Brutraktor -Wikipedia

a ブルートリアクター 他の分割材料の同時生成でエネルギーを生成するのに役立つコアリアクターです。非適合核は核分裂性に変換され、核燃料として使用できます（処理と導入、新しい燃料要素への挿入後）。この変換（AS 会話 、時にはとしても 繁殖 説明してください、変換率を参照）はすべてのコアリアクターで行われますが、1つは同時に自分自身を消費するよりも多くの燃料を生産する場合のみ「ブリュットリアクター」または「ブリーダー」について話します。

最初の繁殖反応器は、実験的なブリーダー反応器1世でした。1951年、それは暖房力が生成された世界で最初のコア反応器でした。今日は、ロシアのBN-600およびBN-800の商業運転で唯一の繁殖原子炉です（2015年現在）。特に研究ネットワークの世代IV国際フォーラム内で、一部のテスト皮ひも原子炉が運用、建設、または計画中です。

ブルートリアクターの開発の目的は、コア燃料のはるかに優れた搾取です。ブルートリアクターを使用すると、軽水リアクターよりも天然ウランから約60倍多くのエネルギーを得ることができます。 ^[初め] ブリュットリアクターの開発は、1960年代から1980年代に多くの先進国で資金提供されました。たとえば、ドイツのドイツ人など プロジェクトファーストブリーダー ^[2] 1962年から1989年にかけて、原子力エネルギーの初期の時代にはあまり目立たない側面は、発電された量の電気または熱あたりの光水反応器と比較して、はるかに少ない量の燃焼燃料です。さらに、理想的には、トランスランドロップがなく、ギャップ製品のみが発生します。 Transuran Half -Lifeはすべての時間スケールを持っていますが、ギャップ製品の大部分は非常に短い存在です。数十年の範囲の半分のライフを備えたいくつかの媒体サイズ（例： ¹³⁷ CSと ⁹⁰ sr）;そして、数千から数百万年の範囲で半減期を備えた、非常に耐久性があります（テクネチウム-99またはジルコニウム-93など）。繁殖技術の支持者は、ラジオ毒性がウラン鉱石に従ってレベルに沈んでいたため、数世紀後に純粋なギャップ製品の低下を搾取したウラン鉱山に戻すことができると主張しています。

米国とロシアが核兵器を開発したとき、この目的のために特別な原子炉（ADE反応器など）が建設されました。これらは緩和された、すなわち熱中性子を使用し、ブルート反応器の中にはありません。原子力エネルギーの初期には、一部の国ではデュアル使用リアクターに関心があり、エネルギーと武器利用可能なプルトニウムの両方をかなり程度提供するはずです。これには、英国のマグノックス、フランスのUNG、ソビエトRBMKが含まれていました。これらの開発は、技術的な行き止まりであることが証明され、変換因子<< 1によるブリットリアクターでもありませんでした。マグノックスとUNGは、プルトニウムの生産に最適化されていない寿命の終了後に反応器に置き換えられましたが、RBMKの設計に関するチェルノブイリの反応器事故の後、今日のプルトニウムの産生にはほとんど適していないような変化がなされました。

2種類のブリュットリアクターの間で区別され、使用される中性子のエネルギースペクトルに従ってそれらを参照します。

より速いブリーダー [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

クイックブリーダーの指定は、このタイプの繁殖プロセスの原因となる高速中性子を指します。高速ブリーダーは、磁気救助で放出されるように、つまりモデレーターなしで放出されるように、ウラン-238（またはそれほど頻繁にはトリウム-232）と繁殖材料として、および高速中性子と連携します。ウランプルトニウム混合酸化物（MOX）は、コア燃料として機能します。ブルートゾーネ（ 下記参照 ）主に酸化自然ウランが含まれています ²³⁸ uが存在します。したがって、クイックブリーダーは、ナチュルランの発生が50倍以上の効率を活用することを可能にしますが、多くの種類の原子炉ではプルトニウム経済の確立が必要です。

