El criador rápido o el reactor generador rápido (FBR del ) es un reactor del neutrón rápido diseñado al combustible de la casta del produciendo más que el material fisible de que él consume. El FBR es un tipo posible del reactor generador .
Diseños del reactor
El en fecha 2006, todas las centrales eléctricas en grande del FBR ha sido reactores rápidos del reactor generador del metal (LMFBR) líquido del refrescados por el sodio líquido . Éstos han estado de uno de dos diseños:tipo del lazo del
, en el cual el líquido refrigerador primario se circula a través de los cambiadores de calor primarios externos al tanque del reactor (pero dentro del protector biológico debido a la presencia de sodium-24 radiactivo en el líquido refrigerador primario).
tipo de la piscina del
, en el cual sumergen a los cambiadores y los circuladores primarios de calor en el tanque del reactor.
Los FBRs del prototipo también se han construido se refrescaron por otros metales líquidos tales como mercurio, plomo y NAK (una aleación del sodio (Na) y del potasio (k)), y una oferta del reactor de la generación IV está para un FBR refrescado del helio.
Los FBRs utilizan generalmente una base del combustible de óxido mezclado del dióxido (PuO2) del plutonio del hasta 20% y por lo menos del dióxido de uranio (UO2) del 80%. Otra opción del combustible es las aleaciones, típicamente una mezcla del uranio, plutonio, y circonio del metal. El plutonio usado se puede suministrar por el nuevo tratamiento de las salidas o de las armas nucleares desmontadas del reactor
En muchos diseños del FBR, el núcleo del reactor se rodea en una manta de los tubos que contienen el fisible Uranium-238 non- que, capturando los neutrones rápidos de la reacción en la base, se convierte parcialmente al plutonio fisible 239 (al igual que algo del uranio en la base), que se pueden entonces tratar de nuevo para el uso como combustible nuclear. Otros diseños del FBR confían en la geometría del combustible sí mismo (que también contiene uranium-238) para lograr suficiente captura de neutrón rápido.
Mientras que los neutrones rápidos son menos probables ser absorbidos por el Uranium-235 o el Plutonium-239 que los neutrones termales, el combustible alto enriquecido usado en reactores generadores rápidos permite una reacción en cadena nuclear independiente económicamente . Por esta razón, no se requiere a ninguÌn asesor termalizar los neutrones rápidos.
Todos los diseños actuales del reactor rápido utilizan el metal líquido como el líquido refrigerador primario, para transferir calor de la base al vapor usado para accionar la electricidad que genera las turbinas. Un poco de los FBRs tempranos mercurio usado otros reactores experimentales, y ha utilizado NAK . Ambas opciones tienen la ventaja que son líquidos en la temperatura ambiente, que es conveniente para los aparejos experimentales pero menos importante para las centrales eléctricas experimentales o completas.
El sodio es el líquido refrigerador normal para las centrales eléctricas grandes, pero el plomo se ha utilizado con éxito para aparejos de generación más pequeños. Ambas opciones del líquido refrigerador se están estudiando como reactores posibles de la generación IV, y cada uno presenta algunas ventajas. Una opción enfriada por gas también se está estudiando, aunque ninguÌn reactor rápido enfriado por gas haya alcanzado criticalidad.
El agua no se puede utilizar como el líquido refrigerador primario puesto que actúa como asesor, neutrones de reducción a los niveles termales y prevención de la cría de uranium-238 en el plutonio 239. No obstante un agua pesada moderó el reactor generador termal, usar el torio para producir uranium-233, es teóricamente posible (véase el reactor de agua pesada avanzado ).
Economía
La cría del combustible de plutonio en FBRs, conocida como la economía del plutonio, era por una época creída para ser el futuro de la energía atómica. Sigue siendo la dirección estratégica del programa de la energía de Japón. Sin embargo, las fuentes baratas de uranio y especialmente del uranio enriquecido han hecho tecnología actual del FBR no competitiva con el PWR y el otro reactor termal diseña. Los diseños del PWR siguen siendo el tipo de reactor existente más común de energía y también representan la mayoría de las ofertas actuales para las nuevas centrales nucleares.
Riesgos posibles de la tecnología
La fisión del combustible nuclear en cualquier reactor produce productos de fisión de neutrón-absorción, y debido a esto es necesario al trata de nuevo la manta del combustible y del criador de un reactor generador si uno es utilizar completamente su capacidad de criar más combustible que él consume. La técnica de nuevo tratamiento más común, PUREX, generalmente se considera una preocupación grande de la proliferación porque tales tecnologías de nuevo tratamiento se pueden utilizar para extraer el plutonio del grado de las armas de un reactor funcionado en un ciclo corto del refuelling. Por esta razón, el del FBR el ciclo de combustible cerrado se considera a menudo como mayor preocupación de proliferación que a una vez que-por el ciclo de combustible termal .
