snabba neutronreaktorsystem har potential att extrahera 60 gånger mer energi från uran jämfört med befintliga termiska reaktorer, och de bidrar till en betydande minskning av bördan av radioaktivt avfall. Stora framsteg har gjorts sent i många länder som aktivt utvecklar reaktorerna och relaterad bränslecykelteknik.
det var en flytande metallkyld snabbneutronreaktor som upplyste–med blixten av fyra glödlampor-möjligheten att vår värld kunde drivas av kärnenergi. Men även om det banbrytande ögonblicket den Dec. 20, 1951, vid Argonne National Laboratory ’ s Experimental Breeder Reactor i (EBR I) i Idaho, skapade otaliga genombrott som exponentiellt utvidgade kärnkraftstekniken, har snabbneutronreaktorer förblivit kommersiellt svårfångade.
1. Experimentell Uppfödarreaktor i (EBR I) inledde en ny era när den blev den första reaktorn som genererade användbara mängder el från kärnenergi. Det åstadkom denna bedrift den Dec. 20, 1951, genom att tända fyra glödlampor. Nästa dag ökade EBR I: s produktion, och från den tiden fram till avvecklingen 1964 genererade EBR i ofta all el som behövs för att driva byggnaden. Källa: Argonne National Laboratory
under årtiondena som följde Argonne-genombrottet (Figur 1) blev konceptet att en kärnreaktor kunde ”odla” mer bränsle än den förbrukade snabbt ett grundämne för nationell forskning som antogs av en handfull andra länder, inklusive Sovjetunionen, Storbritannien, Frankrike, Tyskland, Japan och Indien. Hittills har endast cirka 20 snabba reaktorer fungerat, några sedan 1950—talet, och endast en har fungerat i kommersiell kapacitet-Frankrikes 1 250 MWe kommersiella prototyp Superfenix, som sprang från 1985 till 1998, då den stängdes av politiska skäl.
på senare tid, men på grund av tekniska framsteg och växande operativ erfarenhet, intresset för snabb reaktorteknik verkar ha väckt igen. I slutet av 2016 satte Ryssland online BN-800 vid sitt kärnkraftverk Beloyarsk (en POWER Top Plant-vinnare i November 2016), ett projekt som allmänt ansågs vara den ”mest kraftfulla snabbuppfödningsreaktorn i världen.”Minst 16 andra snabba reaktorprojekt närmar sig utplaceringen i spetsen av USA, Frankrike, Belgien, Rumänien, Ryssland, Kina, Sydkorea, Indien och Japan. Två av dessa projekt-Rysslands BN-1200 och Kinas CDFBR—1200-kan vara kommersiella projekt när de kommer online 2030.
under tiden kämpar världen idag med oro över kärnavfall med mer brådskande än någonsin tidigare; efter år av politisk haranguing har små framsteg gjorts när det gäller lagring och bortskaffande av använt bränsle. Argonne förutspår: ”även om det för närvarande är väldigt få verksamma, kommer de i slutändan att visa sig vara avgörande för att utvidga världens uran-och toriumenergiförsörjning till tiotusentals år och för att avlägsna den långlivade radiotoxiciteten från använt kärnbränsle.”
Snabba Reaktorer: En annan ras
som Argonne förklarar det, när en atom i en kärnreaktor ”fissions”—eller splittras i flera mindre fragment—neutroner frigörs vid hög energi (snabba hastigheter). I termiska reaktorer, som utgör huvuddelen av världens kärnkraftflotta, sänks klyvningsneutronerna till låga (termiska) energier genom kollisioner med ljusatomer i reaktorn—väte i vattnet i vattenkylda reaktorer, deuterium i tungt vatten i tunga vattenkylda reaktorer eller kol i grafiten i gaskylda reaktorer. De flesta neutronerna i dessa reaktorer saktar ner till låga hastigheter innan de har en chans att orsaka efterföljande fissioner genom att kollidera med klyvbara kärnor—vilket vanligtvis är uran-235 (U-235).
”i en snabb reaktor bromsas emellertid inte klyvningsneutronerna och orsakar istället fissioner genom att kollidera med klyvbara kärnor vid hög energi”, säger labbet. ”Detta är viktigt eftersom fler neutroner frigörs från fissioner orsakade av högenergi neutroner än från fissioner orsakade av termiska neutroner.”Även om varje fissionsreaktion i en reaktor förstör en klyvbar atom, kan klyvbara atomer också skapas när en neutron fångas i en reaktion med en bördig atom, vanligtvis U-238.”
i huvudsak förklarar labbet, i en snabb uppfödningsreaktor, extra U-238 tillsätts så att fler klyvbara atomer skapas än förstörs genom fission. ”Det betyder att i huvudsak all den ursprungliga uranmalmen (som är 99,3% U-238 och 0,7% U-235) kan användas som reaktorbränsle i en snabb uppfödningsreaktor. Däremot förbrukas endast cirka 1% av det ursprungliga uranet i en termisk reaktor.”Effekten, det noterade, är att en snabb reaktor skulle kunna förlänga världens uranresurser med en faktor på cirka 60.