熱繁殖剤 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

熱繁殖剤は、熱い水素原子と同様のエネルギーを持つ低速中性子で動作します。熱育種家は、トリウムと繁殖材料として、そして主に熱中性子と協力しています。濃縮された酸化ウラン、酸化プルトニウム、またはMoxで最初の充填後 ²³² 中性子スタンピングとベータ裂液によるTH ²³³ U.このテクノロジーは、トリウム堆積物が大きいため、興味深いと考えられています。これらはウラン堆積物の約3倍大きいためです。

「ほぼ」ブルート原子炉 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

「高度な印刷水リアクター」の概念があります （進行した加圧水反応器） ^{[3] [4]} または沸騰したお湯の原子炉「節度が減少した」。 ^[5] 彼らは従来の燃料とクーラントで動作しますが、建設のために0.7から1.0までの高い変換率を達成します（したがって、時には 高度なコンバーター 説明）、したがって、それは「ほぼ」ブリットリアクターになります。 EPRは、輸送船団と比較して再び改善された変換率を持っていますが、これはまだ1未満です。すでに使用されている数少ない高コンバーターの1つです。

反応器の構造 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

反応器コアは、zで垂直方向に多くのもので構成されています。 B.ウランプルトニウム混合酸化物充填ステンレス鋼管（ 燃料棒 ）。ロッドもそうです 燃料要素 バンドルされ、Zのほぼ円筒形の範囲を埋めます。 B.高さ3 mおよび直径5 m。連鎖反応（批判も参照）は、ホウ素鋼または別の中性子吸収材料（「中性子毒」）で作られた制御バーによって制御されます。

反応器コアは、内側のギャップと外側のひなゾーンに分割されます。クーラントは、光水反応器のように、これらの反応器のモデレーターとして許可されていない – は、ナトリウムやカリウムなどの液体金属です。ガスクーリングされたブルートリアクターの概念も1970年頃までに検査されましたが、使用されませんでした。液体金属は固化するときに問題を引き起こすため、多くの場合、クーラントのメカニズムがあり、クーラント液をオフにした場合でもクーラント液を保持します – 後分裂熱ではもはや十分ではありません。必要な加熱出力を低く抑えるために、鉛双性とNAKを含む共生合金が好まれます。水銀とガリウム（融点：29.76°C）は空間温度またはその近くの液体ですが、これらの元素の化学的および中性子物理的特性は理想的ではないため、そのような冷却剤への関心は低いです。

燃料繁殖プロセス [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

天然ウランは、非適合性同位体の99.3％で構成されています ²³⁸ uと分割同位体からわずか0.7％ ²³⁵ U.ほとんどの核分裂反応器（光水反応器など）の動作については、燃料要素を約3〜4％に生産する前に技術的に複雑でなければなりません ²³⁵ Uは豊かになることができます。

運用 毎日 ウラニターは既存のものの一部です ²³⁸ 中性子キャッチを介してu ²³⁹ uは変換されました。これは、2つの連続したβを介してそれ自体を通過します ^– – 核分裂へのdecays ²³⁹ PUオーバー、それは部分的に平行です ²³⁵ Uはまだ原子炉で分割されています ^[6] 使用済み燃料の再加工後、後に新しい混合酸化物燃焼元素に処理されます。

${displaystyle mathrm {^{238} _ {92} u + _ {0}^{1} n longrightArrow _ {92}^{239} u {xRightArrow {beta^{ – }}}} _ {93}^{239 } np {xRightArrow {beta ^{ – }}} _ {94} ^{239} pu}}}$

実際の意味での「繁殖」、つまり同時に使用される過剰燃料は、モデレーターなしで動作する原子炉でのみ成功します クイックブリーダー 、aを介して分割するときのみ 急速 中性子は、スプリットあたりの新しく放出された中性子の平均数に十分な高さです（ブルートリアクターの核分裂プロセスを参照）。余剰は、それが事実で表されます 繁殖率 （時には brutrate または変換速度と呼ばれる）、消費された燃料原子ごとに新しく生成された燃料原子の数は1.0を超えています。