Sin embargo, hasta la fecha todos los programas de armas sabidos han utilizado los reactores termales lejos más fácilmente construidos para producir el plutonio, y hay algunos diseños tales como el SSTAR que evitan riesgos de la proliferación por ambas cantidades bajas que producen de plutonio en un momento dado del U-238, y produciendo tres diversos isótopos del plutonio (Pu-239, Pu-240, y Pu-242) la fabricación del plutonio utilizó infeasible para el uso de la bomba atómica.
Además, varios países están desarrollando más métodos de nuevo tratamiento resistentes de la proliferación que no separen el plutonio de las otras actinidas. Por ejemplo, el proceso pirometalúrgico cuando está utilizado para tratar de nuevo el combustible del reactor rápido integral deja granes cantidades de actinidas radiactivas en el combustible reactor. La eliminación esta transuranics en una instalación de reprocesado convencional sería tanto extremadamente difícil de las actinidas emite la radiación de neutrón fuerte, requiriendo toda la dirección del material ser hecho remotamente, así evitando que el plutonio sea utilizado para las bombas mientras que todavía siendo usable como combustible reactor.
Los reactores aprovisionados de combustible del torio pueden plantear un riesgo levemente más alto de la proliferación que los reactores basados uranio. La razón de esto es que mientras que Pu-239 no podrá bastante a menudo experimentar la fisión en la captura de neutrón, produciendo Pu-240, el proceso correspondiente en el ciclo del torio es relativamente raro. Thorium-232 convierte a U-233, que experimentará casi siempre la fisión con éxito, significando que habrá U-234 muy pequeños producidos en la manta del criador de thorium/U-233 del reactor, y el U-233 puro resultante será comparativamente fácil de extraer y de utilizar para las armas. Una solución propuesta a esto es mezclar una pequeña cantidad de uranio natural o agotado en la manta del criador del torio. El material irradiado entonces será inútil para los propósitos de las armas pues entonces el U-233 requeriría la separación isotópica del U-238. Una pequeña cantidad de plutonio sería presente pero también será de calidad inferior.
Tipos de reactor asociados
Un diseño de reactor del neutrón rápido, diseñado específicamente para abordar las ediciones de la disposición inútil y del plutonio, era el reactor rápido integral (también conocido como reactor generador rápido integral del, aunque el reactor original fuera diseñado para no criar un exceso neto del material fisible).Para solucionar el problema de la disposición inútil, el IFR tenía una unidad de nuevo tratamiento del combustible en sitio de Electrowinning que recicló el uranio y todo el Transuranics (no apenas plutonio) vía el que electrochapaba, dejando apenas los productos de fisión cortos del período en la basura. Algunos de estos productos de fisión se podrían separar más adelante para las aplicaciones industriales o médicas y el resto enviado a un depósito inútil (donde no tendrían que ser almacenadas para dondequiera cerca mientras las basuras que contienen transuranics largo del período). Se piensa que no sería posible divertir el combustible de este reactor para hacer bombas, como varios del transuranics experimenta espontáneo la fisión tan rápido que cualquier asamblea derretiría antes de que podría ser terminada. El proyecto fue cancelado en 1994, en el orden de secretaria then- O'Leary pardo de la energía .
Centrales eléctricas del FBR
Historia
Los FBRs se han construido y se han funcionado en el los E., el Reino Unido, el Francia, el anterior URSS, el la India y el Japón . Un FBR experimental en el Alemania fue construido pero nunca funcionado. En fecha el 2004, un FBR del prototipo estaba bajo construcción en el China . El el el 20 de diciembre, el 1951, el EBR-I (criador experimental Reactor-1) del reactor rápido en el laboratorio nacional de Idaho en las caídas, Idaho de Idaho produjo bastante electricidad para accionar cuatro bombillas, y el día siguiente producido bastante energía de funcionar el edificio entero de EBR-I. Esto era un jalón en el desarrollo de los reactores de energía atómica.El criador experimental de la generación siguiente era el EBR-II (criador experimental Reactor-2), que entró servicio en el INEEL en 1964 y funcionó hasta 1994. Fue diseñado para ser un " integral" central nuclear, equipada para manejar el combustible que recicla en sitio. Funcionó típicamente en 20 megavatios fuera de su energía máxima del diseño de 62.5 megavatios, y con tal que el bulto de calor y de electricidad a las instalaciones circundantes.
