'Leary i 1994 ledende IFR -forsker med $ 10 000 og en gullmedalje, med sitatet om at arbeidet hans med å utvikle IFR -teknologi ga "forbedret sikkerhet, mer effektiv bruk av drivstoff og mindre radioaktivt avfall."

IFR -motstandere presenterte også en rapport fra DOE's Office of Nuclear Safety angående en tidligere Argonne -ansattes påstander om at Argonne hadde gjengjeldt ham for å ha bekymret seg for sikkerhet, samt om kvaliteten på forskningen på IFR -programmet. Rapporten fikk internasjonal oppmerksomhet, med en bemerkelsesverdig forskjell i dekningen den mottok fra store vitenskapelige publikasjoner. Det britiske tidsskriftet Nature ga artikkelen "Report back to whistleblower", og bemerket også interessekonflikter fra et DOE -panel som vurderte IFR -forskning. Derimot hadde artikkelen som dukket opp i Science tittelen "Was Argonne Whistleblower Really Blowing Smoke?". Det var bemerkelsesverdig at den artikkelen ikke avslørte at direktøren for Argonne National Laboratories, Alan Schriesheim, var medlem av Board of Directors of Science sin mororganisasjon, American Association for the Advancement of Science.

Til tross for støtte til reaktoren av daværende rep. Richard Durbin (D-IL) og amerikanske senatorer Carol Moseley Braun (D-IL) og Paul Simon (D-IL), finansieringen av reaktoren ble kuttet, og den ble til slutt kansellert i 1994, til større kostnader enn å fullføre den. Da dette ble gjort oppmerksom på president Clinton, sa han "jeg vet; det er et symbol."

Siden 2000

I 2001, som en del av veikartet for Generasjon IV , ga DOE et 242-manns team av forskere fra DOE, UC Berkeley, MIT, Stanford, ANL, LLNL, Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI og andre institusjoner å evaluere 19 av de beste reaktordesignene på 27 forskjellige kriterier. IFR rangerte #1 i studien som ble utgitt 9. april 2002.

For tiden er det ingen Integral Fast Reactors i kommersiell drift. Imidlertid ble BN-800-reaktoren , en veldig lik hurtigreaktor som ble drevet som brenner av plutoniumlagre, kommersielt operativ i 2014.

Teknisk oversikt

IFR avkjøles av flytende natrium eller bly og drives av en legering av uran og plutonium . Drivstoffet er inneholdt i stålbekledning med flytende natriumfylling i mellomrommet mellom drivstoffet og kledningen. Et tomrom over drivstoffet gjør at helium og radioaktivt xenon kan samles trygt uten å øke trykket inne i drivstoffelementet, og lar også drivstoffet ekspandere uten å bryte kledningen, noe som gjør metall i stedet for oksidbrensel praktisk.

Flere ubåtreaktorer i sovjetiske Alfa-klasser brukte en eutektisk legering av bly og vismut som kjølevæske. Fordelen med bly i motsetning til natrium er at det ikke er reaktivt kjemisk, spesielt med vann eller luft. Ulempene er at flytende bly er langt mer tett og langt mer tyktflytende enn flytende natrium (øker pumpekostnadene), og det er mange radioaktive nøytronaktiveringsprodukter, mens det i hovedsak ikke er noe fra natrium.

Grunnleggende designbeslutninger

Metallisk drivstoff

Metallbrensel med et natriumfylt tomrom inne i kledningen for å tillate drivstoffutvidelse har blitt demonstrert i EBR-II. Metallisk drivstoff gjør pyroprosessering av den valgte behandlingsteknologien.

Fremstilling av metallisk drivstoff er enklere og billigere enn keramisk (oksid) drivstoff, spesielt under eksterne håndteringsforhold.

Metallisk drivstoff har bedre varmeledningsevne og lavere varmekapasitet enn oksid, noe som har sikkerhetsfordeler.

Natriumkjølemiddel

Bruk av flytende metallkjølevæske fjerner behovet for et trykkbeholder rundt reaktoren. Natrium har utmerkede kjernefysiske egenskaper, høy varmekapasitet og varmeoverføringskapasitet, lav tetthet, lav viskositet, et rimelig lavt smeltepunkt og høyt kokepunkt, og utmerket kompatibilitet med andre materialer, inkludert konstruksjonsmaterialer og drivstoff. Kjølevæskens høye varmekapasitet og eliminering av vann fra kjernen øker kjernens iboende sikkerhet.

Bassengdesign fremfor løkke

Å inneholde alt det primære kjølevæsken i et basseng gir flere sikkerhets- og pålitelighetsfordeler.

Opparbeidelse på stedet ved hjelp av pyroprosessering

Opparbeidelse er avgjørende for å oppnå de fleste fordelene ved en rask reaktor, forbedre drivstofforbruket og redusere radioaktivt avfall med flere størrelsesordener.

Behandlingen på stedet er det som gjør IFR integrert . Dette og bruken av pyroprosessering reduserer begge spredningsrisikoen.

