La différence entre un réacteur à neutrons rapides et un réacteur à neutrons lents. Principe de fonctionnement des réacteurs à neutrons rapides

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 réacteurs en marche neutrons rapidesÀ 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 reproduction 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 dioxyde d'uranium a été recommandé comme liquide de refroidissement principal. . sodium liquide.

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 d'une capacité de 600 MW - depuis 1980, elle fournit de l'électricité au réseau. 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.

Réacteurs nucléaires à neutrons rapides

La première centrale nucléaire au monde, construite dans la ville d'Obninsk, près de Moscou, a produit du courant en juin 1954. Sa puissance était très modeste - 5 MW. Elle a cependant joué un rôle montage expérimental, où s'est accumulée l'expérience d'exploitation des futures grandes centrales nucléaires. Pour la première fois, la possibilité de produire énergie électrique basé sur la fission des noyaux d'uranium, et non par la combustion de combustible organique ni par l'énergie hydraulique.

Une centrale nucléaire utilise des noyaux éléments lourds– l'uranium et le plutonium. Lors de la fission des noyaux, de l'énergie est libérée - elle « travaille » dans centrales nucléaires. Mais vous ne pouvez utiliser que des noyaux qui ont une certaine masse - des noyaux isotopiques. Les noyaux atomiques des isotopes contiennent même nombre protons et divers neutrons, c'est pourquoi les noyaux de différents isotopes du même élément ont masse différente. L'uranium, par exemple, possède 15 isotopes, mais seul l'uranium 235 participe aux réactions nucléaires.

La réaction de fission se déroule comme suit. Le noyau d'uranium se désintègre spontanément en plusieurs fragments ; il y a des particules parmi eux haute énergie– les neutrons. En moyenne, il y a 25 neutrons pour 10 désintégrations. Ils frappent les noyaux des atomes voisins et les brisent, libérant des neutrons et grande quantité chaleur. La fission d’un gramme d’uranium dégage la même quantité de chaleur que la combustion de trois tonnes de charbon.

L'espace du réacteur où se trouve le combustible nucléaire est appelé le cœur. Ici la division est en cours noyaux atomiques de l'uranium et est libéré l'énérgie thermique. Pour protéger le personnel d'exploitation contre rayonnement nocif accompagnant réaction en chaîne, les parois du réacteur sont assez épaisses. Vitesse de la chaîne réaction nucléaire Ils sont contrôlés par des barres de contrôle constituées d'une substance qui absorbe les neutrons (le plus souvent du bore ou du cadmium). Plus les tiges sont descendues profondément dans la zone active, plus plus de neutrons ils absorbent, moins les neutrons participent à la réaction et moins la chaleur est dégagée. À l’inverse, lorsque les barres de contrôle sont retirées du cœur, le nombre de neutrons impliqués dans la réaction augmente, tous plus grand nombre les atomes d'uranium sont divisés, libérant l'énergie thermique qui y est cachée.

En cas de surchauffe du cœur, un arrêt d'urgence du réacteur nucléaire est prévu. Les barres de secours tombent rapidement dans le noyau, absorbent intensément les neutrons et la réaction en chaîne ralentit ou s'arrête.

La chaleur est évacuée d'un réacteur nucléaire à l'aide d'un liquide de refroidissement liquide ou gazeux, qui est pompé à travers le cœur. Le liquide de refroidissement peut être de l'eau, du sodium métallique ou substances gazeuses. Il extrait la chaleur du combustible nucléaire et la transfère vers un échangeur de chaleur. Ce systeme ferme avec du liquide de refroidissement est appelé circuit primaire. Dans l'échangeur thermique, la chaleur du circuit primaire chauffe l'eau du circuit secondaire jusqu'à ébullition. La vapeur obtenue est envoyée vers une turbine ou utilisée pour chauffer des bâtiments industriels et résidentiels.

Avant la catastrophe de la centrale nucléaire de Tchernobyl, les scientifiques soviétiques disaient avec assurance que dans les années à venir, énergie nucléaire Deux principaux types de réacteurs seront largement utilisés. L'un d'eux, VVER, est un réacteur à eau sous pression, et l'autre, RBMK, est un réacteur à canaux de grande puissance. Les deux types sont classés comme réacteurs à neutrons lents (thermiques).

Dans un réacteur à eau sous pression, la zone active est enfermée dans un immense corps cylindrique en acier de 4 mètres de diamètre et 15 mètres de haut, doté de parois épaisses et d'un couvercle massif. A l'intérieur du boîtier, la pression atteint 160 atmosphères. Le liquide de refroidissement qui élimine la chaleur de la zone de réaction est de l'eau, qui est pompée par des pompes. La même eau sert également de modérateur de neutrons. Dans le générateur de vapeur, il chauffe et transforme l'eau du circuit secondaire en vapeur. La vapeur entre dans la turbine et la fait tourner. Les premier et deuxième circuits sont fermés.

