hurtige neutronreaktorsystemer har potentialet til at udvinde 60 gange mere energi fra uran sammenlignet med eksisterende termiske reaktorer, og de bidrager til en betydelig reduktion i byrden af radioaktivt affald. Der er gjort store fremskridt sent i mange lande, der aktivt udvikler reaktorerne og relaterede brændstofcyklusteknologier.
det var en flydende metalkølet hurtigneutronreaktor, der oplyste–med flash af fire pærer-muligheden for, at vores verden kunne drives af atomenergi. Men skønt det banebrydende øjeblik den Dec. 20, 1951, kl Argonne National Laboratory ‘ s eksperimentel opdrætter Reactor i (EBR i) i Idaho, skabte utallige gennembrud, der eksponentielt udvidede området for atomkraftteknologi, hurtige neutronreaktorer er forblevet kommercielt undvigende.
1. Eksperimentel Opdrætterreaktor i (EBR I) indledte en ny æra, da den blev den første reaktor, der genererede brugbare mængder elektricitet fra atomenergi. Det opnåede denne bedrift den Dec. 20, 1951, ved at tænde fire pærer. Den næste dag blev EBR I ‘ s produktion styrket, og fra det tidspunkt indtil dens nedlukning i 1964 genererede EBR i Ofte al den elektricitet, der var nødvendig for at drive bygningen. Kilde: Argonne National Laboratory
i de årtier, der fulgte Argonne-gennembrudet (Figur 1), blev konceptet om, at en atomreaktor kunne “opdrætte” mere brændstof, end den forbruges, hurtigt et grundpille i national forskning vedtaget af en håndfuld andre lande, herunder Sovjetunionen, Storbritannien, Frankrig, Tyskland, Japan og Indien. 20 hurtige reaktorer, nogle Siden 1950 ‘ erne, og kun en har fungeret i kommerciel kapacitet—Frankrigs 1.250 MVI kommercielle prototype Superpheniks, der løb fra 1985 til 1998, da den blev lukket af politiske grunde.
for nylig synes interessen for hurtig reaktorteknologi imidlertid på grund af tekniske fremskridt og voksende driftserfaring at være blevet vakt igen. I slutningen af 2016 satte Rusland BN-800 online på sit Beloyarsk-atomkraftværk (en vinder af kraftværket i November 2016), et projekt, der i vid udstrækning betragtes som den “mest magtfulde hurtigopdrætterreaktor i verden.”Mindst 16 andre hurtige reaktorprojekter nærmer sig indsættelsen i spidsen for USA, Frankrig, Belgien, Rumænien, Rusland, Kina, Sydkorea, Indien og Japan. To af disse projekter—Ruslands BN – 1200 og Kinas CDFBR-1200—kunne være kommercielle projekter, når de kommer online inden 2030.
i mellemtiden kæmper verden i dag med bekymringer om atomaffald med mere presserende end nogensinde før; efter mange års politisk haranguing er der kun gjort få fremskridt med opbevaring og bortskaffelse af brugt brændsel. Argonne forudsiger: “selv om der i øjeblikket er meget få i drift, vil de i sidste ende vise sig afgørende for at udvide verdens uran-og thoriumenergiforsyninger til titusinder af år og for at fjerne den langvarige radiotoksicitet fra brugt nukleart brændsel.”
Hurtige Reaktorer: En anden race
som Argonne forklarer det, når et atom i en atomreaktor “fissioner”—eller opdeles i flere mindre fragmenter—frigives neutroner ved høj energi (hurtige hastigheder). I termiske reaktorer, som udgør størstedelen af verdens atomkraftflåde, nedsættes fissionsneutronerne til lave (termiske) energier ved kollisioner med lette atomer i reaktoren—brint i vandet i vandkølede reaktorer, deuterium i tungt vand i tunge vandkølede reaktorer eller kulstof i grafitten i gaskølede reaktorer. De fleste neutroner i disse reaktorer sænkes til lave hastigheder, før de har en chance for at forårsage efterfølgende fissioner ved at kollidere med fissile kerner—som normalt er uran-235 (U-235).
