✖


Jump to content

Реактор IV поколения

поколения IV ( Gen IV ) Реакторы представляют собой технологии проектирования ядерных реакторов , которые рассматриваются как преемники реакторов поколения III . Международный форум поколения IV ( GIF ) — международная организация, которая координирует разработку реакторов поколения IV — специально выбрал шесть реакторных технологий в качестве кандидатов для реакторов поколения IV. [1] [2] Целью проектов является повышение безопасности, устойчивости, эффективности и стоимости. Всемирная ядерная ассоциация в 2015 году предположила, что некоторые из них могут войти в коммерческую эксплуатацию до 2030 года. [3]

Точного определения реактора поколения IV не существует. Этот термин относится к технологиям ядерных реакторов, которые разрабатывались примерно с 2000 года и чьи конструкции должны были отражать «будущую форму ядерной энергетики», по крайней мере, на тот момент. [4] Были выбраны шесть проектов: быстрый реактор с газовым охлаждением (GFR), быстрый реактор со свинцовым охлаждением (LFR), реактор с расплавленными солями (MSR), быстрый реактор с натриевым охлаждением (SFR), сверхкритический водоохлаждаемый реактор. реактор (SCWR) и сверхвысокотемпературный реактор (VHTR). [1] [2]

Натриевый быстрый реактор получил наибольшую долю финансирования на поддержку демонстрационных установок. Мойр и Теллер считают реактор с расплавленной солью , менее развитую технологию, потенциально обладающей наибольшей внутренней безопасностью из шести моделей. [5] [6] Конструкции сверхвысокотемпературных реакторов работают при гораздо более высоких температурах, чем предыдущие поколения. Это позволяет проводить высокотемпературный электролиз или серо-йодный цикл для эффективного производства водорода и синтеза углеродно-нейтрального топлива . [2]

Большинство реакторов, находящихся в эксплуатации во всем мире, считаются системами второго и реакторными третьего поколения , поскольку большинство систем первого поколения выведены из эксплуатации. Китай был первой страной, которая эксплуатировала демонстрационный реактор IV поколения HTR-PM в Шидаоване, Шаньдун . [7] [8] Это галечного типа высокотемпературный газоохлаждаемый реактор . Он был подключен к сети в декабре 2023 года, что сделало его первым в мире реактором поколения IV, введенным в коммерческую эксплуатацию. [9] [10] [11] В 2024 году сообщалось, что Китай также построит первую в мире атомную электростанцию ​​на расплавленной соли тория, ввод которой в эксплуатацию запланирован на 2029 год. [12]

Международный форум «Поколение IV»

[ редактировать ]

Международный форум поколения IV (GIF) — это международная организация, заявленной целью которой является «разработка концепций для одной или нескольких систем поколения IV, которые можно лицензировать, создавать и эксплуатировать таким образом, чтобы обеспечить конкурентоспособные цены и надежные поставки». энергии... при этом удовлетворительно решая проблемы ядерной безопасности, отходов, распространения и общественного мнения». [13] Он координирует разработку технологий GEN IV. [2] Он сыграл важную роль в координации исследований шести типов реакторов поколения IV, а также в определении объема и значения самого термина.

По состоянию на 2021 год в число активных членов входят: Австралия , Канада , Китай , Европейское сообщество по атомной энергии (Евратом), Франция , Япония , Россия , Южная Африка , Южная Корея , Швейцария , Великобритания и США . В число неактивных членов входят Аргентина и Бразилия . [14]

Форум был инициирован в январе 2000 года Управлением по ядерной энергетике Министерства энергетики США (DOE). [15] «как совместная международная инициатива, направленная на развитие исследований, необходимых для проверки осуществимости и эффективности ядерных систем четвертого поколения, а также для того, чтобы сделать их доступными для промышленного развертывания к 2030 году». Он был создан в 2001 году с целью обеспечить готовность к промышленному развертыванию к 2030 году. [1]

В ноябре 2013 года каждому участнику форума был предоставлен краткий обзор конструкций и деятельности реакторов. [16] [17] [18] Обновленная технологическая дорожная карта, в которой подробно описаны цели НИОКР на следующее десятилетие, была опубликована в январе 2014 года. [19]

В мае 2019 года Terrestrial Energy , канадский разработчик реактора на расплавленной соли, стала первой частной компанией, присоединившейся к GIF. [4]

На заседании Форума в октябре 2021 года члены Форума договорились создать целевую группу по неэлектрическим применениям ядерного тепла, включая районное и промышленное теплоснабжение, опреснение и крупномасштабное производство водорода. [20]

Сроки

[ редактировать ]

Форум GIF представил сроки разработки каждой из шести систем. Исследования и разработки разделены на три этапа:

