Интегральный быстрый реактор

Экспериментальный реактор-размножитель II , послуживший прототипом интегрального быстрого реактора (ИБР).

Интегральный быстрый реактор ( IFR ), первоначально усовершенствованный жидкометаллический реактор ( ALMR ), представляет собой конструкцию ядерного реактора , использующего быстрые нейтроны и без замедлителя нейтронов ( «быстрый» реактор ). IFRs могут производить больше топлива и отличаются ядерным топливным циклом , в котором используется переработка посредством электроочистки на площадке реактора.

Министерство энергетики США (DOE) начало проектировать IFR в 1984 году и построило прототип — Экспериментальный реактор-размножитель II . 3 апреля 1986 года два испытания продемонстрировали безопасность концепции IFR. Эти испытания моделировали аварии, связанные с потерей потока охлаждающей жидкости . Даже если его обычные устройства отключения отключены, реактор благополучно отключился без перегрева где-либо в системе. Проект IFR был отменен Конгрессом США в 1994 году, за три года до завершения. ^{[ 1 ]}

Предлагаемый (SFR) поколения IV быстрый реактор с натриевым теплоносителем является ближайшей из сохранившихся конструкций быстрого реактора-размножителя . Другие страны также разработали и эксплуатируют быстрые реакторы .

S-PRISM (от SuperPRISM), также называемый PRISM (инновационный малый модуль энергетического реактора), — это название проекта атомной электростанции, разработанного GE Hitachi Nuclear Energy на основе IFR. ^{[ 2 ]} В 2022 году GE Hitachi Nuclear Energy и TerraPower начали изучать возможность размещения пяти Natrium атомных электростанций на основе SFR в Кеммерере, штат Вайоминг ; конструкция включает в себя реактор PRISM, а также конструкцию бегущей волны TerraPower с системой хранения расплавленной соли. ^{[ 3 ]}^{[ 4 ]}

История

Исследования реакторов IFR начались в 1984 году в Аргоннской национальной лаборатории в Аргонне, штат Иллинойс, как часть национальной лабораторной системы Министерства энергетики США , и в настоящее время проводятся по контракту с Чикагским университетом .

Раньше у Аргонны был филиал под названием «Аргонн Вест» в Айдахо-Фолс, штат Айдахо , который сейчас является частью Национальной лаборатории Айдахо . В прошлом в кампусе филиала физики из Западного Аргонна построили то, что было известно как Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II). Тем временем физики из Аргонны разработали концепцию IFR, и было решено, что EBR-II будет преобразован в IFR. Руководителем проекта IFR был Чарльз Тилль, канадский физик из Аргонны, а Юн Чанг — заместителем руководителя. Тилль находился в Айдахо, а Чанг — в Иллинойсе.

Отмена

С избранием президента Билла Клинтона в 1992 году и назначением Хейзел О'Лири министром энергетики сверху возникло давление с требованием отменить IFR. ^{[ 5 ]} Сенатор Джон Керри (демократ от Массачусетса) и О'Лири возглавили оппозицию реактору, утверждая, что он будет представлять угрозу усилиям по нераспространению и что он является продолжением проекта реактора-размножителя Клинч-Ривер , который был отменен Конгресс. ^{[ 6 ]}

Одновременно в 1994 году министр энергетики О'Лири наградил ведущего ученого IFR 10 000 долларов и золотой медалью, указав, что его работа по разработке технологии IFR обеспечила «повышение безопасности, более эффективное использование топлива и меньшее количество радиоактивных отходов ». ^{[ 7 ]}

Оппоненты IFR также представили доклад ^{[ 8 ]} Управлением ядерной безопасности Министерства энергетики США в отношении утверждений бывшего сотрудника Аргонны о том, что Аргонн приняла ответные меры против него за то, что он выразил обеспокоенность по поводу безопасности, а также по поводу качества исследований, проведенных в рамках программы IFR. Отчет привлек международное внимание, причем его освещение заметно отличалось от крупных научных изданий. Британский журнал Nature озаглавил свою статью «Отчет поддерживает информатора», а также отметил конфликт интересов со стороны комиссии Министерства энергетики, которая оценивала исследования IFR. ^{[ 9 ]} Напротив, статья, появившаяся в журнале Science, была озаглавлена «Был ли Аргоннский разоблачитель действительно пускал дым?». ^{[ 10 ]}

Несмотря на поддержку реактора тогдашним членом Палаты представителей. Дику Дурбину (демократ от штата Иллинойс) и сенаторам США Кэрол Мозли Браун (демократ от штата Иллинойс) и Полу Саймону (демократ от штата Иллинойс) финансирование реактора было урезано, и в конечном итоге он был отменен в 1994 году, что стоило больших затрат, чем его завершение. Когда об этом было доведено до сведения президента Клинтона, он сказал: «Я знаю, это символ». ^{[ нужна ссылка ]}

С 2000 года

В 2001 году в рамках дорожной карты «Поколение IV» Министерство энергетики поручило команде ученых из 242 человек из Министерства энергетики, Калифорнийского университета в Беркли , Массачусетского технологического института (MIT), Стэнфорда, ANL, Ливерморской национальной лаборатории Лоуренса , Toshiba , Westinghouse , Duke , EPRI и другие учреждения оценят 19 лучших проектов реакторов по 27 различным критериям. IFR занял первое место в своем исследовании, опубликованном 9 апреля 2002 года. ^{[ 11 ]}

В настоящее время в коммерческой эксплуатации нет интегральных быстрых реакторов. Однако реактор БН-800 , очень похожий быстрый реактор, работающий в качестве сжигателя запасов плутония , вступил в коммерческую эксплуатацию в 2014 году. ^{[ нужна ссылка ]}

Технический обзор

IFR охлаждается жидким и питается сплавом урана плутония и натрием . Топливо содержится в стальной оболочке с заполнением пространства между топливом и оболочкой жидким натрием. Пустота над топливом позволяет гелий и радиоактивный ксенон . безопасно собирать ^{[ нужна ссылка ]} без существенного повышения давления внутри твэла, ^{[ нужна ссылка ]} а также позволяет топливу расширяться, не нарушая оболочку, что делает практичным металлическое, а не оксидное топливо. ^{[ нужна ссылка ]} Преимущества жидкого натриевого теплоносителя по сравнению с жидким металлическим свинцом заключаются в том, что жидкий натрий гораздо менее плотный и гораздо менее вязкий (снижаются затраты на перекачку), не вызывает коррозии (за счет растворения) обычных сталей и практически не вызывает радиоактивной нейтронной активации. побочные продукты. Недостатком натриевого теплоносителя по сравнению со свинцовым является то, что натрий химически активен, особенно с водой или воздухом. Свинцом можно заменить эвтектический сплав свинца и висмута , который использовался в качестве теплоносителя реактора на советских подводных лодках класса «Альфа» .

Основные дизайнерские решения

Металлическое топливо

Металлическое топливо с заполненной натрием пустотой внутри оболочки, обеспечивающей расширение топлива, было продемонстрировано в EBR-II. Металлическое топливо делает пирообработку предпочтительной технологией переработки. ^{[ нужна ссылка ]}

Изготовление металлического топлива проще и дешевле, чем керамического (оксидного), особенно в условиях дистанционного обращения. ^{[ 12 ]}

Металлическое топливо имеет лучшую теплопроводность и меньшую теплоемкость , чем оксидное, что имеет преимущества в плане безопасности. ^{[ 12 ]}

Натриевая охлаждающая жидкость

Использование жидкометаллического теплоносителя устраняет необходимость в сосуде высокого давления вокруг реактора. Натрий обладает превосходными ядерными характеристиками, высокой теплоемкостью и способностью теплопередачи, низкой плотностью, низкой вязкостью , достаточно низкой температурой плавления и высокой температурой кипения, а также отличной совместимостью с другими материалами, включая конструкционные материалы и топливо. ^{[ нужна ссылка ]} Высокая теплоемкость теплоносителя и удаление воды из активной зоны реактора повышают внутреннюю безопасность активной зоны. ^{[ 12 ]}