en sekund, mer betydande fördel, är att snabba reaktorer ” kan förstöra, genom fission, materialen (plutonium, americium, curium, etc.) som gör använt kärnbränsle radioaktivt längre än hundratals år, ” sa Argonne. ”Dessa element fission ganska bra när de kolliderar med snabba neutroner, medan de fission mycket mindre eller inte alls när de kolliderar med termiska neutroner. Således fungerar dessa material som bränsle i snabba reaktorer, istället för att fungera som avfallsprodukter, som de gör i termiska reaktorer. Denna egenskap hos snabba reaktorer gör problemet med bortskaffande av använt bränsle mycket enklare genom att använda de längsta halveringstiderna av avfallet som en energiresurs.”
det breda utbudet av tekniker under utveckling
enligt Internationella atomenergiorganet (IAEA), den potentiella boost som snabba reaktorsystem som arbetar i en helt sluten cykel erbjuder kärnbränsleeffektivitet och avfallshantering—och deras konsekvenser för hållbarhet—är allmänt erkänd, och aktiv utveckling fortsätter i många länder på reaktor, kylvätska, bränsle och bränslecykelteknik. Vid en konferens i juni 2017 som byrån var värd för världens snabba reaktor och relaterade bränslecykelsamhälle i Ryssland (vars förfaranden släpptes i December förra året) rapporterades ett stort antal demonstrationsprojekt, allt från små till stora, vara under studie, design och konstruktion.
som Subhash Chandra Chetal, en tidigare chef för Indiens Indira Gandhi Center for Atomic Research, berättade för deltagarna i sitt öppningstal, är mångfalden av forskning svimlande. ”Snabbreaktorgemenskapen är väl medveten om att det inte finns något perfekt kylvätska för snabba reaktorer och valet diskuteras då och då både inom de enskilda länderna och i internationella forum.”Generation IV International Forum (GIF), en förening som grundades 2000 för att främja kärnenergi till sin fjärde generation, har idag 14 medlemsländer och har destillerat nästan 100 befintliga koncept i fyra snabb-neutronspektrumkategorier som det säger erbjuda ”det mest löftet.”
2. Avgörande för Rysslands ”PRORYV”—eller ”genombrott” -program var byggandet av en BN-800 snabbreaktor designad av Rosatoms kärnteknikarm OKBM Afrikantov, som Slutligen startade som den fjärde enheten i Beloyarsk 2006. Enheten började fungera i December 2016. Artighet: Rosatom
Natriumkyld Snabbreaktor (SFR) med en sluten Bränslecykel. Den mest mogna av alla koncept, 20 SFR-prototyper eller demonstrationer har byggts över hela världen, vilket har gett mer än 400 reaktorårs Drift. Exempel inkluderar BN – 800 på Beloyarsk 4 (Figur 2) i Ryssland, Indiens FBTR, Frankrikes Superfenix och EBR i och II i USA ett antal privata företag, såsom GE Hitachi och TerraPower, har också visat intresse för SFR.
”mycket värdefull driftserfarenhet har ackumulerats från de operativa snabba reaktorerna som en återkoppling för framtida design när det gäller både värt att behålla och kassera för framtida konstruktioner när det gäller material, designalternativ och natriumteknik”, noterade Chetal. Nyligen test av blandoxidmetall och karbidbränsle har visat” utmärkta resultat ” och bränsleförbränning har ökat systematiskt med förbättring av kärnkonstruktionsmaterial. Under tiden ” orsakerna till natriumläckor i olika reaktorer på grund av konstruktionsinsufficiens i detaljering av design, tillverkningsbrist, konstruktionsmaterial och termisk striping är ganska väl förstådda och införlivas i framtida konstruktioner.”Men” en allvarlig oro känns fortfarande i vissa länder när det gäller natriumläckor, och dubbelväggsrör i sekundära kretsar väljs för att undvika natriumbrand av några designers,” sade han.
Blykyld Snabbreaktor (LFR) med en sluten Bränslecykel. LFR: er kyls av smält bly (eller blybaserade legeringar), vilket inte ger några snabba reaktioner med vatten och luft som med SFR: er. LFR arbetar vid hög temperatur och vid nära atmosfärstryck, förhållanden aktiverade på grund av kylvätskans mycket höga kokpunkt (upp till 1743c) och dess låga ångtryck. Kylvätskan är antingen ren bly eller en legering av bly, oftast den eutektiska blandningen av bly och vismut, även känd som LBE. Exempel är den europeiska storkraftreaktorn på 600 MW och Rysslands BREST-300 och en mikroreaktor, SSTAR, som har en mycket lång kärnlivslängd. Privata företag som Westinghouse, Hydromine eller LeadCold har också utvecklat grundläggande LFR-mönster.