“i en hurtig reaktor sænkes fissionsneutronerne imidlertid ikke og forårsager i stedet fissioner ved at kollidere med fissile kerner ved høj energi,” sagde laboratoriet. “Dette er vigtigt, fordi flere neutroner frigives fra fissioner forårsaget af neutroner med høj energi end fra fissioner forårsaget af termiske neutroner.”Selvom hver fissionsreaktion i en reaktor ødelægger et fissilt atom, kan fissile atomer også oprettes, når en neutron fanges i en reaktion med et frugtbart atom, normalt U-238.”
i det væsentlige forklarer laboratoriet, at der i en hurtig opdrætterreaktor tilføjes ekstra U-238, så der skabes flere fissile atomer, end der ødelægges ved fission. “Dette betyder, at stort set al den originale uranmalm (som er 99,3% U-238 og 0,7% U-235) kan bruges som reaktorbrændstof i en hurtig opdrætterreaktor. I modsætning hertil forbruges kun ca.1% af det oprindelige uran i en termisk reaktor.”Effekten, bemærkede det, er, at en hurtig reaktor kunne udvide verdens uranressourcer med en faktor på omkring 60.
en anden, mere betydelig fordel er, at hurtige reaktorer “kan ødelægge materialerne (plutonium, americium, curium osv.), der gør brugt nukleart brændsel radioaktivt i mere end hundreder af år, ” sagde Argonne. “Disse elementer fission ganske godt, når de kolliderer med hurtige neutroner, mens de fission langt mindre eller slet ikke, når de kolliderer med termiske neutroner. Således fungerer disse materialer som brændstof i hurtige reaktorer i stedet for at fungere som affaldsprodukter, som de gør i termiske reaktorer. Denne funktion ved hurtige reaktorer gør bortskaffelsesproblemet med brugt brændstof langt enklere ved at bruge de længste halveringstidsdele af affaldet som en energiressource.”
den brede vifte af teknologier under udvikling
ifølge Det Internationale Atomenergiagentur (IAEA) er det potentielle løft, som hurtige reaktorsystemer, der opererer i en fuldt lukket cyklus, tilbyder atombrændstofeffektivitet og affaldshåndtering—og deres konsekvenser for bæredygtighed—bredt anerkendt, og aktiv udvikling fortsætter i mange lande på reaktor -, kølevæske -, brændstof-og brændstofcyklusteknologier. På en konference i Juni 2017, som agenturet var vært for verdens hurtige reaktor og relaterede brændstofcyklussamfund i Rusland (hvis procedurer blev frigivet i December sidste år), blev en lang række demonstrationsprojekter, der spænder fra små til store, rapporteret at være under undersøgelse, design og konstruktion.
som Subhash Chandra Chetal, en tidligere leder af Indiens Indira Gandhi Center for Atomic Research, fortalte deltagerne i sin åbningstale, er mangfoldigheden af forskning svimlende. “Det hurtige reaktorsamfund er godt klar over, at der ikke er noget perfekt kølemiddel til hurtige reaktorer, og valget drøftes fra tid til anden både inden for de enkelte lande såvel som i internationale fora.”Generation IV International Forum (GIF), en forening, der blev grundlagt i 2000 for at fremme atomenergi i sin fjerde generation, har i dag 14 medlemslande og har destilleret næsten 100 eksisterende koncepter i fire hurtige neutronspektrumkategorier, som den siger tilbyde “det mest løfte.”
2. Omdrejningspunktet for Ruslands”PRORYV “—eller”gennembrud” —program var opførelsen af en BN-800 hurtig reaktor designet af Rosatom ‘ s nuclear engineering arm OKBM Afrikantov, som endelig startede som den fjerde enhed i Beloyarsk i 2006. Enheden begyndte at fungere i December 2016. Høflighed: Rosatom
Natriumkølet Hurtigreaktor (SFR) med en lukket Brændstofcyklus. Den mest modne af alle koncepter, 20 SFR-prototyper eller demonstrationer er blevet bygget over hele verden, som har leveret mere end 400 reaktorårs drift. Eksempler inkluderer BN-800 på Beloyarsk 4 (Figur 2) i Rusland, Indiens FBTR, Frankrigs Superfeniks og EBR I og II i USA en række private virksomheder, såsom GE Hitachi og Jordkraft, har også vist interesse for SFR.