Pyroprosessering (ved hjelp av en electrorefiner) har blitt demonstrert ved EBR-II som praktisk på skalaen som kreves. Sammenlignet med PUREX vandige prosess, er den økonomisk i kapitalkostnader, og er uegnet for produksjon av våpenmateriale, igjen i motsetning til PUREX som ble utviklet for våpenprogrammer.

Pyroprosessering gjør metallisk drivstoff til det valgte drivstoffet. De to avgjørelsene utfyller hverandre.

Sammendrag

De fire grunnleggende beslutningene om metallisk drivstoff, natriumkjølevæske, bassengdesign og behandling på stedet ved elektrorefinering, er komplementære og produserer en drivstoffsyklus som er spredningsmotstandsdyktig og effektiv i drivstofforbruk, og en reaktor med et høyt nivå av iboende sikkerhet, mens minimere produksjonen av avfall på høyt nivå. Det praktiske ved disse avgjørelsene har blitt demonstrert gjennom mange års drift av EBR-II.

Fordeler

Oppdretterreaktorer (for eksempel IFR) kunne i prinsippet trekke ut nesten all energien i uran eller thorium , og redusere drivstoffbehovet med nesten to størrelsesordener sammenlignet med tradisjonelle engangsreaktorer, som trekker ut mindre enn 0,65% av energien i utvunnet uran, og mindre enn 5% av det berikede uranet som de blir drevet med. Dette kan i stor grad dempe bekymringen for drivstofftilførsel eller energi som brukes i gruvedrift .

Det som er viktigere i dag er hvorfor raske reaktorer er drivstoffeffektive: fordi raske nøytroner kan fisjonere eller "brenne ut" alle transuranske avfallskomponentene ( aktinider : plutonium av reaktorkvalitet og mindre aktinider ) hvorav mange varer titalls tusenvis av år eller lengre og gjør konvensjonell atomavfallshåndtering så problematisk. De fleste av de radioaktive fisjonproduktene (FPene) reaktoren produserer har mye kortere halveringstider: de er intens radioaktive på kort sikt, men henfaller raskt. IFR trekker ut og resirkulerer 99,9% av uran- og transuranelementene i hver syklus og bruker dem til å produsere strøm; så avfallet er bare fisjonproduktene; om 300 år vil deres radioaktivitet falle under den for den opprinnelige uranmalmen. Det faktum at fjerde generasjons reaktorer blir designet for å bruke avfallet fra 3. generasjons anlegg, kan endre kjernefysisk historie fundamentalt - potensielt ville kombinasjonen av tredje og fjerde generasjons anlegg være et mer attraktivt energialternativ enn 3. generasjon i seg selv ville ha vært, både fra perspektivet avfallshåndtering og energisikkerhet.

"Integral" refererer til på stedet reprosessering av elektro pyroprocessing . Dette skiller brukt drivstoff inn i 3 fraksjoner: 1. Uran, 2. Plutonium -isotoper og andre transuranelementer og 3. Kjernefysiske produkter . Uran- og transuranelementene resirkuleres til nye drivstoffstenger, og fisjonproduktene blir til slutt omdannet til glass- og metallblokker for tryggere avhending. Fordi fraksjon 2 og 3 (de kombinerte transuranelementene og fisjonproduktene) er svært radioaktive, bruker drivstoffstangoverførings- og opparbeidingsoperasjoner robot eller fjernstyrt utstyr. Dette påstås også å være en funksjon; ikke en feil; siden fissilt materiale som aldri forlater anlegget (og ville være dødelig å håndtere hvis det gjorde det) reduserer spredningsmulighetene for mulig avledning av fissilt materiale sterkt .

Sikkerhet

I tradisjonelle lettvannsreaktorer (LWR) må kjernen holdes under et høyt trykk for å holde vannvæsken ved høye temperaturer. Siden IFR derimot er en flytende metallkjølt reaktor , kan kjernen fungere ved nært omgivelsestrykk, noe som reduserer faren for tap av kjølevæske dramatisk . Hele reaktorkjernen, varmevekslere og primære kjølepumper er nedsenket i et basseng med flytende natrium eller bly, noe som gjør tap av primær kjølevæske ekstremt usannsynlig. Kjølevæskesløyfene er konstruert for å tillate kjøling gjennom naturlig konveksjon , noe som betyr at varmen fra reaktorkjernen ville være tilstrekkelig til å holde kjølevæsken i sirkulasjon, selv om de primære kjølepumpene skulle svikte. .

IFR har også passive sikkerhetsfordeler sammenlignet med konvensjonelle LWR. Drivstoffet og kledningen er utformet slik at når de ekspanderer på grunn av økte temperaturer, vil flere nøytroner kunne unnslippe kjernen, og dermed redusere fisjonskjedereaksjonens hastighet. Med andre ord vil en økning i kjernetemperaturen fungere som en tilbakemeldingsmekanisme som reduserer kjernekraften. Denne egenskapen er kjent som en negativ temperaturkoeffisient for reaktivitet . De fleste LWR har også negative reaktivitetskoeffisienter; i en IFR er denne effekten imidlertid sterk nok til å stoppe reaktoren fra å nå kjerneskader uten eksterne handlinger fra operatører eller sikkerhetssystemer. Dette ble demonstrert i en serie sikkerhetstester på prototypen. Pete Planchon, ingeniøren som utførte testene for et internasjonalt publikum, sa: "I 1986 ga vi faktisk en liten [20 MWe] prototype avansert hurtigreaktor et par muligheter til å smelte. Det nektet høflig begge ganger."