Дизайн бассейна, а не петли

Содержание всего теплоносителя первого контура в бассейне дает ряд преимуществ в области безопасности и надежности. ^{[ 12 ]}

Переработка на месте с использованием пирообработки

Переработка необходима для достижения большинства преимуществ быстрого реактора, улучшения использования топлива и сокращения радиоактивных отходов на несколько порядков. ^{[ 12 ]}

Обработка на месте – это то, что делает IFR «целостным». Это, а также использование пирообработки снижают риск распространения. ^{[ 12 ]}^{[ 13 ]}

Пирообработка (с использованием электрорафинера) была продемонстрирована на EBR-II как практичная в требуемом масштабе. По сравнению с водным процессом PUREX , он экономичен с точки зрения капитальных затрат и непригоден для производства материалов для оружия, опять же в отличие от PUREX, который был разработан для программ вооружения. ^{[ нужна ссылка ]}

Пирообработка делает металлическое топливо предпочтительным топливом. Эти два решения дополняют друг друга. ^{[ 12 ]}

Краткое содержание

Четыре основных решения: металлическое топливо, натриевый теплоноситель, конструкция бассейна и переработка на месте путем электрорафинирования - дополняют друг друга и создают топливный цикл, устойчивый к распространению и эффективный в использовании топлива, а также реактор с высоким уровнем внутренней безопасности, в то время как минимизация образования высокоактивных отходов. Практичность этих решений была продемонстрирована за многие годы эксплуатации EBR-II. ^{[ 12 ]}

Преимущества

Реакторы-размножители (такие как IFR) в принципе могут извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории , снижая потребность в топливе почти на два порядка по сравнению с традиционными реакторами прямоточного типа, которые извлекают менее 0,65% энергии в добытого урана и менее 5% обогащенного урана, которым они заправлены. Это может значительно ослабить обеспокоенность по поводу поставок топлива или энергии, используемой в горнодобывающей промышленности .

Сегодня более важным является то, почему быстрые реакторы экономичны: потому что быстрые нейтроны могут расщеплять или «выжигать» все трансурановые компоненты отходов . Трансурановые отходы состоят из актинидов – реакторного плутония и второстепенных актинидов – многие из которых сохраняются десятки тысяч лет или дольше и делают утилизацию обычных ядерных отходов очень проблематичной. Большинство радиоактивных продуктов деления, производимых с помощью IFR, имеют гораздо более короткий период полураспада : они очень радиоактивны в краткосрочной перспективе, но быстро распадаются. В течение многих циклов IFR в конечном итоге заставляет 99,9% урана и трансурановых элементов подвергаться делению и производить энергию; Итак, его единственные отходы — это продукты ядерного деления . У них гораздо более короткий период полураспада; через 300 лет их радиоактивность упадет ниже радиоактивности исходной урановой руды. ^{[ 14 ]}^{[ 15 ]}^{[ ненадежный источник? ]}^{[ 16 ]}^{[ нужен лучший источник ]} Тот факт, что реакторы 4-го поколения проектируются для использования отходов электростанций 3-го поколения, может фундаментально изменить ядерную историю, потенциально делая комбинацию станций 3-го и 4-го поколения более привлекательным энергетическим вариантом, чем было бы само по себе 3-е поколение, как из перспективы управления отходами и энергетической безопасности.

на месте «Интеграл» относится к переработке путем электрохимической пирообработки . В этом процессе отработавшее топливо разделяется на 3 фракции: изотопы урана, плутония и других трансурановых элементов , а также продукты ядерного деления. Уран и трансурановые элементы перерабатываются в новые топливные стержни , а продукты деления в конечном итоге преобразуются в стеклянные и металлические блоки для более безопасной утилизации. Поскольку объединенные трансурановые элементы и продукты деления очень радиоактивны, в операциях по транспортировке и переработке топливных стержней используется роботизированное или дистанционно управляемое оборудование. Дополнительным заявленным преимуществом этого является то, что, поскольку расщепляющийся материал никогда не покидает объект (а если бы это произошло, обращение с ним было бы смертельно опасным), это значительно снижает потенциал распространения возможного переключения расщепляющегося материала.

Безопасность

В традиционных легководных реакторах (LWR) в активной зоне необходимо поддерживать высокое давление, чтобы вода оставалась жидкой при высоких температурах. Напротив, поскольку IFR представляет собой реактор с жидкометаллическим охлаждением , активная зона может работать при давлении, близком к атмосферному , что значительно снижает опасность аварии с потерей теплоносителя . Вся активная зона реактора, теплообменники и насосы первого контура погружены в ванну с жидким натрием или свинцом, что делает потерю теплоносителя первого контура крайне маловероятной. Контуры теплоносителя спроектированы так, чтобы обеспечить охлаждение за счет естественной конвекции , а это означает, что в случае потери мощности или неожиданного останова реактора тепла от активной зоны реактора будет достаточно для поддержания циркуляции теплоносителя, даже если насосы первого контура выйдут из строя. .

IFR также имеет преимущества пассивной безопасности по сравнению с обычными LWR. Топливо и оболочка спроектированы таким образом, что при расширении из-за повышения температуры больше нейтронов сможет покинуть активную зону, тем самым снижая скорость цепной реакции деления. Другими словами, повышение температуры ядра действует как механизм обратной связи, снижающий мощность ядра. Этот атрибут известен как отрицательный температурный коэффициент реактивности . Большинство LWR также имеют отрицательные коэффициенты реактивности; однако в IFR этот эффект достаточно силен, чтобы не допустить повреждения активной зоны реактора без внешнего воздействия со стороны операторов или систем безопасности. Это было продемонстрировано в серии испытаний на безопасность прототипа. Пит Планшон, инженер, проводивший испытания для международной аудитории, пошутил: «Еще в 1986 году мы фактически дали небольшому прототипу усовершенствованного быстрого реактора [20 МВт] пару шансов расплавиться. Оба раза он вежливо отказался». ^{[ 17 ]}

Жидкий натрий представляет собой проблему безопасности, поскольку он самовоспламеняется при контакте с воздухом и может вызвать взрыв при контакте с водой. Так было на АЭС Монджу во время аварии и пожара в 1995 году. Чтобы снизить риск взрывов после утечки воды из паровых турбин , конструкция IFR (как и в других быстрых реакторах с натриевым теплоносителем ) включает промежуточный контур жидкометаллического теплоносителя между реактором и паровыми турбинами. Целью этого контура является обеспечение того, чтобы любой взрыв после случайного смешивания натрия и турбинной воды ограничивался вторичным теплообменником и не представлял опасности для самого реактора. В альтернативных конструкциях в качестве основного теплоносителя вместо натрия используется свинец. Недостатками свинца являются его более высокая плотность и вязкость, что увеличивает затраты на откачку, а также продукты радиоактивной активации, возникающие в результате поглощения нейтронов. свинца-висмута Эвтектат , используемый в некоторых реакторах российских подводных лодок, имеет меньшую вязкость и плотность, но могут возникнуть те же проблемы с продуктом активации.

Эффективность и топливный цикл

Среднеживущий
продукты деления ^{[ нужны дальнейшие объяснения ]}
	t _½ ( год )	Урожай ( % )	вопрос ( кэВ )	Выход
¹⁵⁵Евросоюз	4.76	0.0803	252	Выход
⁸⁵НОК	10.76	0.2180	687	Выход
^{113 м}компакт-диск	14.1	0.0008	316	б
⁹⁰старший	28.9	4.505	2826	б
¹³⁷Cs	30.23	6.337	1176	б с
^{121 м}Сн	43.9	0.00005	390	Выход
¹⁵¹см	88.8	0.5314	77	б

Целями проекта IFR было повышение эффективности использования урана за счет воспроизводства плутония и устранение необходимости трансурановых когда-либо покидать площадку изотопов. Реактор представлял собой неуправляемую конструкцию, работающую на быстрых нейтронах и предназначенную для потребления любого трансуранового изотопа (а в некоторых случаях использования в качестве топлива).

