✖


Jump to content

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем

Схема быстрого реактора со свинцовым теплоносителем.

Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем — это конструкция ядерного реактора , в которой используется расплавленный свинец или эвтектический свинцово-висмутовый теплоноситель . Эти материалы можно использовать в качестве теплоносителя первого контура, поскольку они имеют низкое поглощение нейтронов и относительно низкие температуры плавления . Нейтроны меньше замедляются при взаимодействии с этими тяжелыми ядрами (поэтому они не являются замедлителями нейтронов ), поэтому эти реакторы работают на быстрых нейтронах .

Концепция в целом аналогична быстрым реакторам с натриевым охлаждением , и в большинстве быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением вместо свинца используется натрий. Было построено несколько реакторов со свинцовым теплоносителем, за исключением некоторых реакторов советских атомных подводных лодок в 1970-х годах. Однако ряд предлагаемых и одна строящаяся конструкция новых ядерных реакторов имеют свинцовое охлаждение.

Конструкции топлива, изучаемые для этой схемы реактора, включают воспроизводящий уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла . [1]

Конструкция реактора со свинцовым теплоносителем была предложена как реактор IV поколения .Планы по будущему внедрению реактора этого типа включают модульные конструкции мощностью от 300 до 400 МВт и большую монолитную установку мощностью 1200 МВт.

Операция

[ редактировать ]

Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем работают на быстрых нейтронах и расплавленном свинце или эвтектическом свинцово-висмутовом теплоносителе . В качестве теплоносителя первого контура можно использовать расплавленный свинец или эвтектику свинец-висмут, поскольку особенно свинец и в меньшей степени висмут имеют низкое поглощение нейтронов и относительно низкие температуры плавления . Нейтроны меньше замедляются из-за взаимодействия с этими тяжелыми ядрами (поэтому они не являются замедлителями нейтронов ) и, следовательно, помогают сделать этот тип реактора реактором на быстрых нейтронах . Проще говоря, если нейтрон сталкивается с частицей аналогичной массы (например, с водородом в водо-водяном реакторе PWR ), он имеет тенденцию терять кинетическую энергию . Напротив, если он столкнется с гораздо более тяжелым атомом, например свинцом, нейтрон «отскочит», не потеряв этой энергии.Однако охлаждающая жидкость служит отражателем нейтронов , возвращая часть ускользнувших нейтронов в активную зону.

Быстрые реакторы меньшей мощности со свинцовым охлаждением (такие как SSTAR ) могут охлаждаться за счет естественной конвекции , тогда как более крупные конструкции (такие как ELSY) [2] ) используют принудительную циркуляцию при нормальной работе на мощности, но будут использовать аварийное охлаждение с естественной циркуляцией. Не требуется никакого вмешательства оператора или какой-либо откачки для охлаждения остаточного тепла реактора после остановки.Температура теплоносителя на выходе из реактора обычно находится в диапазоне от 500 до 600 °C, а при использовании современных материалов для более поздних конструкций возможно и выше 800 °C. Температуры выше 800 ° C теоретически достаточно высоки, чтобы поддерживать термохимическое производство водорода посредством цикла сера-йод , хотя это не было продемонстрировано.

Эта концепция в целом очень похожа на быстрый реактор с натриевым охлаждением , и в большинстве быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением вместо свинца используется натрий. Было построено немного реакторов со свинцовым теплоносителем, за исключением некоторых реакторов советских атомных подводных лодок в 1970-х годах, но ряд предлагаемых и одна строящаяся новая конструкция ядерных реакторов имеют свинцовое охлаждение.

Топливо

[ редактировать ]

Конструкции топлива, изучаемые для этой схемы реактора, включают воспроизводящий уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла . [1]

Малые модульные реакторы

[ редактировать ]
Основная статья: Малый модульный реактор

Реакторы, в которых используется эвтектика свинец или свинец-висмут, могут быть спроектированы в широком диапазоне номинальных мощностей. Советский Союз мог эксплуатировать подводные лодки класса «Альфа» со свинцово-висмутовым В шестидесятых и семидесятых годах быстрым реактором, который имел механическую мощность около 30 МВт при тепловой мощности 155 МВт (см. ниже).

Другие варианты включают агрегаты с долговечными предварительно изготовленными активными зонами, которые не требуют дозаправки в течение многих лет.

