Centrale nucléaire avec réacteurs à neutrons rapides. Réacteur rapide

Dans notre pays, les premières estimations des propriétés du spectre rapide des neutrons appliqué aux réacteurs nucléaires ont été réalisées en 1946 à l'initiative d'I.V. Kourtchatova. Depuis 1949, A.I. est devenu le chef des travaux sur les réacteurs rapides. Leypunsky, sous la direction scientifique duquel, à peu près au même moment, la possibilité d'une reproduction élargie du combustible nucléaire et de l'utilisation d'un liquide de refroidissement à base de métal liquide dans des réacteurs à spectre de neutrons rapides a été démontrée par calcul. Des recherches approfondies visant à développer les fondements physiques et physico-techniques des réacteurs rapides ont commencé à l'Institut de physique et de génie énergétique d'Obninsk, puis dans de nombreuses autres organisations.

Mener des recherches en physique et problèmes d'ingénierie des réacteurs à neutrons rapides à l'IPPE, des assemblages critiques (réacteurs de puissance nulle) et des réacteurs de recherche à neutrons rapides (RR) ont été construits et mis en service : BR-1(en 1955), BR-2(en 1956), BR-5(en 1959), BFS-1(en 1961), BFS-2(en 1969), BR-10(reconstruction du BR-5, en 1973).

À la suite des études réalisées dans ces premières installations, la possibilité d'atteindre un facteur de surgénération du combustible nucléaire dans les réacteurs rapides KV>1 a été confirmée ; le dioxyde d'uranium a été recommandé comme combustible nucléaire principal et le sodium liquide comme liquide de refroidissement principal.

Le premier réacteur rapide de démonstration était l'actuel Réacteur de recherche BOR-60.

• acquérir de l'expérience dans l'exploitation de réacteurs à neutrons rapides de puissance supérieure ;
• vérification des méthodes de calcul des caractéristiques neutroniques (masse critique, champ de dégagement thermique, production et qualité du plutonium, coefficients de réactivité) ;
• vérifier la fiabilité des équipements et du carburant ; usine de dessalement eau de mer, vérification des systèmes de sécurité ;
• problèmes avec le pétrole, avec les générateurs de vapeur, avec les crayons combustibles, les fûts d'assemblage usés (SAD), avec le système de rechargement, avec les matériaux de structure des crayons combustibles, les assemblages combustibles et leurs solutions ;
• recherches en science des matériaux, recherches sur le facteur de reproduction, tests de circulation naturelle, expérimentation d'entrée en mode ébullition dans un assemblage combustible, expérimentations sur la dynamique de développement des fuites intercircuits.

Réacteur rapide BN-600- fonctionne dans le cadre d'une centrale électrique de 600 MW - fournit de l'électricité au réseau depuis 1980. Elle utilise principalement du combustible à base d'oxyde d'uranium enrichi à 17, 21 et 26 %, et une petite quantité de Combustible MOX. Il s'agit d'un réacteur de type intégré, des échangeurs de chaleur intermédiaires sodium-sodium et des pompes de circulation principales sont situés dans la cuve du réacteur. La pression du liquide de refroidissement sodium dans le boîtier est légèrement (0,05 MPa) supérieure à la pression atmosphérique, le risque de rupture du boîtier est donc éliminé. Des générateurs de vapeur installés à l'extérieur de la coque alimentent en vapeur trois turbogénérateurs de 200 MW.

Le 27 juin 2014 a eu lieu le démarrage physique du groupe motopropulseur n°4 avec réacteur BN-800 Le 10 décembre 2015, il a été inclus pour la première fois dans le système énergétique unifié du pays et le 31 octobre 2016, il a été mis en exploitation commerciale. Le réacteur a commencé à fonctionner en utilisant le noyau dit hybride, dans lequel la partie principale (84 %) est constituée d'assemblages combustibles avec du combustible à l'uranium et 16 % - des assemblages combustibles avec du combustible MOX. Le passage de ce réacteur au plein chargement en combustible MOX est prévu en 2019. Une usine a été construite pour produire du combustible MOX.

DANS réacteur BN-800 utilisé comme vérifié solutions techniques, mis en œuvre dans BN-600, ainsi que de nouveaux qui augmentent considérablement la sécurité de la centrale électrique, tels que : un effet de réactivité sans vide de sodium, des barres de protection d'urgence lestées hydrauliquement qui se déclenchent lorsque le débit de liquide de refroidissement est réduit, des systèmes de refroidissement d'urgence passifs, un « piège » spécial est prévu sous le noyau pour collecter et retenir la masse fondue et les fragments du noyau lors de sa destruction à la suite d'un accident grave, la résistance sismique de la structure a été augmentée.

Réacteurs rapides en activité actuellement dans le monde

Le gouvernement japonais a décidé de démanteler complètement la centrale nucléaire de Monju, la seule centrale nucléaire du pays dotée d'un réacteur à neutrons rapides.