加えて いくつかの 、 だがしかし 十分 中性子、それは十分に速く分割されたことから生じる ²³⁸ uを分割する。それはできません ²³⁸ u核核分裂のために外部中性子源を使用せずにuが、燃料の組成と学長の設計に応じて – の直接的な分割 ²³⁸ uは、速い兄弟のパフォーマンスの争いのない割合ではありません。これは、以前の変換の場合よりも「消費される」中性子が少ないという点で有利です ²³⁸ uin ²³⁹ pu。この点で、計算を複雑にすると不利になる可能性があります。コアフュージョンの場合 – 「燃料」に応じて – 中性子もリリースされますが、一般的に はるかに高速 あなたがスリット中性子の場合は、コアフュージョンを直接使用できます ²³⁸ u列。これまでのところ、この現象の唯一の用途は、第2段階（コアフュージョン）が第3段階である水素爆弾のプレートULAMデザインです。 ²³⁸ U-Splitting）。ただし、制御されたコア融合の生産後、核核分裂のために「傾斜」の高速中性子を使用する努力があります（ en：核融合 – フィッションハイブリッド ）。

したがって、クイックブリーダーは、それが「すぐにひな」だからではなく、それがコアだからです 切断 使用される熱（ブレーキング）中性子の代わりに高速。

核燃料供給のより良い搾取 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

のために ²³⁸ u繁殖リアクター（ウラン弾薬を含む）での使用に加えて、他にもいくつかの使用があります。ブリュットリアクターの複合経済、再加工、軽水リアクターのため、地球のウラン供給は、の排他的な部門の約60倍のエネルギーを提供することができます。 ²³⁵ U.理論的には、の完全な搾取 ²³⁸ Uユーザーファクターも100倍以上高く、現在は技術的には実現できません。

金属トリウム金属の使用 ²³² 1983年から1989年まで繁殖材料として既に使用されていましたTHTR-300および燃料 ²³³ Uの結果、天然のトリウム堆積物がウランのそれを何度も超えているため、原子力の資源状況は再び大幅に改善されます。しかし、トリウムは、予見可能な将来のために鉱山から取得する必要があります。なぜなら、3.3μg/Lの海水で十分に一般的であるウランとは異なり、その抽出をはるかにはっきりとした痕跡のみで海水でのみ採用するからです。

スパルゾーン [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

高速中性子は、熱中性子よりもはるかに少ない確率で新しい核分裂をトリガーします（作用の相互作用を参照）。したがって、モデレートされた反応器の種類と比較して、スプリットゾーンのギャップ濃度を増やす必要があります。カラムは、酸化プルトニウム15〜20％の混合酸化物と酸化ウラン80〜85％です。分割同位体の濃度は、光水反応器の約10倍です。 ^[7] クーラントとして – 高速反応器にモデレーターを持っていてはならない、つまり、十分な数の質量を持っている必要があります – 以前のブリュット反応器液ナトリウムを使用してください。ガス冷却の概念も調べられました。米国での最初のテストブルートリアクター ^[8] そして、当時のソビエト連邦では、水星も水銀を冷却液として使用しました。ただし、腐食による問題を引き起こしました。

brutmantel [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

繁殖コート（英語 繁殖毛布 ）スプリットゾーンの周りに配置され、完全に囲まれています。スプリットゾーンの燃えているロッドの上部と下部は、燃料混合酸化物の平均部品とは異なりますが、 つめた 繁殖材料として満たされたウラノキシド。外側に横たわっているロッドには、全長にわたってこれが含まれています。派生したウランは、ウラン濃縮プロセスに残留残留燃料です。