Flytende natrium gir sikkerhetsproblemer fordi det antennes spontant ved kontakt med luft og kan forårsake eksplosjoner ved kontakt med vann. Dette var tilfellet ved Monju atomkraftverk i en ulykke og brann i 1995. For å redusere risikoen for eksplosjoner etter en lekkasje av vann fra dampturbinene, inkluderer IFR-konstruksjonen (som med andre natriumavkjølte hurtige reaktorer ) en mellomliggende væske-metall-kjølevæske-sløyfe mellom reaktoren og dampturbinene. Formålet med denne sløyfen er å sikre at enhver eksplosjon etter utilsiktet blanding av natrium- og turbinvann ville være begrenset til den sekundære varmeveksleren og ikke utgjøre en risiko for selve reaktoren. Alternative design bruker bly i stedet for natrium som det primære kjølevæsken. Ulempene med bly er dens høyere tetthet og viskositet, noe som øker pumpekostnadene og radioaktive aktiveringsprodukter som følge av nøytronabsorpsjon. Et bly-vismut-eutektat, som det brukes i noen russiske ubåtreaktorer, har lavere viskositet og tetthet, men de samme aktiveringsproduktproblemene kan oppstå.

Effektivitet og drivstoffsyklus

Målet med IFR -prosjektet var å øke effektiviteten ved bruk av uran ved avl av plutonium og eliminere behovet for transuranske isotoper som noen gang skal forlate stedet. Reaktoren var en umoderert konstruksjon som kjører på raske nøytroner , designet for å tillate at enhver transuranisk isotop forbrukes (og i noen tilfeller brukes som drivstoff).

Sammenlignet med dagens lettvannsreaktorer med en gjennomgående drivstoffsyklus som induserer fisjon (og henter energi) fra mindre enn 1% av uranet som finnes i naturen, har en oppdretterreaktor som IFR en svært effektiv (99,5% av uran gjennomgår fisjon) drivstoffsyklus. Den grunnleggende ordningen brukte pyroelektrisk separasjon, en vanlig metode i andre metallurgiske prosesser, for å fjerne transuranikk og aktinider fra avfallet og konsentrere dem. Disse konsentrerte drivstoffene ble deretter reformert på stedet til nye drivstoffelementer.

De tilgjengelige drivstoffmetallene ble aldri skilt fra plutoniumisotopene eller fra alle fisjonproduktene, og derfor relativt vanskelige å bruke i atomvåpen. Plutonium måtte heller aldri forlate stedet, og var dermed langt mindre åpent for uautorisert avledning.

En annen viktig fordel ved å fjerne transuranics med lang halveringstid fra avfallssyklusen er at gjenværende avfall blir en mye kortere fare. Etter aktinidene ( reprosessert uran , plutonium , og aktinider ) blir resirkulert, de gjenværende radioaktivt avfall isotoper er fisjonsprodukter , med halveringstid på 90 år ( Sm-151 ) eller mindre, eller 211,100 år ( Tc-99 ) og mer ; pluss eventuelle aktiveringsprodukter fra reaktorkomponentene som ikke er drivstoff.

Sammenligninger med lettvannsreaktorer

Oppbygging av tunge aktinider i nåværende termiske nøytronfisjonreaktorer, som ikke kan fisjonere aktinidnuklider som har et likt antall nøytroner, og dermed bygger disse seg opp og behandles generelt som transuransk avfall etter konvensjonell opparbeiding. Et argument for raske reaktorer er at de kan fisjonere alle aktinider.

Atomavfall

IFR-stilreaktorer produserer mye mindre avfall enn reaktorer i LWR-stil, og kan til og med bruke annet avfall som drivstoff.

Det primære argumentet for å forfølge IFR-stilteknologi i dag er at det gir den beste løsningen på det eksisterende atomavfallsproblemet fordi raske reaktorer kan drives fra avfallsproduktene fra eksisterende reaktorer så vel som fra plutoniet som brukes i våpen, slik tilfellet er. i driften, fra 2014, BN-800-reaktoren . Utarmet uran (DU) avfall kan også brukes som drivstoff i raske reaktorer.

