Benutzer:Snackroeg/Natriumgekühlter Schnellreaktor

Ein Natriumgekühlter Schnellreaktor ist ein schneller Neutronenreaktor, gekühlt durch flüssiges Natrium.

Das Akronym SFR (Sodium-cooled Fast Reactor) bezieht sich insbesondere auf zwei Kernreaktoren der Generation 5. Der Entwurf des einen basiert auf bestehenden LMFR-Technik mit MOX-Brennelementen als Kernbrennstoff, der andere basiert auf dem Metall-Kernbrennstoff des integralen Schnellerreaktors.

Mehrere natriumgekühlte Schnellreaktoren wurden gebaut, von denen noch einige in Betrieb sind, andere sind in Planung oder im Bau.

Kernbrennstoffkreislauf

Der Kernbrennstoffkreislauf benutzt ein vollständiges Recycling des Aktinid mit zwei Hauptoptionen: Der eine ist ein zwischengroßer (150–600 MWe) natriumgekühlter Reaktor mit einem Metalllegierungsbrennstoff aus Uran-Plutonium-Actinid-Zirconium, unterstützt durch einen Brennstoffkreislauf auf Basis von pyrometallurgische Wiederaufbereitung in Einrichtungen, die in den Reaktor integriert sind. Der zweite ist ein mittlerer bis großer (500–1500 MWe) natriumgekühlter Reaktor mit gemischtem Uran-Plutoniumoxid-Brennstoff, der von einem Brennstoffkreislauf unterstützt wird, der auf einer fortgeschrittenen wässrigen Verarbeitung an einer zentralen Stelle basiert und eine Reihe von Reaktoren bedient. Die Auslasstemperatur beträgt etwa 510–550 °C für beide.

Natrium als Kühlmittel

Flüssiges Natrium kann als einziges Kühlmittel verwendet werden, das die Wärme vom Kern abführt. Natrium hat nur ein stabiles Isotop, ²³Natrium, das ein sehr schwacher Absorber von Neutronen ist. Wenn es ein Neutron absorbiert, produziert es ²⁴Natrium, das eine Halbwertszeit von 15 Stunden hat und zum stabilen Isotop ²⁴Magnesium zerfällt.

Vorteile

Der Hauptvorteil von flüssigen Metallkühlmitteln, wie flüssigem Natrium ist, dass Metallatome schwache Moderatoren von Neutronen sind. Wasser ist ein weit stärkerer Neutronenmoderator, weil die Wasserstoffatome im Wasser sind viel leichter als Metallatome sind und daher die Neutronen mehr Energie in der Kollisionen mit Wasserstoffatomen verlieren. Dies macht es schwierig, Wasser als Kühlmittel für einen schnellen Reaktor zu verwenden, da das Wasser dazu neigt, die schnellen Neutronen in thermische Neutronen zu verlangsamen (mäßigen) (obwohl es Konzepte für reduzierte Moderationswasserreaktoren gibt).

Ein weiterer Vorteil von flüssigem Natrium als Kühlmittel besteht darin, dass Natrium bei 371 K schmilzt und bei 1156 K siedet / verdampft, was einem Gesamttemperaturbereich von 785 K zwischen festem / gefrorenem und gasförmigem / dampfförmigem Zustand entspricht. Im Vergleich dazu beträgt der Flüssigkeitstemperaturbereich von Wasser (zwischen Eis und Gas) bei normalen atmosphärischen Druckbedingungen auf Meereshöhe nur 100 K. Dies ermöglicht trotz der im Vergleich zu Wasser geringen spezifischen Wärme des Natriums die Aufnahme von erheblicher Wärme in der flüssigen Phase, wobei sogar Sicherheitsmargen berücksichtigt werden. Darüber hinaus schafft die hohe Wärmeleitfähigkeit von Natrium effektiveres Reservoir von Wärmekapazität und bietet thermische Trägheit gegen Überhitzung.^[1] Natrium muss auch nicht unter Druck gesetzt werden, da sein Siedepunkt viel höher ist als die Betriebstemperatur des Reaktors und Natrium greift die Teile des Stahlreaktors nicht an. Die hohen Temperaturen, die das Kühlmittel erreicht (im Kernkraftwerk Phénix war die Reaktoraustrittstemperatur 560 °C) ermöglichen einen höheren thermodynamischer Wirkungsgrad als wassergekühlte Reaktoren. Das geschmolzene Natrium, das elektrisch leitend ist, kann auch mit elektromagnetischen Pumpen gefördert werden.

