WikiSort.ru - Не сортированное

Феникс
фр. Phénix
Ядерный центр Маркуль; реактор Феникс находится в здании слева.
Тип реактора	На быстрых нейтронах
Назначение реактора	электроэнергетика, эксперименты
Технические параметры
Теплоноситель	Натрий
Топливо	UO2—PuO2 (MOX)
Тепловая мощность	563 МВт
Электрическая мощность	250 МВт[1]
Разработка
Проект	1965—1969
Предприятие-разработчик	CEA
Строительство и эксплуатация
Местонахождение	Маркуль
Пуск	1973
Эксплуатация	1974—2010
Построено реакторов	1

Ядерный реактор «Феникс» (фр. Phénix, по имени мифической птицы Феникс^[2]) — французский энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВт^[3] (с 2003 года снижена до 140 МВт^[4]). Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18^[5]. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140-240 часов^[6].

Феникс являлся ключевым проектом по исследованию перспектив переработки ядерных отходов^[7].

Эксплуатирующие организации — французские Комиссариат атомной энергетики (80 % бюджета) и Электриситэ де Франс (20 %).

Строительство энергоблока с реактором Феникс началось 1 ноября 1968 года, подключен к электрической сети Франции 13 декабря 1973 года. 14 июля 1974 года, в день взятия Бастилии, был пущен в коммерческую эксплуатацию.

В 1989 и 1990 годах было зафиксировано четыре случая внезапного резкого снижения реактивности реактора^[8]. По шкале INES инциденты получили второй уровень. Выяснить причины событий не удалось, что стало одной из причин постепенного отказа Франции от дальнейшего развития направления быстрых реакторов^[9]. Феникс был остановлен 6 марта 2009 года, после чего до декабря на нём был проведён ряд экспериментов^[4]. Реактор был окончательно закрыт 1 февраля 2010 года^[1].

Предшественником «Феникса» был реактор «Рапсодия» (фр. Rapsodie), имевший тепловую мощность 40 МВт, проработавший с 1967 по 1983 годы.

С учётом опыта Феникса был построен реактор «Суперфеникс»^[fr]* (фр. Superphénix), имевший тепловую мощность в 3000 МВт, а электрическую — 1200 МВт, но он проработал лишь с 1985 по 1998 годы^[10] и был закрыт по политическим причинам^{[уточнить][7]}. На основе Феникса на территории того же комплекса в 2020-х годах планируется строительство реактора в рамках программы ASTRID по созданию коммерческих реакторов четвёртого поколения на быстрых нейтронах^[11]:22.

Предыстория и проектирование

В 1945 году Энрико Ферми сказал: «Первая страна, которая разработает реактор на быстрых нейтронах, получит конкурентное преимущество в использовании атомной энергии».

Первым атомным реактором на быстрых нейтронах стал американский EBR I, запущенный 20 декабря 1951 года, при этом он стал первым ядерным реактором любого типа, вырабатывавшим какое-то количество электроэнергии, к электросетям он подключён не был, энергия использовалась, в основном, для освещения здания, в котором находился реактор.

Работы над реакторами на быстрых нейтронах велись в разных странах. 8 января 1956 года в Мичигане (США) началось строительство первого энергоблока атомной станции им. Энрико Ферми (англ. Enrico Fermi Nuclear Generating Station), давшего электроэнергию в сеть 8 мая 1966 года. В СССР были построены экспериментальные реакторы БР-2 (1956), БР-5 (1959), БР-10 (1973), БОР-60 (1968); промышленный БН-350 (1973). В Великобритании были построены DFR (1962) и PFR (1975).

Во Франции такие работы начали вести в 1960-е годы. Хотя основная ставка была сделана на водо-водяные реакторы, важным направлением считались и реакторы на быстрых нейтронах — стояла задача создать класс коммерчески эффективных реакторов на быстрых нейтронах, которые позволили бы эффективно использовать запасы ядерных материалов в течение сотен лет^[12].

Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются тем, что способны нарабатывать больше делящегося материала, чем расходовать его. Содержащиеся в урановой руде энергетические ресурсы, таким образом, могут быть использованы эффективнее примерно в 70 раз^[13].

К концу 1958 года был разработан черновой вариант проекта экспериментального реактора на быстрых нейтронах «Рапсодия» (фр. Rapsodie). Его характеристики соответствовали энергетическим реакторам (топливо из смеси диоксидов урана и плутония, натриевый теплоноситель, энергонапряжённость, материалы, температуры), за исключением возможности производства электричества. 28 января 1967 года он был переведён в критическое состояние, а два месяца спустя выведен на проектную мощность в 20 МВт^[14].

Учитывая американские и британские достижения, было решено строить прототип энергетического реактора, не дожидаясь получения результатов от «Рапсодии». Предпроектные исследования для станции мощностью 1000 МВт были проведены в 1964 году. Для станции было предложено и получило единогласное одобрение название «Феникс». В 1965 году были определены основные характеристики. Топливо было выбрано аналогичным тому, что использовалось в «Рапсодии» — запасов плутония во Франции было недостаточно, и наряду с диоксидом плутония было решено использовать диоксид обогащённого урана. Электрическая мощность была выбрана в 250 МВт^[15]. Как и в «Рапсодии», было решено использовать натриевый теплоноситель. Была выбрана интегрированная схема, когда все элементы первичной системы охлаждения монтируются в одном объёме с реактором. В 1967 году был выработан детальный предпроект. В нём было три насоса и шесть промежуточных теплообменников. Рабочие температуры были приняты в 400—600 °C.^[16]

В 1969 году Комиссариатом атомной энергетики Франции и Электриситэ де Франс был подписан протокол по совместному строительству и эксплуатации станции (80 % расходов ложилось на Комиссариат, 20 % — на Электриситэ де Франс)^[17].