По сравнению с современными легководными реакторами с прямоточным топливным циклом, который вызывает деление (и получает энергию) из менее чем 1% урана, встречающегося в природе, реактор-размножитель, такой как IFR, имеет очень эффективный топливный цикл (99,5% уран подвергается делению ^{[ нужна ссылка ]}). ^{[ 15 ]} В базовой схеме используется пироэлектрическая сепарация, распространенный метод в других металлургических процессах, для удаления трансурановых соединений и актинидов из отходов и их концентрирования. Это концентрированное топливо затем преобразуется на месте в новые топливные элементы.

Имеющиеся топливные металлы никогда не отделяются ни от изотопов плутония , ни от всех продуктов деления. ^{[ 13 ]}^{[ нужен лучший источник ]} и поэтому их относительно трудно использовать в ядерном оружии. Кроме того, поскольку плутоний никогда не должен покидать объект, он гораздо менее подвержен несанкционированной утечке. ^{[ 18 ]}

Еще одним важным преимуществом удаления трансурановых соединений с длительным периодом полураспада из цикла отходов является то, что оставшиеся отходы становятся гораздо краткосрочной опасностью. После актинидов ( переработанный уран , плутоний и второстепенные актиниды переработки ) оставшиеся изотопы радиоактивных отходов представляют собой продукты деления – с периодом полураспада 90 лет ( Sm-151 ) и менее или 211 100 лет ( Tc-99 ) и более. – плюс любые продукты активации нетопливных компонентов реактора.

Сравнение с легководными реакторами

Поток трансмутации между ²³⁸Пу и ²⁴⁴См в LWR. ^{[ 19 ]} Современные реакторы деления на тепловых нейтронах не могут расщеплять нуклиды актинидов, имеющие четное число нейтронов. Таким образом, после традиционной переработки они накапливаются и обычно с ними обращаются как с трансурановыми отходами . Аргументом в пользу быстрых реакторов является то, что они могут расщеплять все актиниды.

Ядерные отходы

Интегральные быстрые реакторы (IFR) могут производить гораздо меньше отходов, чем легководные реакторы (LWR), и даже могут использовать другие отходы в качестве топлива.

Основным аргументом в пользу использования технологии типа IFR сегодня является то, что она обеспечивает лучшее решение существующей проблемы ядерных отходов, поскольку быстрые реакторы могут питаться топливом из отходов существующих реакторов, а также из плутония, используемого в оружии, как и в случае с в действующем реакторе БН-800 . Отходы обедненного урана также можно использовать в качестве топлива в быстрых реакторах.

Отходы реакторов IFR имеют либо короткий период полураспада, что означает, что они быстро распадаются и становятся относительно безопасными, либо длительный период полураспада, что означает, что они лишь незначительно радиоактивны. Ни одна из двух форм отходов IFR не содержит плутония или других актинидов . Из-за пирообработки общий объем настоящих отходов/ продуктов деления составляет 1/20 объема отработанного топлива, произведенного легководной установкой той же мощности, и часто считается, что все отходы являются непригодными для использования. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Технеций-99 и йод-129 , составляющие 6% продуктов деления, имеют очень длительный период полураспада, но могут быть преобразованы в изотопы с очень коротким периодом полураспада (15,46 секунды и 12,36 часа) путем поглощения нейтронов внутри реактора, эффективно уничтожая их (см. подробнее: долгоживущие продукты деления ). Цирконий-93 , еще 5% продуктов деления, в принципе может быть переработан в оболочку твэла, где не имеет значения, что он радиоактивный. Без учета вклада трансурановые отходы (TRU) – которые представляют собой изотопы, образующиеся, когда уран-238 захватывает медленный тепловой нейтрон в LWR, но не делится – все высокоактивные отходы / продукты деления, оставшиеся после переработки топлива TRU, менее радиотоксичны (в зивертах ), чем природный уран (в пограммовом сравнении) в течение 200–400 лет, а затем продолжает снижаться. ^{[ 20 ]}^{[ 21 ]}^{[ 15 ]}^{[ ненадежный источник? ]}^{[ 16 ]}^{[ нужен лучший источник ]}

Переработка топлива на месте означает, что объем высокоактивных ядерных отходов, покидающих завод, ничтожен по сравнению с отработавшим топливом LWR. ^{[ примечание 1 ]} Фактически, в США большая часть отработанного топлива LWR остается на хранении на площадке реактора, а не транспортируется для переработки или размещения в геологическом хранилище . Меньшие объемы высокоактивных отходов переработки могут оставаться на площадках реакторов в течение некоторого времени, но они очень радиоактивны из-за среднеживущих продуктов деления (MLFP), и их необходимо хранить в безопасных условиях, например, в резервуарах для хранения в сухих контейнерах . В первые несколько десятилетий использования, до того как MLFP перейдут на более низкий уровень производства тепла, емкость геологического хранилища ограничена не объемом, а выделением тепла. Это ограничивает раннее размещение репозитория. Выработка остаточного тепла в MLFP от IFR примерно такая же на единицу мощности, как и в любом типе реактора деления.

Потенциальное полное удаление плутония из потока отходов реактора снижает обеспокоенность, которая сейчас существует в отношении отработавшего ядерного топлива из большинства других реакторов, а именно, что хранилище отработавшего топлива может быть использовано в качестве плутониевой шахты в какой-то момент в будущем. ^{[ 22 ]} Кроме того, несмотря на миллионократное снижение радиотоксичности, обеспечиваемое этой схемой, ^{[ примечание 2 ]} остаются опасения по поводу радиоактивного долголетия:

[Некоторые полагают], что удаление актинидов даст мало, если вообще какие-либо значительные преимущества, при захоронении в геологическом хранилище, поскольку некоторые из продуктов деления [sic] нуклидов , вызывающих наибольшую озабоченность в таких сценариях, как подземных вод выщелачивание , на самом деле имеют более длительный период полураспада, чем радиоактивные актиниды. Беспокойство по поводу отходов не может прекратиться через сотни лет, даже если все актиниды будут удалены, тогда как оставшиеся отходы содержат радиоактивные продукты деления, такие как технеций-99, йод-129 и цезий-135 с периодом полураспада от 213 000 до 15,7 миллионов. годы. ^{[ 22 ]}

Однако эти опасения не учитывают план хранения таких материалов в нерастворимом Synroc и не измеряют опасности пропорционально опасностям, исходящим от естественных источников, таких как медицинские рентгеновские лучи , космические лучи или природные радиоактивные камни (такие как гранит ). ^{[ нужна ссылка ]} Более того, некоторые радиоактивные продукты деления подлежат трансмутации , что снимает даже эти сравнительно незначительные опасения. IFR Например, положительный коэффициент пустотности можно снизить до приемлемого уровня, добавив в активную зону технеций, что поможет уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. ^{[ 23 ]}

Эффективность

IFR используют практически всю энергию, содержащуюся в урановом топливе, тогда как традиционный легководный реактор использует менее 0,65% энергии добытого урана и менее 5% энергии обогащенного урана .

Углекислый газ

И IFR, и LWR не выделяют CO ₂ во время работы, хотя строительство и переработка топлива приводят к выбросам CO ₂ (если используются источники энергии, которые не являются углеродно-нейтральными, например, ископаемое топливо), а _{CO 2.} в процессе строительства используются цементы, выделяющие .

2012 года Обзор Йельского университета выбросов CO ₂ , анализирующий оценку жизненного цикла (LCA) от ядерной энергетики , показал, что: ^{[ 24 ]}

В коллективной литературе по ОЖЦ указывается, что выбросы парниковых газов (парниковых газов) в течение жизненного цикла атомной энергетики составляют лишь часть выбросов традиционных ископаемых источников и сопоставимы с выбросами возобновляемых технологий.

Хотя в документе в основном рассматривались данные по реакторам поколения II и не анализировались выбросы CO ₂ к 2050 году из реакторов поколения III, строящихся в настоящее время, в нем обобщены результаты ОЖЦ по разрабатываемым реакторным технологиям:

Теоретические FBR [ быстрые реакторы-размножители ] оценивались в литературе по LCA. В ограниченной литературе, оценивающей эту потенциальную будущую технологию, сообщается о медиане выбросов парниковых газов в течение жизненного цикла... аналогичных или меньших, чем у LWR [ легководных реакторов ], и утверждается, что они потребляют мало или совсем не потребляют урановую руду .

