Le BN-800 de la centrale nucléaire de Beloyarsk est l'un des deux réacteurs rapides en service dans le monde. Porté à la puissance nominale en 2015
Under the cut - une histoire sur la conception de réacteurs nucléaires classiques sur neutrons thermiques, le principe de fonctionnement des réacteurs nucléaires sur neutrons rapides (il n'y en a que deux dans le monde, et les deux en Russie) et la fermeture du cycle du combustible nucléaire.
Je suis sûr que ce sera intéressant pour ceux qui ont aimé l'histoire de la construction internationale du réacteur thermonucléaire ITER de 500 mégawatts .
Notre narrateur est Aleksey Germanovich Goryunov, chef du département et chef du département du cycle du combustible nucléaire de la School of Nuclear Technology Engineering de l'Université polytechnique de Tomsk, qui a donné une conférence sur l'ingénierie électrique à deux composants au point d'ébullition de Tomsk .
L'histoire d'aujourd'hui porte sur les nouvelles technologies pour l'atome pacifique: la fermeture du cycle du combustible nucléaire et l'énergie nucléaire à deux composants.
Mais commençons par le fonctionnement actuel du cycle du combustible nucléaire.
Cycle du combustible classique
MOX (Combustible à oxydes mixtes) - combustible nucléaire, contient plusieurs types d'oxydes de matières fissiles (généralement du plutonium et de l'uranium). NAO, SAO, HLW - différents types de déchets radioactifs. SNF -
centre de combustible nucléaire usé du cycle moderne - réacteur nucléaire à neutrons thermiques . Il est surligné en vert. Le réacteur utilise de l'uranium enrichi en isotope 235 comme combustible. Pour l'obtenir, le minerai d'uranium est extrait, traité, puis un enrichissement long et coûteux est effectué.
Dans les grands réacteurs répandus dans l'énergie nucléaire, comme le VVR-1000 refroidi à l'eau sous pression ou le type à canal RBMK-1000, le combustible usé n'est pas retraité. Il est stocké dans les piscines de refroidissement du réacteur puis transporté vers le site de stockage à long terme de l'usine minière et chimique.
Le processus de base pour obtenir du combustible est coûteux et les matières premières sont une ressource épuisable.Par conséquent, l'humanité résout le problème de la fermeture du cycle du combustible - c'est à ce moment-là que le combustible est à nouveau produit à partir de déchets nucléaires. Aujourd'hui, ce schéma n'existe que dans un petit segment de l'énergie nucléaire - dans les réacteurs de transport et de recherche.
Regardons maintenant la conception des réacteurs modernes.
Réacteurs nucléaires thermiques
Une centrale nucléaire avec un réacteur à neutrons thermiques peut être représentée schématiquement comme suit:
Plus loin, nous parlerons du soi-disant îlot nucléaire, qui comprend la partie réacteur. Considérez quels réacteurs sont actuellement utilisés et lesquels pourraient être lancés dans un proche avenir.
Schéma conventionnel d'une centrale nucléaire Un
réacteur est un dispositif dans le cœur duquel une réaction en chaîne auto-entretenue contrôlée de fission d'éléments lourds, en particulier de l'uranium 235, est réalisée. Aujourd'hui, les unités d'alimentation eau-eau les plus courantes. L'image montre un diagramme d'un tel réacteur.
Schéma conventionnel d'une centrale électrique avec un réacteur à eau sous pression
Le réacteur est situé dans un bâtiment protégé et jouxte un bâtiment séparé où se trouvent les unités de puissance traditionnelles - la salle des turbines et d'autres qui se trouvent dans les centrales thermiques conventionnelles.
En règle générale, les réacteurs utilisent quatre brins de refroidissement pour améliorer la fiabilité. La première boucle de refroidissement du réacteur comprend le réacteur lui-même, ainsi que les pompes de circulation principales. Leur nombre correspond au nombre de fils de refroidissement - quatre. Un générateur de vapeur est installé sur chacun des brins de refroidissement, qui sépare la première boucle du réacteur de la seconde, qui contient le fluide caloporteur entrant dans l'îlot traditionnel.
Centrale électrique avec réacteur VVR
Vue générale du réacteur lui-même:
Il est à noter qu'il s'agit d'un réacteur à cuve sous pression, une telle conception permet d'atteindre des indicateurs de sécurité élevés.
Réacteurs nucléaires rapides
Un peu de physique d'abord. Permettez-moi de vous rappeler que les isotopes sont des éléments qui ont les mêmes numéros atomiques, mais des poids atomiques différents. La chose la plus intéressante est qu'ils ont des propriétés différentes. Par exemple, l'uranium-238 n'est pratiquement pas fissible dans les réacteurs thermiques, tandis que l'uranium-235 est fissible. Pour décrire la probabilité d'une fission isotopique, la physique nucléaire utilise le concept de «section efficace de fission».
