Phoenix | |
---|---|
fr. Phoenix | |
Jaderné centrum Markul ; Phoenix Reactor je v budově vlevo. | |
Typ reaktoru | Na rychlých neutronech |
Účel reaktoru | elektroenergetika , experimenty |
Technické specifikace | |
chladicí kapalina | Sodík |
Pohonné hmoty | UO 2 - PuO 2 ( MOX ) |
Tepelný výkon | 563 MW |
Elektrická energie | 250 MW [1] |
Rozvoj | |
Projekt | 1965-1969 |
Enterprise-developer | CEA , Francie |
Novinka projektu | BN reaktor |
Konstrukce a provoz | |
Umístění | Markul |
Start | 1973 |
Vykořisťování | 1974-2010 |
Reaktory postavené | jeden |
Phoenix Nuclear Reactor ( francouzsky Phénix , pojmenovaný po bájném ptáku Phoenix [2] ) je francouzský sodíkem chlazený rychlý množivý reaktor připojený k síti 13. prosince 1973 v jaderném centru Marcoule . Elektrický výkon - 250 MW [3] (od roku 2003 snížen na 140 MW [4] ). Chovný poměr reaktoru byl 1,18 [5] . Tankování bylo prováděno dvakrát až čtyřikrát ročně, pokaždé - 140-240 hodin [6] .
Phoenix byl klíčový projekt prozkoumat vyhlídky na zpracování jaderného odpadu [7] .
Provozujícími organizacemi jsou Francouzský komisariát pro atomovou energii (80 % rozpočtu) a Electricite de France (20 %).
Stavba bloku s reaktorem Phoenix začala 1. listopadu 1968 , do francouzské elektrické sítě byl připojen 13. prosince 1973 . 14. července 1974, den napadení Bastily , byl uveden do komerčního provozu.
V letech 1989 a 1990 byly zaznamenány čtyři případy náhlého prudkého poklesu reaktivity reaktoru [8] . Podle stupnice INES dostaly incidenty druhý stupeň. Příčiny událostí se nepodařilo zjistit, což se stalo jedním z důvodů postupného odmítání Francie dále rozvíjet směr rychlých reaktorů [9] . Phoenix byl zastaven 6. března 2009 , poté na něm až do prosince probíhala řada experimentů [4] . Reaktor byl nakonec odstaven 1. února 2010 [1] .
Předchůdcem Phoenixu byl reaktor Rhapsody ( fr. Rapsodie ), který měl tepelný výkon 40 MW a fungoval v letech 1967 až 1983.
S přihlédnutím ke zkušenostem Phoenixu byl postaven reaktor Superphoenix ( francouzsky Superphénix ), který měl tepelný výkon 3000 MW a elektrický výkon 1200 MW, ale fungoval pouze v letech 1985 až 1998 [10] a byl uzavřen na politické důvody [ upřesnit ] [7] . Na bázi Phoenixu je plánována výstavba reaktoru na území stejného komplexu v roce 2020 v rámci programu ASTRID na vytvoření komerčních reaktorů s rychlými neutrony čtvrté generace [11] :22 .
Enrico Fermi řekl v roce 1945 : "První země, která vyvinula rychlý neutronový reaktor, získá konkurenční výhodu ve využívání atomové energie."
Prvním rychlým neutronovým jaderným reaktorem byl americký EBR I , spuštěný 20. prosince 1951, přičemž se stal prvním jaderným reaktorem jakéhokoli typu generujícím libovolné množství elektřiny, nebyl připojen k rozvodné síti, energie byla využívána především k osvětlení budovy, ve které byl reaktor umístěn.
Práce na rychlých neutronových reaktorech byly prováděny v různých zemích. 8. ledna 1956 byla v Michiganu (USA) zahájena výstavba prvního energetického bloku jaderné elektrárny. Enrico Fermi ( Eng. Enrico Fermi Nuclear Generating Station ), který 8. května 1966 dodal elektřinu do sítě. Experimentální reaktory BR-2 (1956), BR-5 (1959), BR-10 (1973), BOR-60 (1968) byly postaveny v SSSR; průmyslový BN-350 (1973). Ve Velké Británii byly postaveny DFR (1962) a PFR (1975).
Ve Francii se taková práce začala provádět v 60. letech 20. století. Přestože hlavní sázka byla kladena na tlakovodní reaktory , za důležitý směr byly považovány i reaktory s rychlými neutrony – úkolem bylo vytvořit třídu komerčně účinných reaktorů s rychlými neutrony, které by umožnily efektivní využití zásob jaderných materiálů na stovky let [12 ] .
Rychlé neutronové reaktory se vyznačují tím, že jsou schopny vyrobit více štěpného materiálu , než jej spotřebovat. Energetické zdroje obsažené v uranové rudě tak lze využít asi 70x efektivněji [13] .