  • Жизнеспособность: проверка основных концепций в соответствующих условиях; выявить и устранить все «потенциальные технические препятствия»;
  • Производительность: проверка и оптимизация «технологических процессов, явлений и материалов инженерного масштаба» в условиях прототипа;
  • Демонстрация: завершить и лицензировать детальное проектирование, а также осуществить строительство и эксплуатацию прототипа или демонстрационных систем. [19]

В 2000 году GIF заявила: «После завершения этапа производительности каждой системы для детального проектирования и строительства демонстрационной системы потребуется не менее шести лет и несколько миллиардов долларов США». [21] В обновлении «Дорожной карты» 2013 года этапы производительности и демонстрации были значительно перенесены на более поздние сроки, при этом никаких целевых показателей для этапов коммерциализации не установлено. [19] По данным GIF в 2013 году, «пройдет как минимум два или три десятилетия, прежде чем развертывание коммерческих систем поколения IV». [13]

Типы реакторов

[ редактировать ]

Первоначально рассматривались многие типы реакторов; Затем список был уточнен, чтобы сосредоточить внимание на наиболее перспективных технологиях. [3] Три системы номинально являются тепловыми реакторами , а три — быстрыми реакторами . Реактор сверхвысокой температуры (VHTR) потенциально может обеспечить высококачественное технологическое тепло. Быстрые реакторы дают возможность сжигать актиниды для дальнейшего сокращения отходов и могут производить больше топлива, чем потребляют. Эти системы предлагают значительные достижения в области устойчивости, безопасности и надежности, экономики, устойчивости к распространению и физической защиты.

Тепловые реакторы

[ редактировать ]

— Тепловой реактор это ядерный реактор , в котором используются медленные или тепловые нейтроны . Замедлитель нейтронов используется для замедления нейтронов , испускаемых при делении, чтобы повысить вероятность их захвата топливом.

Очень высокотемпературный реактор (СВТР)

[ редактировать ]
Очень высокотемпературный реактор
Основная статья: Высокотемпературный газоохлаждаемый реактор

В сверхвысокотемпературном реакторе (VHTR) используется активная зона с графитовым замедлителем и прямоточным урановым топливным циклом с использованием гелия или расплавленной соли. Данная конструкция реактора предусматривает температуру на выходе 1000°C. Активная зона реактора может представлять собой реактор с призматическими блоками или с галечным слоем . Высокие температуры позволяют использовать такие приложения, как технологическое тепло или производство водорода с помощью термохимического процесса цикла сера-йод .

В 2012 году в рамках атомных электростанций следующего поколения конкурса Национальная лаборатория Айдахо одобрила конструкцию, аналогичную призматическому блочному реактору «Антарес» компании Areva, который будет развернут в качестве прототипа к 2021 году. [22]

В январе 2016 года предоставило X-energy пятилетний грант в размере до 40 миллионов долларов Министерство энергетики США на продвижение разработки реактора. [23] [24] [25] Xe-100 — это PBMR , который будет генерировать 80 МВт или 320 МВт в «четверке». [26]

С 2021 года правительство Китая эксплуатирует демонстрационный высокотемпературный реактор HTR-PM мощностью 200 МВт с галечным слоем в качестве преемника своего HTR-10 . [7] [8]

Жидкосолевой реактор (MSR)

[ редактировать ]
Реактор расплавленной соли (MSR)
Основная статья: Реактор на расплаве соли
Смотрите также: Реактор жидкого фторида тория

Реактор на расплавах солей (MSR) — это тип реактора, в котором теплоноситель первого контура или само топливо представляет собой смесь расплавленных солей . Он работает при высокой температуре и низком давлении. [27]

Расплавленная соль может использоваться для тепловых, надтепловых и быстрых реакторов. С 2005 года основное внимание уделяется MSR быстрого спектра (MSFR). [28]

Другие конструкции включают интегральные реакторы на расплавленных солях (например, IMSR) и быстрые реакторы на расплавленных хлоридных солях (MCSFR).

Ранние концепции теплового спектра и многие современные концепции основаны на тетрафториде урана (UF 4 ) или тетрафториде тория (ThF 4 ), растворенных в расплавленной фторидной соли. Жидкость достигает критичности , перетекая в активную зону с графитовым замедлителем . Топливо может быть диспергировано в графитовой матрице. Эти конструкции точнее назвать надтепловым реактором , чем тепловым, из-за более высокой средней скорости нейтронов, вызывающих события деления. [29]

MCSFR покончил с графитовым замедлителем. Они достигают критичности, используя достаточный объем соли и делящегося материала. Они могут потреблять гораздо больше топлива и оставлять лишь недолговечные отходы.