Avfallsproduktene til IFR-reaktorer har enten en kort halveringstid, noe som betyr at de forfaller raskt og blir relativt trygge, eller en lang halveringstid, noe som betyr at de bare er litt radioaktive. På grunn av pyroprocessing det totale volum av sann avfall / fisjonsprodukter som er 1/20 av volumet av brukt brensel som produseres av en lettvannsanlegg av den samme effekt, og er ofte alle ansett for å være avfall. 70% av fisjonproduktene er enten stabile eller har halveringstid under ett år. Technetium-99 og jod-129, som utgjør 6% av fisjonproduktene, har svært lange halveringstider, men kan overføres til isotoper med svært korte halveringstider (15,46 sekunder og 12,36 timer) ved nøytronabsorpsjon i en reaktor, og ødelegger dem effektivt ( se flere langlivede fisjonprodukter ). Zirkonium-93, ytterligere 5% av fisjonproduktene, kan i prinsippet resirkuleres til brenselstiftkledning, der det ikke spiller noen rolle at det er radioaktivt. Ekskludert bidraget fra transuransk avfall (TRU)-som er isotoper som produseres når U-238 fanger opp en langsom termisk nøytron i en LWR, men ikke fisjonerer, alle gjenværende avfalls- /fisjonprodukter ("FP") som er igjen etter opparbeidelse TRU -drivstoffet, er mindre radiotoksisk (i Sieverts ) enn naturlig uran (i en gram til gram sammenligning) innen 400 år, og det fortsetter å falle etter dette.

Edwin Sayre har anslått at tonnevis av fisjonprodukter (som også inkluderer det svært svakt radioaktive Palladium-107 etc.) redusert til metall, har en markedsverdi på 16 millioner dollar.

De to formene for IFR -avfall som produseres, inneholder ikke plutonium eller andre aktinider . Radioaktiviteten til avfallet avtar til nivåer som ligner på den opprinnelige malmen på omtrent 300–400 år.

Ombearbeiding på stedet av drivstoff betyr at volumet av atomavfall på høyt nivå som forlater anlegget er lite sammenlignet med LWR brukt drivstoff. Faktisk har det mest brukte LWR -drivstoffet i USA blitt lagret på reaktorstedet i stedet for å bli transportert for opparbeiding eller plassering i et geologisk depot . De mindre volumer av høyt nivå avfall fra reprosessering kan bo på reaktor områder for noen tid, men er intenst radioaktive fra mellomvarig fisjonsprodukter (MLFPs) og trenger å lagres på sikker,, som i de foreliggende tørre fat lagringsfartøy. I sin første tiår i bruk, før den MLFP s forråtnelse å senke varmefrembringende nivåer , geologisk depotet er kapasiteten begrenset ikke av volum, men ved varmeutvikling, og forråtnelse varmegenerering fra mellomvarig fisjonsprodukter som er omtrent den samme per enhet strøm fra en hvilken som helst slags fisjonreaktor, som begrenser plassering av tidlig depot.

Den potensielle fullstendige fjerningen av plutonium fra reaktorens avfallsstrøm reduserer bekymringen som for tiden eksisterer med brukt atombrensel fra de fleste andre reaktorer som oppstår ved nedgraving eller lagring av brukt brensel i et geologisk depot, ettersom de muligens kan brukes som plutonium min på et senere tidspunkt. "Til tross for million-fold reduksjon i radiotoksisitet tilbys av denne ordningen, noen mener at actinide fjerning ville tilby få, om noen betydelige fordeler for destruksjon i en geologisk depot fordi noen av fisjonsprodukt nuklider av størst bekymring i scenarier som grunnvann utlekking faktisk har lengre halveringstid enn de radioaktive aktinidene. Disse bekymringene tar ikke for seg planen om å lagre slike materialer i uløselig Synroc , og måler ikke farer i forhold til de fra naturlige kilder som medisinske røntgenstråler, kosmiske stråler eller naturlige radioaktive bergarter (som granitt ). Disse personene er opptatt av radioaktive fisjonprodukter som technetium-99 , jod-129 og cesium-135 med halveringstider mellom 213 000 og 15,7 millioner år. disse relativt lave bekymringene, for eksempel IFRs positive tomromskoeffisient kan reduseres til et akseptabelt nivå ved å legge til technetium i kjernen, hjelpe til med å ødelegge det langlivede fisjonproduktet technetium-99 ved atomtransmutasjon i prosessen. (se flere langlivede fisjonprodukter )

Effektivitet

IFR bruker praktisk talt alt energiinnholdet i urandrivstoffet, mens en tradisjonell lettvannsreaktor bruker mindre enn 0,65% av energien i utvunnet uran og mindre enn 5% av energien i beriket uran.

Karbondioksid

Både IFR og LWR avgir ikke CO ₂ under drift, selv om konstruksjon og drivstoffbehandling resulterer i CO ₂ -utslipp, hvis energikilder som ikke er karbonnøytrale (for eksempel fossilt brensel), eller CO ₂ -utslippende sement brukes under byggeprosessen.

En anmeldelse fra Yale University fra 2012 publisert i Journal of Industrial Ecology analyserende CO
2 utslipp fra livssyklusvurderinger fra kjernekraft bestemte at:

"Den kollektive LCA -litteraturen indikerer at utslipp av drivhusgass [klimagasser] fra livssyklusen bare er en brøkdel av tradisjonelle fossile kilder og kan sammenlignes med fornybar teknologi."

Selv om papiret først og fremst omhandlet data fra Generation II -reaktorer , og ikke analyserte CO
2utslipp innen 2050 av de nåværende under bygging av generasjon III -reaktorer , oppsummerte den funnene fra livssyklusvurderingen av utviklingsreaktorteknologier.