Nachteile

Ein Nachteil von Natrium ist seine chemische Reaktivität, die besondere Vorkehrungen erfordert, um Brände zu verhindern. Wenn Natrium mit Wasser in Kontakt kommt, reagiert es unter Bildung von Natriumhydroxid und Wasserstoff und der Wasserstoff brennt bei Kontakt mit Luft. Dies war der Fall bei der Kernkraftwerk Monju bei einem Unfall im Jahr 1995. Zusätzlich verursachen Neutronen, dass das Natrium radioaktiv wird; jedoch hat aktiviertes Natrium hat eine Halbwertszeit von nur 15 Stunden.^[1]

Ein weiteres Problem sind Natriumlecks, die von Kritikern Natriumgekühlter Reaktoren wie dem indischen Phyiker M. V. Ramana als „so ziemlich unmöglich zu verhindern“ gesehen werden.^[2]

Designziele

Die Betriebstemperatur sollte die Schmelztemperatur des Kernbrennstoffs nicht überschreiten. Die chemische Wechselwirkung zwischen Brennstoff und desen Umhüllung (Fuel-to-cladding chemical interaction – FCCI) muss berücksichtigt werden. FCCI ist eutektisch und schmilzt zwischen Kernbrennstoff und Mantel; Uran, Plutonium und Lanthan (einem Spaltprodukt) mit dem Eisen der Verkleidung ineinander diffundieren. Die sich bildende Legierung hat eine niedrigen eutektischen Schmelzpunkt. FCCI bewirkt, dass der Mantel an Festigkeit verliert und reißen kann. Das Ausmaß der transuranen Transmutation wird durch die Produktion von Plutonium aus Uran begrenzt. Eine umgehender Entwurf sah vor, eine inerte Matrix zu nutzen, wie Magnesiumoxid. Magnesiumoxid hat eine um eine ganze Größenordnung geringere Wahrscheinlichkeit, mit thermischen und schnellen Neutronen in Wechselwirkung zu treten als Elemente wie Eisen.^[3]

Der SFR ist für die Entsorgung von hochradioaktiven Abfällen und insbesondere für die Entsorgung von Aktiniden wie Plutonium bestimmt. Wichtige Sicherheitsmerkmale des Systems sind eine lange thermische Reaktionszeit, eine große Toleranz gegenüber dem Kochen des Kühlmittels, ein Primärsystem, das nahe des Atmosphärendrucks arbeitet, und ein intermediäres Natriumsystem zwischen dem radioaktiven Natrium im Primärsystem und Wasser und Dampf im Kraftwerk. Mit Innovationen zur Senkung der Kapitalkosten wie dem modularen Aufbau, dem Entfernen eines Primärkreislaufs, der Integration von Pumpe und Zwischenwärmetauscher oder einfach der Suche nach besseren Baumaterialien kann der SFR eine tragfähige Technologie für die Stromerzeugung sein.^[4]

Das schnelle Spektrum des SFR ermöglicht auch die Verwendung verfügbarer spaltbarer und anreicherbarer Materialien, einschließlich abgereichertem Uran, und wesentlich effizienter als Wärmespektrumreaktoren mit Durchlaufbrennstoffkreisläufen.