L'Agence de réglementation nucléaire (NRA) a retardé l'examen du redémarrage du réacteur de recherche rapide au sodium JOYO. La demande d'autorisation de relance de JOYO a été soumise au régulateur le 30 mars 2017. L'application ne contient pas de date de redémarrage estimée.

Ainsi, depuis 1972 (depuis le lancement BN-350) dans notre pays, les réacteurs rapides sont utilisés pour produire de l'électricité et dessaler l'eau. Actuellement, la Russie est le seul pays au monde dont la structure énergétique nucléaire comprend des réacteurs à neutrons rapides. Ceci a été réalisé grâce au fait que ce n'est que dans notre pays que tous étapes nécessaires développement de la technologie BN - réacteurs rapides avec caloporteur sodium.

L'unique réacteur russe à neutrons rapides fonctionnant à la centrale nucléaire de Beloyarsk a été porté à une puissance de 880 mégawatts, rapporte le service de presse de Rosatom.

Le réacteur fonctionne sur la tranche n°4 de la centrale nucléaire de Beloyarsk et fait actuellement l'objet d'essais de routine sur les équipements de production. Conformément au programme de test, l'unité de puissance garantit que la puissance électrique est maintenue à un niveau d'au moins 880 mégawatts pendant 8 heures.

La puissance du réacteur est augmentée par étapes afin d'obtenir à terme une certification au niveau de puissance nominale de 885 mégawatts sur la base des résultats des tests. À l'heure actuelle, le réacteur est certifié pour une puissance de 874 mégawatts.

Rappelons que la centrale nucléaire de Beloyarsk exploite deux réacteurs à neutrons rapides. Depuis 1980, le réacteur BN-600 fonctionne ici - pendant longtemps c'était le seul réacteur de ce type au monde. Mais en 2015, le lancement progressif du deuxième réacteur BN-800 a commencé.

Pourquoi est-ce si important et considéré événement historique pour l’industrie nucléaire mondiale ?

Les réacteurs à neutrons rapides permettent de mettre en œuvre un cycle du combustible fermé (ce n'est pas actuellement mis en œuvre dans le BN-600). Puisque seul l’uranium 238 est « brûlé » après traitement (élimination des produits de fission et ajout de nouvelles portions d’uranium 238), le combustible peut être rechargé dans le réacteur. Et comme le cycle uranium-plutonium produit plus de plutonium qu’il n’en désintègre, l’excédent de combustible peut être utilisé pour de nouveaux réacteurs.

De plus, cette méthode peut être utilisée pour traiter les surplus de plutonium de qualité militaire, ainsi que le plutonium et les actinides mineurs (neptunium, américium, curium) extraits du combustible usé des réacteurs thermiques conventionnels (les actinides mineurs représentent actuellement une partie très dangereuse des déchets radioactifs). . Dans le même temps, la quantité de déchets radioactifs par rapport aux réacteurs thermiques est réduite de plus de vingt fois.

Pourquoi, malgré tous leurs avantages, les réacteurs à neutrons rapides ne se sont-ils pas généralisés ? Cela est principalement dû aux particularités de leur conception. Comme mentionné ci-dessus, l’eau ne peut pas être utilisée comme liquide de refroidissement, car elle est un modérateur de neutrons. Les réacteurs rapides utilisent donc principalement des métaux. état liquide- des alliages exotiques plomb-bismuth aux sodium liquide(l'option la plus courante pour les centrales nucléaires).

"Dans les réacteurs à neutrons rapides, les charges thermiques et radiatives sont beaucoup plus élevées que dans les réacteurs thermiques", explique "PM". Ingénieur en chef Centrale nucléaire de Beloyarsk Mikhaïl Bakanov. - Cela conduit à la nécessité d'utiliser des matériaux structurels spéciaux pour la cuve du réacteur et les systèmes intégrés au réacteur. Les boîtiers des crayons combustibles et des assemblages combustibles ne sont pas constitués d’alliages de zirconium, comme dans les réacteurs thermiques, mais d’aciers au chrome alliés spéciaux, qui sont moins sensibles au « gonflement » dû aux radiations. D’un autre côté, par exemple, la cuve du réacteur n’est pas soumise aux charges liées à la pression interne : elle n’est que légèrement supérieure à la pression atmosphérique.