Teoretiske FBR -er [ Fast Breeder Reactors ] har blitt evaluert i LCA -litteraturen. Den begrensede litteraturen som evaluerer denne potensielle fremtidige teknologien, rapporterer gjennomsnittlige klimagassutslipp i livssyklusen ... lik eller lavere enn LWR -er [ lettvannsreaktorer ] og påstår å konsumere lite eller ingen uranmalm .

Drivstoffsyklus

Hurtigreaktorbrensel må være minst 20% splittbart, større enn det lavt berikede uranet som brukes i LWR. Det splittelige materialet kan i utgangspunktet inkludere sterkt beriket uran eller plutonium , fra brukt LWR -drivstoff , nedlagte atomvåpen eller andre kilder. Under drift avler reaktoren mer splittbart materiale fra fruktbart materiale , høyst omtrent 5% mer fra uran og 1% mer fra thorium.

Det fruktbare materialet i hurtigreaktorbrensel kan være utarmet uran (for det meste U-238 ), naturlig uran , thorium eller opparbeidet uran fra brukt drivstoff fra tradisjonelle lettvannsreaktorer, og til og med inkludere ikke-fissile isotoper av plutonium og mindre aktinidisotoper . Forutsatt at ingen lekin av aktinider til avfallsstrømmen under opparbeidelse, vil en 1GWe IFR-stilreaktor forbruke omtrent 1 tonn fruktbart materiale per år og produsere omtrent 1 tonn fisjonprodukter .

IFR -drivstoffsyklusens bearbeiding ved pyroprosessering (i dette tilfellet elektrorefinering ) trenger ikke å produsere rent plutonium fritt for fisjonproduktradioaktivitet slik PUREX -prosessen er designet for å gjøre. Hensikten med opparbeidelse i IFR -drivstoffsyklusen er ganske enkelt å redusere nivået av de fisjonproduktene som er nøytrongifte ; selv de trenger ikke å bli fjernet helt. Det elektrorefinerte brukte drivstoffet er svært radioaktivt, men fordi nytt drivstoff ikke trenger å produseres nøyaktig som LWR -drivstoffpellets, men bare kan støpes, kan fjernproduksjon brukes, noe som reduserer eksponeringen for arbeidere.

Som enhver rask reaktor, ved å endre materialet som brukes i teppene, kan IFR opereres over et spektrum fra oppdretter til selvforsynt til brenner. I oppdrettermodus (ved bruk av U-238 tepper) vil det produsere mer splittbart materiale enn det bruker. Dette er nyttig for å skaffe splittbart materiale for oppstart av andre planter. Ved å bruke stålreflektorer i stedet for U-238 tepper, fungerer reaktoren i ren brennermodus og er ikke en netto skaper av splittbart materiale; i balanse vil den forbruke fissilt og fruktbart materiale, og forutsatt tapsfri opparbeiding gir det ingen aktinider, men bare fisjonprodukter og aktiveringsprodukter . Mengden spaltbart materiale som trengs, kan være en begrensende faktor for svært utbredt utplassering av raske reaktorer, hvis lagre av overskytende våpen plutonium og LWR brukt brenselplutonium ikke er tilstrekkelige. For å maksimere hastigheten som raske reaktorer kan distribueres med, kan de drives i maksimal avlsmodus.

Fordi de nåværende kostnadene for anriket uran er lave sammenlignet med de forventede kostnadene ved storskala pyroprosesserings- og elektrorefineringsutstyr og kostnadene ved å bygge en sekundær kjølevæskesløyfe, kompenseres de høyere drivstoffkostnadene til en termisk reaktor over anleggets forventede levetid. av økte kapitalkostnader . (For tiden i USA betaler verktøyene en flat sats på 1/10 cent per kilowattime til regjeringen for deponering av radioaktivt avfall på høyt nivå ved lov i henhold til Nuclear Waste Policy Act . Hvis denne avgiften var basert på levetiden til avfallet, lukkede drivstoffsykluser kan bli mer økonomisk konkurransedyktige. Siden det planlagte geologiske depotet i form av Yucca -fjellet ikke fortsetter, har dette fondet samlet seg opp gjennom årene og for tiden har 25 milliarder dollar samlet seg på regjeringens dørstokk for noe de har ikke levert, det vil si å redusere faren som avfallet utgjør.

Opparbeidelse av kjernebrensel ved bruk av pyroprosessering og elektrorefinering er ennå ikke påvist i kommersiell skala, så investeringer i et stort IFR-anlegg kan være en høyere økonomisk risiko enn en konvensjonell lettvannsreaktor .

IFR -konsept (farge), en animasjon av pyroprosesseringssyklusen er også tilgjengelig.