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада v т и
Актиниды ^{[ 25 ]} по цепочке распада				Период полураспада диапазон ( а )	деления Продукты ²³⁵U по доходности ^{[ 26 ]}
4 н	4 н + 1	4 н + 2	4 н + 3	Период полураспада диапазон ( а )	4.5–7%	0.04–1.25%	<0,001%
²²⁸Солнце ^№				4–6 а		¹⁵⁵Евросоюз ^{то есть}
²⁴⁴См ^ƒ	²⁴¹Мог ^ƒ	²⁵⁰См.	²²⁷И ^№	10–29 а	⁹⁰старший	⁸⁵НОК	^{113 м}компакт-диск ^{то есть}
²³²В ^ƒ		²³⁸Мог ^ƒ	²⁴³См ^ƒ	29–97 а	¹³⁷Cs	¹⁵¹см ^{то есть}	^{121 м}Сн
²⁴⁸Бк ^{[ 27 ]}	²⁴⁹См. ^ƒ	^{242 м}Являюсь ^ƒ		141–351 а	Никакие продукты деления не имеют периода полураспада. в диапазоне 100 А–210 ка...
	²⁴¹Являюсь ^ƒ		²⁵¹См. ^ƒ^{[ 28 ]}	430–900 а
		²²⁶Солнце ^№	²⁴⁷Бк	1,3–1,6 тыс. лет назад
²⁴⁰Мог	²²⁹че	²⁴⁶См ^ƒ	²⁴³Являюсь ^ƒ	4,7–7,4 тыс. лет назад
	²⁴⁵См ^ƒ	²⁵⁰См		8,3–8,5 тыс. лет назад
			²³⁹Мог ^ƒ	24,1 раза
		²³⁰че ^№	²³¹Хорошо ^№	32–76 лет
²³⁶Например ^ƒ	²³³В ^ƒ	²³⁴В ^№		150–250 тыс. лет назад	⁹⁹Тс ^₡	¹²⁶Сн
²⁴⁸См		²⁴²Мог		327–375 г.		⁷⁹Се ^₡
				1,53 млн лет назад	⁹³Зр
	²³⁷Например ^ƒ			2,1–6,5 млн лет назад	¹³⁵Cs ^₡	¹⁰⁷ПД
²³⁶В			²⁴⁷См ^ƒ	15-24 млн лет назад		¹²⁹я ^₡
²⁴⁴Мог				80 млн лет назад	... не более 15,7 млн лет назад ^{[ 29 ]}
²³²че ^№		²³⁸В ^№	²³⁵В ^ƒНет	0,7–14,1 млрд лет назад	... не более 15,7 млн лет назад ^{[ 29 ]}
₡, имеет сечение захвата тепловых нейтронов в диапазоне 8–50 барн. ƒ, делящийся №, преимущественно радиоактивный материал природного происхождения (НОРМ) þ, нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. барнов)

Топливный цикл

Топливо быстрого реактора должно состоять как минимум на 20% из делящегося топлива, что больше, чем у низкообогащенного урана, используемого в LWR. Делящийся ядерного материал может первоначально включать высокообогащенный уран или плутоний LWR из отработавшего топлива , выведенного из эксплуатации оружия или других источников. Во время работы реактор производит больше делящегося материала из воспроизводящего материала – максимум примерно на 5% больше из урана и на 1% больше из тория .

Воспроизводящим материалом в топливе быстрого реактора может быть обедненный уран (в основном уран-238 ), природный уран , торий или переработанный уран из отработавшего топлива традиционных LWR. ^{[ 15 ]} и даже включают неделящиеся изотопы плутония и минорные изотопы актинидов. Если предположить отсутствие утечки актинидов в поток отходов во время переработки, реактор типа IFR мощностью 1 ГВт будет потреблять около 1 тонны воспроизводящего материала в год и производить около 1 тонны продуктов деления .

Переработка топливного цикла IFR путем пирообработки (в данном случае электрорафинирования ) не требует производства чистого плутония, свободного от радиоактивности продуктов деления, как это PUREX предусмотрено в процессе . Целью переработки в топливном цикле IFR является просто снижение уровня тех продуктов деления, которые являются нейтронными поглотителями ; даже их не обязательно удалять полностью. Электрорафинированное отработанное топливо очень радиоактивно, но поскольку новое топливо не нужно точно изготавливать, как топливные таблетки LWR, а можно просто отлить, можно использовать дистанционное изготовление, что снижает воздействие на рабочих.

Как и любой быстрый реактор, за счет изменения материала, используемого в бланкетах, IFR может работать в диапазоне от бридера до автономного режима и горелки. В режиме-размножителе (с использованием бланкетов из урана-238) реактор производит больше делящегося материала, чем потребляет. Это полезно для обеспечения расщепляющегося материала для запуска других заводов. Используя стальные отражатели вместо бланкетов из U-238, реактор работает в чистом режиме горения и не является чистым создателем делящегося материала; в конечном итоге он будет потреблять делящийся и воспроизводящий материал и, при условии переработки без потерь, не будет выделять актинидов , а только продукты деления и продукты активации . Количество необходимого расщепляющегося материала может стать ограничивающим фактором для очень широкого развертывания быстрых реакторов, если запасы избыточного оружейного плутония и плутония отработавшего топлива LWR окажутся недостаточными. Чтобы максимизировать скорость развертывания быстрых реакторов, их можно эксплуатировать в режиме максимального разведения.

Поскольку текущая стоимость обогащенного урана невелика по сравнению с ожидаемой стоимостью крупномасштабного оборудования для пирообработки и электрорафинирования, а также стоимостью строительства контура вторичного теплоносителя, более высокие затраты на топливо теплового реактора в течение ожидаемого срока службы станции компенсируются. за счет увеличения капитальных затрат . (В настоящее время в Соединенных Штатах коммунальные предприятия платят правительству фиксированную ставку в размере 1/10 цента за киловатт-час за утилизацию высокорадиоактивных отходов в соответствии с законом в соответствии с Законом о политике в отношении ядерных отходов . Если бы эта плата была основана на Поскольку запланированное геологическое хранилище в виде горы Юкка не реализуется, этот фонд накопился за эти годы, и в настоящее время на пороге правительства скопилось 25 миллиардов долларов. они не доставили, то есть снизили опасность, исходящую от отходов. ^{[ 30 ]})

Переработка ядерного топлива с использованием пирообработки и электрорафинирования еще не была продемонстрирована в коммерческом масштабе, поэтому инвестиции в крупную установку типа IFR могут быть более высоким финансовым риском, чем в обычный LWR.

Пассивная безопасность

В IFR используется топливо из металлических сплавов (уран, плутоний и/или цирконий), которое является хорошим проводником тепла, в отличие от оксида урана, используемого в LWR (и даже в некоторых реакторах-размножителях на быстрых нейтронах), который является плохим проводником тепла и достигает высокие температуры в центре топливных таблеток. IFR также имеет меньший объем топлива, поскольку делящийся материал разбавлен воспроизводящим материалом в соотношении 5 или меньше по сравнению с примерно 30 для топлива LWR. Активная зона IFR требует большего отвода тепла на объем активной зоны во время работы, чем активная зона LWR; но с другой стороны, после отключения остается гораздо меньше захваченного тепла, которое все еще рассеивается и которое необходимо удалить. Однако выделение остаточного тепла от короткоживущих продуктов деления и актинидов в обоих случаях сопоставимо: начинается с высокого уровня и уменьшается с течением времени после остановки. Большой объем жидкого натриевого теплоносителя первого контура в конфигурации бассейна предназначен для поглощения остаточного тепла без достижения температуры плавления топлива. Первичные натриевые насосы сконструированы с маховики , чтобы они медленно замедлялись (90 секунд) при отключении питания. Этот выбег дополнительно способствует охлаждению активной зоны после остановки. Если бы первичный контур охлаждения каким-то образом внезапно остановился или если бы стержни управления были внезапно удалены, металлическое топливо может расплавиться, как это случайно продемонстрировано в EBR-I; однако плавящееся топливо затем выдавливается вверх по стальным трубкам оболочки топлива и из активной области активной зоны, что приводит к постоянной остановке реактора и прекращению дальнейшего выделения тепла при делении или плавления топлива. ^{[ 32 ]} При использовании металлического топлива оболочка не нарушается и радиоактивность не выделяется даже при переходных процессах с экстремальной мощностью.