Большинство проектов MSR основаны на эксперименте с реактором на расплавленной соли (MSRE) 1960-х годов. Варианты включают концептуальный двухжидкостный реактор , в котором в качестве охлаждающей среды используется свинец с расплавленным солевым топливом, обычно хлоридом металла, например хлоридом плутония (III) , чтобы расширить возможности замкнутого топливного цикла. Другие примечательные подходы включают концепцию реактора со стабильной солью (SSR), в которой расплавленная соль помещается в хорошо зарекомендовавшие себя топливные стержни обычных реакторов. Последняя конструкция была признана консалтинговой фирмой Energy Process Development наиболее конкурентоспособной в 2015 году. [30] [31]

Еще одна разработка, находящаяся в стадии разработки, — TerraPower быстрый реактор на расплавленном хлориде компании . Эта концепция смешивает жидкий природный уран и расплавленный хлоридный теплоноситель в активной зоне реактора, достигая очень высоких температур при атмосферном давлении. [32]

Еще одной примечательной особенностью MSR является возможность использования с тепловым спектром ядерного сжигателя отходов . Традиционно только реакторы быстрого спектра считались пригодными для утилизации или сокращения отработанного ядерного топлива . Термическое сжигание отходов было достигнуто за счет замены части урана в отработавшем ядерном топливе торием . Чистая скорость производства трансурановых элементов (например, плутония и америция ) ниже скорости потребления, что снижает проблему ядерного хранения без проблем с ядерным распространением и других технических проблем , связанных с быстрым реактором .

Реактор сверхкритического водоохлаждаемого типа (SCWR)

[ редактировать ]
Реактор сверхкритического водяного охлаждения (SCWR)
Основная статья: Сверхкритический водный реактор

Реактор со сверхкритической водой (SCWR) [27] представляет собой концепцию реактора с пониженным замедлителем . Поскольку средняя скорость нейтронов, вызывающих деление в топливе, выше, чем у тепловых нейтронов , его точнее назвать надтепловым реактором , чем тепловым реактором. используется сверхкритическая вода В качестве рабочего тела . SCWR – это, по сути, легководные реакторы (LWR), работающие при более высоком давлении и температуре с прямым, прямоточным циклом теплообмена. Как обычно предполагалось, он будет работать по прямому циклу, подобно реактору с кипящей водой (BWR). он использует сверхкритическую воду (не путать с критической массой Поскольку в качестве рабочего тела ), в нем будет только одна водная фаза. Это делает метод теплообмена более похожим на реактор с водой под давлением ( PWR ). Он может работать при гораздо более высоких температурах, чем нынешние PWR и BWR.

Сверхкритические водоохлаждаемые реакторы (SCWR) обеспечивают высокий тепловой КПД (т.е. около 45% по сравнению с КПД нынешних LWR около 33%) и значительное упрощение.

Миссией ГКВР является производство дешевой электроэнергии . Он построен на основе двух проверенных технологий: LWR, наиболее часто используемых энергетических реакторов, и на перегретом ископаемом топливе работающих котлов, , которые также широко используются. Эту концепцию исследуют 32 организации в 13 странах. [ нужна ссылка ]

SCWR разделяют опасность парового взрыва и выброса радиоактивного пара, свойственную BWR и LWR, а также потребность в чрезвычайно дорогих сверхмощных сосудах под давлением, трубах, клапанах и насосах. Эти общие проблемы по своей сути более серьезны для SCWR из-за их более высоких температур.

Одной из разрабатываемых конструкций СКВР является ВВЭР -1700/393 (ВВЭР-СКВР или ВВЭР-СКД) – российский СКВР с двойной активной зоной и коэффициентом воспроизводства 0,95. [33]

Быстрые реакторы

[ редактировать ]

напрямую Быстрый реактор использует нейтроны деления без замедления. Быстрые реакторы могут быть сконфигурированы так, чтобы «сжигать» или расщеплять все актиниды , и, если дать достаточно времени, резко сократить долю актинидов в отработавшем ядерном топливе, производимом нынешним мировым парком легководных реакторов на тепловых нейтронах , тем самым замыкая топливный цикл. В качестве альтернативы, если они настроены по-другому, они могут производить больше актинидного топлива, чем потребляют.

Быстрый газовый реактор (GFR)

[ редактировать ]
Быстрый газовый реактор (БГР)
Основная статья: Быстрый реактор с газовым охлаждением

Газоохлаждаемый быстрый реактор (БГР) [27] имеет спектр быстрых нейтронов и замкнутый топливный цикл. Реактор охлаждается гелием . Его температура на выходе составляет 850 °C. Это переводит сверхвысокотемпературный реактор (VHTR) на более устойчивый топливный цикл. с прямым циклом Брайтона, В нем используется газовая турбина обеспечивающая высокий тепловой КПД. Рассматриваются несколько форм топлива: композитное керамическое топливо, усовершенствованные топливные частицы или актинидные соединения в керамической оболочке. Конфигурации активной зоны включают топливные сборки на основе штифтов или пластин или призматические блоки.