Selon Mikhaïl Bakanov, au cours des premières années d'exploitation, les principales difficultés étaient liées au gonflement dû aux radiations et au craquage du combustible. Ces problèmes furent cependant rapidement résolus et de nouveaux matériaux furent développés - à la fois pour le combustible et pour les boîtiers de crayons de combustible. Mais même aujourd'hui, les campagnes sont limitées non pas tant par l'épuisement du combustible (qui atteint 11 % sur le BN-600), mais par la durée de vie des matériaux à partir desquels le combustible, les barres combustibles et les assemblages combustibles sont fabriqués. D'autres problèmes opérationnels étaient principalement liés à des fuites de sodium dans le circuit secondaire, un métal chimiquement actif et dangereux au feu qui réagit violemment au contact de l'air et de l'eau : « Seules la Russie et la France ont une longue expérience dans l'exploitation de réacteurs industriels de puissance à neutrons rapides. . Dès le début, nous et les spécialistes français avons été confrontés aux mêmes problèmes. Nous les avons résolus avec succès, ayant prévu dès le début moyens spéciaux surveiller l'étanchéité des circuits, localiser et supprimer les fuites de sodium. Mais le projet français s’est révélé moins préparé à de tels ennuis : le réacteur Phénix a finalement été arrêté en 2009. »

"Les problèmes étaient vraiment les mêmes", ajoute Nikolai Oshkanov, directeur de la centrale nucléaire de Beloyarsk, "mais ils ont été résolus ici et en France. différentes façons. Par exemple, lorsque le chef d'une des assemblées de Phénix se pencha pour le saisir et le décharger, les spécialistes français mirent au point un système complexe et assez complexe. système coûteux des « visions » à travers une couche de sodium. Et lorsque nous avons eu le même problème, un de nos ingénieurs nous a suggéré d'utiliser une caméra vidéo placée dans la conception la plus simple type de cloche de plongée, - un tuyau ouvert en bas avec de l'argon soufflé par le haut. Une fois le sodium fondu expulsé, les opérateurs par liaison vidéo ont pu positionner la poignée du mécanisme et l'assemblage plié a été retiré avec succès.

La zone active d'un réacteur à neutrons rapides est disposée comme un oignon, en couches

370 assemblages combustibles forment trois zones avec un enrichissement différent en uranium 235 - 17, 21 et 26 % (au départ il n'y avait que deux zones, mais afin d'égaliser la libération d'énergie, trois ont été réalisées). Ils sont entourés d'écrans latéraux (couvertures), ou zones de reproduction, où se trouvent des assemblages contenant de l'uranium appauvri ou naturel, constitué principalement de l'isotope 238. Aux extrémités des crayons de combustible, au-dessus et au-dessous du cœur, se trouvent également des tablettes d'uranium appauvri. l'uranium, qui forment les écrans d'extrémité (zones de reproduction).

Les assemblages combustibles (FA) sont un ensemble d'éléments combustibles (éléments combustibles) assemblés dans un seul boîtier - des tubes en acier spécial remplis de pastilles d'oxyde d'uranium avec divers enrichissements. Pour garantir que les éléments combustibles n'entrent pas en contact les uns avec les autres et que le liquide de refroidissement puisse circuler entre eux, un fil fin est enroulé sur les tubes. Le sodium pénètre dans l'assemblage combustible par les trous d'étranglement inférieurs et sort par les fenêtres de la partie supérieure.

Au bas de l'assemblage combustible se trouve une tige insérée dans la douille du collecteur, en haut se trouve une partie de tête par laquelle l'assemblage est saisi en cas de surcharge. Les assemblages combustibles de différents enrichissements ont des emplacements de montage différents, il est donc tout simplement impossible d'installer l'assemblage au mauvais endroit.

Pour contrôler le réacteur, 19 barres de compensation contenant du bore (un absorbeur de neutrons) pour compenser l'épuisement du combustible, 2 barres de commande automatique (pour maintenir une puissance donnée) et 6 barres de protection active sont utilisées. Étant donné que le fond neutronique de l'uranium est faible, pour le démarrage contrôlé du réacteur (et le contrôle à faible niveau de puissance), une « illumination » est utilisée - une source de photoneutrons (émetteur gamma plus béryllium).

Les centrales équipées de réacteurs à neutrons rapides peuvent se développer considérablement carburant l'énergie nucléaire et minimiser les déchets radioactifs grâce à l'organisation d'un cycle fermé du combustible nucléaire. Seuls quelques pays disposent de telles technologies et la Fédération de Russie, selon les experts, est le leader mondial dans ce domaine.

Le réacteur BN-800 (de « sodium rapide », d'une puissance électrique de 880 mégawatts) est un réacteur industriel pilote à neutrons rapides avec un caloporteur métallique liquide, le sodium. Il devrait devenir un prototype de centrales électriques commerciales plus puissantes dotées de réacteurs BN-1200.

sources

A 40 km d'Ekaterinbourg, au milieu des plus belles forêts de l'Oural, se trouve la ville de Zarechny. En 1964, la première centrale nucléaire industrielle soviétique, Beloyarskaya, a été lancée ici (avec un réacteur AMB-100 d'une capacité de 100 MW). Aujourd'hui, la centrale nucléaire de Beloyarsk reste la seule au monde où fonctionne un réacteur industriel de puissance à neutrons rapides, le BN-600.