Koncem roku 1958 byl vyvinut návrh verze projektu experimentálního reaktoru s rychlými neutrony „ Rhapsody “ ( fr. Rapsodie ). Jeho vlastnosti odpovídaly energetickým reaktorům (palivo ze směsi oxidu uranu a plutonia , chladivo sodíku , energetická náročnost , materiály, teploty), s výjimkou možnosti výroby elektřiny. 28. ledna 1967 byl převeden do kritického stavu a o dva měsíce později byl uveden na projektový výkon 20 MW [14] .
Vzhledem k americkým a britským úspěchům bylo rozhodnuto postavit prototyp energetického reaktoru bez čekání na výsledky z Rhapsody. Předprojektové studie pro elektrárnu o výkonu 1000 MW byly provedeny v roce 1964. Název „Phoenix“ byl navržen pro stanici a získal jednomyslný souhlas. V roce 1965 byly stanoveny hlavní charakteristiky. Palivo bylo zvoleno podobně jako v Rhapsody – zásoby plutonia ve Francii nestačily a spolu s oxidem plutonia bylo rozhodnuto použít obohacený oxid uraničitý. Elektrický výkon byl zvolen na 250 MW [15] . Stejně jako v Rhapsody bylo rozhodnuto použít sodíkové chladivo. Bylo zvoleno integrované schéma, kdy jsou všechny prvky primárního chladicího systému namontovány ve stejném objemu s reaktorem. V roce 1967 byl vypracován podrobný předběžný návrh. Měl tři čerpadla a šest mezilehlých výměníků tepla. Provozní teploty byly stanoveny na 400–600 °C. [16]
V roce 1969 podepsal Commissariat of Atomic Energy of France a Electricite de France protokol o společné výstavbě a provozu stanice (80 % nákladů připadlo na Commissariat, 20 % na Electricite de France) [17] .
Bylo rozhodnuto umístit reaktor severně od centra Markulu . Dalšími zvažovanými možnostmi byly Cadarache (nedostatek vodních zdrojů) a La Hague (příliš daleko od Cadarache, kde byla soustředěna výrobní zařízení spojená s technologií sodíku). Práce na stavbě začaly v říjnu 1968. Jáma měla rozměry 180 x 50 m, hloubku 11,5 m. Výkopové práce probíhaly 18 měsíců [18] .
Charakteristickým rysem konstrukce bylo použití pevného kovového obložení podzemní části reaktorového prostoru. Opláštění bylo sestaveno z prefabrikovaných bloků - plechů o ploše 14 m², opatřených výztužnými úhelníky a spojovacími prvky, tloušťka plechů pro vodorovnou část (základnu) byla 10 mm, pro svislou (stěnu) 5 mm . Konstrukce byla upevněna systémem speciálních podpěr. Plechy byly k sobě spojeny svařováním , svarové spoje prošly rentgenovou kontrolou a detekcí kapilárních vad. Po vybudování konstrukce byl ve výsledném kovovém opláštění vybudován betonový základ objektu. Dutiny mezi vnější částí obkladu a zeminou byly vyplněny betonem a pryží.
Nadzemní část budovy reaktoru byla složena z cca 270 prefabrikovaných betonových bloků o tloušťce 25 cm, které byly po postavení stěn vodorovně předepnuty [18] .
Chronologie stavby [19] :
Za celou dobu provozu s pomocí reaktoru bylo vyrobeno 24440,402 GWh elektřiny [20] .
Rok | Výroba elektřiny | Elektrická energie | kg (%) | KIUM (%) | Provozní doba | KTI | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
(GWh) | (MW) | Roční | Kumulativní | Roční | Kumulativní | (Hodinky) | (%) | |
1974 | 958 | 233 | 71,48 | 71,49 | 4716 | 79,6 | ||
1975 | 1308,4 | 233 | 64,1 | 64,1 | 64,1 | 64,1 | 5932 | 67,72 |
1976 | 950,8 | 233 | 46,71 | 55,4 | 46,46 | 55,27 | 4799 | 54,63 |
1977 | 300,8 | 233 | 15,49 | 42.11 | 14,74 | 41,77 | 2120 | 24.2 |
1978 | 1238,8 | 233 | 60,87 | 46,79 | 60,69 | 46,5 | 5905 | 67,41 |
1979 | 1719 | 233 | 83,97 | 54,23 | 84,22 | 54,04 | 7350 | 83,9 |
1980 | 1319 | 233 | 64,71 | 55,98 | 64,45 | 55,78 | 5679 | 64,65 |
1981 | 1421,9 | 233 | 69,93 | 57,97 | 69,66 | 57,76 | 6217 | 70,97 |
1982 | 989,1 | 233 | 48,65 | 56,8 | 48,46 | 56,6 | 5429 | 61,97 |
1983 | 1122 | 233 | 55.12 | 56,62 | 54,97 | 56,42 | 5515 | 62,96 |