Европейская инициатива устойчивой ядерной промышленности предоставила финансирование для трех реакторных систем поколения IV:

  • Аллегро: быстрый реактор с газовым охлаждением мощностью 100 МВт , планируемый для Центральной или Восточной Европы. [34] Центральноевропейская Вышеградская группа занимается разработкой этой технологии. [35]
  • GoFastR : В 2013 году немецкие, британские и французские институты завершили трехлетнее совместное исследование по дальнейшему проектированию в промышленном масштабе. [36] ЕС FWP Они финансировались в рамках 7-й рамочной программы с целью создания устойчивого VHTR. [37]

Быстрый реактор с натриевым теплоносителем (SFR)

[ редактировать ]
Конструкция бассейна быстрого реактора с натриевым охлаждением (SFR)
Основная статья: Быстрый реактор с натриевым охлаждением
См. также: Экспериментальный реактор-размножитель II , S-PRISM , Toshiba 4S и CFR-600.

Быстрые реакторы с натриевым теплоносителем (SCFR) эксплуатируются во многих странах с 1980-х годов.

Два крупнейших экспериментальных быстрых реактора с натриевым теплоносителем находятся в России: БН-600 и БН-800 (мощность брутто 880 МВт). На этих АЭС накоплен опыт эксплуатации и технологические решения, которые будут применены при строительстве БН-1200 ( первого реактора ОКБМ Африкантова IV поколения). [38] Самым крупным из когда-либо эксплуатирувшихся был французский реактор Superphenix мощностью более 1200 МВт эл ., который успешно работал до вывода из эксплуатации в 1996 году. В Индии испытательный реактор на быстрых нейтронах топлива (FBTR) достиг критичности в октябре 1985 года. В сентябре 2002 года эффективность выгорания в FBTR достигла критического уровня. впервые достигла отметки в 100 000 мегаватт-дней на метрическую тонну урана (МВт-сут/MTU). Это считается важной вехой в развитии индийской технологии реакторов-размножителей. Используя этот опыт, прототип быстрого реактора-размножителя строится , быстрого реактора с натриевым теплоносителем мощностью 500 МВт, стоимость которого составляет 5 677 кроров индийских рупий (~ 900 миллионов долларов США). После многочисленных задержек в марте 2020 года правительство сообщило, что реактор может быть введен в эксплуатацию в декабре 2021 года. [39] За PFBR должны были последовать еще шесть коммерческих реакторов на быстрых нейтронах (CFBR) по 600 МВт эл . каждый.

SFR поколения IV [27] Это проект, основанный на быстром реакторе-размножителе на металлическом топливе на оксидном топливе и интегральном быстром реакторе . Его цели — повысить эффективность использования урана за счет воспроизводства плутония и устранения трансурановых изотопов. В конструкции реактора используется незамедлительная активная зона, работающая на быстрых нейтронах , которая позволяет потреблять любой трансурановый изотоп (а в некоторых случаях использовать его в качестве топлива). Топливо SFR расширяется при перегреве реактора, автоматически замедляя цепную реакцию, делая его пассивно безопасным. [40]

Одна из концепций реактора SFR охлаждается жидким натрием и питается металлическим сплавом урана и плутония или отработанным ядерным топливом , «ядерными отходами» легководных реакторов . Топливо SFR содержится в стальной оболочке. Жидкий натрий заполняет пространство между плакированными элементами, из которых состоит ТВС. Одной из проблем проектирования является риск обращения с натрием, который взрывается при контакте с водой. Использование жидкого металла вместо воды в качестве теплоносителя позволяет системе работать при атмосферном давлении, снижая риск протечек.

Устойчивый топливный цикл, предложенный в 1990-х годах. Концепция интегрального быстрого реактора анимация технологии пирообработки . (цвет), также доступна [41]
Концепция IFR (черно-белый с более четким текстом)

Европейская инициатива устойчивой ядерной промышленности профинансировала три реакторные системы поколения IV. Усовершенствованный натриевый технический реактор для промышленной демонстрации ( ASTRID ) представлял собой быстрый реактор с натриевым охлаждением. [42] он был отменен в августе 2019 года. [43]

Существуют многочисленные прародители SFR поколения IV. 400 МВт т Испытательная установка Fast Flux мощностью работала в Хэнфорде десять лет; мощностью 20 МВт EBR II проработал более тридцати лет в Национальной лаборатории Айдахо, но был остановлен в 1994 году.

