O BN-800 no Beloyarsk NPP é um dos dois reatores rápidos em operação no mundo. Levado à potência nominal em 2015
Sob o corte - uma história sobre o projeto de reatores nucleares clássicos com nêutrons térmicos, o princípio de operação de reatores nucleares rápidos (existem apenas dois no mundo, e ambos na Rússia) e o fechamento do ciclo do combustível nuclear.
Tenho certeza que será interessante para quem gostou da história da construção internacional do reator termonuclear ITER de 500 megawatts .
Nosso narrador é Aleksey Germanovich Goryunov, Chefe do Departamento e Chefe do Departamento de Ciclo de Combustível Nuclear da Escola de Engenharia de Tecnologia Nuclear da Universidade Politécnica de Tomsk, que deu uma palestra sobre engenharia de energia de dois componentes no Ponto de Ebulição de Tomsk .
A história de hoje é sobre novas tecnologias para o átomo pacífico: encerrando o ciclo do combustível nuclear e a energia nuclear de dois componentes.
Mas vamos começar com como o ciclo do combustível nuclear funciona agora.
Ciclo de combustível clássico
MOX (Combustível de Óxido Misto) - combustível nuclear, contém vários tipos de óxidos de materiais físseis (geralmente plutônio e urânio). NAO, SAO, HLW - diferentes tipos de resíduos radioativos. SNF -
centro de combustível nuclear usado do ciclo moderno - reator nuclear de nêutrons térmicos . Ele é destacado em verde. O reator usa urânio enriquecido no isótopo-235 como combustível. Para obtê-lo, o minério de urânio é extraído, processado e, em seguida, é feito um longo e caro enriquecimento.
Em grandes reatores predominantes na energia nuclear, como o VVR-1000 refrigerado a água pressurizado ou o canal RBMK-1000, o combustível usado não é reprocessado. Ele é armazenado nas piscinas de resfriamento do reator e depois transportado para o local de armazenamento de longo prazo na planta de mineração e química.
O processo básico de obtenção de combustível é caro e as matérias-primas são um recurso esgotável, portanto, a humanidade está resolvendo tensamente o problema de fechar o ciclo do combustível - é quando o combustível é novamente produzido a partir do lixo nuclear. Agora, esse esquema existe apenas em um pequeno segmento da energia nuclear - em reatores de transporte e de pesquisa.
Vejamos agora o design dos reatores modernos.
Reatores nucleares térmicos
Esquematicamente, uma usina nuclear com um reator de nêutrons térmicos pode ser representada da seguinte forma:
Mais adiante falaremos sobre a chamada ilha nuclear, que inclui a parte do reator. Considere quais reatores estão em uso atualmente e quais podem ser lançados em um futuro próximo.
Diagrama convencional de uma usina nuclear Um
reator é um dispositivo em cujo núcleo é realizada uma reação em cadeia controlada e autossustentável de fissão de núcleos de elementos pesados, em particular urânio-235. Hoje, as unidades de energia água-a-água mais comuns. A imagem mostra um diagrama de tal reator.
Diagrama convencional de uma usina com um reator de água pressurizada
O reator está localizado em um prédio protegido e contíguo a um prédio separado onde as unidades de energia tradicionais estão localizadas - a sala da turbina e outras que estão em usinas de calor convencionais.
Normalmente, os reatores usam quatro fios de resfriamento para melhorar a confiabilidade. O primeiro ciclo de resfriamento do reator inclui o próprio reator, bem como as bombas de circulação principais. Seu número corresponde ao número de fios de resfriamento - quatro. Um gerador de vapor é instalado em cada uma das vertentes de resfriamento, que separa o primeiro loop do reator do segundo, que contém o refrigerante que entra na ilha tradicional.
Central com reator VVR
Vista geral do reator em si:
Deve-se notar que se trata de um reator com vaso de pressão, este projeto permite atingir altos indicadores de segurança.
Reatores nucleares rápidos
Um pouco de física primeiro. Deixe-me lembrá-lo de que isótopos são elementos que têm os mesmos números atômicos, mas pesos atômicos diferentes. O mais interessante é que eles têm propriedades diferentes. Por exemplo, o urânio-238 é praticamente não fissionável em reatores térmicos, enquanto o urânio-235 é fissionável. Para descrever a probabilidade de uma fissão isotópica, a física nuclear usa o conceito de "seção transversal de fissão".
