高速中性子の原子炉。発明と生産の歴史

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高速中性子の原子炉。発明と生産の歴史

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モスクワ近郊のオブニンスク市に建設された世界初の原子力発電所 (NPP) は、1954 年 5 月に稼働を開始しました。その出力は非常に控えめで、XNUMX MW でした。しかし、将来の大型原子力発電所の運用に向けた経験を蓄積する実験施設としての役割を果たしました。化石燃料の燃焼や水力エネルギーではなく、ウラン核の核分裂に基づいて電気エネルギーを生成する可能性が初めて証明されました。

高速中性子原子炉
オブニンスクの高速中性子炉

原子力発電所は、ウランとプルトニウムという重元素の原子核を使用しています。核分裂の間、エネルギーが放出されます - それは原子力発電所で「働きます」。ただし、特定の質量を持つ核、つまり同位体の核のみを使用できます。同位体の原子核には、同じ数の陽子と異なる数の中性子が含まれています。これが、同じ元素の異なる同位体の原子核が異なる質量を持つ理由です。たとえば、ウランには 15 の同位体がありますが、核反応に関与するのはウラン 235 だけです。

核分裂反応は次のように進行します。ウラン核は自然にいくつかの破片に崩壊します。その中には、高エネルギーの粒子、つまり中性子があります。平均して、10 回の崩壊ごとに 25 個の中性子があります。それらは隣接する原子核に衝突して破壊し、中性子と大量の熱を放出します。 XNUMX グラムのウランの核分裂は、XNUMX トンの石炭の燃焼と同じくらいの熱を放出します。

核燃料が置かれている原子炉内の空間は炉心と呼ばれます。ここでウランの原子核が分裂し、熱エネルギーが放出されます。連鎖反応に伴う有害な放射線から作業員を保護するために、原子炉の壁は十分に厚く作られています。核連鎖反応の速度は、中性子を吸収する物質 (ほとんどの場合、ホウ素またはカドミウム) で作られた制御棒によって制御されます。ロッドがコアに深く沈めば入るほど、ロッドが吸収する中性子が多くなり、反応に関与する中性子が少なくなり、放出される熱が少なくなります。逆に、制御棒がコアから持ち上げられると、反応に関与する中性子の数が増加し、ウラン原子の核分裂の数が増加し、それらに隠された熱エネルギーが放出されます。

炉心が過熱した場合、原子炉の緊急停止が提供されます。緊急ロッドはすぐにコアに落ち、中性子を激しく吸収し、連鎖反応が遅くなるか停止します。

熱は、液体または気体の冷却材を使用して原子炉から取り除かれます。この冷却材は、ポンプによって炉心に送り込まれます。熱媒体は、水、金属ナトリウム、または気体物質です。核燃料から熱を奪い、熱交換器に移します。冷却剤を使用したこの閉鎖系は、一次回路と呼ばれます。熱交換器では、一次回路の熱が二次回路の水を加熱して沸騰させます。得られた蒸気はタービンに送られるか、産業用および住宅用建物の暖房に使用されます。

高速中性子原子炉
BN-350高速中性子炉の模式図

チェルノブイリの原子力発電所での大惨事の前に、ソビエトの科学者たちは、今後数年間で、原子力産業でXNUMXつの主要なタイプの原子炉が広く使用されるだろうと自信を持って言っていました。そのうちの XNUMX つである VVER は水冷動力炉であり、もう XNUMX つの RBMK は高出力原子炉であるチャネルです。どちらのタイプも低速 (熱) 中性子炉に関連しています。

加圧水型原子炉では、アクティブゾーンは、直径 4 メートル、高さ 15 メートルの、厚い壁と巨大な蓋を備えた巨大な鋼製シリンダーケースに囲まれています。ケース内の圧力は160気圧に達します。反応ゾーンで熱を除去する熱媒体は水であり、ポンプによって汲み上げられます。同じ水が中性子減速材としても機能します。蒸気発生器では、二次水を加熱して蒸気に変えます。蒸気はタービンに入り、タービンを回転させます。第 XNUMX 回路と第 XNUMX 回路の両方が閉じられます。

半年に一度、燃え尽きた核燃料を新しいものに取り替えるため、原子炉を停止して冷却する必要があります。ロシアでは、ノボヴォロネジ、コラ、その他の原子力発電所がこのスキームに従って稼働しています。

RBMK では、グラファイトが減速材として機能し、水が冷却材として機能します。タービン用の蒸気は、原子炉で直接生成され、タービンで使用された後、原子炉に戻されます。原子炉内の燃料は、停止または減衰することなく、徐々に交換できます。

世界初のオブニンスク原子力発電所はこのタイプに属します。高出力のレニングラード、チェルノブイリ、クルスク、スモレンスクのステーションは、同じスキームに従って建設されました。

原子力発電所の深刻な問題のXNUMXつは、核廃棄物の処理です。たとえば、フランスでは、これは大企業 Cogema によって行われています。ウランとプルトニウムを含む燃料は、細心の注意を払って特別な輸送コンテナに入れて密閉され冷却され、処理のために送られ、廃棄物としてガラス固化と埋葬のために送られます。

「私たちは原子力発電所から持ち込まれた燃料を細心の注意を払って処理する個々の段階を見せられました。」I. Lagovsky はジャーナル Science and Life に書いています。窓のガラスの高さは 1 メートル 20 センチメートル "窓のマニピュレーター。想像を絶する清潔さ。白いオーバーオール。柔らかな光、人工のヤシの木とバラ。ゾーンでの仕事の後にリラックスできる本物の植物がある温室。コントロール付きのキャビネットIAEAの機器 - 国際原子力機関. 操作室 - ディスプレイ付きのXNUMXつの半円 ", - ここから、荷降ろし、切断、溶解、ガラス化を制御します. すべての操作、コンテナのすべての動きは、のディスプレイに順次反映されます高活性物質を扱う作業場自体は、通りの反対側にあり、かなり離れています。

ガラス固化体は体積が小さい。それらはスチール製のコンテナに入れられ、最終的な埋葬地に運ばれるまで換気されたシャフトに保管されます...