Imaginez une chaudière qui évapore l'eau et la vapeur qui en résulte fait tourner un turbogénérateur qui produit de l'électricité. Quelque chose comme ça dans Plan général et arrangé centrale nucléaire. Seule la « chaudière » est de l'énergie désintégration atomique. Les conceptions des réacteurs de puissance peuvent être différentes, mais selon le principe de fonctionnement, elles peuvent être divisées en deux groupes : les réacteurs à neutrons thermiques et les réacteurs à neutrons rapides.

La base de tout réacteur est la fission de noyaux lourds sous l'influence de neutrons. Il existe certes des différences significatives. Dans les réacteurs thermiques, l'uranium 235 est fissionné sous l'influence de neutrons thermiques de basse énergie, ce qui produit des fragments de fission et de nouveaux neutrons qui ont haute énergie(ce qu'on appelle les neutrons rapides). La probabilité qu'un neutron thermique soit absorbé par un noyau d'uranium 235 (avec fission ultérieure) est beaucoup plus élevée qu'un neutron rapide, les neutrons doivent donc être ralentis. Cela se fait à l’aide de modérateurs, des substances qui, lorsqu’elles entrent en collision avec des noyaux, font perdre de l’énergie aux neutrons. Le combustible des réacteurs thermiques est généralement de l'uranium faiblement enrichi, du graphite, de l'eau légère ou lourde sont utilisés comme modérateur et le liquide de refroidissement est l'eau claire. La plupart des centrales nucléaires en activité sont construites selon l'un de ces schémas.

Les neutrons rapides produits à la suite d’une fission nucléaire forcée peuvent être utilisés sans aucune modération. Le schéma est le suivant : les neutrons rapides produits lors de la fission des noyaux d'uranium 235 ou de plutonium 239 sont absorbés par l'uranium 238 pour former (après deux désintégrations bêta) du plutonium 239. De plus, pour 100 noyaux d’uranium 235 ou de plutonium 239 fissurés, 120 à 140 noyaux de plutonium 239 sont formés. Certes, la probabilité de fission nucléaire par les neutrons rapides étant moindre que par les neutrons thermiques, le combustible doit être enrichi davantage que pour les réacteurs thermiques. De plus, il est ici impossible d'évacuer la chaleur avec de l'eau (l'eau est un modérateur), il faut donc utiliser d'autres liquides de refroidissement : il s'agit généralement de métaux et d'alliages liquides, d'options très exotiques comme le mercure (un tel liquide de refroidissement était utilisé dans le premier réacteur expérimental américain Clémentine) ou des alliages plomb-bismuth (utilisés dans certains réacteurs pour sous-marins- en particulier, bateaux soviétiques projet 705) au sodium liquide (l'option la plus courante dans les réacteurs de puissance industriels). Les réacteurs fonctionnant selon ce schéma sont appelés réacteurs à neutrons rapides. L'idée d'un tel réacteur a été proposée en 1942 par Enrico Fermi. Bien entendu, ce sont les militaires qui ont montré le plus grand intérêt pour ce projet : les réacteurs rapides, en fonctionnement, produisent non seulement de l'énergie, mais aussi du plutonium pour armes nucléaires. Pour cette raison, les réacteurs à neutrons rapides sont également appelés surgénérateurs (de l'anglais surgénérateur - producteur).

Qu'est-ce qu'il y a en lui

La zone active d’un réacteur à neutrons rapides est structurée comme un oignon, en couches. 370 assemblages combustibles forment trois zones avec un enrichissement différent en uranium 235 - 17, 21 et 26 % (au départ il n'y avait que deux zones, mais afin d'égaliser la libération d'énergie, trois ont été réalisées). Ils sont entourés d'écrans latéraux (couvertures), ou zones de reproduction, où se trouvent des assemblages contenant de l'uranium appauvri ou naturel, constitué principalement de l'isotope 238. Aux extrémités des crayons de combustible, au-dessus et au-dessous du cœur, se trouvent également des tablettes d'uranium appauvri. l'uranium, qui forment les écrans d'extrémité (zones de reproduction). Le réacteur BN-600 est un multiplicateur (surgénérateur), c'est-à-dire que pour 100 noyaux d'uranium 235 répartis dans le cœur, 120 à 140 noyaux de plutonium sont produits dans les écrans latéraux et terminaux, ce qui permet une reproduction élargie du combustible nucléaire. . Les assemblages combustibles (FA) sont un ensemble d'éléments combustibles (barres combustibles) assemblés dans un seul boîtier - des tubes en acier spécial remplis de pastilles d'oxyde d'uranium avec divers enrichissements. Pour que les crayons combustibles n'entrent pas en contact les uns avec les autres et que le liquide de refroidissement puisse circuler entre eux, un fil fin est enroulé sur les tubes. Le sodium pénètre dans l'assemblage combustible par les trous d'étranglement inférieurs et sort par les fenêtres de la partie supérieure. Au bas de l'assemblage combustible se trouve une tige qui est insérée dans la douille du collecteur, en haut se trouve une partie de tête par laquelle l'assemblage est saisi en cas de surcharge. Les assemblages combustibles de différents enrichissements ont des emplacements de montage différents, il est donc tout simplement impossible d'installer l'assemblage au mauvais endroit. Pour contrôler le réacteur, 19 barres de compensation contenant du bore (un absorbeur de neutrons) pour compenser l'épuisement du combustible, 2 barres de commande automatique (pour maintenir une puissance donnée) et 6 barres de protection active sont utilisées. Étant donné que le fond neutronique de l'uranium est faible, pour le démarrage contrôlé du réacteur (et le contrôle à faible niveau de puissance), une « illumination » est utilisée - une source de photoneutrons (émetteur gamma plus béryllium).