Seção transversal da reação de fissão dos isótopos de urânio, plutônio e tório dependendo da energia do nêutron. A
figura mostra claramente que para o urânio-235 e o plutônio-239 podemos criar uma reação em cadeia usando nêutrons térmicos e rápidos. E o urânio-238 no lado esquerdo do gráfico (onde os nêutrons térmicos estão localizados) não irá fissão. Na natureza, o isótopo de urânio-238 é prevalente, que não pode ser usado diretamente em um reator térmico. Há muito pouco urânio-235 na natureza e um enriquecimento caro é necessário para obter combustível.
O reator de nêutrons rápido permite evitar o procedimento de enriquecimento de urânio-235. Mas tecnicamente não é tão simples.
Em um reator de nêutrons térmicos, como em todas as usinas de energia modernas em geral, a água é usada como refrigerante. É ela quem transfere energia térmica para as turbinas. Está claro para ela como trabalhar, que materiais de construção usar. No entanto, sabemos pela física nuclear que a água retarda os nêutrons rápidos produzidos pela fissão nuclear.
Portanto, em um reator de nêutrons rápido, metais líquidos são geralmente usados como refrigerante, o que complica significativamente o projeto.
Aqui é necessário resolver toda uma camada de problemas científicos e de projeto experimental, incluindo o desenvolvimento de novos materiais.
A reação mais provável em um reator de nêutrons rápido - absorção de um nêutron pelo isótopo urânio-238 - é mostrada no diagrama abaixo.
Como resultado, o urânio-238 natural é convertido no isótopo do plutônio-239, que tem propriedades de fissão semelhantes ao urânio-235. E aqui se torna possível transformar o urânio-238, que quase não é físsil em reatores térmicos, em novo combustível nuclear.
O urânio-235 e o plutônio-239 são semelhantes em suas propriedades. Com base nesses núcleos, podemos muito bem obter uma reação em cadeia: ao absorver nêutrons rápidos e lentos, os núcleos irão se fender, emitindo nêutrons secundários, terciários, etc.
Historicamente, os reatores rápidos mais desenvolvidos são o BN-600 e o BN-800 .
E a Rússia é o único país do mundo que opera reatores industriais rápidos de nêutrons.
Seu projeto é muito mais complicado do que o de um reator de água pressurizada de circuito duplo usando nêutrons térmicos, uma vez que o sódio líquido com um ponto de fusão de ~ 98 ℃ é usado como refrigerante.
Esquema de uma unidade de energia com um reator de nêutrons rápido
Em reatores com refrigerante de sódio, não podemos usar um esquema de dois circuitos, onde o primeiro circuito é preenchido com sódio e o segundo com água, uma vez que a interação acidental do sódio irradiado com a água terá consequências especialmente graves. No decorrer da reação dessas duas substâncias, o hidrogênio explosivo é liberado e, em caso de explosão, será extremamente problemático neutralizar o sódio fonante. Portanto, um esquema de três circuitos é usado. O primeiro circuito é o sódio (na figura é mostrado em vermelho no centro do reator), depois um trocador de calor e outro circuito de sódio (intermediário) (amarelo), que permite reduzir o grau de irradiação de sódio, e apenas no terceiro circuito é utilizada água, uma turbina, peças térmicas e o resto do equipamento. Três loops complicam tanto a operação do reator quanto seu controle.
A próxima etapa é BREST
O complexo de energia BREST-300 é o próximo estágio de desenvolvimento. Ele está sendo criado no âmbito do projeto "Breakthrough" da Rosatom. Em vez de sódio, o chumbo é usado como um transportador de calor ( ponto de fusão 327 ℃). Isso permite, como nos reatores de água pressurizada, a utilização de apenas dois circuitos, simplifica o controle e aumenta a eficiência energética.
O projeto deste reator garante a chamada segurança natural: um acidente é impossível neste reator devido ao aparecimento descontrolado de nêutrons, levando a reações em cadeia (aceleração do reator em potência).
Grandes esperanças estão depositadas neste reator. Ele pode "queimar" elementos físseis e produzir plutônio, e então usá-lo para fechar o ciclo do combustível nuclear.
O objetivo do fechamento é eliminar gradativamente a parte da cadeia associada à extração do urânio por seu enriquecimento, bem como reaproveitar o lixo nuclear.
Energia nuclear de dois componentes
A engenharia de energia de dois componentes é uma solução para o problema de reduzir a quantidade de urânio natural enriquecido necessária para a operação de todos esses reatores. Ainda não atingiu o pico de seu desenvolvimento - é isso que a geração de alunos de hoje estará fazendo.
No momento, estamos começando a produzir elementos físseis em reatores rápidos, o que permitirá posteriormente carregar aqui combustível que não seja enriquecido em urânio-235.