コンテナ自体はエンジニアリングアートの作品であり、その目的は破壊できないものを作ることでした。コンテナを積んだプラットホームは脱線し、対向列車に全速力で突っ込み、輸送中のその他の考えられない事故が発生しました。コンテナはすべてに耐えました。

1986 年のチェルノブイリ事故の後、科学者たちは原子力発電所、特に RBMK 型原子炉の安全性を疑い始めました。 VVER タイプは、この点でより繁栄しています。1979 年のアメリカのスリーマイルアイランド基地での事故では、原子炉の炉心が部分的に溶融しましたが、放射能は容器を超えませんでした。日本の原子力発電所が長期にわたって問題なく稼働していることは、VVER の支持を物語っています。

それにもかかわらず、科学者によると、次の千年に向けて人類に熱と光を提供できるもう238つの方向性があります。これは、高速中性子炉、または増殖炉を指します。彼らはウラン 239 を使用しますが、エネルギーではなく燃料として使用します。この同位体は高速中性子をよく吸収し、プルトニウム 238 という別の元素に変わります。高速中性子炉は非常にコンパクトです。減速材や吸収材は必要ありません。その役割はウラン XNUMX が担っています。それらはブリーダーリアクターまたはブリーダーと呼ばれます（英語の単語「ブリード」から - 乗算）。核燃料の再生産により、ウランをXNUMX倍も有効に利用できるようになるため、高速中性子炉は原子力エネルギーの有望な分野のXNUMXつと考えられています。

このタイプの原子炉では、熱に加えて、将来使用できる二次核燃料も生成されます。ここでは、第 XNUMX 回路にも第 XNUMX 回路にも高圧はありません。冷却剤は液体ナトリウムです。それは一次回路を循環し、それ自体を加熱し、XNUMX 番目の回路で熱をナトリウムに伝達します。次に、蒸気 - 水回路の水を加熱して蒸気に変えます。熱交換器は反応器から隔離されています。

これらの有望な駅のXNUMXつ-「もんじゅ」という名前が付けられた-は、首都の西XNUMXキロのリゾート地にある日本海沿岸の白木地方に建設されました。

「日本にとって、増殖炉の使用は、プルトニウムを繰り返し使用することにより、輸入天然ウランへの依存を減らすことができることを意味します。「高速炉」を改良し、効率と安全性の面で現代の原子力発電所と競合できる技術レベルを達成することは理解できます。

増殖炉の開発は、近い将来の主要な発電プログラムになるはずです。」

もんじゅ原子炉の建設は、すでに日本における高速中性子炉の開発の第50段階です。最初は、100 年に運転を開始した 1978 ～ XNUMX MW 常陽 (「永遠の光」の日本語) 実験炉の設計と建設でした。燃料、新しい構造材料、コンポーネントの挙動を調査しました。

もんじゅプロジェクトは1968年に始まりました。 1985 年 2 月、彼らはステーションの建設を開始しました。サイトの開発中に、300 万立方メートルの岩石が海に投棄されました。原子炉の熱出力は 714 MW です。燃料はプルトニウムとウラン酸化物の混合物です。アクティブゾーンには 19 本の制御棒、198 個の燃料ブロックがあり、それぞれに直径 169 mm の 6,5 本の燃料棒 (燃料要素 - TVEL) があります。それらは、放射状の燃料製造ユニット (172 ユニット) と中性子遮蔽ユニット (316 ユニット) に囲まれています。

リアクター全体が入れ子人形のように組み立てられていますが、分解することはできません。ステンレス製の巨大な原子炉容器 (直径 - 7,1 メートル、高さ - 17,8 メートル) は、事故の際にナトリウムがこぼれた場合に備えて保護ケーシングに入れられています。

A. Lagovsky はジャーナル Science and Life で次のように報告しています。補強材を備えた非常用シェル - その内径は 49,5、高さ 79,4 メートル、高さ 13,5 メートルです。このバルクの楕円形の底部は、高さ 1 メートルの頑丈なコンクリートパッドの上にあります。シェルは、1,8 メートルの環状ギャップに囲まれています。その後、鉄筋コンクリートの厚い層 (0,5 ～ XNUMX メートル) が続きます。シェルのドームも、厚さ XNUMX メートルの鉄筋コンクリートの層で保護されています。

非常用シェルに続いて、耐震構造の要件を満たす、サイズが 100 x 115 メートルの別の保護建物 (補助建物) が配置されています。なぜ石棺ではないのですか？

補助原子炉容器には、二次ナトリウム冷却システム、蒸気水システム、燃料の積み降ろし装置、使用済み燃料の貯蔵タンクが配置されています。別々の部屋にはターボ発電機と予備のディーゼル発電機があります。

非常用シェルの強度は、0,5 気圧の過圧と 0,05 気圧の真空の両方に対応するように設計されています。液体ナトリウムがこぼれた場合、酸素が環状ギャップで燃え尽きると、真空が形成される可能性があります。流出したナトリウムと接触する可能性のあるすべてのコンクリート表面は、熱応力に耐えるのに十分な厚さの鋼板で完全に覆われています。これは、パイプラインと原子力施設の他のすべての部分の両方に保証が必要であるため、まったく起こらない可能性がある場合に備えて、彼らが自分自身を保護する方法です.

著者：Musskiy S.A.

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