Coupe transversale de la réaction de fission des isotopes de l'uranium, du plutonium et du thorium en fonction de l'énergie neutronique La
figure montre clairement que pour l'uranium 235 et le plutonium 239, on peut créer une réaction en chaîne utilisant à la fois des neutrons thermiques et rapides. Et l'uranium 238 sur le côté gauche du graphique (où se trouvent les neutrons thermiques) ne se fissionne pas. Dans la nature, l'isotope de l'uranium-238 est répandu, qui ne peut pas être directement utilisé dans un réacteur thermique. Il y a très peu d'uranium 235 dans la nature et un enrichissement coûteux est nécessaire pour obtenir du combustible.
Le réacteur à neutrons rapides permet d'éviter la procédure d'enrichissement en uranium 235. Mais techniquement, ce n'est pas si simple.
Dans un réacteur à neutrons thermiques, comme dans toutes les centrales électriques modernes en général, l'eau est utilisée comme réfrigérant. C'est elle qui transfère l'énergie thermique aux turbines. Il est clair avec elle comment travailler, quels matériaux de construction utiliser. Cependant, nous savons de la physique nucléaire que l'eau ralentit les neutrons rapides produits par la fission nucléaire.
Par conséquent, dans un réacteur à neutrons rapides, des métaux liquides sont généralement utilisés comme réfrigérant, ce qui complique considérablement la conception.
Ici, vous devez résoudre toute une couche de problèmes de conception scientifique et expérimentale, y compris le développement de nouveaux matériaux.
La réaction la plus probable dans un réacteur à neutrons rapides - l'absorption d'un neutron par l'isotope uranium-238 - est illustrée dans le diagramme ci-dessous.
En conséquence, l'uranium-238 naturel est converti en l'isotope plutonium-239, qui a des propriétés de fission similaires à l'uranium-235. Et ici, il devient possible de convertir de l'uranium 238 presque non fissile dans les réacteurs thermiques en nouveau combustible nucléaire.
L'uranium 235 et le plutonium 239 ont des propriétés similaires. Sur la base de ces noyaux, on peut très bien avoir une réaction en chaîne: absorbant à la fois les neutrons rapides et lents, les noyaux vont se fissionner, émettre des neutrons secondaires, tertiaires, etc.
Historiquement, les réacteurs rapides les plus développés sont le BN-600 et le BN-800 .
Et la Russie est le seul pays au monde à posséder des réacteurs industriels à neutrons rapides.
Leur conception est beaucoup plus compliquée que celle d'un réacteur à eau pressurisée à double circuit utilisant des neutrons thermiques, car du sodium liquide avec un point de fusion de ~ 98 ℃ est utilisé comme réfrigérant.
Schéma d'une unité de puissance avec un réacteur à neutrons rapides
Dans les réacteurs avec un réfrigérant au sodium, nous ne pouvons pas utiliser un schéma à deux circuits, où le premier circuit est rempli de sodium et le second d'eau, car l'interaction accidentelle du sodium irradié avec de l'eau entraînera des conséquences particulièrement graves. Au cours de la réaction de ces deux substances, de l'hydrogène explosif est libéré, et en cas d'explosion, il sera extrêmement problématique de neutraliser le sodium phonant. Par conséquent, un schéma à trois circuits est utilisé. Le premier circuit est au sodium (sur la figure, il est représenté en rouge au centre du réacteur), puis un échangeur de chaleur et un autre (intermédiaire) circuit de sodium (jaune), ce qui permet de réduire le degré d'irradiation au sodium, et seulement dans le troisième circuit est de l'eau utilisée, une turbine, des pièces thermiques et le reste de l'équipement. Trois boucles compliquent à la fois le fonctionnement du réacteur et sa commande.
La prochaine étape est BREST
Le complexe énergétique BREST-300 est la prochaine étape de développement. Il est en cours de création dans le cadre du projet Rosatom "Breakthrough". Au lieu du sodium, le plomb est utilisé comme caloporteur ( point de fusion 327 ℃). Cela permet, comme dans les réacteurs à eau sous pression, l'utilisation de seulement deux circuits, simplifie le contrôle et augmente l'efficacité énergétique.
La conception de ce réacteur assure la sûreté dite naturelle: un accident est impossible sur ce réacteur en raison de l'apparition incontrôlée de neutrons, conduisant à des réactions en chaîne (accélération du réacteur en puissance).
De grands espoirs reposent sur ce réacteur. Il peut «brûler» des éléments fissiles et produire du plutonium, puis l'utiliser pour fermer le cycle du combustible nucléaire.
Le but de la fermeture est d'éliminer progressivement la partie de la chaîne associée à l'extraction de l'uranium par son enrichissement, ainsi que de réutiliser les déchets nucléaires.
Énergie nucléaire à deux composants
L'ingénierie énergétique à deux composants est une solution au problème de la réduction de la quantité d'uranium naturel enrichi nécessaire au fonctionnement de tous ces réacteurs. Il n'a pas encore atteint le sommet de son développement - c'est ce que fera la génération des écoliers d'aujourd'hui.
Actuellement, nous commençons à produire des éléments fissiles dans des réacteurs rapides, ce qui permettra par la suite d'y charger du combustible non enrichi en uranium 235.