Tous les six mois, le combustible nucléaire brûlé est remplacé par du neuf, pour lequel le réacteur doit être arrêté et refroidi. En Russie, Novovoronezh, Kola et d'autres centrales nucléaires fonctionnent selon ce schéma.

Dans RBMK, le modérateur est le graphite et le liquide de refroidissement est l'eau. La vapeur destinée à la turbine est obtenue directement dans le réacteur et y est restituée après avoir été utilisée dans la turbine. Le combustible du réacteur peut être remplacé progressivement, sans l'arrêter ni le refroidir.

La première centrale nucléaire d'Obninsk au monde est de ce type. Les centrales de Leningrad, Tchernobyl, Koursk et Smolensk ont ​​été construites selon le même schéma.

Un des Problèmes sérieux La centrale nucléaire est l'élimination des déchets nucléaires. En France, par exemple, la grande entreprise Kozhem s'y consacre. Le combustible contenant de l'uranium et du plutonium est envoyé avec le plus grand soin dans des conteneurs de transport spéciaux - scellés et refroidis - pour être traité, et les déchets sont envoyés pour vitrification et élimination.

« On nous a montré avec le plus grand soin les différentes étapes de retraitement du combustible provenant des centrales nucléaires », écrit I. Lagovsky dans la revue Science and Life. – Machines de déchargement, chambre de déchargement. Vous pouvez le regarder par la fenêtre. L'épaisseur du verre de la fenêtre est de 1 mètre 20 centimètres. Il y a un manipulateur à la fenêtre. Incroyable propreté autour. Salopette blanche. Lumière douce, palmiers et roses artificiels. Une serre avec de vraies plantes pour se détendre après le travail dans la région. Armoires avec équipements de contrôle de l'AIEA - l'Agence Internationale de l'Energie Atomique. La salle des opérateurs - deux demi-cercles avec écrans - est l'endroit où sont contrôlés le déchargement, la découpe, la dissolution et la vitrification. Toutes les opérations, tous les mouvements du conteneur sont systématiquement reflétés sur les écrans des opérateurs. Les salles de travail elles-mêmes avec des matériaux activité élevée sont assez loin, de l'autre côté de la rue.

Les déchets vitrifiés sont de faible volume. Ils sont enfermés dans des conteneurs en acier et stockés dans des puits ventilés jusqu'à leur transport vers leur site d'élimination finale...

Les conteneurs eux-mêmes sont une œuvre d'art technique dont le but était de construire quelque chose qui ne peut être détruit. Quais ferroviaires, chargé de conteneurs, déraillé, percuté pleine vitesse les trains venant en sens inverse ont provoqué d'autres accidents imaginables et inimaginables pendant le transport - les conteneurs ont résisté à tout.»

Après Catastrophe de Tchernobyl En 1986, les scientifiques ont commencé à douter de la sécurité des centrales nucléaires en fonctionnement, et notamment des réacteurs de type RBMK. Le type VVER est plus favorable à cet égard : un accident à gare américaine En 1979, à Three Mile Island, où le cœur du réacteur a partiellement fondu, la radioactivité n'a pas quitté la cuve. L'exploitation longue et sans accident des centrales nucléaires japonaises plaide en faveur du VVER.

Et néanmoins, il existe une autre direction qui, selon les scientifiques, peut fournir à l'humanité chaleur et lumière pour le prochain millénaire. Il s’agit des réacteurs à neutrons rapides, ou réacteurs surgénérateurs. Ils utilisent l'uranium 238, mais pour produire du combustible plutôt que de l'énergie. Cet isotope absorbe bien les neutrons rapides et se transforme en un autre élément - le plutonium-239. Les réacteurs à neutrons rapides sont très compacts : ils n'ont besoin ni de modérateurs ni d'absorbeurs - leur rôle est joué par l'uranium 238. Ils sont appelés réacteurs surgénérateurs, ou surgénérateurs (de mot anglais"race" - se multiplier). La reproduction du combustible nucléaire permet d'utiliser l'uranium des dizaines de fois plus pleinement, c'est pourquoi les réacteurs à neutrons rapides sont considérés comme l'un des domaines prometteurs de l'énergie nucléaire.