ブリットリアクターの大臣プロセス [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

「繁殖」は、原子核の分割が2つ以上の中性子を緩和することを要求します。これは、中性子が次の分割をトリガーするために必要であるため（連鎖反応に対する批判）、別の中性子は分割コアを置き換えるために新しいfletableコアを生成する必要があります。さらに、避けられない中性子損失 漏れ 外部および吸収プロセスを通じて、分割やPUの生産、すなわち構造材料、ギャップ製品、クーラント、および納税者の吸収につながります。

いくつかの単純化により、状況は生成要因によって簡単に実行できます

${displaystyle eta}$

（ETA）あたり新しくリリースされた中性子の数を説明する 列に吸収されます 中性子。この数はそれよりもやや小さくなっています スプリットごと 中性子を放出しました。なぜなら、すべての吸収がスプリットファブリックでも分割されるわけではないためです。熱中性子を通して分裂するときはありません

${displaystyle eta}$

簡単に分割された核種の場合 ²³³ の、 ²³⁵ uと ²³⁹ 2.0を超えるPU。対照的に、エネルギーの高速中性子を分割するとき1mev ²³⁹ PU約2.8中性子無料。 ^[9] その結果、燃料に分割されたスプリットコアごとに1つ以上の新しいフリーテブルコアごとに、燃料に吸収された中性子あたり約0.5個の中性子の損失があっても生成できます。

エネルギー生成 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

コアが分割されたときに生じる主に2つのフラグメント（「ギャップフラグメント」）は、反応のエネルギーゲイン、合計約200 MEVを運動エネルギーとして担います。彼らは周囲の燃料材料で減速し、それを加熱します。主要なナトリウム冷却サークルは熱を吸収し、熱交換器を介して二次フライフライ冷却サークルに渡します。この二次サイクルは、蒸気発生器に新鮮な蒸気を生成します。これは、従来の石炭火力発電所と同様に、タービンを駆動します。タービンは、蒸気の流れエネルギーを回転エネルギーに変換し、発電機は電気エネルギーに変わります。タービンからの放棄蒸気は、コンデンサで再び液化され、蒸気サイクルが転送されます。コンデンサは、外部冷却回路によって冷却され、たとえば、水を流れるように熱を放出します。

冷却回路 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

Brut Reactor Technologyは、光水反応器テクノロジーの基本に関する一部の分野に基づいていますが、いくつかの大きな違いがあります。熱キャリアナトリウムは、高い熱伝導率と使用可能な温度範囲が大きいことを特徴としています。 98°Cで溶け、883℃で沸騰します。この高い沸点のため、ナトリウムサイクルでは約10バーの圧力が必要であり、特定の安全性の利点を表しています。 ^{[十] [11] [12番目]}

軽い水反応器とは対照的に、燃料要素を冷却するナトリウムサイクル（ナトリウムサイクル） 一次サイクル ）、および水液サイクルは2番目のナトリウムサイクル（ 二次サイクル ） オン。これにより効率が低下しますが、安全上の理由で必要であるため、蒸気発生器が賢い場合でも、非ラジオアクティブナトリウムのみが水と反応するようにします。 1つ以上 暫定熱交換器 一次クーラントから二次クーラントに熱を伝達します。ドイツの品種リアクターの構造では、いわゆるものです ループシステム すべてのポンプと熱交換器が反応器から空間的に分離され、ナトリウムの上の反応器タンクが窒素で満たされている使用されています。で プールシステム 、他の国でより頻繁に使用される、原子炉タンク自体の一次ポンプや中間熱交換器を含む一次サイクルがここで使用され、アルゴンはタンク内の保護ガスとして使用されます。いずれにせよ、原子炉がオフになっている場合、外来暖房を介した冷却回路のナトリウムは滑らかに保つ必要があります。