Primer LMFBR comercial del mundo, y el único con todo construido en los E., eran 94 la unidad 1 de MWe en la estación de generación nuclear de Enrique Fermi. Diseñado en un esfuerzo conjunto entre el Dow Chemical y el Detroit Edison como parte del consorcio de la asociación del desarrollo de la energía atómica, innovador en la playa de Lagoona, Michigan (cerca Monroe, Michigan ) ocurrió en 1956. La planta entró la operación en 1963. Cerró el 5 de octubre de 1966 debido a las temperaturas altas causadas por un pedazo flojo de circonio que bloqueaba los inyectores fundidos del líquido refrigerador del sodio . El daño de fusión parcial a seis sub-ensambles parciales dentro de la base fue encontrado eventual. (Este incidente era la base para un libro polémico al lado de titulado más completo investigador de Juan G. del reportero que casi perdimos Detroit. ) La obstrucción del circonio fue quitada en abril de 1968, y la planta estaba lista para reasumir la operación por mayo de 1970, pero un fuego del líquido refrigerador del sodio retrasó su recomenzar hasta julio. Funcionó posteriormente hasta agosto de 1972 en que su renovación de la licencia de funcionamiento fue negada.
El proyecto del reactor generador del río del remache fue anunciado en enero, el 1972 . Un esfuerzo cooperativo del gobierno/del negocio, construcción procedió incierto. La financiación para este proyecto fue parada por Congress el el 26 de octubre, 1983 .
La facilidad de prueba rápida del flujo, primero crítica en el an o 80, no es criador sino es un reactor rápido sodium-cooled. Ahora está (2005) en recurso seguro frío.
La India
El la India tiene un programa de desarrollo activo el ofrecer rápidamente y reactores generadores termalesEl primer reactor de la prueba del criador rápido de 40 MWt de la India ( FBTR ) logró criticalidad el 18 de octubre de 1985. Así, la India se convirtió en la sexta nación para tener la tecnología para construir y para funcionar un FBTR después de los E., de Reino Unido, de Francia, de Japón y de la URSS anterior. La India ha desarrollado la tecnología para producir el combustible mezclado UPU rico del carburo del plutonio. Esto se puede utilizar en el reactor generador rápido.
Actualmente contratan a los científicos del centro de Indira Gandhi para la investigación atómica ( IGCAR ), una de las instituciones nucleares de R y de D de la India, a la construcción de otro FBR - el reactor generador rápido del prototipo de 500 MWe - en el Kalpakkam, cerca Chennai .
La India tiene la capacidad para utilizar procesos basados ciclo del torio para extraer el combustible nuclear. Esto está de significación especial a la estrategia india de la generación de energía atómica pues la India tiene reservas grandes del torio - cerca de 360.000 toneladas - que pueden aprovisionar de combustible los proyectos nucleares por 2. Pero el tirón está con la naturaleza costosa de la construcción del reactor generador rápido en comparación con los reactores de agua pesada a presión ( PHWR ) funcionando. Éste es una de las razones principales por las que la India está mirando la opción más barata - combustible de uranio.
Francia
Reactor rápido, criticalidad primero alcanzada del primer de Francia de Rapsodie en 1967. Fue construido en el Cadarache cerca de Aix-en-Provence, Rapsodie un lazo-tipo reactor con una salida termal de 40MW y de ningunas instalaciones eléctricas de la generación, y cerrado en 1983.Esto fue seguida por el Phénix, rejilla del de 233 MWe conectada desde 1973 y todavía el funcionamiento, como reactor de energía y más importantemente como el centro del trabajo sobre el nuevo tratamiento de la basura nuclear por la transmutación .
el Superphénix, 1200 MWe, servicio incorporado del en el 1984 y el en fecha 2006 sigue siendo el FBR más grande con todo construyó. Fue cerrado en 1997 debido a la comisión política del gobierno izquierdista a las poderes de la mercado competitiva. La central eléctrica no había producido irónico la electricidad por la mayor parte de los diez años anteriores antes de su encierro.
La planta era también un punto del foco de la actividad política antinuclear del Partido Verde y de otros grupos. Los grupos de la derecha demandan la planta fueron cerrados por razones y no la carencia políticas de la producción de energía.
Reino Unido
considera también: Dounreay
El programa BRITÁNICO del reactor rápido fue conducido en el Dounreay, Escocia, a partir de 1957 hasta que el programa fuera cancelado en 1994. Tres reactores fueron construidos, dos de ellos los reactores de energía del neutrón rápido, y el tercero, DMTR, siendo un reactor de investigación de agua pesada usado para probar los materiales para el programa. Las instalaciones de la fabricación y de nuevo tratamiento para el combustible para los dos reactores rápidos y para los dispositivos para prueba para DMTR también fueron construidas en sitio.
El reactor rápido (DFR) de Dounreay del alcanzó su primera criticalidad en el 1959 . Utilizó el líquido refrigerador del NAK y produjo 14MW de la electricidad. Esto fue seguida por el reactor rápido (PFR) de 250 MWe del prototipo sodium-cooled del en los años 70 . PFR fue cerrado abajo en el 1994 mientras que el gobierno británico retiró la ayuda financiera importante para el desarrollo de energía nuclear, DFR y DMTR ambos que eran cerrados previamente.