Dans les réacteurs de ce type, en plus de la chaleur, du combustible nucléaire secondaire est également produit, qui pourra être utilisé à l'avenir. Ici, ni dans le premier ni dans le deuxième circuits il n'y a haute pression. Le liquide de refroidissement est du sodium liquide. Il circule dans le premier circuit, se réchauffe et transfère la chaleur au sodium du deuxième circuit qui, à son tour, chauffe l'eau du circuit vapeur-eau, la transformant en vapeur. Les échangeurs de chaleur sont isolés du réacteur.

L'une de ces stations prometteuses - elle a reçu le nom de Monju - a été construite dans la région de Shiraki, sur la côte de la mer du Japon, dans une zone balnéaire à quatre cents kilomètres à l'ouest de la capitale.

«Pour le Japon», explique K. Takenouchi, directeur de la Kansai Nuclear Corporation, «l'utilisation de réacteurs surgénérateurs signifie la capacité de réduire la dépendance à l'égard de l'uranium naturel importé grâce à la réutilisation du plutonium. Par conséquent, notre volonté de développer et d’améliorer les « réacteurs rapides » et d’atteindre un niveau technique capable de résister à la concurrence des centrales nucléaires modernes en termes d’efficacité et de sécurité est compréhensible.

Le développement de réacteurs surgénérateurs devrait devenir un programme majeur de production d’électricité dans un avenir proche.

La construction du réacteur de Monju constitue la deuxième étape du développement des réacteurs à neutrons rapides au Japon. Le premier était la conception et la construction du réacteur expérimental Joyo (ce qui signifie " lumière éternelle") d'une capacité de 50 à 100 MW, qui a commencé à fonctionner en 1978. Il a été utilisé pour étudier le comportement du carburant, de nouveaux matériaux de structure et de composants.

Le projet Monju a débuté en 1968. En octobre 1985, la construction de la station a commencé avec le creusement d'une fosse de fondation. Lors de l'aménagement du site, 2 millions 300 mille mètres cubes de roches ont été déversés dans la mer. La puissance thermique du réacteur est de 714 MW. Le combustible est un mélange d'oxydes de plutonium et d'uranium. Dans le noyau se trouvent 19 barres de commande, 198 blocs combustibles, chacun comportant 169 barres combustibles (éléments combustibles - barres combustibles) d'un diamètre de 6,5 millimètres. Ils sont entourés de blocs générateurs de combustible radiaux (172 pièces) et de blocs écrans à neutrons (316 pièces).

L’ensemble du réacteur est assemblé comme une poupée gigogne, mais il n’est plus possible de le démonter. L'immense cuve du réacteur, en acier inoxydable (diamètre - 7,1 mètres, hauteur - 17,8 mètres), est placée dans une enveloppe de protection en cas de déversement de sodium lors d'un accident.

"Les structures en acier de la chambre du réacteur", rapporte A. Lagovsky dans la revue "Science and Life", "les coques et les blocs muraux sont remplis de béton pour les protéger. Les systèmes de refroidissement primaires au sodium, ainsi que la cuve du réacteur, sont entourés d'une coque de secours avec raidisseurs - son diamètre interne est de 49,5 mètres et sa hauteur est de 79,4 mètres. Le fond ellipsoïdal de cette masse repose sur une solide dalle de béton de 13,5 mètres de hauteur. La coque est entourée d'un espace annulaire d'un mètre et demi, suivi d'une épaisse couche (1 à 1,8 mètres) de béton armé. Le dôme en coque est également protégé par une couche de béton armé de 0,5 mètre d'épaisseur.

A la suite de l'enveloppe de secours, un autre bâtiment de protection est construit - un bâtiment auxiliaire - mesurant 100 mètres sur 115 mètres, répondant aux exigences de construction antisismique. Pourquoi pas un sarcophage ?

La cuve du réacteur auxiliaire abrite des systèmes de refroidissement secondaires au sodium, des systèmes vapeur-eau, des dispositifs de chargement et de déchargement de combustible et un réservoir de stockage de combustible usé. Le turbogénérateur et les générateurs diesel de secours sont situés dans des pièces séparées.

La résistance de la coque de secours est conçue à la fois pour une surpression de 0,5 atmosphère et un vide de 0,05 atmosphère. Un vide peut se former lorsque l'oxygène brûle dans l'espace annulaire en cas de déversement de sodium liquide. Toutes les surfaces en béton susceptibles d'entrer en contact avec le sodium déversé sont entièrement recouvertes de tôles d'acier suffisamment épaisses pour résister aux contraintes thermiques. C’est ainsi qu’ils se protègent au cas où cela ne se produirait pas du tout, car il doit y avoir une garantie pour les canalisations et toutes les autres parties de l’installation nucléaire.»