セキュリティの利点と短所 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

短所 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

たとえば、軽水炉と比較して、繁殖反応器の動作には他の安全装置が必要です。何よりも、これの物理的理由は、自動的に負の蒸気膀胱の想定性ではなく、反対のウランからの分割された遅延中性子の割合が低いことです。

ナトリウム蒸気の形成または損失は、リアクターを自動的にクリティカルにしません。代わりに、批判は技術的な手段で十分に迅速かつ確実に生み出されなければなりません。通常の税務棒に加えて、繁殖原子炉には、他の独立した安全性またはスイッチオフロッドがあり、必要に応じて原子炉牛に落ちたり、撃ち込んだりすることができます（スクラム）。このようなシャットダウンは、敏感なシステムによってトリガーされ、温度と沸騰プロセスを決定します。

ウランプルトニウム混合酸化物燃料で添加された中性子含有量は、「批判的に遅延」と「迅速に批判的に」操作ポイント間の距離が低いことを意味します（批判を参照）。これは、中性子流の正確な測定とコントロールロッドシステムの高速反応によって考慮されます。

ウランに比べてはるかに健康的なプルトニウムの大量は、もう1つの課題です。

ナトリウム冷却による繁殖技術のリスクは、クーラントの大規模なハンドリングにもあり、空気や水と接触する火を引き起こす可能性があります。

利点 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

原則として、通常の圧力で890°Cのナトリウムの沸騰温度により、ナトリウム冷却を操作できます。それに比べて、軽い水反応器は100を超えるバーの圧力で動作します。これは、クーラントが失われた場合に壊滅的な蒸気爆発につながる可能性があります。

ナトリウムの化学反応性により、多くのギャップは、特にヨウ素131の可能性のあるメルトダウンに結合しています。

高熱容量とナトリウムの沸点が高いため、反応器コアがナトリウムでいっぱいの大きなタンクに配置されている通常の「プール構造」により、迅速なシャットダウンの場合に残りの熱を受動的に除去できます。金属燃料（アイダホ国立研究所のEBR-IIなど）を使用すると、燃料と冷却液の高い熱伝導率は、ドップラー効果による熱出力の強い減衰につながります。たとえば、冷却が故障した場合のメルトダウンは、停電によって受動的に防止されます。これは、EBR-IIで実験的に検証されました。 ^[13]

使用 [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

現在、BN-600（600 MW）で、2014年以降、Belojarsk原子力発電所のBN-800を使用して、ロシアの2つの発電繁殖原子炉が運営されています（2015年現在）。中国人民共和国およびインドでは、システムが建設中です。

日本では、モンジュシステムが閉鎖された後、2007年に新しい商業繁殖反応器の開発作業がありました。 ^{[14] [15]}

最初のドイツナトリウム冷却テストリアクターKNK-I（コンパクトなナトリウム冷却原子炉システムKarlsruhe）は、1971年から1974年までカールスルーエコアリサーチセンターで建設されました。この施設は、1977年にKNK-IIという名前でクイックブリーダーに変換され、1991年まで運営されていました。

フランスのコアリアクターPhénixは、1973年から2010年の間に250 MWの電気出力で商業事業を営んでいました。

1973年から、指定SNR-300を備えた産業ブルートリアクタープロトタイプ発電所がカルカル近くの下部ライン川に建設されました。 1986年のTschernobylでの多数の抗議と原子炉事故の後、1987年を目的とした試運転や発電さえもありませんでした。 ^[16]

いくつかのブリュットリアクターデモンストレーションシステム、例えばたとえば、フランスのCreys-Malville（Superphénix）原子力発電所と日本のMonjuは、事故により最終的に閉鎖されました（主にナトリウム関連の腐食の問題、高いクーラント温度の結果としての漏れ）、および人口間の耐性。しかし、ドイツ・ベルジアン・ダッチのブルート反応器プロジェクトKalkarの放棄のように、これは、以前のウラン供給状況に、このより費用のかかる原子力発電の変種を導入するという経済的圧力がないという事実によるものです。