Саморегулирование уровня мощности IFR зависит главным образом от теплового расширения топлива, которое позволяет большему количеству нейтронов уйти, гася цепную реакцию . LWR имеют меньший эффект от теплового расширения топлива (поскольку большая часть активной зоны является замедлителем нейтронов ), но имеют сильную отрицательную обратную связь от доплеровского уширения (которое действует на тепловые и надтепловые нейтроны, а не на быстрые нейтроны) и отрицательный коэффициент пустотности из-за кипения воды. замедлитель/хладагент; менее плотный пар возвращает топливу меньше и менее термализованных нейтронов, которые с большей вероятностью будут захвачены U-238, чем вызовут деление. Однако положительный пустотный коэффициент IFR можно снизить до приемлемого уровня, добавив в ядро технеций, что поможет уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. ^{[ 23 ]}

IFR способны выдерживать как потерю потока без SCRAM , так и потерю теплоотвода без SCRAM. Помимо пассивной остановки реактора, создаваемый в системе теплоносителя первого контура конвекционный ток будет предотвращать повреждение топлива (расплавление активной зоны). Эти возможности были продемонстрированы в EBR-II . ^{[ 1 ]} Конечная цель состоит в том, чтобы ни при каких обстоятельствах не было выброса радиоактивности.

Воспламеняемость натрия представляет опасность для операторов. Натрий легко горит на воздухе и самопроизвольно воспламеняется при контакте с водой. Использование промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами минимизирует риск возникновения натриевого пожара в активной зоне реактора.

При нейтронной бомбардировке натрий-24 образуется . Он очень радиоактивен и испускает энергичное гамма-излучение с энергией 2,7 МэВ , за которым следует бета-распад с образованием магния-24 . Период полураспада составляет всего 15 часов, поэтому этот изотоп не представляет долгосрочной опасности. Тем не менее, наличие натрия-24 дополнительно обуславливает необходимость использования промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами.

Распространение

Как IFR, так и легководные реакторы (LWR) производят плутоний реакторного качества , который даже при высоких выгораниях остается пригодным для использования в оружии. ^{[ 33 ]} – однако топливный цикл IFR имеет некоторые конструктивные особенности, которые затрудняют распространение, чем нынешняя PUREX переработка отработанного топлива LWR . Во-первых, он может работать при более высоких выгораниях и, следовательно, увеличивать относительное содержание неделящихся, но воспроизводящих изотопов плутония-238 , плутония-240 и плутония-242 . ^{[ 34 ]}

IFR В отличие от переработки PUREX, электролитическая переработка отработавшего топлива не выделяет чистый плутоний. Вместо этого его оставляют смешанным с второстепенными актинидами и некоторыми редкоземельными продуктами деления, что делает теоретическую возможность сделать бомбу непосредственно из него весьма сомнительной. ^{[ 13 ]}^{[ нужен лучший источник ]} чем транспортировка с крупного централизованного завода по переработке на реакторы в других местах (как это принято сейчас во Франции, из Ла-Ааги в ее рассредоточенный ядерный парк легководных реакторов). Пирообработанное топливо IFR будет гораздо более устойчивым к несанкционированному перенаправлению, ^{[ 18 ]}^{[ нужен лучший источник ]} Материал со смесью изотопов плутония в IFR останется на площадке реактора, а затем сгорит практически на месте ; ^{[ 18 ]}^{[ нужен лучший источник ]} в качестве альтернативы, если он работает как реактор-размножитель, часть пиропереработанного топлива может быть использована реактором (или другими реакторами, расположенными в другом месте). Однако, как и в случае с традиционной водной переработкой, остается возможность химически извлечь все изотопы плутония из пиропереработанного топлива. На самом деле, было бы гораздо проще сделать это из переработанного продукта, чем из исходного отработавшего топлива. Однако сделать это по-прежнему будет сложнее по сравнению с другим традиционным переработанным ядерным топливом, МОХ , поскольку переработанное топливо IFR содержит больше продуктов деления и, из-за более высокого выгорания , более устойчив к распространению Pu-240, чем МОХ.

Преимуществом удаления и сжигания актинидов (включая плутоний) из отработавшего топлива IFR является устранение опасений по поводу оставления отработавшего топлива (или даже обычного – и, следовательно, со сравнительно более низким выгоранием – отработавшего топлива, которое может содержать пригодный для использования в оружии изотоп плутония). концентрации) в геологическом хранилище или сухом хранилище , которое в будущем можно было бы добыть с целью изготовления оружия. ^{[ 22 ]}

Потому что реакторный плутоний содержит изотопы плутония с высокими скоростями спонтанного деления , и соотношения этих проблемных (с точки зрения оружейного производства) изотопов только увеличиваются. ^{[ нужны разъяснения ]} поскольку топливо сгорает все дольше и дольше, значительно труднее производить ядерное оружие деления значительной мощности из сильно выгоревшего отработавшего топлива, чем из (обычного) умеренно выгоревшего отработавшего топлива LWR.

Таким образом, риски распространения значительно снижаются с помощью системы IFR по многим показателям, но не устраняются полностью. Плутоний из переработанного топлива усовершенствованного жидкометаллического реактора (АЛМР) будет иметь изотопный состав, аналогичный тому, который получается из других сильно сгоревших источников отработавшего ядерного топлива . Хотя это делает материал менее привлекательным для производства оружия, его, тем не менее, можно использовать в менее сложном оружии или для термоядерного синтеза .

В 1962 году правительство США взорвало ядерное устройство с использованием так называемого « плутония реакторного качества », хотя в более поздних классификациях его вместо этого считали плутонием топливного качества с низким уровнем выгорания , типичным для того, который производится реакторами Магнокс . ^{[ 35 ]}^{[ 36 ]}

Плутоний, произведенный в топливе реактора-размножителя, обычно содержит более высокую долю изотопа плутония-240, первого поколения, чем тот, который производится в других реакторах, что делает его менее привлекательным для использования в оружии, особенно в конструкциях ядерного оружия подобных «Толстяку» . Это обеспечивает внутреннюю степень устойчивости к распространению. Однако если во время воспроизводства для окружения активной зоны используется урановый бланкет, то плутоний, образующийся в бланкете, обычно имеет высокое качество Pu-239 и содержит очень мало Pu-240, что делает его очень привлекательным для использования в оружии. ^{[ 37 ]}

Если IFR работает как бридер, а не как горелка, он имеет потенциал распространения:

Хотя некоторые недавние предложения относительно будущего концепции ALMR/IFR больше сосредоточены на ее способности преобразовывать и необратимо использовать плутоний, например, концептуальный реактор PRISM и действующий (2014 г.) реактор БН-800 в России, Разработчики IFR признают, что «неоспоримо, что IFR может быть сконфигурирован как чистый производитель плутония». ^{[ 38 ]} Если бы вместо переработки отработавшего топлива использовать систему АЛМР для переработки облученного воспроизводящего (воспроизводящего) материала (то есть если бы использовался бланкет воспроизводящего U-238) в электрорафинере, то полученный плутоний был бы более качественным материалом, с почти идеальный изотопный состав для производства ядерного оружия. ^{[ 39 ]}

Проектирование и строительство реактора

Коммерческая версия IFR, S-PRISM , может быть изготовлена на заводе и доставлена на площадку. Эта небольшая модульная конструкция (модули мощностью 311 МВт) снижает затраты и позволяет экономично строить атомные станции различной мощности (311 МВт и любое целое кратное).

