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HISTOIRE DE LA TECHNOLOGIE, TECHNOLOGIE, OBJETS AUTOUR DE NOUS
Réacteur nucléaire à neutrons rapides. Histoire de l'invention et de la production
Annuaire / L'histoire de la technologie, de la technologie, des objets qui nous entourent La première centrale nucléaire (CNP) au monde, construite dans la ville d'Obninsk près de Moscou, a été mise en service en juin 1954. Sa puissance était très modeste - 5 MW. Cependant, il a joué le rôle d'une installation expérimentale, où l'expérience a été accumulée dans l'exploitation des futures grandes centrales nucléaires. Pour la première fois, la possibilité de produire de l'énergie électrique à partir de la fission de noyaux d'uranium, et non en brûlant des combustibles fossiles et non par de l'énergie hydraulique, a été prouvée.
Les centrales nucléaires utilisent des noyaux d'éléments lourds - uranium et plutonium. Lors de la fission nucléaire, de l'énergie est libérée - elle "fonctionne" dans les centrales nucléaires. Mais vous ne pouvez utiliser que des noyaux qui ont une certaine masse - les noyaux des isotopes. Les noyaux atomiques des isotopes contiennent le même nombre de protons et un nombre différent de neutrons, c'est pourquoi les noyaux des différents isotopes du même élément ont des masses différentes. L'uranium, par exemple, a 15 isotopes, mais seul l'uranium 235 est impliqué dans les réactions nucléaires. La réaction de fission se déroule comme suit. Le noyau d'uranium se désintègre spontanément en plusieurs fragments ; parmi eux, il y a des particules de haute énergie - les neutrons. En moyenne, il y a 10 neutrons pour 25 désintégrations. Ils frappent les noyaux des atomes voisins et les cassent, libérant des neutrons et une énorme quantité de chaleur. La fission d'un gramme d'uranium dégage autant de chaleur que la combustion de trois tonnes de charbon. L'espace du réacteur où se trouve le combustible nucléaire s'appelle le cœur. Ici, les noyaux atomiques d'uranium sont fissionnés et de l'énergie thermique est libérée. Pour protéger le personnel d'exploitation des rayonnements nocifs qui accompagnent la réaction en chaîne, les parois du réacteur sont suffisamment épaisses. La vitesse d'une réaction nucléaire en chaîne est contrôlée par des barres de contrôle constituées d'une substance qui absorbe les neutrons (le plus souvent il s'agit de bore ou de cadmium). Plus les barres sont enfoncées profondément dans le cœur, plus elles absorbent de neutrons, moins de neutrons sont impliqués dans la réaction et moins de chaleur est libérée. A l'inverse, lorsque les barres de commande sont soulevées du cœur, le nombre de neutrons impliqués dans la réaction augmente, un nombre croissant d'atomes d'uranium fission, libérant l'énergie thermique qu'ils recèlent. En cas de surchauffe du cœur, un arrêt d'urgence du réacteur nucléaire est prévu. Les barres d'urgence tombent rapidement dans le cœur, absorbent intensément les neutrons, la réaction en chaîne ralentit ou s'arrête. La chaleur est retirée d'un réacteur nucléaire à l'aide d'un réfrigérant liquide ou gazeux, qui est pompé à travers le cœur par des pompes. Le caloporteur peut être de l'eau, du sodium métallique ou des substances gazeuses. Il prend la chaleur du combustible nucléaire et la transfère à l'échangeur de chaleur. Ce système fermé avec un liquide de refroidissement est appelé le circuit primaire. Dans l'échangeur de chaleur, la chaleur du circuit primaire porte l'eau du circuit secondaire à ébullition. La vapeur qui en résulte est envoyée vers une turbine ou utilisée pour le chauffage de bâtiments industriels et résidentiels.