компании GE Hitachi Реактор PRISM представляет собой модернизированную коммерческую реализацию Интегрального быстрого реактора (IFR), разработанного Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. Основная цель PRISM - сжигание отработанного ядерного топлива из других реакторов, а не создание нового топлива. Такая конструкция сокращает период полураспада делящихся элементов, присутствующих в отработавшем ядерном топливе, при этом выработка электроэнергии в основном является побочным продуктом.

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR)

[ редактировать ]
Быстрый реактор со свинцовым охлаждением
Основная статья: Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем
См. также: МИРРА

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БСР) [27] спектром быстрых нейтронов имеет охлаждающую жидкость на основе свинца со или свинцово - висмутовой эвтектики ( LBE ) с замкнутым топливным циклом . Предложения включают небольшую электростанцию ​​мощностью от 50 до 150 МВт -эл. с длительным интервалом дозаправки, модульную систему мощностью от 300 до 400 МВт -эл . и большую монолитную электростанцию ​​мощностью 1200 МВт -эл . Топливо представляет собой металлическое или нитридное топливо, содержащее воспроизводящий уран и трансурановые соединения . Охлаждение реактора осуществляется за счет естественной конвекции с температурой теплоносителя на выходе из реактора 550-800 °С. Более высокая температура позволяет производить водород термохимическими процессами .

Европейская устойчивая ядерная промышленная инициатива финансирует LFR мощностью 100 МВт , подкритический реактор с ускорителем под названием MYRRHA . Его планируется построить в Бельгии, строительство ожидается к 2036 году. Модель пониженной мощности под названием Guinevere была запущена в Моле в марте 2009 года. [34] и вступил в строй в 2012 году. [44]

Два других быстрых реактора со свинцовым теплоносителем находятся в стадии разработки: СВБР-100, модульная концепция реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем мощностью 100 МВт, разработанная ОКБ " Гидропресс" в России, и БРЕСТ-ОД-300 (быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) мощностью 300 МВт. e , который будет разрабатываться после СВБР-100, он будет лишен плодородного слоя вокруг активной зоны и заменит конструкцию реактора БН-600 с натриевым теплоносителем , чтобы предположительно обеспечить повышенную устойчивость к распространению. [33] Подготовительные строительные работы начались в мае 2020 года. [45]

Оценка

[ редактировать ]

Форум GEN IV переосмысливает парадигму безопасности реакторов: от признания того, что ядерные аварии могут произойти и с ними необходимо справиться, к исключению физической возможности аварии. Системы активной и пассивной безопасности будут, по крайней мере, столь же эффективны, как и системы поколения III, и сделают физически невозможными самые серьезные аварии. [46]

По сравнению с поколениями II-III преимущества реакторов поколения IV включают:

  • Ядерные отходы, которые остаются радиоактивными в течение нескольких столетий, а не тысячелетий [47]
  • 100–300-кратный выход энергии из того же количества ядерного топлива [48]
  • Более широкий ассортимент топлива, включая неинкапсулированное сырое топливо (негалечное MSR , LFTR ).
  • Потенциал сжигания существующих ядерных отходов и производства электроэнергии: закрытый топливный цикл .
  • Повышенная безопасность благодаря таким функциям, как работа под давлением окружающей среды, автоматическое пассивное отключение реактора и альтернативные теплоносители.

Особый риск SFR связан с использованием металлического натрия в качестве теплоносителя. В случае нарушения натрий бурно реагирует с водой. Аргон используется для предотвращения окисления натрия. Аргон может вытеснять кислород из воздуха и вызывать у рабочих проблемы с гипоксией . Это сыграло роль в прототипе быстрого реактора-размножителя петлевого типа Мондзю в Цуруге, Япония. [49] Использование охлаждающих жидкостей на основе свинца или расплавленной соли смягчает эту проблему, поскольку они менее реактивны и имеют высокую температуру замерзания и давление окружающей среды. Свинец имеет гораздо более высокую вязкость, гораздо более высокую плотность, меньшую теплоемкость и больше продуктов радиоактивной нейтронной активации, чем натрий.

Были созданы многочисленные доказательства концепции конструкций Gen IV. Например, реакторы на электростанции Форт-Сент-Врен и HTR-10 аналогичны предлагаемым конструкциям VHTR поколения IV , а реакторы бассейнового типа EBR-II , Phénix , BN-600 и BN-800 аналогичны предлагаемому бассейну. конструкции SFR типа IV.