Les zigzags de l'histoire

Il est intéressant de noter que l’histoire de l’énergie nucléaire mondiale a commencé précisément avec le réacteur à neutrons rapides. Le 20 décembre 1951, le premier réacteur de puissance à neutrons rapides au monde, l'EBR-I (Experimental Breeder Reactor), d'une puissance électrique de seulement 0,2 MW, était lancé dans l'Idaho. Plus tard, en 1963, près de Détroit, une centrale nucléaire dotée d'un réacteur à neutrons rapides Fermi a été lancée - déjà d'une capacité d'environ 100 MW (en 1966, il y a eu un grave accident avec la fusion d'une partie du cœur, mais sans aucune conséquence pour environnement ou des personnes).

En URSS, depuis la fin des années 1940, Alexander Leypunsky travaille sur ce sujet, sous la direction duquel les bases de la théorie des réacteurs rapides ont été développées à l'Institut de physique et d'énergie d'Obninsk (FEI) et plusieurs stands expérimentaux ont été construits, qui a permis d'étudier la physique du processus. À la suite de ces recherches, en 1972, la première centrale nucléaire soviétique à neutrons rapides est entrée en service dans la ville de Shevchenko (aujourd'hui Aktau, Kazakhstan) avec un réacteur BN-350 (initialement désigné BN-250). Elle produisait non seulement de l’électricité, mais utilisait également de la chaleur pour dessaler l’eau. Bientôt, la centrale nucléaire française avec le réacteur rapide Phénix (1973) et la centrale britannique avec le PFR (1974), toutes deux d'une capacité de 250 MW, furent lancées.

Cependant, dans les années 1970, les réacteurs à neutrons thermiques ont commencé à dominer l’industrie nucléaire. C'était dû pour diverses raisons. Par exemple, le fait que les réacteurs rapides peuvent produire du plutonium, ce qui signifie que cela peut conduire à une violation de la loi sur la non-prolifération des armes nucléaires. Cependant, le principal facteur était probablement que les réacteurs thermiques étaient plus simples et moins chers, que leur conception était basée sur des réacteurs militaires pour sous-marins et que l'uranium lui-même était très bon marché. Les réacteurs industriels de puissance à neutrons rapides entrés en service dans le monde après 1980 se comptent sur les doigts d'une main : il s'agit de Superphénix (France, 1985−1997), Monju (Japon, 1994−1995) et BN-600 (Beloyarsk). NPP, 1980), qui dans actuellement est le seul réacteur de puissance industriel en activité au monde.

Ils reviennent

Cependant, à l'heure actuelle, l'attention des spécialistes et du public se concentre à nouveau sur les centrales nucléaires équipées de réacteurs à neutrons rapides. Selon les estimations de l'Agence internationale pour énergie atomique(AIEA), en 2005, le volume total des réserves prouvées d'uranium, dont les coûts d'extraction ne dépassent pas 130 dollars le kilogramme, est d'environ 4,7 millions de tonnes. Selon les estimations de l'AIEA, ces réserves dureront 85 ans (sur la base de la demande d'uranium pour la production d'électricité aux niveaux de 2004). La teneur en uranium naturel de l'isotope 235, qui est « brûlé » dans les réacteurs thermiques, n'est que de 0,72 %, le reste étant de l'uranium 238, « inutile » pour les réacteurs thermiques. Or, si l’on passe à l’utilisation de réacteurs à neutrons rapides capables de « brûler » de l’uranium 238, ces mêmes réserves dureront plus de 2500 ans !