Avant la catastrophe de la centrale nucléaire de Tchernobyl, les scientifiques soviétiques ont déclaré avec confiance que dans les années à venir, deux principaux types de réacteurs seraient largement utilisés dans l'industrie de l'énergie nucléaire. L'un d'eux, VVER, est un réacteur de puissance refroidi à l'eau, et l'autre, RBMK, est un réacteur de grande puissance, canal. Les deux types sont liés aux réacteurs à neutrons lents (thermiques). Dans un réacteur à eau sous pression, la zone active est enfermée dans une immense enveloppe cylindrique en acier de 4 mètres de diamètre et de 15 mètres de haut, aux parois épaisses et au couvercle massif. A l'intérieur du boîtier, la pression atteint 160 atmosphères. Le caloporteur qui évacue la chaleur dans la zone de réaction est l'eau, qui est pompée par des pompes. La même eau sert également de modérateur de neutrons. Dans le générateur de vapeur, il chauffe et transforme l'eau secondaire en vapeur. La vapeur entre dans la turbine et la fait tourner. Les premier et deuxième circuits sont fermés. Une fois tous les six mois, le combustible nucléaire épuisé est remplacé par du combustible neuf, pour lequel le réacteur doit être arrêté et refroidi. En Russie, Novovoronezh, Kola et d'autres centrales nucléaires fonctionnent selon ce schéma. Dans RBMK, le graphite sert de modérateur et l'eau est le liquide de refroidissement. La vapeur de la turbine est produite directement dans le réacteur et y retourne après avoir été utilisée dans la turbine. Le combustible dans le réacteur peut être remplacé progressivement, sans l'arrêter ni l'amortir. La première centrale nucléaire d'Obninsk au monde appartient à ce type. Les centrales de grande puissance de Leningrad, Tchernobyl, Koursk, Smolensk ont été construites selon le même schéma. L'un des problèmes majeurs des centrales nucléaires est l'élimination des déchets nucléaires. En France, par exemple, cela est fait par une grande entreprise, la Cogema. Le combustible contenant de l'uranium et du plutonium, avec le plus grand soin, dans des conteneurs de transport spéciaux - scellés et refroidis - est envoyé pour traitement, et les déchets - pour vitrification et enfouissement. "On nous a montré les différentes étapes du traitement du combustible provenant des centrales nucléaires avec le plus grand soin", écrit I. Lagovsky dans la revue Science et Vie. "Des déchargeurs, une chambre de déchargement. Vous pouvez regarder à travers la fenêtre. L'épaisseur du verre dans la fenêtre est de 1 mètre 20 centimètres "Un manipulateur à la fenêtre. Une propreté inimaginable autour. Une salopette blanche. Une lumière douce, des palmiers et des roses artificiels. Une serre avec de vraies plantes pour se détendre après le travail dans la zone. Armoires avec contrôle équipement de l'AIEA - l'agence internationale de l'énergie atomique. La salle des opérateurs - deux demi-cercles avec écrans ", - à partir de là, ils contrôlent le déchargement, la coupe, la dissolution, la vitrification. Toutes les opérations, tous les mouvements du conteneur sont séquentiellement reflétés sur les écrans du Les halls de travail avec des matériaux à haute activité sont eux-mêmes assez éloignés, de l'autre côté de la rue. Les déchets vitrifiés sont de faible volume. Ils sont enfermés dans des conteneurs en acier et stockés dans des gaines ventilées jusqu'à leur acheminement vers le lieu d'inhumation définitif... Les conteneurs eux-mêmes sont une œuvre d'art technique, dont le but était de construire quelque chose qui ne peut pas être détruit. Des plates-formes ferroviaires chargées de conteneurs ont déraillé, percutées à toute vitesse par des trains venant en sens inverse, d'autres accidents imaginables et inimaginables pendant le transport ont été organisés - les conteneurs ont tout résisté. Après la catastrophe de Tchernobyl en 1986, les scientifiques ont commencé à douter de la sécurité des centrales nucléaires et, en particulier, des réacteurs de type RBMK. Le type VVER est plus prospère à cet égard: l'accident de la station américaine Three Mile Island en 1979, où le cœur du réacteur a partiellement fondu, la radioactivité n'a pas dépassé la cuve. Le long fonctionnement sans problème des centrales nucléaires japonaises plaide en faveur du VVER. Et, néanmoins, il y a une autre direction qui, selon les scientifiques, est capable de fournir à l'humanité de la chaleur et de la lumière pour le prochain millénaire. Il s'agit de réacteurs à neutrons rapides, ou réacteurs surgénérateurs. Ils utilisent de l'uranium-238, mais pas pour l'énergie, mais pour le carburant. Cet isotope absorbe bien les neutrons rapides et se transforme en un autre élément - le plutonium-239. Les réacteurs à neutrons rapides sont très compacts : ils n'ont besoin ni de modérateurs ni d'absorbeurs - leur rôle est joué par l'uranium-238. Ils sont appelés réacteurs reproducteurs, ou reproducteurs (du mot anglais "breed" - multiplier). La