Инженер-ядерщик Дэвид Лохбаум предупреждает: «Проблема с новыми реакторами и авариями двояка: возникают сценарии, которые невозможно спланировать с помощью моделирования; и люди совершают ошибки». [50] Как выразился один директор исследовательской лаборатории США, «изготовление, строительство, эксплуатация и обслуживание новых реакторов столкнутся с крутой кривой обучения: передовые технологии будут сопряжены с повышенным риском аварий и ошибок. Технология может быть проверена, но люди нет». [50]

Дизайн-проекты

[ редактировать ]
Краткое описание проектов реакторов поколения IV [51]
Тип Нейтронный спектр охлаждающая жидкость Температура (°С) Топливный цикл Размер (МВт) Примеры разработчиков
ВХТР Термальный Гелий 900–1000 Открыть 250–300 JAEA ( HTTR ), Университет Цинхуа ( HTR-10 ), Университет Цинхуа и Китайская корпорация ядерного машиностроения ( HTR-PM ), [52] X-энергия [53]
СФР Быстрый Натрий 550 Закрыто 30–150, 300–1500, 1000–2000 TerraPower ( Natrium , TWR ), Toshiba ( 4S ), GE Hitachi Nuclear Energy ( PRISM ), ОКБМ Африкантов ( БН-1200 ), Китайская национальная ядерная корпорация (CNNC) ( CFR-600 ), [54] Центр атомных исследований Индиры Ганди ( прототип быстрого реактора-размножителя )
ВИНТ Термальный или быстрый Вода или натрий 510–625 Открытый или закрытый 300–700, 1000–1500 VVER -1700/393 (VVER-SCWR or VVER-SKD)
СКФ Быстрый Гелий 850 Закрыто 1200 Модуль умножителя энергии
ЛФР Быстрый Вести 480–800 Закрыто 20–180, 300–1200, 600–1000 БРЕСТ-ОД-300 , МИРГА , УПЛОТНИТЕЛЬ [55]
МСР Быстрый или термический Фторидные или хлоридные соли 700–800 Закрыто 250–1000 Seaborg Technologies , TerraPower , Elysium Industries, Thorizon, Moltex Energy , Flibe Energy ( LFTR ), Copenhagen Atomics , Thorium Tech Solution ( FUJI MSR ), Terrestrial Energy ( IMSR ), Southern Company , [53] ТорКон