Оценка затрат с учетом полного жизненного цикла показывает, что быстрые реакторы не могут быть дороже, чем водо-водяные реакторы, которые в настоящее время являются наиболее широко используемыми реакторами в мире. ^{[ 40 ]}

Жидкометаллический натриевый теплоноситель

В отличие от реакторов, в которых используются относительно медленные (тепловые) нейтроны низкой энергии, реакторам на быстрых нейтронах необходим теплоноситель ядерного реактора , который не замедляет и не блокирует нейтроны (как это делает вода в LWR), чтобы у них было достаточно энергии для деления изотопов актинидов , которые являются делящимися, но не делящийся . Активная зона также должна быть компактной и содержать как можно меньшее количество замедляющего нейтроны материала. Металлический натриевый теплоноситель во многом обладает наиболее привлекательным для этой цели сочетанием свойств. Помимо того, что он не является замедлителем нейтронов, желательные физические характеристики включают:

Низкая температура плавления
Низкое давление пара
Высокая температура кипения
Отличная теплопроводность
Низкая вязкость
Легкий вес
Термическая и радиационная стабильность

Дополнительные преимущества использования жидкого натрия включают в себя:

Богатый и недорогой материал
При очистке хлором получается нетоксичная поваренная соль.
Совместим с другими материалами, используемыми в сердечнике (не вступает в реакцию и не растворяет нержавеющую сталь), поэтому специальные меры защиты от коррозии не требуются.
Низкая мощность перекачки (из-за легкого веса и низкой вязкости)
Защищает другие компоненты от коррозии, поддерживая среду, свободную от кислорода и воды (натрий вступает в реакцию с любыми следовыми количествами с образованием оксида натрия или гидроксида натрия и водорода).
Легкий вес (низкая плотность) повышает устойчивость к сейсмическим инерционным явлениям (землетрясениям).

Существенными недостатками использования натрия являются его чрезвычайная пожароопасность при наличии сколько-нибудь значительных количеств воздуха (кислорода) и его самовозгорание с водой, что делает опасными утечки натрия и затопления. Так было на АЭС Монджу во время аварии и пожара в 1995 году. Реакции с водой производят водород, который может быть взрывоопасным. Продукт активации натрия (изотоп) ²⁴При распаде Na высвобождает опасные энергичные фотоны (хотя период полураспада у него всего лишь 15 часов). Конструкция реактора сохраняет ²⁴Na в бассейне реактора и отводит тепло для производства электроэнергии с использованием вторичного натриевого контура, но это увеличивает затраты на строительство и обслуживание. ^{[ 41 ]}

См. также

Примечания

^ По оценкам Аргоннской национальной лаборатории, объем отходов электростанции мощностью 1000 МВт , работающей на 70% мощности, составляет 1700 фунтов в год. ^{[ 15 ]}
^ Радиоактивность и связанные с ней опасности примерно делятся на период полураспада изотопа. Например, учитывая период полураспада технеция-99, составляющий 213 000 лет, в сочетании с уменьшением объема IFR на 1/20, получается около 1/4 000 000 радиотоксичности отходов легководного реактора. Небольшой размер (около 1,5 тонн на гигаватт-год) позволяет использовать дорогостоящие методы утилизации, такие как нерастворимая синтетическая порода. Опасности гораздо меньше, чем от отходов ископаемого топлива или прорыва плотин.

Ссылки

^ Jump up to: ^а ^б IFR в Аргоннской национальной лаборатории , www.ne.anl.gov , по состоянию на 1 ноября 2022 г.
^ «GE Hitachi Nuclear Energy призывает Конгресс поддержать разработку технологии переработки, позволяющей превратить отработанное ядерное топливо в актив – пресс-релиз GE Energy» . Genewscenter.com. 18 июня 2009 г. Архивировано из оригинала 3 декабря 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.
^ «Натрий» . Веб-сайт НРК . Проверено 28 октября 2022 г.
^ Патель, Сонал (27 октября 2022 г.). «PacifiCorp, TerraPower оценивает развертывание до пяти дополнительных усовершенствованных натриевых реакторов» . Журнал СИЛА . Проверено 27 октября 2022 г.
^ «Доктор Чарльз Тилль | Ядерная реакция | ФРОНТЛИНИЯ» . ПБС. 16 января 2014 г. Проверено 24 января 2014 г.
^ «Закон об ассигнованиях на развитие энергетики и водных ресурсов 1995 г. (Сенат – 30 июня 1994 г.)» . 103-й рекорд Конгресса . Библиотека Конгресса. Архивировано из оригинала 10 января 2016 года . Проверено 16 декабря 2012 г.
^ «Топор снова нацелен на Аргонну (Chicago Tribune – 8 февраля 1994 г.)» . Чикаго Трибьюн. 8 февраля 1994 года . Проверено 18 марта 2015 г.
^ Отчет о расследовании утверждений о преследовании за поднятие вопросов безопасности и качества работ в отношении проекта интегрального быстрого реактора Аргоннской национальной лаборатории, номер отчета DOE/NS-0005P, 1 декабря 1991 г. Идентификатор OSTI ID OSTI: 6030509,
↑ Отчет поддерживает информатора, Nature 356, 469 (9 апреля 1992 г.)
^ Наука , Том. 256, № 5055, 17 апреля 1992 г.
^ Дорожная карта поколения IV. Резюме оценок. 2002 г. 18 слайдов – некоторые неразборчивы
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час Тилль, Чарльз; Чанг, Юн Иль (2011). Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора, сложная история простой реакторной технологии с акцентом на ее научную основу для неспециалистов . п. 114. ИСБН 9781466384606 .
^ Jump up to: ^а ^б ^с «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено ~ 19–21 минута» . Ютуб . 12 июля 2014 г.
^ Nucleus-4-2007 , стр. 15, см. диаграмму SV/g, www.stralsakerhetsmyndigheten.se.
^ Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и «Введение в ПРОГРАММУ ИНТЕГРАЛЬНОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА (IFR) Аргоннской национальной лаборатории» . 09.10.2007. Архивировано из оригинала 15 сентября 2008 года . Проверено 24 января 2014 г.
^ Jump up to: ^а ^б «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено ~ 13 минут» . Ютуб . 12 июля 2014 г.
^ «Пассивно безопасные реакторы полагаются на то, что природа сохраняет их прохладу» . Ne.anl.gov. 13 декабря 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.
^ Jump up to: ^а ^б ^с «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено в ~17:30» . Ютуб . 12 июля 2014 г.
^ Сасахара, Акихиро; Мацумура, Тецуо; Николау, Гиоргос; Папайоанну, Дмитрий (апрель 2004 г.). «Оценка источников нейтронов и гамма-излучения отработавшего UO2 и МОКС-топлива LWR с высоким выгоранием» . Журнал ядерной науки и технологий . 41 (4): 448–456. дои : 10.3327/jnst.41.448 .
^ Профессор Давид Ружич (14 мая 2019 г.). «Обращение с отработанным топливом (переработка)» . Ютуб . Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г.
^ Янне Валлениус (1 апреля 2007 г.). «Повторное использование длительного замкнутого топливного цикла» (PDF) . Ядро : 15. Архивировано из оригинала (PDF) 19 мая 2014 г.
^ Jump up to: ^а ^б ^с Конгресс США (1994) , с. 30.
^ Jump up to: ^а ^б Снижение натриево-пустого коэффициента реактивности за счет использования слоя технеция стр. 2
^ Уорнер, Итан С.; Хит, Гарвин А. Выбросы парниковых газов в течение жизненного цикла при производстве ядерной электроэнергии: систематический обзор и гармонизация , Журнал промышленной экологии , Йельский университет , опубликовано онлайн 17 апреля 2012 г., два : 10.1111/j.1530-9290.2012.00472.x
^ Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле это субактинид, он непосредственно предшествует актинию (89) и следует за трехэлементным интервалом нестабильности после полония (84), где ни один нуклид не имеет период полураспада, по крайней мере, четыре года (самый долгоживущий нуклид в пробеле - радон-222 с периодом полураспада менее четырех суток ). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия, имеющий возраст 1600 лет, заслуживает включения этого элемента в этот список.
^ В частности, в результате тепловыми нейтронами деления урана-235 , например, в типичном ядерном реакторе .
^ Милстед, Дж.; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «Альфа-период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика . 71 (2): 299. Бибкод : 1965NucPh..71..299M . дои : 10.1016/0029-5582(65)90719-4 .
«Изотопный анализ выявил вид с массой 248 в постоянном количестве в трех образцах, анализированных в течение примерно 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk. ²⁴⁸ с периодом полураспада более 9 [лет]. Нет роста Cf ²⁴⁸ был обнаружен, и нижний предел для β ⁻ период полураспада можно установить примерно на уровне 10 ⁴ [годы]. Никакой альфа-активности, приписываемой новому изомеру, обнаружено не было; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет]».
^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».
^ За исключением « классически стабильных » нуклидов с периодом полураспада, значительно превышающим ²³²чё; например, пока ^{113 м}Период полураспада Cd составляет всего четырнадцать лет, а у ¹¹³Cd составляет восемь квадриллионов лет.
^ Мэтью Л. Уолд, Министерству энергетики приказано прекратить взимать плату за ядерные отходы , The New York Times , 20 ноября 2013 г., стр. A20 (получено 2 апреля 2014 г.)
^ «Историческое видео о концепции интегрального быстрого реактора (IFR). Загружено – Nuclear Engineering at Argonne» . Ютуб . 3 марта 2014 г. Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г.
^ Тилль и Чанг, Чарльз Э. и Юн Иль (2011). Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора . CreateSpace. стр. 157–158. ISBN 978-1466384606 . Архивировано из оригинала 5 июня 2011 г. Проверено 23 июня 2011 г.
^ Управление военным ураном и плутонием в Соединенных Штатах и бывшем Советском Союзе , Мэтью Банн и Джон П. Холдрен, Анну. Преподобный Energy Environ. 1997. 22: 403–86.
^ Классификация запасов отработанного ядерного топлива в поддержку комплексной национальной стратегии ядерного топливного цикла . стр. 35 Рисунок 21. Изотопный состав выбросов тепловыделяющей сборки водо-водяного реактора с начальным обогащением по U-235 4,5 мас. %, накопившей выгорание 45 ГВт/сут/MTU. Изотопный состав отработанного ядерного топлива как функция выгорания для типовой ТВС PWR.
^ ВНА (март 2009 г.). «Плутоний» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 г. Проверено 28 февраля 2010 г.
^ Конгресс США (1994) , с. 34.
^ https://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm Реакторы Breeder. Архивировано 1 июля 2013 г. в Wayback Machine.
^ Конгресс США (1994) , с. 32.
^ Конгресс США (1994) , с. 36.
^ Поплавский В.М.; Чебесков А.Н.; Матвеев, В.И. (01.06.2004). «БН-800 как новый этап развития быстрых реакторов с натриевым теплоносителем». Атомная энергия . 96 (6): 386–390. дои : 10.1023/B:ATEN.0000041204.70134.20 . S2CID 96585192 .
^ Фаннинг, Томас Х. (3 мая 2007 г.). «Натрий как теплоноситель быстрого реактора» (PDF) . Ne.doe.gov . Управление ядерной энергии | Министерство энергетики | Чикагский университет, Аргонн . Архивировано из оригинала (PDF) 13 января 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.