Батарея быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем представляет собой небольшую электростанцию ​​«под ключ» , использующую кассетные активные зоны, работающие по замкнутому топливному циклу с интервалом перезарядки 15–20 лет, или полностью заменяемые реакторные модули. Он предназначен для выработки электроэнергии в малых сетях (и других ресурсов, включая производство водорода и процесс опреснения для производства питьевой воды ).

Преимущества свинца в быстрых реакторах

[ редактировать ]

Использование свинца в качестве теплоносителя имеет ряд преимуществ по сравнению с другими методами охлаждения реактора.

  • Расплавленный свинец существенно не замедляет нейтроны. Замедление происходит, когда нейтроны замедляются в результате повторных столкновений со средой. Когда нейтрон сталкивается с атомами, которые намного тяжелее его самого, при этом энергия почти не теряется. Таким образом, нейтроны не замедляются свинцом, что обеспечивает сохранение высокой энергии нейтронов. Это похоже на другие концепции быстрых реакторов, включая конструкции с расплавленным жидким натрием.
  • Расплавленный свинец действует как отражатель нейтронов . Нейтроны, выходящие из активной зоны реактора, в некоторой степени направляются обратно в активную зону, что обеспечивает лучшую экономию нейтронов . Это, в свою очередь, позволяет увеличить расстояние между твэлами в реакторе, что позволяет лучше отводить тепло свинцовым теплоносителем. [3]
  • Свинец почти не подвергается активации нейтронами . Таким образом, при поглощении нейтронов свинцом практически не образуются радиоактивные элементы. В этом отличие от эвтектики свинец-висмут , которая использовалась в других быстроходных конструкциях, в том числе на российских подводных лодках. Висмут -209 в этой смеси (который имеет более низкую температуру плавления , 123,5 °C, чем у чистого свинца) активируется , образуя в некоторой степени 210 Po, полоний-210 , который является очень радиотоксичным альфа-излучателем .
  • Хотя свинец практически не поглощает нейтроны из-за своей высокой плотности (10,66 г/см3). 3 (когда жидкость находится при температуре плавления), свинец очень эффективно поглощает гамма-лучи и другое ионизирующее излучение. Это гарантирует, что радиационные поля за пределами реактора будут чрезвычайно низкими.
  • В отличие от расплавленного металлического натрия, другого относительно популярного теплоносителя, который используется в быстрых реакторах, свинец не имеет проблем с воспламеняемостью (хотя горение натрия на воздухе представляет собой мягкую реакцию, не путать с бурной реакцией между натрием и водой). ), и затвердеет в результате утечки.
  • Очень широкий диапазон температур, при котором свинец остается жидким (более 1400 К или 1126 °C), означает, что любые тепловые выбросы поглощаются без какого-либо повышения давления. На практике рабочая температура будет поддерживаться на уровне около 500 °C (932 °F) – 550 °C (1022 °F), главным образом из-за других свойств материалов и физико-химических ограничений, а также их чувствительности к коррозии жидким металлом. ( охрупчивание жидким металлом ) и амальгамы металла под действием растворение (непрерывное извлечение Cr и Ni из нержавеющей стали ).
  • Как и во всех конструкциях быстрых реакторов, из-за высокой температуры и высокой тепловой инерции пассивное охлаждение в аварийных ситуациях возможно . Таким образом, не требуется никакой помощи при помощи электрической откачки, поскольку естественной конвекции достаточно для удаления остаточного тепла после остановки. Для достижения этой цели в конструкции реакторов предусмотрены специальные пассивные системы отвода тепла, не требующие ни электроэнергии, ни действий оператора.
  • Все конструкции быстрых реакторов работают при значительно более высоких температурах в активной зоне, чем реакторы с водяным охлаждением (и замедлителем ). Это позволяет значительно повысить КПД парогенераторов термодинамический . Таким образом, большая часть энергии ядерного деления может быть преобразована в электричество. В реальной жизни можно достичь эффективности более 40% по сравнению с примерно 30% в реакторах с водяным охлаждением.
  • Точно так же, как и во всех реакторах быстрого спектра, теплоноситель не находится под давлением. Это означает, что сосуд под давлением не требуется, а трубопроводы и воздуховоды могут быть изготовлены из нестойкой к давлению стали и сплавов. [4] Любая утечка в первом контуре теплоносителя не будет выброшена при очень высоком давлении.
  • Свинец имеет высокую теплопроводность (35 Вт/м·К) по сравнению с теплопроводностью воды (0,58 Вт/м·К), что означает, что передача тепла от твэлов к теплоносителю является эффективной.
  • Вместо регулярной дозаправки можно заменить всю активную зону после многих лет эксплуатации. Такой реактор подойдет странам, которые не планируют строить собственную ядерную инфраструктуру.
  • Ядерные свойства свинца [ который? ] позволяют предотвратить положительный коэффициент пустотности , который трудно предотвратить в активных зонах крупных натриевых быстрых реакторов .
  • Свинец практически не реагирует с водой или воздухом, в отличие от натрия, который легко горит на воздухе и может взорваться при контакте с водой. Это позволяет упростить, удешевить и повысить безопасность конструкции защитной оболочки и теплообменника/парогенератора. [5]

