Русская Википедия:Феникс (реактор)
Шаблон:Другие значения Шаблон:Ядерный реактор Ядерный реактор «Феникс» (Шаблон:Lang-fr, по имени мифической птицы ФениксШаблон:Sfn) — французский энергетический реактор-размножитель на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, подключённый к сети 13 декабря 1973 года в ядерном центре Маркуль. Электрическая мощность — 250 МВтШаблон:Sfn (с 2003 года снижена до 140 МВт[1]). Коэффициент воспроизводства реактора составлял 1,18[2]. Перезагрузки топлива осуществлялись от двух до четырёх раз в год, время каждой — 140—240 часовШаблон:Sfn.
Феникс являлся ключевым проектом по исследованию перспектив переработки ядерных отходов[3].
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 реактораШаблон:Sfn. 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[4]. Феникс был остановлен 6 марта 2009 года, после чего до декабря на нём был проведён ряд экспериментов[1]. Реактор был окончательно закрыт 1 февраля 2010 года[5].
Предшественником «Феникса» был реактор «Рапсодия» (Шаблон:Lang-fr), имевший тепловую мощность 40 МВт, проработавший с 1967 по 1983 годы.
С учётом опыта Феникса был построен реактор Суперфеникс (Шаблон:Lang-fr), имевший тепловую мощность в 3000 МВт, а электрическую — 1200 МВт, но он проработал лишь с 1985 по 1998 годыШаблон:Sfn и был закрыт Шаблон:Уточнить 2[3]. 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[6]Шаблон:Rp.
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 Шаблон:Не переведено 2, 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 летШаблон:Sfn.
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 разШаблон:Sfn.
К концу 1958 года был разработан черновой вариант проекта экспериментального реактора на быстрых нейтронах «Рапсодия» (Шаблон:Lang-fr). 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 МВтШаблон:Sfn.
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 МВтШаблон:Sfn. 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.Шаблон:Sfn
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)Шаблон:Sfn.
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 месяцевШаблон:Sfn.
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 бетоном 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 стенШаблон:Sfn.
Хронология строительстваШаблон:Sfn:
- 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[7].
- энергетический коэффициент готовности — 45,81 %
- коэффициент использования установленной мощности — 39,91 %
- коэффициент технического использования — 41 %.
Год | Выработка энергии | Электрическая мощность | Шаблон:Comment (%) | Шаблон:Comment (%) | Время эксплуатации | Шаблон:Comment | ||
---|---|---|---|---|---|---|---|---|
(ГВт-ч.) | (МВт) | Годовой | Кумулятивный | Годовой | Кумулятивный | (Часы) | (%) | |
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 |
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[6]Шаблон:Rp.
Вид / расположение проблемы | Вклад во время простоя |
---|---|
Промежуточные теплообменники | 26,91 % |
Плановые работы | 14,72 % |
Парогенераторы | 13,46 % |
Перегрузка топлива | 11,99 % |
Скачки отрицательной реактивности | 7,92 % |
Турбогенератор и его системы | 7,02 % |
Тепловыделяющие сборки | 2,93 % |
Второй контур | 2,54 % |
Системы управления | 2,34 % |
Утечки натрия | 2,54 % |
Ошибки персонала | 0,29 % |
Остальное | 7,34 % |
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 годаШаблон:Sfn происходило срабатывание аварийной защиты реактора из-за регистрируемых аппаратурой контроля нейтронного потока резких колебаний реактивности[6]Шаблон:Rp.
Инциденты получили название A.U.R.N (Шаблон:Lang-fr — 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[6]Шаблон:Rp.
Сценарий каждый раз был одинаков:
- 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).
- Симметричный резкий подъём мощности почти до начального значения.
- Снова падение, хотя и менее резкое и глубокое, через 200 мс после начала события.
- Снова подъём мощности до значений, немного превышающих начальное.
- 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 kэфф и, соответственно, росту отрицательной реактивности и уменьшению мощностиШаблон:Sfn[6]Шаблон:Rp.
См. также
Примечания
Литература
- ↑ 1,0 1,1 Шаблон:СтатьяШаблон:Недоступная ссылка
- ↑ Шаблон:Статья
- ↑ 3,0 3,1 Шаблон:Книга
- ↑ Во Франции официально закрыт быстрый реактор Феникс Шаблон:Wayback // Atominfo.ru
- ↑ Nuclear Power Reactor Details — PHENIX Шаблон:Wayback // IAEA / IRIS
- ↑ 6,0 6,1 6,2 6,3 6,4 Шаблон:Книга
- ↑ Operating Experience History — PHENIX Шаблон:Wayback // IAEA / PRIS