Строительство

Реактор было решено разместить к северу от центра Маркуль. Также рассматривались варианты Кадараш (недостаток водных ресурсов) и Ла Хаг (расположен слишком далеко от Кадараша, где были сконцентрированы производственные мощности, связанные с натриевой технологией). Работы на строительной площадке начались в октябре 1968 года. Котлован имел размеры 180 на 50 м, глубиной 11,5 м. Земляные работы велись 18 месяцев^[18].

Особенностью строительства было использование сплошной металлической облицовки подземной части реакторного отделения. Облицовку монтировали из блоков заводской готовности — металлических листов площадью 14 м², оснащённых углами жёсткости и креплениями, толщина листов для горизонтальной части (основание) составляла 10 мм, для вертикальной (стены) 5 мм. Конструкция закреплялась системой специальных подпорок. Металлические листы скреплялись между собой сваркой, сварные соединения проходили радиографический контроль и капиллярную дефектоскопию. После сооружения конструкции в получившейся металлической облицовке соорудили бетонный фундамент здания. Полости между наружной частью облицовки и землёй залили цементом и резиной.

Надземная часть здания реактора была сложена примерно из 270 бетонных блоков заводской готовности толщиной 25 см, которые были подвергнуты горизонтальному предварительному напряжению после сооружения стен^[18].

Хронология строительства^[19]:

• 1968 год
  • Октябрь — начало строительства (котлован).
• 1969 год
  • 5 мая — первый бетон.
• 1970 год
  • Январь — начато строительство основного объёма.
  • Май — начато строительство гермооболочки.
  • 2 ноября — первичный объём построен.
  • 25 ноября — объём безопасности построен.
• 1971
  • 28 июля — первая партия натрия.
  • 2 августа — сооружён купол.
  • 18 октября — первый контур заполнен натрием.
• 1972
  • 21 февраля — установлен статор генератора.
  • 24 марта — установлен ротор генератора.
  • 15 декабря — второй (промежуточный) контур заполнен натрием.
• 1973
  • 10 января — реактор заполнен натрием и начата загрузка ядерного топлива.
  • 1 февраля — запущена паровая турбина.
  • 31 августа — первый выход в критическое состояние.
  • 13 декабря — подключение к электросети.

Выработка электроэнергии

За всё время эксплуатации с помощью реактора было выработано 24440,402 ГВт-ч электроэнергии^[20].

• энергетический коэффициент готовности — 45,81 %
• коэффициент использования установленной мощности — 39,91 %
• коэффициент технического использования — 41 %.

Проблема скачков реактивности

В ходе функционирования реактора наблюдался ряд проблем. Большинство из них были связаны с протечками в промежуточных теплообменниках. Длительность простоя после любых проблем была связана с тем, что каждое возобновление работы реактора требовало принятия политического решения^[11]:17.

Большинство указанных проблем наблюдались и на других реакторах такого типа. Однако в 1989—1990 годах на реакторе было зафиксировано четыре случая однотипных нештатных ситуаций, не встречавшихся на других реакторах на быстрых нейтронах. 6 августа, 24 августа и 14 сентября 1989 года и 9 сентября 1990 года^[8] происходило срабатывание аварийной защиты реактора из-за регистрируемых аппаратурой контроля нейтронного потока резких колебаний реактивности^[11]:17.

Инциденты получили название A.U.R.N (фр. Arrêt d’urgence par réactivité négative — автоматический аварийный останов по отрицательной реактивности). Они наблюдались при работе реактора на полную мощность или близкой к ней (первые три случая — при мощности 580 МВт, четвёртый — при 500 МВт). На момент инцидентов реактор непрерывно работал 4-15 дней. Останов происходил в результате достижения значением отрицательной реактивности порога срабатывания аварийной защиты^[11]:18.

Сценарий каждый раз был одинаков:

1. Почти линейное резкое увеличение отрицательной реактивности и, соответственно, уменьшение мощности. Всего за 50 мс мощность падала до 28-45 % от начальной (в этот момент срабатывала аварийная защита).
2. Симметричный резкий подъём мощности почти до начального значения.
3. Снова падение, хотя и менее резкое и глубокое, через 200 мс после начала события.
4. Снова подъём мощности до значений, немного превышающих начальное.
5. Падение мощности в результате введения автоматикой в активную зону поглощающих стержней.

Проблема так и не получила окончательного объяснения, несмотря на многолетние исследования, инициированные CEA. Наиболее правдоподобным считается объяснение с помощью явления, получившего названия «сore-flowering» или «outward movement phenomenon», — ситуация, когда деформация в виде увеличения размеров одной тепловыделяющей сборки вызывает механическое напряжение в окружающих её сборках, что приводит к расширению всей активной зоны в радиальном направлении. Незначительное увеличение расстояния между сборками приводит к резкому уменьшению k_эфф и, соответственно, росту отрицательной реактивности и уменьшению мощности^[21][11]:21.

См. также

• БН-600
• БН-800
• БН-1200

Ссылки

Литература

• Jean-François Sauvage. Phènix - 30 years of history: the heart of a reactor. — 2004.