Reaktoren

Natriumgekühlte Reaktoren sind in:

Model	Country	Thermal power (MW)	Electric power (MW)	Year of commission	Year of decommission	Notes
BN-350	Soviet Union		135	1973	1999	Wurde verwendet, um eine Wasserentsalzungsanlage anzutreiben.
BN-600	Soviet Union	1470	600	1980	Operational	Zusammen mit dem BN-800 einer von nur zwei kommerziellen Schnellreaktoren der Welt.
BN-800	Sowjetunion / Russland	2100	880	2015	Operational	Zusammen mit dem BN-600 einer von nur zwei kommerziellen Schnellreaktoren der Welt.
BN-1200	Russland	2900	1220	2036	Not yet constructed	Ist in der Entwicklung. Wird von BN-1200M als Modell für den Export gefolgt.
CEFR	China	65	20	2012	Operational
CRBRP	Vereinigte Staaten	1000	350	Never built	Never built
EBR-1	Vereinigte Staaten	1.4	0.2	1950	1964
EBR-2	Vereinigte Staaten	62.5	20	1965	1994
Fermi 1	Vereinigte Staaten	200	69	1963	1975
Sodium Reactor Experiment	Vereinigte Staaten	20	65	1957	1964
S1G	Vereinigte Staaten					United States naval reactors
S2G	Vereinigte Staaten					United States naval reactors
PFR	Vereinigtes Königreich	500	250	1974	1994
FBTR	Indien	40	13.2	1985	Operational
PFBR	Indien		500	2020	Under construction	Bauarbeiten im Gange
Monju	Japan	714	280	1995/2010	Operational/1995	Seit 15 Jahren ausgesetzt. Reaktiviert im Jahr 2010
Jōyō	Japan	150		1971	Operational
SNR-300	Deutschland		327	1985	1991
Rapsodie	Frankreich	40	24	1967	1983
Phénix	Frankreich	590	250	1973	2010
Superphénix	Frankreich	3000	1242	1986	1997	Größter jemals gebauter SFR. Erlebte 2003 einen Terroranschlag während des Aufbaus.

Die meisten davon waren Versuchsanlagen, die nicht mehr in Betrieb sind. Am 30. November 2019 berichtete CTV, dass die drei kanadischen Provinzen New Brunswick, Ontario und Saskatchewan eine Ankündigung über einen interprovinzialen Plan zur Zusammenarbeit bei kleinen modularen Reaktoren von ARC Nuclear Canada mit Sitz in New Brunswick planen.

Siehe auch

Fast Flux Test Facility, ein US-amerikanischer Schneller Neutronenreaktor.

Einzeilnachweise

↑ ^a ^b Thomas H. Fanning: Sodium as a Fast Reactor Coolant. (PDF) Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy, 3. Mai 2007, archiviert vom Original am 13. Januar 2013; abgerufen im 1. Januar 1.
↑ Richard Martin: TerraPower Quietly Explores New Nuclear Reactor Strategy, Technology Review, 21. Oktober 2015. Abgerufen am 23. Dezember 2016 „"The problem with sodium is that it has been pretty much impossible to prevent leaks," says nuclear physicist M.V. Ramana, a lecturer at Princeton University’s Program on Science and Global Security and the Nuclear Futures Laboratory.“
↑ Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries. (PDF) Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy, Februar 2008, archiviert vom Original am 12. Februar 2012; abgerufen im 1. Januar 1.
↑ The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR). (PDF) Argonne National Laboratory, US Department of Energy, Oktober 2002; abgerufen im 1. Januar 1.

[sodiumcoolant-1] Thomas H. Fanning: Sodium as a Fast Reactor Coolant. (PDF) Nuclear Engineering Division, U.S. Nuclear Regulatory Commission, U.S. Department of Energy, 3. Mai 2007, archiviert vom Original am 13. Januar 2013; abgerufen im 1. Januar 1.

[2] Richard Martin: TerraPower Quietly Explores New Nuclear Reactor Strategy, Technology Review, 21. Oktober 2015. Abgerufen am 23. Dezember 2016 „"The problem with sodium is that it has been pretty much impossible to prevent leaks," says nuclear physicist M.V. Ramana, a lecturer at Princeton University’s Program on Science and Global Security and the Nuclear Futures Laboratory.“

[3] Neutronic Assessment of Transmutation Target Compositions in Heterogeneous Sodium Fast Reactor Geometries. (PDF) Idaho National Laboratory, U.S. Department of Energy, Februar 2008, archiviert vom Original am 12. Februar 2012; abgerufen im 1. Januar 1.

[4] The Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR). (PDF) Argonne National Laboratory, US Department of Energy, Oktober 2002; abgerufen im 1. Januar 1.

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[4]