Недостатки

[ редактировать ]
  • Свинец и свинец-висмут очень плотные , что увеличивает вес системы, поэтому требует большей структурной поддержки и сейсмической защиты, что увеличивает стоимость строительства, хотя более компактная конструкция также может быть полезной.
  • В то время как свинец дешев и широко распространен, висмут дорог и довольно редок. Свинцово-висмутовый реактор, подключенный к сети, требует сотен или тысяч тонн свинцово-висмутового топлива в зависимости от размера реактора.
  • Затвердевание раствора свинца-висмута ( «замерзание» ) блокирует циркуляцию теплоносителя и обездвиживает подвижные части систем управления реактором, что приводит реактор в неработоспособное состояние. Однако эвтектика свинец-висмут (LBE) имеет сравнительно более низкую температуру плавления - 123,5 ° C (254,3 ° F), что делает плавление менее сложной задачей. Свинец имеет более высокую температуру плавления - 327,5 °С, но его часто используют в качестве реактора бассейнового типа , где большая часть свинца не замерзает легко.
  • Вытекая и затвердевая, теплоноситель может повредить оборудование (см. советскую подводную лодку К-64 ), если не принять меры по локализации таких утечек.
  • Свинец-висмут производит значительное количество полония-210 в результате нейтронной активации висмута -209 . Этот радиоактивный элемент растворяется в смеси свинец-висмут и является альфа-излучателем с периодом полураспада 138,38 дней. Это может серьезно усложнить обслуживание и создать серьезную проблему альфа-загрязнения растений. , Альфа-частица испускаемая 210
    Po     имеет высокую энергию (~ 5,4 МэВ) и, следовательно, очень радиотоксичен в случае внутреннего загрязнения организма ( риск при вдыхании и проглатывании ) из-за его высокой плотности ионизации, серьезно повреждающей пораженные клетки в загрязненных тканях .
Чистый свинец производит на порядки меньше полония и поэтому имеет в этом отношении преимущество перед свинцом-висмутом.
  • Наиболее сложными проблемами жидкого свинца и жидкого свинца являются возможные повреждения вызванные эрозией и коррозией . топливных элементов и внутренних устройств реактора, [6] [7] [8] Поверхностная эрозия усугубляется высокой плотностью и связанной с ней кинетической энергией жидкого металла, циркулирующего с повышенной скоростью в реакторе, особенно если он загрязняется абразивными твердыми частицами (оксидами, отделяющимися от металлических поверхностей) или металлическим мусором. Коррозия подогревается растворением металлов , присутствующих в сплавах (например, Ni , Cr , выделяющихся из нержавеющей стали ), в жидкометаллическом теплоносителе (образование жидкой амальгамы с выделением растворенных металлов в холодных точках) и охрупчиванием жидкого металла (LME). ) оболочек твэлов и конструкционных материалов внутренних устройств реактора. Чтобы смягчить проблему коррозии, необходимо сформировать очень тонкую и как можно более плотную оксидную пленку, пассивирующую металлическую поверхность. Этого можно достичь путем точного контроля растворенного кислорода /оксидов металлов, присутствующих в металлическом охладителе. Недостаточный уровень кислорода может подвергнуть оголенную металлическую поверхность серьезной коррозии. O 2 Избыток приведет к образованию толстых пористых оксидных пленок, склонных к отделению от поверхности металла, что усугубит проблемы эрозии и блокирования. Скорость коррозии также увеличивается с температурой. Недавно разработанные сплавы, такие как оксид алюминия , образующий аустенитные стали (содержащие Al, добавленный в качестве пассивирующего агента), которые поддерживают защитный оксидный слой на поверхности металлических компонентов реактора, также изучаются в качестве потенциальных материалов для решения проблем коррозии.
  • Высокая плотность свинца и LBE означает, что топливные элементы, управляющие стержни и компоненты мобильного реактора плавают в металлическом теплоносителе, что серьезно усложняет инженерные системы, необходимые для обращения с ними и предотвращения плавающих обломков.
  • Металлические теплоносители (Pb, LBE, Na) непрозрачны для видимого света, что серьезно усложняет операции по перегрузке и техническому обслуживанию реактора, поэтому требуются специальные системы для безопасного обращения с твэлами и стержнями управления. Однако уже существующий опыт проектирования и эксплуатации быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением может быть с пользой применен и к быстрым реакторам со свинцовым теплоносителем.