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Перейти обратно: а б с Добро пожаловать на международный форум Generation IV. GIF (по состоянию на февраль 2023 г.)
  2. ^ Перейти обратно: а б с д Локателли, Джорджио; Манчини, Мауро; Тодескини, Никола (01 октября 2013 г.). «Ядерные реакторы поколения IV: современное состояние и перспективы». Энергетическая политика . 61 : 1503–1520. дои : 10.1016/j.enpol.2013.06.101 .
  3. ^ Перейти обратно: а б Ядерные реакторы четвертого поколения . Всемирная ядерная ассоциация, обновленная информация за декабрь 2020 г.
  4. ^ Перейти обратно: а б «Ядерные реакторы поколения IV: WNA — Всемирная ядерная ассоциация» . world-nuclear.org .
  5. ^ Мойр, Ральф; Теллер, Эдвард (2005). «Подземная электростанция на ториевом топливе на основе технологии расплавленных солей» . Ядерные технологии . 151 (3): 334–340. Бибкод : 2005NucTe.151..334M . дои : 10.13182/NT05-A3655 . S2CID   36982574 . Проверено 22 марта 2012 г.
  6. ^ Де Клерк, Герт (13 октября 2014 г.). «Может ли натрий спасти ядерную энергетику?» . Научный американец .
  7. ^ Перейти обратно: а б «Китайский реактор HTR-PM достиг первой критичности: New Nuclear – World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org . 13 сентября 2021 г.
  8. ^ Перейти обратно: а б «Двойная критичность китайской демонстрации HTR-PM: Новое ядерное оружие – World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
  9. ^ Хоу, Коллин (6 декабря 2023 г.). «Китай запускает первый в мире ядерный реактор четвертого поколения» . Рейтер .
  10. ^ «Китайский демонстрационный HTR-PM поступает в коммерческую эксплуатацию» . Мировые ядерные новости . 6 декабря 2023 г.
  11. ^ «Первый в мире HTR-PM приступает к коммерческой эксплуатации» . ru.cnnc.com.cn. ​Проверено 11 декабря 2023 г.
  12. ^ https://www.scmp.com/news/china/science/article/3271978/china-sets-launch-date-worlds-first-thorium-molten-salt-nuclear-power-station
  13. ^ Перейти обратно: а б Часто задаваемые вопросы 2: Когда будут построены реакторы поколения IV? GEN IV Международный форум. Опубликовано 1 октября 2013 г. По состоянию на ноябрь 2021 г.)
  14. ^ «Членство в GIF» . gen-4.org . Проверено 24 мая 2020 г.
  15. ^ Происхождение GIF. Международный форум GEN IV, ноябрь 2021 г.)
  16. ^ «Международный форум «Поколение IV» обновляет дорожную карту технологий и налаживает будущее сотрудничество» . Energy.gov.ru .
  17. ^ «Международный форум «Поколение IV» проведет свое 36-е заседание в понедельник, 18 ноября 2013 года, в Брюсселе» . [ постоянная мертвая ссылка ]
  18. ^ « Генезис концепции поколения IV » (PDF) . Январь 2014 г. Архивировано из оригинала (PDF) 8 июля 2014 г.
  19. ^ Перейти обратно: а б с « Обновление технологической дорожной карты для систем ядерной энергетики поколения IV » (PDF) . Январь 2014 г. Архивировано из оригинала (PDF) 25 июня 2014 г.
  20. ^ «Обновления с Международного форума «Поколение IV» (GIF)» . Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) .
  21. ^ Технологическая дорожная карта для систем ядерной энергетики поколения IV , стр. 79-82 (4,5 МБ). Консультативный комитет по исследованиям в области ядерной энергии Министерства энергетики США и GIF, декабрь 2002 г.
  22. ^ «Модульный реактор Areva выбран для разработки NGNP» . Мировые ядерные новости . 15 февраля 2012 года . Проверено 4 июня 2019 г.
  23. ^ Фонтан, Генри (19 января 2016 г.). «Действия США по стимулированию разработки высокотехнологичных реакторов» . Нью-Йорк Таймс . ISSN   0362-4331 . Проверено 12 октября 2021 г.
  24. ^ Ференбахер, Кэти (16 февраля 2016 г.). «Знакомьтесь со стартапом, создающим новый тип более безопасного и меньшего по размеру ядерного реактора» . Удача . Проверено 12 октября 2021 г.
  25. ^ Конка, Джеймс (27 марта 2017 г.). «X-Energy выходит на кольцо со своим усовершенствованным модульным ядерным реактором с галечным слоем» . Форбс . Проверено 12 октября 2021 г.
  26. ^ Реактор: Хе-100. X Energy (по состоянию на февраль 2023 г.)
  27. ^ Перейти обратно: а б с д и Консультативный комитет по исследованиям в области ядерной энергии Министерства энергетики США (2002 г.). «Технологическая дорожная карта для ядерно-энергетических систем поколения IV» (PDF) . Гиф-002-00. Архивировано из оригинала (PDF) 29 ноября 2007 г. {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )
  28. ^ Х. Буссье, С. Дельпеч, В. Гетта и др. : Реактор на расплавленной соли (MSR) в поколении IV: обзор и перспективы, ПРОЦЕДУРЫ СИМПОЗИУМА GIF/2012 ГОДОВОЙ ОТЧЕТ, NEA № 7141, стр. 95 [1]
  29. ^ «Национальная лаборатория Айдахо подробно описывает некоторые текущие усилия по разработке реакторов поколения IV» . Архивировано из оригинала 09.11.2014 . Проверено 24 июня 2009 г.
  30. ^ «Европа: Стабильный солевой реактор Moltex» . 20 апреля 2015 г.
  31. ^ «Moltex Energy рассматривает лицензирование SMR в Великобритании и Канаде как трамплин в Азию – Nuclear Energy Insider» . Analysis.nuclearenergyinsider.com .
  32. ^ Тенненбаум, Джонатан (4 февраля 2020 г.). «Расплавленная соль и ядерные реакторы на бегущей волне» . Азия Таймс .
  33. ^ Перейти обратно: а б «Технологические разработки и эффективность электростанций для российского рынка атомной энергетики, среда» . 24 марта 2010 года. Архивировано из оригинала 1 мая 2015 года . Проверено 4 декабря 2013 г.