“meget værdifuld driftserfaring er blevet akkumuleret fra de hurtige reaktorer som en feedback til fremtidig design med hensyn til både værd at beholde og kassere til fremtidige designs med hensyn til materialer, designmuligheder og natriumteknologi,” bemærkede Chetal. Nylige test af metal-og hårdmetalbrændstof har vist “fremragende resultater”, og brændselsforbrænding er blevet øget systematisk med forbedring af kernekonstruktionsmaterialer. I mellemtiden er ” årsagerne til natriumlækager i forskellige reaktorer på grund af design utilstrækkelig i detaljering af design, fremstillingsmangel, byggematerialer og termisk striping ret godt forstået og bliver indarbejdet i fremtidige designs.”Der er dog stadig en alvorlig bekymring i nogle lande vedrørende natriumlækager, og dobbeltvægsrør i sekundære kredsløb vælges for at undgå natriumbrand af nogle få designere,” sagde han.
Blykølet Hurtigreaktor (LFR) med en lukket Brændstofcyklus. LFRs afkøles af smeltet bly (eller blybaserede legeringer), som ikke giver hurtige reaktioner med vand og luft som med SFRs. LFRs fungerer ved høj temperatur og ved næsten atmosfærisk tryk, betingelser aktiveret på grund af kølevæskens meget høje kogepunkt (op til 1743c) og dets lave damptryk. Kølevæsken er enten ren bly eller en legering af bly, oftest den eutektiske blanding af bly og vismut, også kendt som LBE. Eksempler inkluderer den 600 mv Europæiske store kraftreaktor og Ruslands BREST-300og en mikroreaktor, SSTAR, som har en meget lang kernelevetid. Private virksomheder som LFR, Hydromine eller LeadCold har også udviklet grundlæggende LFR-design.
Gaskølet Hurtigreaktor (GFR) med en lukket Brændstofcyklus. GFRs, der afkøles af helium, foreslås som et langsigtet alternativ til SFRs. GIF fremhævede det innovative nukleare systems flere attraktive funktioner. Det bruger” et enfaset kølevæske, der er kemisk inert, som ikke adskiller sig eller bliver aktiveret, er gennemsigtigt, og mens kølevæskens ugyldighedskoefficient stadig er positiv, er den lille og domineret af Doppler-feedback, ” sagde den. I mellemtiden har reaktorkernen en relativt høj effekttæthed og giver forbedret inspektion og forenklet kølevæskehåndtering. Dens høje kerneudløbstemperaturer er over 750F, men det “stiller krævende krav til brændstofets evne til at fungere kontinuerligt med den høje effekttæthed, der er nødvendig for god neutronøkonomi i en hurtig reaktorkerne,” sagde det, en ulempe, der kræver robust brændstof og strukturelle behov. Blandt private GFR-systemer er General Atomics ‘ EM 2 projekt. Ifølge GIF er GFR-konceptet stadig i levedygtighedsfasen, og mange går ikke ind i præstationsfasen før 2022.
smeltet Saltreaktor (MSR) med termiske og hurtige Neutronkoncepter med en lukket Brændstofcyklus. Et koncept udviklet i 1950 ‘ erne bruger konceptet smeltet salt både som brændstof og kølevæske og grafit som moderator. Ifølge GIF har disse typer væskedrevne reaktorer vigtige fordele i forhold til fastbrændte systemer. Disse inkluderer “muligheden for justering af brændstofsammensætning (frugtbar/fissil) og oparbejdning af brændstof uden at lukke reaktoren; muligheden for at overvinde vanskelighederne ved fremstilling/genfremstilling af fast brændsel med store mængder transuraniske elementer (TRUs); potentialet for bedre ressourceudnyttelse ved at opnå høje brændstofforbrændinger (med TRUs tilbage i det flydende brændstof for at gennemgå fission eller transmutation til et fissilt element).”Fast spectrum MSR’ er tilbyder det bedste af hurtig reaktor og smeltet salt teknologier, herunder udvidet ressourceudnyttelse og affaldsminimering, samt lavt tryk, høj kogetemperatur og optisk gennemsigtighed, siger det.
