2649164796

izotopu rozszczepialnego tak jak uran, lecz może być w wyniku przemian jądrowych przekształcony w rozszczepialny izotop U-233. W tym przypadku wykorzystana jest reakcja:

²³£rh—m±->²l%^rh-2W”Pa—2-^™U

I w tym przypadku, reakcja ta jest prowadzona w reaktorze powielającym.

Zagadnienie budowy reaktorów prędkich powielających, przeznaczonych do wykorzystania w większym stopniu uranu jak również toru pojawiło się w latach pięćdziesiątych, prawie jednocześnie z uruchomieniem pierwszych reaktorów energetycznych. Oczywiście, budowa tych obiektów związana była z militarnym wykorzystaniem energii atomowej. Z drugiej strony większość zagadnień związanych z cywilnym wykorzystaniem reaktorów prędkich powielających rozwiązywana była za fundusze wojskowe.

Pierwszy opisany w literaturze reaktor na neutronach prędkich - reaktor CLEMENTINE - uruchomiony został w USA w 1946 roku[19]. Jako chłodziwa w reaktorze tym zastosowano rtęć. Był to w zasadzie reaktor mocy zerowej wykorzystywany do badań fizycznych. Następnym, już energetycznym obiektem z reaktorem prędkim był uruchomiony w grudniu 1951 roku również w USA reaktor EBR-1 o mocy termicznej 1,4 MW i mocy elektrycznej 200 kW. Od tego momentu obserwujemy gwałtowny rozwój reaktorów prędkich powielających budowanych nie tylko do produkcji plutonu militarnego, lecz również z myślą o rozwoju energetyki jądrowej. Z wyjątkiem reaktora EBR-1, w którym zastosowano jako chłodziwo eutektykę sodowo potasową oraz reaktorów w rosyjskich łodziach podwodnych, w których zastosowano jako chłodziwo eutektykę ołów - bizmut, we wszystkich budowanych obiektach tego typu wykorzystano jako chłodziwo ciekły sód. Ponieważ sód chłodzący rdzeń reaktora posiada wysoką aktywność, pojawiła się konieczność budowy pośredniego obiegu chłodzenia reaktora, w którym również wykorzystano ciekły sód. Dopiero nieaktywny sód pośredniego obiegu chłodzenia zasila wytwornicę pary. Ze względu na wysoką temperaturę sodu w obiegach chłodzenia wytwarzana w wytwornicy para posiada parametry typowe dla konwencjonalnych elektrowni.

Rdzeń reaktora powielającego składa się z dwóch obszarów. W centralnej części rdzenia reaktora umieszczone jest paliwo UO2 o wzbogaceniu około 30% koszulkowane stalą nierdzewną. Strefa powielająca jest zestawiona z paliwa o niższym wzbogaceniu a nawet ze zubożonego uranu. Po rocznym czy dwuletnim okresie eksploatacyjnym wydobyta część paliwa z rdzenia czy ze strefy powielającej jest schładzana a następnie poddawana przerobowi. Przerób wypalonego paliwa w cyklu uranowo - plutonowym jest prowadzony przy wykorzystaniu procesu PUREX. Technologia ta jest wykorzystywana do przerobu wypalonego paliwa z reaktorów wodnych i po niewielkich modyfikacjach jest wykorzystywana do paliwa reaktorów na neutronach prędkich. Podobny proces przerobu opracowany został dla paliwa w cyklu torowo - uranowym tzw. THOREX. Jednakże oprócz laboratoryjnych linii technologicznych technologia ta nie została praktycznie zastosowana.

Do 2000 roku zbudowano i uruchomiono 25 reaktorów na neutronach prędkich włączając w to reaktory mocy zerowej, reaktory prototypowe, demonstracyjne i energetycznej 5]. Znaczące doświadczenie uzyskano z eksploatacji pięciu elektrowni z prędkimi reaktorami powielającymi [16]:

1. BN-350 zbudowanym w Forcie Szewczenko nad brzegiem Morza Kaspijskiego w b ZSRR obecnie Kazachstan. Reaktor ten o mocy termicznej 730 MW był wykorzystywany do odsalania wody morskiej ( 100 000 ton dziennie) oraz do produkcji 135 MW energii elektrycznej. Zawodowa eksploatacja elektrowni i systemu odsalania wody morskiej

90