Alemania
Alemania ha construido dos FBRs, pero ambos fueron cerrados en 1991 sin el más grande que alcanzaba nunca criticalidad.El KNK-II fue convertido de un reactor termal, KNK-I, que había sido utilizado para estudiar el enfriamiento del sodio. KNK-II primero alcanzó criticalidad como reactor rápido en 1977, y produjo 20MWe.
La construcción SNR-300 300MWe en el Kalkar en el Rin-Westfalia del norte fue terminada en 1985, pero debido a la presión política nunca fue funcionada. La planta fue mantenida y proveída de personal hasta que una decisión para cerrarla finalmente fuera tomada en 1990, y se ha desarmado desde entonces. Contiene hoy un parque de atracciones ( Wunderland Kalkar ).
URSS
La Unión Soviética construyó una serie de reactores rápidos, de primer ser mercurio refrescado y aprovisionado de combustible con el metal del plutonio, y del sodio posterior de las plantas refrescado y aprovisionado de combustible con el óxido del plutonio.el BR-1 (1955) del era 100W (termal) fue seguido por BR-2 en 100 kilovatios y entonces 5MW el BR-5 .
el BOR-60 (primera criticalidad 1969) del era 60 MW, con la construcción comenzada en 1965.
el BN-350 (1973) del era el primer FBR soviético completo. Construido en la península de Mangyshlak en el Kazakstan y en la orilla del mar Caspio, suministró 130MW de la electricidad más 80.000 toneladas por el día de agua dulce desalinada a la ciudad Aktau . Su salida total fue mirada como el equivalente de 350MWe, por lo tanto la designación.
el BN-600 (1986) del es 1470MWth/600MWe.
A la hora de la rotura para arriba de la Unión Soviética, los planes estaban bien en curso para la construcción de dos plantas, BN-800 (800 MWe) en el Beloyarsk y más grandes BN-1600 (MWe 1600).
Japón
Japón ha construido un FBR de la demostración, Monju, en el Tsuruga, prefectura de Fukui, agregando encendido a la base de la investigación desarrollada por su FBR más viejo de la investigación, el reactor de Joyo. Monju es un tipo sodium-cooled, MOX-aprovisionado de combustible reactor del lazo con 3 lazos primarios del líquido refrigerador, produciendo 714 MWe MWt/280.Monju comenzó la construcción en 1985 y fue terminado en 1991. Primero alcanzó criticalidad en la 5ta de abril de 1994. Fue cerrado en diciembre de 1995 después de un escape y de un fuego del sodio en un circuito de enfriamiento secundario, y se espera que recomience en 2008.
En abril de 2007, el gobierno japonés seleccionó el Mitsubishi Heavy Industries como el " quitar el corazón a la compañía en el desarrollo del FBR en Japan". Pronto después de eso, MHI comenzó una nueva compañía, sistemas rápidos (MFBR) del reactor generador de Mitsubishi, con el propósito explícito de desarrollar y eventual de vender tecnología del FBR.
Instalaciones futuras
En fecha el 2003 uno el FBR indígena fue planeado para el la India, y otro para el China usar tecnología soviética.El Sur Corea está desarrollando un diseño para un FBR modular estandardizado para la exportación, para complementar los diseños estandardizados PWR (reactor de agua a presión) y CANDU que han desarrollado ya y construido, pero todavía no lo ha confiado a construir un prototipo.
El programa del FBR de la India incluye el concepto de usar el torio fértil -232 para criar uranium-233 fisible. La India también está persiguiendo el reactor generador termal del otra vez usar el torio. Un criador termal no es posible con puramente uranio/tecnología basada plutonio. El combustible del torio es la dirección estratégica del programa de la energía de la India, debido a sus reservas grandes del torio, pero las reservas sabidas mundiales del torio son también unas tres veces los del uranio.
El BN-600 (Beloyarsk NNP en la ciudad Zarechny, Sverdlovsk Oblast ) es todavía operacional. Un segundo reactor ( BN-800 ) se programa para ser construido antes de 2015.
El el el 16 de febrero, el 2006 los E., Francia y Japón firmó un " arrangement" para investigar y desarrollar los reactores rápidos sodium-cooled en apoyo de la sociedad global de la energía nuclear.
El departamento de la India de la energía atómica (DAE) dice que construirá simultáneamente cuatro más reactores generadores de 500 MWe cada uno incluyendo dos en Kalpakkam.
Ver también
Reactor generadorReactor del neutrón rápido
Reactor rápido Sodium-cooled
Reactor rápido integral
reactor rápido Llevar-refrescado
Reactor rápido enfriado por gas
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