Gaskyld Snabbreaktor (GFR) med en sluten Bränslecykel. GFR, som kyls av helium, föreslås som ett långsiktigt alternativ till SFR. GIF lyfte fram det innovativa kärnsystemets flera attraktiva funktioner. Den använder ”en enfas kylvätska som är kemiskt inert, som inte dissocierar eller blir aktiverad, är transparent och medan kylvätskans tomrumskoefficient fortfarande är positiv, är den liten och domineras av Doppler-återkoppling”, sa den. Samtidigt har reaktorkärnan en relativt hög effekttäthet och erbjuder förbättrad inspektion och förenklad kylvätskehantering. Dess höga kärnutloppstemperaturer är över 750F, men det” ställer stora krav på bränslets förmåga att fungera kontinuerligt med den höga effekttätheten som är nödvändig för god neutronekonomi i en snabb reaktorkärna”, sa det, en nackdel som kommer att kräva robust bränsle och strukturella behov. Bland privata GFR-system är General Atomics ’ EM 2-projekt. Enligt GIF är GFR-konceptet fortfarande i lönsamhetsfasen och många går inte in i prestationsfasen före 2022.
smält Saltreaktor (MSR) med termiska och snabba Neutronkoncept med en sluten Bränslecykel. Ett koncept som utvecklades på 1950-talet använder konceptet smält salt både som bränsle och kylvätska och grafit som moderator. Enligt GIF har dessa typer av vätskedrivna reaktorer viktiga fördelar jämfört med system med fast bränsle. Dessa inkluderar ” möjligheten till bränslekomposition (fertil/klyvbar) justering och bränsleupparbetning utan att stänga av reaktorn; möjligheten att övervinna svårigheterna med tillverkning/återtillverkning av fast bränsle med stora mängder transuraniska element (TRUs); potentialen för bättre resursutnyttjande genom att uppnå höga bränsleförbränningar (med TRUs kvar i det flytande bränslet för att genomgå fission eller transmutation till ett klyvbart element).”Snabbspektrum MSR erbjuder det bästa av snabb reaktor och smält saltteknik, inklusive utökat resursutnyttjande och avfallsminimering, såväl som lågt tryck, hög koktemperatur och optisk transparens, sade det.
exempel är 1,400-MWe MSFR som utvecklats av Frankrike inom SMOFAR-projektet, som har en thorium-bränslecykel, och Rysslands 1,000-MWe MOSART-projekt. Kina undersöker också en fluoridsaltkyld högtemperaturreaktor och en toriumsmält fluoridsalt-termisk reaktor. Den privata sektorn har under tiden lanserat flera projekt över hela världen. Bland företag som är noterade är TerraPower, Thorcon, Terrestrial Energy, Flibe Energy, Transatomic Power, Elysium Industries, Alpha Tech Research Corp.och Kairos Power.
GIF noterade dock också att forsknings-och utvecklingsutmaningar är många. ”För alternativet flytande bränsle med sluten bränslecykel handlar de om saltegenskaperna (fysikaliska ,kemiska och termodynamiska egenskaper) och lösligheten hos aktinider och fissionsprodukter i saltet; systemdesign och säkerhetsanalys (inklusive utveckling av avancerade neutron-och värmehydrauliska kopplingsmodeller); utveckling av avancerade material (inklusive studier av deras kompatibilitet med smälta salter och beteende under höga neutronflöden vid hög temperatur); korrosions – och tritiumfrisättningsförebyggande baserat på korrekt smält salt Redoxkontroll; utveckling av effektiva tekniker för utvinning av gasformiga klyvningsprodukter från bränslesaltet genom heliumbubbling; flödesblad för bearbetning av bränslesalt (inklusive reduktiva extraktionstester för separation av aktinid/lantanid); och utveckling av en säkerhets-säkerhetsmetod (och spridningsresistens) tillägnad vätskedrivna reaktorer.”Konceptet är fortfarande i en genomförbarhets-eller lönsamhetsfas, och prestationsfasen kanske inte börjar förrän 2025, noterade den.
strävan efter bättre ekonomi
medan förfarandet visade allmän optimism om framtiden för snabba reaktorer, erkände flera talare utmaningar som kunde hindra utvecklingen av snabba reaktorer. IAEA sade till exempel ” för att uppnå den fulla potentialen hos snabba neutronreaktorer och nå ett verkligt genombrott i användningen av kärnenergi, måste forsknings-och teknikutvecklingen visa uppfyllandet av moderna kriterier för ekonomisk konkurrenskraft, stränga säkerhets-och säkerhetskrav, hållbar utveckling, spridningsmotstånd och allmänhetens acceptans.”