Le BN-600 et le BN-800 fonctionnent déjà avec le combustible dit MOX (MOX - Mixed-Oxide Fuel), un mélange de plutonium-239 et d'oxydes d'uranium. De plus, les réacteurs peuvent fonctionner à la fois sur du combustible enrichi en uranium 235 - et dans ce cas pour produire du plutonium 239 - et sur du plutonium.
Cycle du combustible nucléaire partiellement fermé
Sur la base du centre de démonstration expérimentale de Seversk et, à l'avenir, de l'usine FT-2 de Zheleznogorsk, il existe une installation de stockage de combustible nucléaire usé. Au stade final du développement se trouve une technologie qui permettra de retraiter le combustible après le réacteur WWR et de renvoyer l'uranium et le plutonium de celui-ci dans le cycle. Le problème du retraitement est résolu de manière très intéressante: l'uranium et le plutonium ne sont pas séparés, mais transférés à la production sous une forme mixte. En conséquence, nous obtenons des assemblages combustibles pour réacteurs contenant de l'uranium et du plutonium retraités, ainsi que de l'uranium naturel ajouté enrichi en isotope-235.
Bien entendu, il n'y a pas de fermeture complète du cycle du combustible nucléaire, mais cette approche permet de réduire les coûts d'enrichissement.
De plus, les éléments fissiles que nous allons extraire du combustible usé dans les réacteurs WWR iront aux cycles du combustible des réacteurs rapides.
Le schéma de chargement du combustible MOX contenant du plutonium-239 et de l'uranium-238 dans le réacteur BN-800 a déjà été élaboré, son trajet est indiqué dans la figure ci-dessous avec une ligne rouge.
Le schéma implique l'utilisation de combustible nucléaire usé (SNF) d'un réacteur VVER avec du combustible oxydé avec de l'uranium 235 après les réacteurs BN. Lors du retraitement, nous séparons un mélange de plutonium et d'uranium, qui est utilisé pour fabriquer du combustible MOX. Et le combustible MOX usé est retraité avec le combustible après le réacteur RBMK.
Il s'avère que nous commençons par le chargement habituel des réacteurs avec du combustible oxyde à base d'uranium 235 et progressivement, en produisant du plutonium 239 dans un réacteur rapide, nous le remplaçons par du combustible MOX.
Nous ne pourrons pas passer immédiatement des réacteurs traditionnels aux réacteurs rapides, car pour chaque réacteur à neutrons rapides, nous devrons construire une infrastructure de retraitement, qui ne sera pas chargée dans un premier temps, car les réacteurs doivent produire du combustible qui sera ensuite retraité. Et le schéma ci-dessus est basé sur une transition en douceur des réacteurs existants vers les réacteurs rapides. Ce schéma implique la production de plutonium au réacteur BN-800. À l'avenir, des installations plus puissantes et plus rentables devraient voir le jour - BN-1200, qui incarnera la nature à deux composants de notre énergie nucléaire pour la prochaine décennie et la stratégie du même Rosatom.
Mais ce qui est plus intéressant, c'est ce qui se passe dans le projet BREST. Un réacteur de ce type d'une puissance électrique de 300 MW a déjà commencé à être construit à Seversk. Un complexe sera construit autour de lui, ce qui permettra de résoudre les problèmes de régénération du carburant, c'est-à-dire tous les processus dans le cadre de la clôture du cycle du combustible seront concentrés en un seul endroit.
Au stade initial, un réapprovisionnement en uranium naturel ou appauvri sera nécessaire, comme indiqué sur la photo. N'ayant pas la quantité de plutonium requise, nous pouvons, comme dans le schéma précédent, commencer à utiliser du combustible combiné et produire progressivement du plutonium, en passant à un cycle fermé.
De grands espoirs reposent sur ce réacteur: le circuit de protection naturelle précité ne permet pas de l'accélérer vers des accidents graves. Mais ici, nous devrons faire face à un certain nombre de problèmes. Les problèmes liés à la production de plutonium ont déjà été résolus dans une certaine mesure. Mais le retraitement du combustible nucléaire après les réacteurs rapides est une question ouverte. Ici, il faut assurer une courte exposition du carburant: il est chaud et avec un fort rayonnement de fond. Il est nécessaire de créer de nouveaux procédés technologiques, de les tester sur les stands et de les mettre en œuvre.
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En parallèle, il est nécessaire d'achever la solution du problème de l'élimination des déchets du cycle sans perturber le bilan radiatif naturel de la Terre. Le cycle du combustible projeté doit renvoyer exactement la même quantité de rayonnement que nous avons extrait. Théoriquement, ce problème a été calculé et peut être résolu. C'est à la pratique.
Contrairement au siècle dernier, où il était nécessaire de se procurer des armes nucléaires et, en même temps, de l'énergie nucléaire à tout prix, et que personne ne calculait l'économie, il s'agit maintenant de rendre tout ce qui est économe en énergie, économiquement faisable et avec une sécurité naturelle. Et quelqu'un doit faire tout cela. Les spécialistes dans ce domaine et dans des domaines connexes ne seront donc pas laissés sans travail.