IFR -konsept (svart og hvitt med tydeligere tekst)

Passiv sikkerhet

IFR bruker metalllegeringsdrivstoff (uran/plutonium/zirkonium) som er en god varmeleder, i motsetning til LWRs (og til og med noen raske oppdretterreaktorer) uranoksid som er en dårlig varmeleder og når høye temperaturer i midten av drivstoffpellets. IFR har også et mindre drivstoffvolum, siden det fissile materialet fortynnes med fruktbart materiale med et forhold på 5 eller mindre, sammenlignet med omtrent 30 for LWR -drivstoff. IFR -kjernen krever mer varmefjerning per kjernevolum under drift enn LWR -kjernen; men på den annen side, etter en nedstengning, er det langt mindre fanget varme som fortsatt sprer seg og må fjernes. Imidlertid er nedbrytningsvarmeutvikling fra kortlivede fisjonprodukter og aktinider sammenlignbare i begge tilfeller, starter på et høyt nivå og avtar med tiden som går etter nedleggelse. Det store volumet av flytende natrium primært kjølevæske i bassengkonfigurasjonen er designet for å absorbere nedbrytningsvarme uten å nå drivstoffets smeltetemperatur. De primære natriumpumpene er designet med svinghjul, slik at de vil kaste sakte ned (90 sekunder) hvis strømmen blir fjernet. Denne nedkjøringen hjelper ytterligere kjernekjøling ved nedleggelse. Hvis den primære kjølesløyfen på en eller annen måte plutselig skulle stoppes, eller hvis kontrollstengene plutselig ble fjernet, kan metalldrivstoffet smelte som ved et uhell demonstrert i EBR-I, men det smeltende drivstoffet blir deretter ekstrudert opp av stålbrenselbekledningsrørene og ut av den aktive kjerneområdet som fører til permanent reaktoravstengning og ingen videre fisjonvarmeutvikling eller drivstoffsmelting. Med metalldrivstoff brytes ikke kledningen og det frigjøres ingen radioaktivitet selv i ekstreme overveldende transienter.

Selvregulering av IFRs effektnivå er hovedsakelig avhengig av termisk ekspansjon av drivstoffet som gjør at flere nøytroner kan slippe ut, noe som demper kjedereaksjonen . LWR har mindre effekt av termisk ekspansjon av drivstoff (siden mye av kjernen er nøytronmoderator ), men har sterk negativ tilbakemelding fra Doppler -utvidelse (som virker på termiske og epitermale nøytroner, ikke raske nøytroner) og negativ tomromskoeffisient fra kokingen av vannet moderator/kjølevæske; den mindre tette dampen returnerer færre og mindre termiske nøytroner til drivstoffet, som er mer sannsynlig å bli fanget opp av U-238 enn å forårsake fisjoner. IFRs positive tomromskoeffisient kan imidlertid reduseres til et akseptabelt nivå ved å legge til technetium i kjernen, noe som bidrar til å ødelegge det langlivede fisjonproduktet technetium-99 ved kjernefysisk transmutasjon i prosessen.

IFRer er i stand til å tåle både tap av flyt uten SCRAM og tap av varmeavleder uten SCRAM . I tillegg til passiv avstengning av reaktoren, vil konveksjonsstrømmen som genereres i det primære kjølevæskesystemet forhindre drivstoffskader (kjernesmelting). Disse evnene ble demonstrert i EBR-II . Det endelige målet er at ingen radioaktivitet vil bli frigitt under noen omstendigheter.

Antennelighet av natrium er en risiko for operatører. Natrium brenner lett i luft og antennes spontant ved kontakt med vann. Bruken av en mellomliggende kjølemiddelsløyfe mellom reaktoren og turbinene minimerer risikoen for natriumbrann i reaktorkjernen.

Under nøytronbombardement produseres natrium-24. Dette er svært radioaktivt og avgir en energisk gammastråle på 2,7 MeV etterfulgt av et beta-henfall for å danne magnesium-24. Halveringstiden er bare 15 timer, så denne isotopen er ikke en langsiktig fare. Likevel nødvendiggjør tilstedeværelsen av natrium-24 ytterligere bruk av den mellomliggende kjølemiddelsløyfen mellom reaktoren og turbinene.

Spredning

IFR og lettvannsreaktorer (LWR) produserer begge plutonium i reaktorkvalitet , og selv ved høy oppbrenthet forblir våpen brukbare, men IFR -drivstoffsyklusen har noen designfunksjoner som ville gjøre spredning vanskeligere enn den nåværende PUREX -resirkuleringen av brukt LWR -drivstoff. For det første kan det fungere ved høyere oppbrenthet og derfor øke den relative mengden av ikke-fissile, men fruktbare, isotoper Plutonium-238 , Plutonium-240 og Plutonium-242 .