Дальнейшее чтение

Том Блис (2008). Рецепт для планеты: безболезненное средство от нашего энергетического и экологического кризиса . Издательство BookSurge. ISBN 978-1-4196-5582-1 .
Конгресс США, Управление по оценке технологий (май 1994 г.). Технические варианты усовершенствованного жидкометаллического реактора (PDF) . Типография правительства США. ISBN 978-1-4289-2068-2 .
Чарльз Э. Тилль; Юн Иль Чанг (2011). Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора: сложная история простой реакторной технологии с упором на ее научные основы для неспециалистов . CreateSpace. ISBN 978-1-4663-8460-6 .
Уильям Э. Ханнум; Джеральд Э. Марш; Джордж С. Стэнфорд (декабрь 2005 г.). «Разумное использование ядерных отходов» . Научный американец .
Восстановление Земли , Теодор Б. Тейлор и Чарльз К. Хэмпстон, 166 страниц, Harper & Row (1973) ISBN 978-0060142315
Устойчивая энергетика – без горячего воздуха , Дэвид Дж. Маккей , 384 страницы, UIT Cambridge (2009) ISBN 978-0954452933
2081: Обнадеживающий взгляд на будущее человечества , Джерард К. О'Нил , 284 страницы, Simon & Schuster (1981) ISBN 978-0671242572
Вторая ядерная эра: новый старт ядерной энергетики , Элвин М. Вайнберг и др., 460 страниц, Praeger Publishers (1985). ISBN 978-0275901837
Ториевый топливный цикл – потенциальные выгоды и проблемы , МАГАТЭ, 105 страниц (2005 г.) ISBN 978-9201034052
Ядерный императив: критический взгляд на приближающийся энергетический кризис (Больше физики для президентов) , Джефф Эркенс, 212 страниц, Springer (2010) ISBN 978-9048186662

Внешние ссылки

Интегральный быстрый реактор в Аргоннской национальной лаборатории
Архивные материалы с сайта об IFR, ранее размещавшегося в Калифорнийском университете в Беркли:
Интегральные быстрые реакторы: источник безопасной, обильной, экологически чистой энергии Джордж С. Стэнфорд, доктор философии.
Интервью на передовой с доктором Тиллем .
Вопросы и ответы IFR с Томом Блисом и Джорджем Стэнфордом
Интегральные быстрые реакторы Тома Блиса, часть 2 из 3 – Интервью с автором Томом Блисом об IFR
Роль IFR в глобальном потеплении

[22] По оценкам Аргоннской национальной лаборатории, объем отходов электростанции мощностью 1000 МВт , работающей на 70% мощности, составляет 1700 фунтов в год. ^{[ 15 ]}

[24] Радиоактивность и связанные с ней опасности примерно делятся на период полураспада изотопа. Например, учитывая период полураспада технеция-99, составляющий 213 000 лет, в сочетании с уменьшением объема IFR на 1/20, получается около 1/4 000 000 радиотоксичности отходов легководного реактора. Небольшой размер (около 1,5 тонн на гигаватт-год) позволяет использовать дорогостоящие методы утилизации, такие как нерастворимая синтетическая порода. Опасности гораздо меньше, чем от отходов ископаемого топлива или прорыва плотин.

[ANL-1] Jump up to: ^а ^б IFR в Аргоннской национальной лаборатории , www.ne.anl.gov , по состоянию на 1 ноября 2022 г.

[2] «GE Hitachi Nuclear Energy призывает Конгресс поддержать разработку технологии переработки, позволяющей превратить отработанное ядерное топливо в актив – пресс-релиз GE Energy» . Genewscenter.com. 18 июня 2009 г. Архивировано из оригинала 3 декабря 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.

[3] «Натрий» . Веб-сайт НРК . Проверено 28 октября 2022 г.

[4] Патель, Сонал (27 октября 2022 г.). «PacifiCorp, TerraPower оценивает развертывание до пяти дополнительных усовершенствованных натриевых реакторов» . Журнал СИЛА . Проверено 27 октября 2022 г.

[5] «Доктор Чарльз Тилль | Ядерная реакция | ФРОНТЛИНИЯ» . ПБС. 16 января 2014 г. Проверено 24 января 2014 г.

[6] «Закон об ассигнованиях на развитие энергетики и водных ресурсов 1995 г. (Сенат – 30 июня 1994 г.)» . 103-й рекорд Конгресса . Библиотека Конгресса. Архивировано из оригинала 10 января 2016 года . Проверено 16 декабря 2012 г.

[7] «Топор снова нацелен на Аргонну (Chicago Tribune – 8 февраля 1994 г.)» . Чикаго Трибьюн. 8 февраля 1994 года . Проверено 18 марта 2015 г.