eksempler inkluderer 1.400 MVI MSFR udviklet af Frankrig inden for SMOFAR-projektet, som har en thorium brændstofcyklus, og Ruslands 1.000 MVI MOSART-projekt. Kina undersøger også en fluor saltkølet høj temperatur reaktor, og en thorium smeltet fluor salt-termisk reaktor. Den private sektor har i mellemtiden lanceret flere projekter over hele verden. Blandt bemærkningsvirksomheder er Terrakraft, Thorcon, jordbaseret energi, Flibe energi, Transatomisk kraft, Elysium Industries, Alpha Tech Research Corp. og Kairos magt.
GIF bemærkede dog også, at forsknings-og udviklingsudfordringer er mange. “Med hensyn til muligheden for flydende brændstof med lukket brændstofcyklus beskæftiger de sig med saltegenskaberne (fysiske, kemiske og termodynamiske egenskaber) og opløseligheden af actinider og fissionsprodukter i saltet; systemdesign og sikkerhedsanalyse (herunder udvikling af avancerede neutron-og termisk-hydrauliske koblingsmodeller); udvikling af avancerede materialer (herunder undersøgelser af deres kompatibilitet med smeltede salte og opførsel under høje neutronstrømme ved høj temperatur); korrosion og forebyggelse af tritiumfrigivelse baseret på korrekt kontrol af; udvikling af effektive teknikker til udvinding af gasformige fissionsprodukter fra brændselsaltet ved heliumbobling; brændselsaltbehandlingsstrømark (inklusive reduktiv ekstraktionstest for actinid/lanthanidseparation); og udvikling af en sikkerheds-sikkerhedsmetode (og spredningsmodstand) dedikeret til væskedrevne reaktorer.”Konceptet er stadig i en gennemførligheds-eller levedygtighedsfase, og præstationsfasen begynder muligvis først i 2025, bemærkede det.
søgen efter bedre økonomi
mens sagen viste generel optimisme om fremtiden for hurtige reaktorer, anerkendte flere talere udfordringer, der kunne hæmme udviklingen af hurtige reaktorer. IAEA sagde for eksempel “for at opnå det fulde potentiale i hurtige neutronreaktorer og nå et reelt gennembrud i udnyttelsen af atomenergi, skal forsknings-og teknologiudviklingen demonstrere opfyldelsen af moderne kriterier for økonomisk konkurrenceevne, strenge sikkerheds-og sikkerhedskrav, bæredygtig udvikling, spredningsmodstand og offentlig accept.”
ifølge Chetal er søgen efter bedre økonomi hæmmet af mangel på information, fordi kun SFRs hidtil er blevet bygget til demonstration og kommercielle formål. “Teknologiens levedygtighed af SFRs er blevet godt demonstreret i eksperimentelle og demonstrationsreaktorer. SFR ‘ s økonomiske konkurrenceevne er imidlertid ikke blevet godt bevist endnu,” bemærkede han. “De opfattede højere omkostninger ved SFRs sammenlignet med har hæmmet væksten. Den økonomiske sammenligning af SFR versus LVR har stærke forbindelser med omkostningerne ved uran, som i øjeblikket lægger pres på SFR ‘ er for at lede efter måder og midler til at forbedre kapitalomkostninger, byggetid og kapacitetsfaktor,” sagde han.