  34. ^ Перейти обратно: а б «Европейская устойчивая ядерная промышленная инициатива (ESNII) будет поддерживать три реакторные системы поколения IV: быстрый реактор с натриевым охлаждением, или SFR, под названием Astrid , предложенный Францией, но впоследствии отмененный; быстрый реактор с газовым охлаждением, GFR, под названием Allegro , поддерживаемый Центральной и Восточной Европой, а также быстрый реактор со свинцовым теплоносителем LFR, экспериментальная технология под названием Мирра , предложенная Бельгией» . Архивировано из оригинала 9 октября 2013 г.
  35. ^ «Создан Центр передового опыта V4G4 для проведения совместных исследований, разработок и инноваций в области ядерных реакторов поколения 4 (G4)» . www.alphagalileo.org . 27 июля 2023 г.
  36. ^ «Европейский быстрый реактор с газовым охлаждением» . Архивировано из оригинала 13 декабря 2013 г.
  37. ^ «Исследовательская программа GOFASTR» . Архивировано из оригинала 10 июня 2016 г. Проверено 4 декабря 2013 г.
  38. ^ «Перспективные ядерные энергетические реакторы» . world-nuclear.org . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 19 сентября 2022 г.
  39. ^ Рамачандран Р. (20 августа 2020 г.). «У первого в Индии прототипа быстрого реактора-размножителя новый срок. Стоит ли ему доверять? – The Wire Science» .
  40. ^ Дэвид Баурак. «Пассивно безопасные реакторы полагаются на то, что природа сохраняет их прохладу» .
  41. ^ «Историческое видео о концепции интегрального быстрого реактора (IFR)» . Ядерная инженерия в Аргонне. Архивировано из оригинала 21 декабря 2021 г.
  42. ^ «Великобритания и Франция подписывают знаковое соглашение о сотрудничестве в гражданской ядерной сфере» . Журнал СИЛА . 22 февраля 2012 г.
  43. ^ «Ядерная энергия: Франция отказывается от реакторов четвертого поколения» . Le Monde.fr . 29 августа 2019 г.
  44. ^ Хеллеманс, Александр (12 января 2012 г.). «Гибридный реактор-ускоритель прошел успешные испытания» . Научный инсайдер . Проверено 29 декабря 2014 г.
  45. ^ В России начинается подготовительное строительство реактора Брест-300 , Nuclear Engineering International. 22 мая 2020 г.
  46. ^ Каков риск серьезной аварии, напоминающей Чернобыль или Фукусиму в проекте поколения IV? Международный форум GEN IV (по состоянию на ноябрь 2021 г.).
    «Целью систем поколения IV является поддержание высокого уровня безопасности, достигнутого сегодняшними реакторами, при переходе от нынешнего принципа «управления авариями» (т.е. признания того, что аварии могут произойти, но заботы о том, чтобы население не пострадало) к принцип «исключения случайностей».
  47. ^ «Стратегии борьбы с глобальным потеплением» (PDF) .
  48. ^ «Атомная энергетика четвертого поколения — Фонд OSS» . www.ossfoundation.us . Архивировано из оригинала 01 февраля 2021 г. Проверено 23 июля 2009 г.
  49. ^ Табути, Хироко (17 июня 2011 г.). «Япония старается отремонтировать реактор, поврежденный перед землетрясением» . Нью-Йорк Таймс .
  50. ^ Перейти обратно: а б Sovacool, Бенджамин К. (август 2010 г.). «Критическая оценка ядерной энергетики и возобновляемых источников энергии в Азии» . Журнал современной Азии . 40 (3): 369–400. дои : 10.1080/00472331003798350 . ISSN   0047-2336 . S2CID   154882872 .
  51. ^ «Перспективы исследований и разработок GIF для ядерно-энергетических систем поколения IV» (PDF) . 21 августа 2009 года . Проверено 30 августа 2018 г.
  52. ^ «Соединены ключевые компоненты второго реактора HTR-PM» . Мировые ядерные новости . Проверено 15 июля 2021 г.
  53. ^ Перейти обратно: а б «Министерство энергетики объявляет о новых инвестициях в усовершенствованные ядерные энергетические реакторы…» . Министерство энергетики США . Проверено 16 января 2016 г. .
  54. ^ «Китай начинает строительство пилотного быстрого реактора» . Мировые ядерные новости . Проверено 15 июля 2021 г.
  55. ^ SEALER. Архивировано 29 декабря 2022 г. в Wayback Machine (LeadCold).
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Generation_IV_reactor&oldid=1237091955#Participating_countries"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: 51e506fe749863aa2de557b74948fa4f__1722126060
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/51/4f/51e506fe749863aa2de557b74948fa4f.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Generation IV reactor - Wikipedia
Данный printscreen веб страницы (снимок веб страницы, скриншот веб страницы), визуально-программная копия документа расположенного по адресу URL1 и сохраненная в файл, имеет: квалифицированную, усовершенствованную (подтверждены: метки времени, валидность сертификата), открепленную ЭЦП (приложена к данному файлу), что может быть использовано для подтверждения содержания и факта существования документа в этот момент времени. Права на данный скриншот принадлежат администрации Ask3.ru, использование в качестве доказательства только с письменного разрешения правообладателя скриншота. Администрация Ask3.ru не несет ответственности за информацию размещенную на данном скриншоте. Права на прочие зарегистрированные элементы любого права, изображенные на снимках принадлежат их владельцам. Качество перевода предоставляется как есть. Любые претензии, иски не могут быть предъявлены. Если вы не согласны с любым пунктом перечисленным выше, вы не можете использовать данный сайт и информация размещенную на нем (сайте/странице), немедленно покиньте данный сайт. В случае нарушения любого пункта перечисленного выше, штраф 55! (Пятьдесят пять факториал, Денежную единицу (имеющую самостоятельную стоимость) можете выбрать самостоятельно, выплаичвается товарами в течение 7 дней с момента нарушения.)