[8] Отчет о расследовании утверждений о преследовании за поднятие вопросов безопасности и качества работ в отношении проекта интегрального быстрого реактора Аргоннской национальной лаборатории, номер отчета DOE/NS-0005P, 1 декабря 1991 г. Идентификатор OSTI ID OSTI: 6030509,

[9] Отчет поддерживает информатора, Nature 356, 469 (9 апреля 1992 г.)

[10] Наука , Том. 256, № 5055, 17 апреля 1992 г.

[G4ES-2002-11] Дорожная карта поколения IV. Резюме оценок. 2002 г. 18 слайдов – некоторые неразборчивы

[PE-12] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и ^ж ^г ^час Тилль, Чарльз; Чанг, Юн Иль (2011). Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора, сложная история простой реакторной технологии с акцентом на ее научную основу для неспециалистов . п. 114. ИСБН 9781466384606 .

[youtube.com-13] Jump up to: ^а ^б ^с «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено ~ 19–21 минута» . Ютуб . 12 июля 2014 г.

[SV/g_chart-14] Nucleus-4-2007 , стр. 15, см. диаграмму SV/g, www.stralsakerhetsmyndigheten.se.

[berkeley-15] Jump up to: ^а ^б ^с ^д ^и «Введение в ПРОГРАММУ ИНТЕГРАЛЬНОГО БЫСТРОГО РЕАКТОРА (IFR) Аргоннской национальной лаборатории» . 09.10.2007. Архивировано из оригинала 15 сентября 2008 года . Проверено 24 января 2014 г.

[https-16] Jump up to: ^а ^б «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено ~ 13 минут» . Ютуб . 12 июля 2014 г.

[17] «Пассивно безопасные реакторы полагаются на то, что природа сохраняет их прохладу» . Ne.anl.gov. 13 декабря 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.

[ReferenceB-18] Jump up to: ^а ^б ^с «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральному быстрому реактору) @ TEAC6. Заявлено в ~17:30» . Ютуб . 12 июля 2014 г.

[19] Сасахара, Акихиро; Мацумура, Тецуо; Николау, Гиоргос; Папайоанну, Дмитрий (апрель 2004 г.). «Оценка источников нейтронов и гамма-излучения отработавшего UO2 и МОКС-топлива LWR с высоким выгоранием» . Журнал ядерной науки и технологий . 41 (4): 448–456. дои : 10.3327/jnst.41.448 .

[20] Профессор Давид Ружич (14 мая 2019 г.). «Обращение с отработанным топливом (переработка)» . Ютуб . Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г.

[pg_15_see_SV/g_chart-21] Янне Валлениус (1 апреля 2007 г.). «Повторное использование длительного замкнутого топливного цикла» (PDF) . Ядро : 15. Архивировано из оригинала (PDF) 19 мая 2014 г.

[FOOTNOTEU.S._Congress199430-23] Jump up to: ^а ^б ^с Конгресс США (1994) , с. 30.

[osti.gov-25] Jump up to: ^а ^б Снижение натриево-пустого коэффициента реактивности за счет использования слоя технеция стр. 2

[Warner_+_Heath,_JoIE-26] Уорнер, Итан С.; Хит, Гарвин А. Выбросы парниковых газов в течение жизненного цикла при производстве ядерной электроэнергии: систематический обзор и гармонизация , Журнал промышленной экологии , Йельский университет , опубликовано онлайн 17 апреля 2012 г., два : 10.1111/j.1530-9290.2012.00472.x

[27] Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле это субактинид, он непосредственно предшествует актинию (89) и следует за трехэлементным интервалом нестабильности после полония (84), где ни один нуклид не имеет период полураспада, по крайней мере, четыре года (самый долгоживущий нуклид в пробеле - радон-222 с периодом полураспада менее четырех суток ). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия, имеющий возраст 1600 лет, заслуживает включения этого элемента в этот список.

[28] В частности, в результате тепловыми нейтронами деления урана-235 , например, в типичном ядерном реакторе .

[29] Милстед, Дж.; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «Альфа-период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика . 71 (2): 299. Бибкод : 1965NucPh..71..299M . дои : 10.1016/0029-5582(65)90719-4 .
«Изотопный анализ выявил вид с массой 248 в постоянном количестве в трех образцах, анализированных в течение примерно 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk. ²⁴⁸ с периодом полураспада более 9 [лет]. Нет роста Cf ²⁴⁸ был обнаружен, и нижний предел для β ⁻ период полураспада можно установить примерно на уровне 10 ⁴ [годы]. Никакой альфа-активности, приписываемой новому изомеру, обнаружено не было; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет]».

[30] Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».

[31] За исключением « классически стабильных » нуклидов с периодом полураспада, значительно превышающим ²³²чё; например, пока ^{113 м}Период полураспада Cd составляет всего четырнадцать лет, а у ¹¹³Cd составляет восемь квадриллионов лет.

[32] Мэтью Л. Уолд, Министерству энергетики приказано прекратить взимать плату за ядерные отходы , The New York Times , 20 ноября 2013 г., стр. A20 (получено 2 апреля 2014 г.)

[33] «Историческое видео о концепции интегрального быстрого реактора (IFR). Загружено – Nuclear Engineering at Argonne» . Ютуб . 3 марта 2014 г. Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г.

[TillAndYang-34] Тилль и Чанг, Чарльз Э. и Юн Иль (2011). Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора . CreateSpace. стр. 157–158. ISBN 978-1466384606 . Архивировано из оригинала 5 июня 2011 г. Проверено 23 июня 2011 г.

[35] Управление военным ураном и плутонием в Соединенных Штатах и бывшем Советском Союзе , Мэтью Банн и Джон П. Холдрен, Анну. Преподобный Energy Environ. 1997. 22: 403–86.

[36] Классификация запасов отработанного ядерного топлива в поддержку комплексной национальной стратегии ядерного топливного цикла . стр. 35 Рисунок 21. Изотопный состав выбросов тепловыделяющей сборки водо-водяного реактора с начальным обогащением по U-235 4,5 мас. %, накопившей выгорание 45 ГВт/сут/MTU. Изотопный состав отработанного ядерного топлива как функция выгорания для типовой ТВС PWR.

[37] ВНА (март 2009 г.). «Плутоний» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 г. Проверено 28 февраля 2010 г.

[FOOTNOTEU.S._Congress199434-38] Конгресс США (1994) , с. 34.

[39] ttps://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm Реакторы Breeder. Архивировано 1 июля 2013 г. в Wayback Machine.

[FOOTNOTEU.S._Congress199432-40] Конгресс США (1994) , с. 32.

[FOOTNOTEU.S._Congress199436-41] Конгресс США (1994) , с. 36.

[42] Поплавский В.М.; Чебесков А.Н.; Матвеев, В.И. (01.06.2004). «БН-800 как новый этап развития быстрых реакторов с натриевым теплоносителем». Атомная энергия . 96 (6): 386–390. дои : 10.1023/B:ATEN.0000041204.70134.20 . S2CID 96585192 .

[43] Фаннинг, Томас Х. (3 мая 2007 г.). «Натрий как теплоноситель быстрого реактора» (PDF) . Ne.doe.gov . Управление ядерной энергии | Министерство энергетики | Чикагский университет, Аргонн . Архивировано из оригинала (PDF) 13 января 2013 г. Проверено 24 января 2014 г.

[ 1 ]

[ 2 ]

[ 3 ]

[ 4 ]

[ 5 ]

[ 6 ]

[ 7 ]

[ 8 ]

[ 9 ]

[ 10 ]

[ 11 ]

[ 12 ]

[ 13 ]

[ 14 ]

[ 15 ]

[ 16 ]

[ 17 ]

[ 18 ]

[ 19 ]

[ 20 ]

[ 21 ]

[ примечание 1 ]

[ 22 ]

[ примечание 2 ]

[ 23 ]

[ 24 ]

[ 25 ]

[ 26 ]

[ 27 ]

[ 28 ]

[ 29 ]

[ 30 ]

[ 31 ]

[ 32 ]

[ 33 ]

[ 34 ]

[ 35 ]

[ 36 ]

[ 37 ]

[ 38 ]

[ 39 ]

[ 40 ]

[ 41 ]