I motsetning til PUREX -opparbeidelse, skilte IFRs elektrolytiske opparbeidelse av brukt drivstoff ikke rent plutonium, og lot det blandes med mindre aktinider og noen sjeldne jordspaltningsprodukter som gjør den teoretiske evnen til å lage en bombe direkte ut av det betraktelig tvilsom. Snarere enn å bli transportert fra et stort sentralisert reprosesseringsanlegget til reaktorene ved andre steder, som er vanlig nå i Frankrike, fra La Hague til sin spredt atom flåte av LWR , den IFR pyroprocessed drivstoff ville være mye mer motstandsdyktig mot uautorisert avledning. Materialet med blandingen av plutoniumisotoper i en IFR ville bli på reaktorstedet og deretter bli brent opp praktisk talt in situ, alternativt, hvis det drives som en oppdretterreaktor, kan noe av det pyroprosesserte drivstoffet forbrukes av den samme eller andre reaktorer ligger andre steder. Som det er tilfelle med konvensjonell vandig opparbeiding, vil det imidlertid fortsatt være mulig å trekke ut alle plutoniumisotopene kjemisk fra det pyroprosesserte/resirkulerte drivstoffet og ville være mye lettere å gjøre det fra det resirkulerte produktet enn fra det opprinnelige brukte drivstoffet, selv om det er sammenlignet med andre konvensjonelle resirkulerte kjernefysiske drivstoff, MOX , ville det være vanskeligere, ettersom IFR-resirkulert drivstoff inneholder flere fisjonprodukter enn MOX og på grunn av høyere utbrenthet , mer spredningsbestandig Pu-240 enn MOX.

En fordel ved fjerning og forbrenning av IFR -aktinider (aktinider inkluderer plutonium) fra det brukte drivstoffet, er å eliminere bekymringer for å forlate IFR -ene brukt drivstoff eller faktisk konvensjonelt, og derfor relativt lavere forbrenning , brukt drivstoff - som kan inneholde våpen som kan brukes plutoniumisotop konsentrasjoner i et geologisk depot (eller det mer vanlige tørrlageret ) som deretter kan bli utvunnet en gang i fremtiden for å lage våpen. "

Fordi plutonium i reaktorkvalitet inneholder isotoper av plutonium med høye spontane fisjoner , og forholdene mellom disse plagsomme isotopene-fra et våpenproduksjonssynspunkt, øker bare ettersom drivstoffet brennes opp lenger og lenger, er det betydelig vanskeligere å produsere fisjons atomvåpen som vil oppnå en betydelig utbytte fra høyere- utbrenningen brukt brensel enn ved konvensjonell, moderat brent opp, LWRs brukt brensel .

Derfor reduseres spredningsrisikoen betraktelig med IFR -systemet med mange beregninger, men ikke helt eliminert. Plutoniet fra ALMR resirkulert drivstoff ville ha en isotopisk sammensetning som ligner på det som er hentet fra andre høyt brente opp brukte kjernebrenselkilder . Selv om dette gjør materialet mindre attraktivt for våpenproduksjon, kan det brukes i våpen i varierende grad av raffinement/med fusjonsforbedring .

Den amerikanske regjeringen detonerte en kjernefysisk enhet i 1962 ved bruk av den gang definerte " reaktorkvalitetsplutonium ", selv om den i nyere kategoriseringer i stedet ville bli betraktet som plutonium av drivstoffkvalitet , typisk for den som produseres av lavforbrente magnoksreaktorer .

Plutonium produsert i drivstoffet til en oppdretterreaktor har generelt en høyere brøkdel av isotopen plutonium-240 enn det som produseres i andre reaktorer, noe som gjør det mindre attraktivt for våpenbruk, spesielt i første generasjons atomvåpenutforminger som ligner på Fat Man . Dette gir en iboende grad av spredningsmotstand, men plutonium laget i teppet av uran som omgir kjernen, hvis det brukes et slikt teppe, er vanligvis av høy Pu-239- kvalitet, som inneholder svært lite Pu-240, noe som gjør det svært attraktivt for bruk av våpen.

"Selv om noen ferske forslag om fremtiden for ALMR/IFR-konseptet har fokusert mer på dets evne til å transformere og irreversibelt bruke opp plutonium, for eksempel den konseptuelle PRISM (reaktoren) og den i drift (2014) BN-800-reaktoren i Russland, utviklerne av IFR erkjenner at det er 'ubestridt at IFR kan konfigureres som en nettoprodusent av plutonium'. "

Som nevnt ovenfor, hvis IFR ikke brukes som en brenner, men som en oppdretter, har IFR et klart spredningspotensial "hvis ALMR -systemet i stedet for å behandle brukt drivstoff ble brukt til å bearbeide bestrålt fruktbart (avl) materiale (det vil si hvis et teppe av avl U-238 ble brukt), ville det resulterende plutonium være et overlegen materiale, med en nesten ideell isotopsammensetning for kjernefysiske våpenproduksjon. "

Reaktor design og konstruksjon

En kommersiell versjon av IFR, S-PRISM , kan bygges på en fabrikk og transporteres til stedet. Denne lille modulære designen (311 MWe -moduler) reduserer kostnadene og gjør at atomkraftverk i forskjellige størrelser (311 MWe og ethvert heltallsmultiple) kan bygges økonomisk.

Kostnadsvurderinger som tar hensyn til hele livssyklusen viser at raske reaktorer ikke kan være dyrere enn de mest brukte reaktorene i verden-vannmodererte vannkjølte reaktorer.