Выполнение

[ редактировать ]

Россия/СССР

[ редактировать ]

Два типа быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем использовались на советских подводных лодках класса «Альфа» 1970-х годов. Оба проекта ОК -550 и БМ-40А были способны производить 155 МВт. Они были значительно легче типичных реакторов с водяным охлаждением и имели то преимущество, что могли быстро переключаться между режимами работы с максимальной мощностью и минимальным шумом. [ нужна ссылка ]

В 2010 году было объявлено о создании совместного предприятия под названием AKME Engineering. Архивировано 24 декабря 2018 года на Wayback Machine для разработки коммерческого свинцово-висмутового реактора. [9] СВБР-100 («Свинцово-Висмутовый Быстрый реактор» - свинцово-висмутовый быстрый реактор) создан на базе проектов «Альфа» и будет производить электроэнергию мощностью 100 МВт из валовой тепловой мощности 280 МВт. [9] примерно вдвое больше, чем у реакторов подводных лодок. Их также можно использовать группами до 16 человек, если требуется большая мощность. [9] Температура теплоносителя увеличивается с 345 ° C (653 ° F) до 495 ° C (923 ° F) по мере прохождения через активную зону. [9] В качестве топлива можно было бы использовать оксид урана, обогащенный до 16,5% U-235, а дозаправку необходимо было бы производить каждые 7–8 лет. [9] Прототип запланирован на 2017 год. [10]

Еще два реактора со свинцовым теплоносителем разрабатываются россиянами: БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200 . [11] Проектирование БРЕСТ-300 завершилось в сентябре 2014 года. [12]

WNA отмечает роль России в повышении интереса других стран к этой области: [13]

В 1998 году Россия рассекретила большое количество исследовательской информации, полученной на основе ее опыта работы с реакторами подводных лодок, и впоследствии интерес США к использованию Pb или Pb-Bi для небольших реакторов возрос.

Предложения и в разработке

[ редактировать ]

Бельгия

[ редактировать ]

Проект MYRRHA ( Многоцелевой гибридный исследовательский реактор для высокотехнологичных применений ) направлен на содействие разработке будущего ядерного реактора, соединенного с протонным ускорителем (так называемая система, управляемая ускорителем, ADS ). Это может быть «свинцово-висмутовое охлаждение». [14] или быстрый реактор со свинцовым теплоносителем с двумя возможными конфигурациями: подкритической или критической. Это может быть реактор бассейнового или петлевого типа .

Проект управляется SCK CEN , бельгийским исследовательским центром ядерной энергетики. Он основан на первом небольшом прототипе исследовательского демонстратора, системе «Гвиневра», созданной на основе реактора нулевой мощности «Венера», существующего в SCK CEN с начала 1960-х годов, и модифицированной для размещения ванны расплавленной эвтектики свинец-висмут (LBE), соединенной с небольшой ускоритель протонов . [15] [16] В декабре 2010 года MYRRHA была внесена в список Европейской комиссии. [17] как один из 50 проектов по сохранению европейского лидерства в области ядерных исследований в ближайшие 20 лет. В 2013 году проект вступил в дальнейшую стадию разработки, когда контракт на предпроектное проектирование был заключен с консорциумом под руководством Areva . [18] [19]

Чтобы получить компактную активную зону с высокой плотностью мощности ( т.е. с высоким потоком нейтронов ), которая могла бы работать в качестве реактора для испытания материалов , топливо, которое будет использоваться в ADS MYRRHA, должно быть высокообогащено делящимся изотопом . Высокообогащенное МОх- топливо с содержанием 30–35 мас. % из 239
Впервые Pu был выбран для получения желаемых нейтронно-физических характеристик. [20] [21] [22] Однако, по данным Абдеррахима и др. (2005) [21] «Этот выбор еще следует сверить с требованиями нераспространения, предъявляемыми к новым испытательным реакторам программой RERTR (Пониженное обогащение топлива для исследовательских испытательных реакторов), запущенной Министерством энергетики США в 1996 году». Таким образом, топливо, которое будет выбрано для MYRRHA, также должно соответствовать критериям нераспространения, сохраняя при этом свои нейтронно-физические характеристики. Более того, такое высокообогащенное МОх-топливо никогда не производилось в промышленных масштабах и создает серьезные технические проблемы и проблемы безопасности, связанные с предотвращением аварий, связанных с критичностью, во время обращения с ним на заводе.