Atelier d'assemblage du réacteur, où les pièces individuelles du réacteur sont assemblées à partir de pièces individuelles à l'aide de la méthode SKD

Par ailleurs, les réacteurs à neutrons rapides permettent de mettre en œuvre un cycle du combustible fermé (ce n'est pas actuellement mis en œuvre dans le BN-600). Puisque seul l’uranium 238 est « brûlé » après traitement (élimination des produits de fission et ajout de nouvelles portions d’uranium 238), le combustible peut être rechargé dans le réacteur. Et comme le cycle uranium-plutonium produit plus de plutonium qu’il n’en désintègre, l’excédent de combustible peut être utilisé pour de nouveaux réacteurs.

De plus, cette méthode peut être utilisée pour traiter les surplus de plutonium de qualité militaire, ainsi que le plutonium et les actinides mineurs (neptunium, américium, curium) extraits du combustible usé des réacteurs thermiques conventionnels (les actinides mineurs représentent actuellement une partie très dangereuse des déchets radioactifs). . Dans le même temps, la quantité de déchets radioactifs par rapport aux réacteurs thermiques est réduite de plus de vingt fois.

Redémarrer à l'aveugle

Contrairement aux réacteurs thermiques, dans le réacteur BN-600, les assemblages sont situés sous une couche de sodium liquide, de sorte que l'élimination des assemblages usés et l'installation d'assemblages neufs à leur place (ce processus est appelé rechargement) se déroule en mode complètement fermé. Dans la partie supérieure du réacteur se trouvent des grands et des petits bouchons rotatifs (excentriques les uns par rapport aux autres, c'est-à-dire que leurs axes de rotation ne coïncident pas). Une colonne avec des systèmes de contrôle et de protection, ainsi qu'un mécanisme de surcharge avec une pince à pince, est montée sur un petit bouchon rotatif. Le mécanisme rotatif est équipé d'un « joint hydraulique » en alliage spécial à bas point de fusion. DANS en bonne condition il est solide et, pour redémarrer, il est chauffé jusqu'au point de fusion, tandis que le réacteur reste complètement hermétique, de sorte que les rejets de gaz radioactifs sont pratiquement éliminés. Le processus de rechargement arrête de nombreuses étapes. Tout d'abord, le préhenseur est amené jusqu'à l'un des assemblages situés dans le stockage des assemblages usés en réacteur, l'enlève et le transfère vers l'élévateur de déchargement. Ensuite, il est soulevé dans la boîte de transfert et placé dans le tambour des assemblages usés, d'où, après avoir été nettoyé à la vapeur (à partir de sodium), il entre dans la piscine de combustible usé. À l’étape suivante, le mécanisme retire l’un des assemblages du cœur et le déplace vers l’installation de stockage du réacteur. Après cela, celui requis est retiré du tambour d'assemblage frais (dans lequel sont préinstallés les assemblages combustibles provenant de l'usine) et installé dans l'élévateur d'assemblage frais, qui l'achemine vers le mécanisme de rechargement. Étape finale— installation d'assemblages combustibles dans une cellule vacante. Dans le même temps, pour des raisons de sécurité, des restrictions sont imposées sur le fonctionnement du mécanisme. certaines restrictions: par exemple, deux cellules adjacentes ne peuvent pas être libérées simultanément de plus, lors d'une surcharge, toutes les barres de commande et de protection doivent être dans la zone active ; Le processus de rechargement d'un assemblage prend jusqu'à une heure, le rechargement d'un tiers du cœur (environ 120 assemblages combustibles) prend environ une semaine (en trois équipes), cette procédure est effectuée chaque micro-campagne (160 jours effectifs, en termes de pleine puissance). Certes, la consommation de combustible a désormais augmenté et seul un quart du cœur est surchargé (environ 90 assemblages combustibles). Dans ce cas, l'opérateur n'a pas de visibilité directe retour, et est guidé uniquement par les indicateurs des capteurs d'angle de rotation de la colonne et des pinces (précision de positionnement - inférieure à 0,01 degrés), des forces d'extraction et d'installation.

Le processus de redémarrage comprend de nombreuses étapes, est effectué à l'aide d'un mécanisme spécial et ressemble à un jeu de « 15 ». Objectif final— les assemblages frais du tambour correspondant entrent dans la fente souhaitée et les assemblages usagés dans leur propre tambour, d'où, après avoir été nettoyés à la vapeur (à partir de sodium), ils entreront dans la piscine de refroidissement.

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Pourquoi, malgré tous leurs avantages, les réacteurs à neutrons rapides ne se sont-ils pas généralisés ? Cela est principalement dû aux particularités de leur conception. Comme mentionné ci-dessus, l’eau ne peut pas être utilisée comme liquide de refroidissement, car elle est un modérateur de neutrons. Par conséquent, les réacteurs rapides utilisent principalement des métaux à l'état liquide - des alliages exotiques plomb-bismuth au sodium liquide (l'option la plus courante pour les centrales nucléaires).