1984 | 1414 | 233 | 53,67 | 56,32 | 69,09 | 57,69 | 6206 | 70,65 |
1985 | 1153 | 233 | 60,42 | 56,69 | 56,49 | 57,58 | 6784 | 77,44 |
1986 | 1519,1 | 233 | 73,22 | 58.07 | 74,43 | 58,98 | 6996 | 79,86 |
1987 | 1556,4 | 233 | 71,53 | 59,1 | 76,25 | 60,31 | 7059 | 80,58 |
1988 | 1475,4 | 233 | 71,42 | 59,99 | 72,09 | 61,15 | 6300 | 71,72 |
1989 | 601,175 | 233 | 29,63 | 57,96 | 29,45 | 59.04 | 2678 | 30,57 |
1990 | 982,461 | 233 | 47,91 | 57,34 | 48,13 | 58,36 | 4637 | 52,93 |
1991 | 0 | 233 | 58,64 | 57,41 | 54,93 | |||
1992 | 0 | 233 | 54,22 | 51,87 | ||||
1993 | 34,786 | 233 | 94,15 | 56,32 | 1.7 | 49,23 | 286 | 3.26 |
1994 | 22,603 | 233 | 17.11 | 54,36 | 1.11 | 46,83 | 184 | 2.1 |
1996 | 2,713 | 233 | 0,01 | 51,76 | 0,13 | 44,6 | ||
1997 | 0 | 130 | -0 | 50,43 | 43,45 | |||
1998 | 382,181 | 130 | 58,63 | 50,63 | 33,56 | 43,2 | 3019 | 34,46 |
1999 | 0 | 130 | -0 | 49,39 | 42,13 | |||
2000 | 0 | 130 | 0,01 | 48,2 | 41.12 | |||
2001 | 0 | 130 | -0 | 47.07 | 40,16 | |||
2002 | 0 | 130 | -0 | 45,99 | 39,24 | |||
2003 | 61,822 | 130 | 6.16 | 45.1 | 5.43 | 38,48 | 711 | 8.12 |
2004 | 626,912 | 130 | 55,1 | 45,32 | 54,9 | 38,84 | 4888 | 55,65 |
2005 | 804,53 | 130 | 71,22 | 45,88 | 70,65 | 39,52 | 6341 | 72,39 |
2006 | 591 | 130 | 51.9 | 46 | 51.9 | 39,78 | 4601 | 52,52 |
2007 | 565,14 | 130 | 49,63 | 46.08 | 49,63 | 39,98 | 4452 | 50,82 |
2008 | 664,616 | 130 | 60,23 | 46,36 | 58,2 | 40,35 | 5312 | 60,47 |
2009 | 245,995 | 130 | 22,48 | 45,89 | 21.6 | 39,98 | 1999 | 22,82 |
2010 | 0 | 130 | 45,81 | 39,91 |
Během provozu reaktoru byla pozorována řada problémů. Většina z nich souvisela s netěsnostmi v mezivýměnících tepla. Délka odstávky po případných problémech byla způsobena tím, že každý restart reaktoru vyžadoval politické rozhodnutí [11] :17 .
Typ/umístění problému | Příspěvek během odstávky |
---|---|
Mezivýměníky tepla | 26,91 % |
Plánovaná práce | 14,72 % |
Parní generátory | 13,46 % |
Přetížení paliva | 11,99 % |
Skoky negativní reaktivity | 7,92 % |
Turbogenerátor a jeho systémy | 7,02 % |
Palivové soubory | 2,93 % |
Druhý okruh | 2,54 % |
Řídící systémy | 2,34 % |
uniká sodík | 2,54 % |
Personální chyby | 0,29 % |
Odpočinek | 7,34 % |
Většina těchto problémů byla pozorována u jiných reaktorů tohoto typu. V letech 1989-1990 však byly na reaktoru zaznamenány čtyři případy havarijních situací stejného typu, které se u jiných rychlých neutronových reaktorů nevyskytly. Ve dnech 6. srpna, 24. srpna a 14. září 1989 a 9. září 1990 [8] byla spuštěna havarijní ochrana reaktoru v důsledku prudkých výkyvů reaktivity , které zaregistrovalo zařízení pro řízení toku neutronů [11] :17 .
Incidenty se nazývaly AURN ( francouzsky: Arrêt d'urgence par réactivité négative – automatické nouzové vypnutí kvůli negativní reaktivitě). Byly pozorovány, když reaktor pracoval na plný výkon nebo blízko něj (první tři případy - při výkonu 580 MW, čtvrtý - při 500 MW). V době incidentů byl reaktor v nepřetržitém provozu po dobu 4-15 dnů. K odstavení došlo v důsledku negativní reaktivity, která dosáhla prahu havarijní ochrany [11] :18 .
Scénář byl pokaždé stejný:
Problém nedostal definitivní vysvětlení, a to i přes roky výzkumu iniciovaného CEA. Za nejpravděpodobnější vysvětlení je považováno pomocí jevu zvaného „výkvět jádra“ nebo „fenomén pohybu směrem ven“, tedy situace, kdy deformace v podobě zvětšení velikosti jednoho palivového souboru způsobuje mechanické namáhání okolního prostředí. sestav, což vede k expanzi celého jádra do radiálního směru. Mírné zvětšení vzdálenosti mezi sestavami vede k prudkému poklesu keff a v souladu s tím ke zvýšení negativní reaktivity a snížení výkonu [21] [11] :21 .