enligt Chetal hindras strävan efter bättre ekonomi av brist på information eftersom endast SFR: er hittills har byggts för demonstration och kommersiella ändamål. ”SFRs tekniska livskraft har demonstrerats väl i experimentella och demonstrationsreaktorer. SFR: s ekonomiska konkurrenskraft har dock inte bevisats väl ännu,” noterade han. ”Den upplevda högre kostnaden för SFRs jämfört med har hindrat tillväxten. Den ekonomiska jämförelsen mellan SFR kontra LWR har starka kopplingar till kostnaden för uran, som för närvarande sätter press på SFR: er att leta efter sätt och medel för att förbättra kapitalkostnaden, byggtid, och kapacitetsfaktor,” han sa.
betydande förbättringar kan redan ha gjorts för vissa ryska snabbreaktorprojekt, föreslog E. O. Adamov, en expert med Rosatoms PRORYV-projekt. Det federala projektet har sedan 2012 försökt skapa en teknisk bas för storskalig snabb reaktoranvändning med hjälp av kunskap från driften av BN-800 vid Beloyarsk 4. Hittills har BN-600, en 1981-byggd snabbreaktor (Beloyarsk 3), visat sig vara ekonomiskt jämförbar med Rysk VVER-teknik, om den kan skalas upp. Adamov sa att Ryssland nu vill bevisa att BN-1200 som är under utveckling—och skiljer sig avsevärt från föregående BN—modeller-kan konkurrera med ”de bästa kärnkraftverken på termiska neutroner.”En jämförelse mellan den jämna kostnaden för energi för snabba reaktorer och CCGT-kraftverk (combined cycle gasturbine) under ryska förhållanden har gett viktiga insikter, noterade han. En är att kärnkraftverk med termiska reaktorer med öppen bränslecykel ”inte kan garantera den ytterligare effektiva konkurrensutvecklingen.”Om etablerade prestandakrav för BN-1200-anläggningar uppnås kan dock snabba reaktorer lätt konkurrera än CCGTs, och till och med förnybara källor, sade han.
Indien, som håller på att driftsätta en mycket försenad 500 MW prototyp snabbuppfödningsreaktor (PFBR) vid Kalpakkam i Tamil Nadu, har under tiden insett att kostnaden för upparbetningsanläggningar kommer att vara viktig för framtiden för snabba reaktorer. Den ”indiska bedömningen visar att det är klokt att samlokalisera den snabba reaktorns bränslecykelanläggning för upparbetning och refabricering på samma plats som reaktorn och bör utformas för flera reaktorer”, sa Chetal. ”Mot bakgrund av detta är en snabb reaktorbränslecykelanläggning under uppbyggnad på pfbr-platsen för att upparbeta och omarbeta bränsleelementen för PFBR och ytterligare två MOX-reaktorer på 600 MW vardera.”
andra hinder som bromsar snabba reaktorer
förstklassiga snabba reaktorer står också inför den besvärliga utmaningen att få snabb licensiering. Som flera talare på IAEA-konferensen noterade är få experter inom regleringsmiljöer välkända i snabba reaktorutmaningar. En brist på teknisk expertis som behövs för att tillverka komponenter för snabba reaktoranläggningar, samt att bygga, beställa, driva, underhålla och avveckla dem är lika kritisk.
att ta itu med säkerhetsfrågor som rör det stora utbudet av system under utveckling är också avgörande. Men mycket forskning har pågått på denna front, för, specifikt relaterade till SFRs. I Japan studerar till exempel forskare risker genom bedömningsmetodik. Kina har etablerat en säkerhetskod för nominella förhållanden baserat på SFR-parametrar för sönderfallsvärme och natriumbetong interaktioner. Astrid, ett demonstrations-SFR-projekt som Frankrike utvecklar i samarbete med Japan, har gett en säkerhetsdesignguide med grundläggande principer. Rysslands säkerhetsbedömning av BN-1200 identifierade under tiden tre typer av olyckor utanför konstruktionen: kraftförlusten (där pumpar i primär-och sekundärkretsarna stannar och det finns inget vattenförsörjningsfoder); införandet av reaktivitet genom att dra tillbaka två styrstavar; och en bränsleenhet blockeringsolycka).
övergripande alla dessa ansträngningar är ett alltmer invecklat nätverk av internationellt samarbete för att främja informationsutbyte om forskning och utveckling och teknisk expertis. Tillsammans med GIF samordnar IAEA Det 2000-etablerade internationella projektet om innovativa kärnreaktorer och Bränslecykler. Under tiden utvecklar European Sustainable Nuclear Industrial Initiative ASTRID i Frankrike, ALFRED, en LFR i Rumänien och MYRRHA, som är ett ledande vismutbestrålningsprojekt i Belgien. ■
—Sonal Patel är en POWER associate editor.