O BN-600 e o BN-800 já funcionam com o chamado combustível MOX (MOX - Mixed-Oxide fuel), uma mistura de plutônio-239 e óxidos de urânio. Além disso, os reatores podem operar tanto com combustível enriquecido em urânio-235 - e, neste caso, para produzir plutônio-239 - quanto com plutônio.
Ciclo de combustível nuclear parcialmente fechado
Com base no Centro de Demonstração Experimental em Seversk e, no futuro, na usina FT-2 em Zheleznogorsk, existe uma instalação de armazenamento de combustível nuclear usado. Agora, no estágio final de desenvolvimento, está uma tecnologia que permitirá o reprocessamento do combustível após o reator VVR e o retorno do urânio e do plutônio para o ciclo. O problema do reprocessamento é resolvido de uma forma muito interessante: o urânio e o plutônio não são separados, mas transferidos para a produção de forma mista. Como resultado, obtemos conjuntos de combustível para reatores contendo urânio regenerado e plutônio, bem como urânio natural adicionado enriquecido no isótopo-235.
É claro que não há fechamento completo do ciclo do combustível nuclear, mas essa abordagem permite reduzir os custos de enriquecimento.
Além disso, os elementos físseis que extrairemos do combustível gasto nos reatores VVR irão para os ciclos de combustível dos reatores rápidos.
O esquema de carregamento do combustível MOX contendo plutônio-239 e urânio-238 no reator BN-800 já foi elaborado, seu caminho é mostrado na figura abaixo com uma linha vermelha.
O esquema implica o uso de combustível nuclear usado (SNF) de um reator VVER junto com combustível de óxido com urânio-235 após os reatores BN. Durante o reprocessamento, separamos uma mistura de plutônio e urânio, que é usada para fazer o combustível MOX. E o combustível MOX usado é reprocessado junto com o combustível após o reator RBMK.
Acontece que começamos com o carregamento usual dos reatores com combustível de óxido à base de urânio-235 e, gradualmente, ao produzir plutônio-239 em um reator rápido, o substituímos com combustível MOX.
Não poderemos passar imediatamente dos reatores tradicionais para os rápidos, porque para cada reator rápido de nêutrons teremos que construir uma infraestrutura de reprocessamento, que não será carregada no início, pois os reatores devem produzir combustível que será posteriormente reprocessado. E o esquema acima é baseado em uma transição suave dos reatores existentes para os mais rápidos. Este esquema envolve a produção de plutônio no reator BN-800. No futuro, devem aparecer instalações mais poderosas e econômicas - BN-1200, que incorporarão a natureza de dois componentes de nossa energia nuclear para a próxima década e a estratégia da mesma Rosatom.
Mas o que é mais interessante é o que está acontecendo no projeto BREST. Um reator desse tipo com potência elétrica de 300 MW já começou a ser erguido em Seversk. Um complexo será construído ao redor dele, o que permitirá resolver os problemas de regeneração de combustível, ou seja, todos os processos dentro da estrutura de fechamento do ciclo do combustível serão concentrados em um só lugar.
Na fase inicial, será necessário reabastecer com urânio natural ou empobrecido, conforme observado na foto. Não havendo a quantidade necessária de plutônio, podemos, como no esquema anterior, começar a usar o combustível combinado e, gradativamente, produzir plutônio, passando para um ciclo fechado.
Grandes esperanças estão depositadas neste reator: o referido circuito de proteção natural não permite que seja acelerado para acidentes graves. Mas aqui teremos que enfrentar uma série de problemas. Os problemas associados à produção de plutônio já foram resolvidos em certa medida. Mas o reprocessamento de combustível nuclear após reatores rápidos é uma questão em aberto. Aqui é necessário garantir uma curta exposição do combustível: é quente e com alta radiação de fundo. É preciso criar novos processos tecnológicos, testá-los nos estandes e implementá-los.
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Paralelamente, é necessário completar a solução do problema de remoção dos resíduos do ciclo sem interromper o balanço natural da radiação da Terra. O ciclo de combustível projetado deve retornar exatamente a mesma quantidade de radiação que extraímos. Teoricamente, esse problema foi calculado e pode ser resolvido. Depende da prática.
Ao contrário do século passado, quando era necessário obter armas nucleares e, ao mesmo tempo, energia nuclear a qualquer custo, e ninguém calculava a economia, agora a tarefa é tornar tudo energeticamente eficiente, economicamente viável e com segurança natural. E alguém tem que fazer tudo isso. Assim, os especialistas nesta e em áreas afins não ficarão sem trabalho.