der kan allerede være foretaget væsentlige forbedringer for nogle russiske hurtige reaktorprojekter, foreslog E. O. Adamov, en ekspert med Rosatom ‘ s PRORYV-projekt. Det føderale projekt har siden 2012 forsøgt at skabe en teknologisk base for bredskala hurtig reaktorbrug ved hjælp af viden opnået ved drift af BN-800 i Beloyarsk 4. Til dato har BN-600, en hurtig reaktor fra 1981 (Beloyarsk 3), vist sig at være økonomisk sammenlignelig med russisk VVER-teknologi, hvis den kan skaleres op. Adamov sagde, at Rusland nu søger at bevise, at BN-1200, der er under udvikling—og adskiller sig væsentligt fra foregående BN—modeller-kan konkurrere med “de bedste atomkraftværker på termiske neutroner.”En sammenligning mellem de leveliserede energiomkostninger til hurtige reaktorer og kombinerede cyklus gasturbine (CCGT) kraftværker under russiske forhold har givet nøgleindsigt, bemærkede han. Den ene er, at atomkraftværker med termiske reaktorer med en åben brændselscyklus “ikke kan garantere den yderligere effektive konkurrenceudvikling.”Hvis der opnås etablerede ydelseskrav til bn-1200-faciliteter, kan hurtige reaktorer dog let konkurrere end CCGTs og endda vedvarende kilder, sagde han.
Indien, der er i færd med at idriftsætte en meget forsinket 500 mv prototype hurtigopdrætterreaktor (PFBR) ved Kalpakkam i Tamil Nadu, har i mellemtiden erkendt, at omkostningerne ved oparbejdningsanlæg vil være vigtige for fremtiden for hurtige reaktorer. Den ” indiske vurdering viser, at det er klogt at co-lokalisere fast reactor fuel cycle facility til oparbejdning og genfremstilling på samme sted som reaktoren og bør være designet til flere reaktorer,” sagde Chetal. “I lyset af dette er en hurtig reaktorbrændstofcyklusfacilitet under opførelse på stedet for PFBR for at oparbejde og ombygge brændstofelementerne til PFBR og yderligere to MOKSREAKTORER på 600 MVH hver.”
andre forhindringer, der bremser hurtige reaktorer
første af deres slags hurtige reaktorer står også over for den besværlige udfordring med at opnå rettidig Licens. Som flere talere på IAEA-konferencen bemærkede, er få eksperter inden for lovgivningsmæssige miljøer velbevandrede i hurtige reaktorudfordringer. En mangel på teknisk ekspertise, der er nødvendig for at fremstille komponenter til hurtige reaktoranlæg, samt at bygge, bestille, betjene, vedligeholde og nedlægge dem er lige så kritisk.
håndtering af sikkerhedsspørgsmål vedrørende den brede vifte af systemer under udvikling er også afgørende. Men der har også været meget forskning på denne front, der specifikt vedrører SFRs. I Japan studerer forskere for eksempel risici gennem vurderingsmetodologi. Kina har etableret en sikkerhedskode for nominelle forhold baseret på SFR-parametre for henfaldsvarme og natriumbetoninteraktioner. ASTRID, et demonstration SFR-projekt, som Frankrig udvikler i samarbejde med Japan, har givet en sikkerhedsdesignguide med grundlæggende principper. Ruslands sikkerhedsvurdering af BN-1200 identificerede i mellemtiden tre typer ulykker uden for design: tab af strøm (hvor pumper i de primære og sekundære kredsløb stopper, og der ikke er vandforsyningsfoder); indførelsen af reaktivitet ved tilbagetrækning af to styrestænger; og en brændstofmontering blokering ulykke).
overordnet set er alle disse bestræbelser et stadig mere indviklet netværk af internationalt samarbejde for at fremme informationsdeling om forskning og udvikling og teknisk ekspertise. Sammen med GIF koordinerer IAEA det 2000-etablerede internationale projekt om Innovative atomreaktorer og Brændstofcyklusser. I mellemtiden udvikler Det Europæiske bæredygtige nukleare Industrielle initiativ ASTRID i Frankrig, ALFRED, en LFR i Rumænien og MYRRHA, som er et førende vismutbestrålingsprojekt i Belgien. ■
—Sonal Patel er en magt associeret redaktør.
