Phoenix (reaktor)

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 .  

Pozadí a design

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] .

Konstrukce

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] :

Výroba energie

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

Problém skoků v reaktivitě

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:

  1. Téměř lineární prudký nárůst negativní reaktivity a v důsledku toho pokles výkonu. Za pouhých 50 m s klesl výkon na 28-45 % původního (v tuto chvíli byla aktivována nouzová ochrana).
  2. Symetrický prudký nárůst výkonu téměř na výchozí hodnotu.
  3. Opět pád, i když méně prudký a hluboký, 200 ms po začátku akce.
  4. Opět zvýšení výkonu na hodnoty o něco vyšší než původní.
  5. Pokles výkonu v důsledku zavedení tyčí absorbéru do jádra automatizací.

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 .

Viz také

Poznámky

  1. 1 2 Podrobnosti o jaderném reaktoru – PHENIX Archivováno 13. ledna 2012 ve Wayback Machine // IAEA / IRIS
  2. Sauvage, 2004 , str. jeden.
  3. Sauvage, 2004 , str. 217.
  4. 1 2 A. Vasile, B. Fontaine. M. Vanier, P. Gauthé, V. Pascal, G. Prulhière, P. Jaecki, D. Tenchine, L. Martin, JF Sauvage, D. Verwaerde, R. Dupraz, A. Woaye-Hune. Závěrečný test PHENIX .  (nedostupný odkaz)
  5. Eduard Chodajev. Rychlé množivé reaktory na tekuté kovy  //  bulletin MAAE. — Vídeň: MAAE . — Sv. 20 , č. 6 . - str. 29-38 . Archivováno z originálu 24. března 2012.
  6. Sauvage, 2004 , str. 64.
  7. 1 2 Alan M. Herbst, George W. Hopley. Jaderná energie nyní: proč nastal čas pro světově nejvíce nepochopený zdroj energie  . — John Wiley and Sons, 2007.
  8. 12 Sauvage , 2004 , str. 84.
  9. Rychlý reaktor Phoenix oficiálně uzavřen ve Francii Archivní kopie z 19. října 2013 na Wayback Machine // Atominfo.ru
  10. Sauvage, 2004 , str. 225.
  11. 1 2 3 4 5 Philip Gottfridsson. Simulace přechodových dějů reaktoru a návrhová kritéria rychlých reaktorů chlazených sodíkem . — Univerzitní esej z Uppsala universitet/Tillämpad kärnfysik, 2010.
  12. Sauvage, 2004 , str. 7.
  13. Sauvage, 2004 , str. osm.
  14. Sauvage, 2004 , pp. 9-10.
  15. Sauvage, 2004 , str. jedenáct.
  16. Sauvage, 2004 , pp. 12-13.
  17. Sauvage, 2004 , str. čtrnáct.
  18. 12 Sauvage , 2004 , str. patnáct.
  19. Sauvage, 2004 , str. 16.
  20. Historie provozních zkušeností – PHENIX Archivováno 29. ledna 2012 na Wayback Machine // IAEA / PRIS
  21. Sauvage, 2004 , str. 98-100.

Literatura