"Dans les réacteurs à neutrons rapides, les charges thermiques et radiologiques sont beaucoup plus élevées que dans les réacteurs thermiques", explique au Premier ministre Mikhaïl Bakanov, ingénieur en chef de la centrale nucléaire de Beloyarsk. «Cela conduit à la nécessité d'utiliser des matériaux structurels spéciaux pour la cuve du réacteur et les systèmes intégrés au réacteur. Les boîtiers des crayons combustibles et des assemblages combustibles ne sont pas constitués d'alliages de zirconium, comme dans les réacteurs thermiques, mais d'aciers au chrome alliés spéciaux, qui sont moins sensibles au «gonflement» dû aux radiations. Par contre, la cuve du réacteur ne l'est pas. soumis à des charges associées à la pression interne - elle n'est que légèrement supérieure à la pression atmosphérique.

Selon Mikhaïl Bakanov, au cours des premières années d'exploitation, les principales difficultés étaient liées au gonflement dû aux radiations et au craquage du combustible. Ces problèmes furent cependant rapidement résolus et de nouveaux matériaux furent développés - à la fois pour le combustible et pour les boîtiers de crayons de combustible. Mais même aujourd'hui, les campagnes sont limitées non pas tant par l'épuisement du combustible (qui atteint 11 % sur le BN-600), mais par la durée de vie des matériaux à partir desquels le combustible, les barres combustibles et les assemblages combustibles sont fabriqués. D'autres problèmes opérationnels étaient principalement liés à des fuites de sodium dans le circuit secondaire, un métal chimiquement actif et dangereux au feu qui réagit violemment au contact de l'air et de l'eau : « Seules la Russie et la France ont une longue expérience dans l'exploitation de réacteurs industriels de puissance à neutrons rapides. . Dès le début, nous et les spécialistes français avons été confrontés aux mêmes problèmes. Nous avons réussi à les résoudre, en fournissant dès le début des moyens spéciaux pour contrôler l'étanchéité des circuits, localiser et supprimer les fuites de sodium. Mais le projet français s’est révélé moins préparé à de tels ennuis : le réacteur Phénix a finalement été arrêté en 2009. »

« Les problèmes étaient en réalité les mêmes », ajoute Nikolaï Oshkanov, directeur de la centrale nucléaire de Beloyarsk, « mais ils ont été résolus ici et en France de différentes manières. Par exemple, lorsque le chef d'un des assemblages de Phénix s'est penché pour le saisir et le décharger, des spécialistes français ont mis au point un système complexe et assez coûteux pour « voir » à travers une couche de sodium. Et quand nous avons eu le même problème, un. de nos ingénieurs ont suggéré d'utiliser une caméra vidéo, placée dans une structure simple comme une cloche de plongée - un tuyau ouvert au fond avec de l'argon insufflé par le haut. Lorsque le sodium fondu était déplacé, les opérateurs, grâce à la communication vidéo, ont pu capturer. le mécanisme et l’assemblage plié a été retiré avec succès.

Un avenir rapide

"Il n'y aurait pas un tel intérêt pour la technologie des réacteurs rapides dans le monde sans l'exploitation réussie à long terme de notre BN-600", déclare Nikolai Oshkanov. "Le développement de l'énergie nucléaire, à mon avis, est avant tout associé. avec la production en série et l'exploitation de réacteurs rapides. Eux seuls permettent d'impliquer tout l'uranium naturel dans le cycle du combustible et ainsi d'augmenter l'efficacité, ainsi que de réduire par dizaines la quantité de déchets radioactifs. Dans ce cas, l’avenir de l’énergie nucléaire sera vraiment brillant.»

Diapositive 11. Au cœur d'un réacteur à neutrons rapides, des barres de combustible contenant du combustible 235U hautement enrichi sont placées. La zone active est entourée d'une zone de reproduction composée

à partir d'éléments combustibles contenant des matières premières combustibles (appauvris en 228U ou 232Th). Les neutrons s'échappant du cœur sont capturés dans la zone de reproduction par les noyaux des matières premières du combustible, entraînant la formation d'un nouveau combustible nucléaire. L'avantage des réacteurs rapides est la possibilité d'y organiser une reproduction élargie du combustible nucléaire, c'est-à-dire simultanément à la production d’énergie, produire du nouveau combustible nucléaire au lieu du combustible nucléaire brûlé. Les réacteurs rapides ne nécessitent pas de modérateur et le liquide de refroidissement n'a pas besoin de ralentir les neutrons.

L'objectif principal d'un réacteur à neutrons rapides est la production de plutonium de qualité militaire (et de certains autres actinides fissiles), de composants armes atomiques. Mais de tels réacteurs sont également utilisés dans le secteur de l'énergie, notamment pour assurer la reproduction élargie du plutonium fissile 239Pu à partir de 238U afin de brûler tout ou une partie importante de l'uranium naturel, ainsi que les réserves existantes d'uranium appauvri. Avec le développement de l'énergie des réacteurs à neutrons rapides, le problème de l'autosuffisance peut être résolu Pouvoir nucléaire carburant.