Flytende metall Na -kjølevæske

I motsetning til reaktorer som bruker forholdsvis langsom lav energi (varme) nøytroner, hurtig-neutron-reaktorer trenger atomreaktor kjølevæske som ikke moderate eller blokk nøytroner (som vann gjør i en lettvannsreaktor), slik at de har tilstrekkelig energi til spalting aktinid- isotoper som er spaltbart men ikke splittet . Kjernen må også være kompakt og inneholde minst mulig nøytronmodererende materiale som mulig. Metallnatrium (Na) kjølevæske på mange måter har den mest attraktive kombinasjonen av egenskaper for dette formålet. I tillegg til å ikke være nøytronmoderator, inkluderer ønskelige fysiske egenskaper:

• Lav smeltetemperatur
• Lavt damptrykk
• Høy koketemperatur
• Utmerket termisk ledningsevne
• Lav viskositet
• Lett vekt
• Termisk og strålingsstabilitet

Andre fordeler:

Rikelig og rimelig materiale. Rengjøring med klor gir giftfritt bordsalt. Kompatibel med andre materialer som brukes i kjernen (reagerer ikke eller oppløser rustfritt stål), så det er ikke nødvendig med spesielle korrosjonsbeskyttende tiltak. Lav pumpekraft (fra lett vekt og lav viskositet). Opprettholder et oksygen (og vann) fritt miljø ved å reagere med spormengder for å lage natriumoksid eller natriumhydroksid og hydrogen, og beskytter derved andre komponenter mot korrosjon. Lett vekt (lav tetthet) forbedrer motstanden mot seismiske treghetshendelser (jordskjelv.)

Ulemper:

Ekstrem brannfare med betydelige mengder luft (oksygen) og spontan forbrenning med vann, noe som gjør natriumlekkasjer og flom farlige. Dette var tilfellet ved Monju atomkraftverk i en ulykke og brann i 1995. Reaksjoner med vann gir hydrogen som kan være eksplosivt. Natriumaktiveringsprodukt (isotop) ²⁴ Na frigjør farlige energiske fotoner når det forfaller (men det har en veldig kort halveringstid på 15 timer). Reaktordesign holder ²⁴ Na i reaktorbassenget og bærer bort varme til kraftproduksjon ved hjelp av en sekundær natriumsløyfe, noe som gir kostnader til konstruksjon og vedlikehold.

Studie utgitt av UChicago Argonne

Se også

• Gaskjølt hurtigreaktor
• Generasjon IV reaktor
• Blyavkjølt hurtigreaktor
• Smeltet saltreaktor
• Reisende bølgereaktor

Referanser

Videre lesning

• Tom Blees (2008). Resept For The Planet: The Painless Remedy for Our Energy & Environmental Crises . BookSurge Publishing. ISBN 978-1-4196-5582-1.
• USAs kongress, Office of Technology Assessment (mai 1994). Tekniske alternativer for Advanced Liquid Metal Reactor (PDF) . US Government Printing Office. ISBN 978-1-4289-2068-2.
• Charles E. Till; Yoon Il Chang (2011). Plentiful Energy: The Story of the Integral Fast Reactor: Den komplekse historien til en enkel reaktorteknologi, med vekt på dens vitenskapelige grunnlag for ikke-spesialister . CreateSpace. ISBN 978-1-4663-8460-6.
• William E. Hannum; Gerald E. Marsh; George S. Stanford (desember 2005). "Smartere bruk av atomavfall" . Vitenskapelig amerikansk .
• The Restoration of the Earth , Theodore B. Taylor og Charles C. Humpstone, 166 sider, Harper & Row (1973) ISBN  978-0060142315
• Bærekraftig energi-Uten varm luft , David JC MacKay , 384 sider, UIT Cambridge (2009) ISBN  978-0954452933
• 2081: A Hopeful View of the Human Future , Gerard K. O'Neill , 284 sider, Simon & Schuster (1981) ISBN  978-0671242572
• The Second Nuclear Era: A New Start for Nuclear Power , Alvin M. Weinberg et al., 460 sider, Praeger Publishers (1985) ISBN  978-0275901837
• Thorium drivstoffsyklus-potensielle fordeler og utfordringer , IAEA, 105 sider (2005) ISBN  978-9201034052
• The Nuclear Imperative: A Critical Look at the Approinging Energy Crisis (More Physics for Presidents) , Jeff Eerkens, 212 sider, Springer (2010) ISBN  978-9048186662

Eksterne linker

• Integral Fast Reactor ved Argonne National Laboratory
• Arkivert materiale fra et nettsted om IFR som tidligere var arrangert av UC Berkeley:
  • (arkivert) sideindeks
  • (arkivert) Innledning
  • (arkivert) Integral Fast Reactor
  • (arkivert) IFR Metallic Fuel
  • (arkivert) Sikkerhetsegenskaper
  • (arkivert) Fuel Cycle Facility
  • (arkivert) Drivstoffproduksjonsanlegg
  • (arkivert) IFR Vision
  • (arkivert) Reaktor brenner avfall som drivstoff i atomgjenvinningsforsøk
• Integral Fast Reactors: Source of Safe, Abundant, Non-polluting Power av George S. Stanford, Ph.D.
• Intervju i frontlinjen med Dr. Till .
• IFR Q&A med Tom Blees og George Stanford
• Integral Fast Reactors av Tom Blees, del 2 av 3 Intervju med forfatter Tom Blees om IFR.
• IFRs rolle i global oppvarming