reproduction du combustible nucléaire permet d'utiliser l'uranium des dizaines de fois plus complètement, c'est pourquoi les réacteurs à neutrons rapides sont considérés comme l'un des domaines prometteurs de l'énergie nucléaire. Dans les réacteurs de ce type, en plus de la chaleur, du combustible nucléaire secondaire est également produit, qui pourra être utilisé à l'avenir. Ici, ni dans le premier ni dans le deuxième circuit il n'y a de haute pression. Le liquide de refroidissement est du sodium liquide. Il circule dans le circuit primaire, s'échauffe et transfère de la chaleur au sodium dans le second circuit qui, à son tour, chauffe l'eau du circuit vapeur-eau en la transformant en vapeur. Les échangeurs de chaleur sont isolés du réacteur. L'une de ces stations prometteuses - on lui a donné le nom de Monju - a été construite dans la région de Shiraki sur la côte de la mer du Japon dans une zone de villégiature à quatre cents kilomètres à l'ouest de la capitale. "Pour le Japon", déclare K. Takenouchi, chef du département de la Kansai Nuclear Corporation, "l'utilisation de réacteurs surgénérateurs signifie la capacité de réduire la dépendance à l'uranium naturel importé grâce à l'utilisation répétée de plutonium. Par conséquent, notre désir de développer et améliorer les « réacteurs rapides » et atteindre un niveau technique compréhensible capable de concurrencer les centrales nucléaires modernes en termes d'efficacité et de sûreté. Le développement de réacteurs surgénérateurs devrait être le principal programme de production d'électricité dans un avenir proche." La construction du réacteur de Monju est déjà la deuxième étape du développement des réacteurs à neutrons rapides au Japon. Le premier était la conception et la construction du réacteur expérimental Joyo (japonais pour "lumière éternelle") de 50 à 100 MW, qui a commencé à fonctionner en 1978. Il a étudié le comportement du combustible, de nouveaux matériaux de structure, des composants. Le projet Monju a débuté en 1968. En octobre 1985, ils ont commencé à construire une station - à creuser une fosse de fondation. Lors du développement du site, 2 millions 300 714 mètres cubes de roche ont été déversés dans la mer. La puissance thermique du réacteur est de 19 MW. Le combustible est un mélange d'oxydes de plutonium et d'uranium. La zone active comprend 198 barres de contrôle, 169 blocs de combustible, dont chacun comporte 6,5 barres de combustible (éléments combustibles - TVEL) d'un diamètre de 172 millimètres. Ils sont entourés d'unités radiales de production de combustible (316 unités) et d'unités de protection neutronique (XNUMX unités). L'ensemble du réacteur est assemblé comme une poupée gigogne, seulement il n'est plus possible de le démonter. L'énorme cuve du réacteur, en acier inoxydable (diamètre - 7,1 mètres, hauteur - 17,8 mètres), est placée dans une enveloppe de protection en cas de déversement de sodium lors d'un accident. "Les structures en acier de la chambre du réacteur", rapporte A. Lagovsky dans la revue Science and Life, "les coques et les blocs muraux sont remplis de béton comme protection. Les systèmes primaires de refroidissement du sodium, ainsi que la cuve du réacteur, sont entourés d'un coque de secours avec raidisseurs - son diamètre intérieur est de 49,5, 79,4 mètres de haut et 13,5 mètres de haut. Le fond ellipsoïdal de ce massif repose sur une dalle en béton plein de 1 mètres de haut. La coque est entourée d'une fente annulaire d'un mètre et demi, et suit ensuite une épaisse couche (1,8-0,5 mètres) de béton armé. Le dôme de la coque est également protégé par une couche de béton armé de XNUMX mètre d'épaisseur. À la suite de l'obus anti-urgence, un autre bâtiment de protection est aménagé - un auxiliaire - de 100 mètres sur 115, qui répond aux exigences de la construction antisismique. Pourquoi pas un sarcophage ? Des systèmes secondaires de refroidissement au sodium, des systèmes vapeur-eau, des dispositifs de chargement et de déchargement du combustible et un réservoir de stockage pour le combustible usé sont situés dans la cuve auxiliaire du réacteur. Dans des pièces séparées, il y a un turbogénérateur et des générateurs diesel de secours. La résistance de la coque de secours est conçue aussi bien pour une surpression de 0,5 atmosphère que pour une dépression de 0,05 atmosphère. Un vide peut se former lorsque l'oxygène brûle dans l'espace annulaire en cas de déversement de sodium liquide. Toutes les surfaces de béton pouvant entrer en contact avec des déversements de sodium sont entièrement recouvertes de tôles d'acier suffisamment épaisses pour résister aux contraintes thermiques. C'est ainsi qu'ils se protègent au cas où cela ne se produirait pas du tout, car il devrait y avoir une garantie tant pour les pipelines que pour toutes les autres parties d'une installation nucléaire. Auteur : Musskiy S.A.
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