2021年のインドでは、PFBRが500 MWの出力で動作します ^[17] 、トリウムには、繁殖コートに凍ったウランの代わりに含まれています。インドは世界最大のトリウム在庫を持っており、この技術の先駆者です。

構築または計画されたより速いブリーダーのリスト [ 編集 | ソーステキストを編集します ]

手術		土地	位置	名前	電気。パフォーマンス MWで	述べる
から	それまで
1946年	1952年	鹿	ニューメキシコ	クレメンタイン	0.025	最初のブルートリアクターは、研究の中性子源として6年間提供されました
1951年	1964年	鹿	アイダホ	Ebr-i	0.2	2番目の繁殖反応器、最初の核、電気エネルギー（シカゴパイル4）、部分メルトダウン1955（INES：4）
1961年	1964年	鹿	ニューメキシコ	ヤツメウナギ		プルトニウムと鉄で作られた溶融物として、クーラントとしてナトリウムを添えてひなにします
1961年	1994年	鹿	アイダホ	EB-II	20
1962年	1977年	イギリス	dounreay	DFR	14
1963年	1972年	鹿	デトロイト	フェルミ1	六十一	経済の調査、部分的なメルトダウン1966（INES：4）、問題による廃止1972
1967年	1983年	フランス	廊下	Rapsodie	40	テストリアクター
1973年	1999年	カザフスタン	妖精	BN-350	150	ロシアのBNシリーズの最初の品種反応器
1974年	2010年	フランス	マルクール（ガード）	フェニックス	250	2010年2月1日に正式にオフになりました [18]
1974年	1994年	イギリス	dounreay	PFR	250
1977年	1991年	ドイツ	Karlsruhe	KNK I + II	20	テストリアクター
1978年		日本	j吉		100	研究反応器
1980年	1992年	鹿	ワシントン	fftf	400	1992年にホットスタンバイでオフになった実験原子炉は、2002年から解体されています
1980年	今日	ロシア	Belojarsk 3	BN-600	600	1996年のCreys-Malville以来、2014年にBelojarsk 4の委託まで、世界最大のブリーダー。封じ込めはありません
1985年	今日	もしも	カルパッカム	FBTR	13	テストリアクター、熱性能40 MW
1986年	1996年	フランス	Creys-Mépieu	Superphénix	1180	1996年、1998年の政府の決定によると、2006年以来のコストの理由により、ネットワークからの事件（INES：2）の後、解体されています。
1994年	2017年 [19]	日本	福井	モンジュ	280	1995年の重大な事故の後、テスト操作は2010年5月6日に再開されましたが、さらなる事件の結果として終了しました。
–	–	ドイツ	起きる	SNR-300	327	1991年の建設作業は決して稼働しませんでした
2010年	今日	中華人民共和国	Ciae Nahe Peking	CEFR	20	2010年7月21日以来、「中国実験的高速リアクター」、テストリアクター、テストリアクター [20]
2014年	今日	ロシア	Belojarsk4	BN-800	800	2014年6月以降、2015年から運営されている生産リアクター、重要なリアクター [21]
[2022]		もしも	カルパッカム	PFBR	500	プロトタイプ /デモンストレーションリアクター、トリウムのU-233への変換 [22] 、2022年の試運転 [時代遅れ] 計画 [23]
[2023]		中華人民共和国	xiapu-1	CFR-600		2023年に予定されている「中国のデモンストレーションファーストリアクター」 [24]
[2026]		中華人民共和国	xiapu-2	CFR-600		2026年に計画されています [25]

• A. M.ジャッド： 高速ブリーダーリアクター 。 Pergamon Press、1981、ISBN 0-08-023220-5。
• GüntherKessler： 核核分裂反応器：コンバーターとブリーダーの潜在的な役割とリスク 。 Springer Vienna、Vienna 2013、ISBN 978-3-7091-7624-5。