Diapositive 12. Réacteur surgénérateur, un réacteur nucléaire dans lequel la « combustion » du combustible nucléaire s'accompagne de la reproduction élargie du combustible secondaire. Dans un réacteur surgénérateur, les neutrons libérés lors du processus de fission du combustible nucléaire (par exemple 235U) interagissent avec les noyaux de la matière première placée dans le réacteur (par exemple 238U), entraînant la formation de combustible nucléaire secondaire (239Pu). . Dans un réacteur de type surgénérateur, les combustibles reproduits et brûlés sont des isotopes du même élément chimique (par exemple, 235U est brûlé, dans un réacteur de type réacteur-convertisseur, des isotopes différents) ; éléments chimiques(par exemple, 235U est brûlé, 239Pu est reproduit).

Dans les réacteurs rapides, le combustible nucléaire est un mélange enrichi contenant au moins 15 % de l'isotope 235U. Un tel réacteur permet une reproduction élargie du combustible nucléaire (dans celui-ci, parallèlement à la disparition des atomes capables de fission, certains d'entre eux sont régénérés (par exemple, la formation de 239Pu)). L'essentiel des fissions est provoqué par des neutrons rapides, et chaque acte de fission s'accompagne de l'apparition d'un grand nombre de neutrons (par rapport à la fission par neutrons thermiques), qui, capturés par les noyaux 238U, les transforment (par deux β successifs -désintégrations) en noyaux de 239Pu, c'est-à-dire nouveau combustible nucléaire. Cela signifie que, par exemple, pour 100 noyaux de combustible fissuré (235U) dans des réacteurs à neutrons rapides, 150 noyaux de 239Pu capables de fission sont formés. (Le facteur de reproduction de ces réacteurs atteint 1,5, c'est-à-dire que jusqu'à 1,5 kg de Pu sont obtenus pour 1 kg de 235U). Le 239Pu peut être utilisé dans un réacteur comme élément fissile.

Du point de vue du développement énergétique mondial, l'avantage d'un réacteur à neutrons rapides (BN) est qu'il permet d'utiliser des isotopes comme combustible éléments lourds, incapable de fission dans les réacteurs à neutrons thermiques. Le cycle du combustible peut impliquer des réserves de 238U et de 232Th, qui sont par nature bien supérieures à l'235U, principal combustible des réacteurs à neutrons thermiques. Les « déchets d’uranium » restant après l’enrichissement du combustible nucléaire en 235U peuvent également être utilisés. A noter que le plutonium est également produit dans les réacteurs classiques, mais en quantités bien moindres.

Diapositive 13. BN - réacteur nucléaire utilisant des neutrons rapides. Réacteur surgénérateur de navires. Le liquide de refroidissement des circuits primaire et secondaire est généralement du sodium. Le liquide de refroidissement du troisième circuit est de l'eau et de la vapeur. Les réacteurs rapides n'ont pas de modérateur.

Les avantages des réacteurs rapides comprennent un plus grand degréépuisement du carburant (c'est-à-dire une période de campagne plus longue), et les inconvénients sont un coût élevé en raison de l'incapacité d'utiliser le liquide de refroidissement le plus simple - l'eau, la complexité structurelle, les coûts d'investissement élevés et coût élevé carburant hautement enrichi.

L'uranium hautement enrichi est de l'uranium dont la teneur massique en isotope uranium 235 est égale ou supérieure à 20 %. Pour assurer une concentration élevée de combustible nucléaire, il est nécessaire d'obtenir un dégagement de chaleur maximal par unité de volume du cœur. Le dégagement de chaleur d'un réacteur à neutrons rapides est dix à quinze fois supérieur au dégagement de chaleur des réacteurs à neutrons rapides. neutrons lents. L'évacuation de la chaleur dans un tel réacteur ne peut être réalisée qu'à l'aide de liquides de refroidissement à base de métaux, tels que le sodium, le potassium, ou de gaz de refroidissement à forte intensité énergétique qui présentent les meilleures caractéristiques thermiques et thermophysiques, tels que l'hélium et les gaz de dissociation. On utilise généralement des métaux liquides, tels que le sodium fondu (point de fusion du sodium 98 °C). Les inconvénients du sodium incluent sa grande réactivité chimique vis-à-vis de l'eau, de l'air et des risques d'incendie. La température du liquide de refroidissement à l'entrée du réacteur est de 370 °C et à la sortie - 550, ce qui est dix fois plus élevé que des indicateurs similaires, par exemple pour VVER - là, la température de l'eau à l'entrée est de 270 degrés, et à le point de vente - 293.