В 2009 году под эгидой Агентства по ядерной энергии (АЯЭ, ОЭСР ) международная группа экспертов (MYRRHA International Review Team, MIRT) изучила проект MYRRHA и представила разумные рекомендации правительству Бельгии . [23] Помимо выявленных технических проблем, они также представляли собой финансовые и экономические риски, связанные с затратами на строительство и эксплуатацию, которые, как ожидается, значительно возрастут, когда проект перейдет на стадию более детального проектирования. Для такого проекта нередки длительные задержки строительства, связанные с усложнением проектирования, недооценкой технических сложностей и недостаточным бюджетом. Также было отмечено ограниченное участие бельгийского государства (40% всех затрат) и неопределенные выгоды для внешних владельцев проекта. [23]

Из-за периодических финансовых недостатков, а также важных неопределенностей, все еще существующих в конструкции реактора ( реактор бассейнового или петлевого типа ?) и выбора жидкометаллического теплоносителя (в LBE , 209
Bi активируется нейтронами, образуя высокорадиотоксичный ⍺ -излучающий 210
Po ) [24] деятельность по предварительному проектированию (FEED) [25] должны были быть приостановлены и не продвинулись дальше предварительного этапа. [26] Весьма удивительно, что предварительные результаты деятельности FEED были опубликованы в журнале, абсолютно не имеющем отношения к области ADS или реакторов на быстрых нейтронах: Международном журнале водородной энергетики (IJHE), с помощью MYRRHA никогда не шла речь при этом о производстве водорода . [27] Выбор этого журнала для представления предварительных результатов деятельности FEED приводит в замешательство. Журнал Physics Procedia , в котором было объявлено о деятельности FEED , также прекращен. [28] Помимо постоянно растущих затрат и финансовой неопределенности, проекту по-прежнему приходится решать множество технических проблем: серьезные проблемы с коррозией. [6] [7] [8] ( охрупчивание жидкого металла , амальгамой вызванное растворение в расплавленном металле Cr и Ni из нержавеющей стали , используемой для изготовления оболочек твэлов и материалов конструкции реактора), рабочая температура (риски затвердевания металла в сравнении с повышенной скоростью коррозии), безопасности ядерной критичности вопросы . .

Массовый запас эвтектики свинец-висмут (LBE) для предлагаемой бассейновой конструкции MYRRHA, рассмотренной в предварительных анализах FEED в 2013-2015 годах, составляет 4500 тонн металлического Pb-Bi. [25] Это приведет к производству более 4 кг 210
По во время работы реактора. После первого рабочего цикла 350 г. 210
Po уже образовался бы в LBE, подвергнутом воздействию высокого нейтронного потока порядка 10 15 нейтроны・см –2 ・с –1 , типичное для реактора испытания материалов (MTR). [29] Это соответствовало бы активности 5,5 × 10 16 беккерели , [29] или 1,49 × 10 6 Кюри ​ 210
По , только для первого цикла работы. Наличие такого большого и весомого количества высокорадиотоксичных 210
Po представляет собой серьезную проблему радиологической безопасности при проведении работ по техническому обслуживанию и хранению ядерного топлива MYRRHA. Из-за высокой волатильности 210
Po , пространство камеры над реактором также может стать альфа-загрязненным. Как отметили Фиорито и др. (2018): «Некоторое количество полония мигрирует в защитный газ в камере сгорания реактора и диффундирует за пределы первой системы, когда реактор открывается для дозаправки топлива или технического обслуживания». Все операции в 210
Районы, загрязненные Po , потребуют соответствующих мер радиологической защиты, гораздо более жестких, чем для районов, загрязненных Po. 239
Обращение с ПУ или полностью выполняться роботами с дистанционным управлением. Предполагаемая стратегия смягчения последствий [29] могло бы заключаться в непрерывном удалении полония из LBE, но значительное количество тепла, выделяемого при 210
По представляет собой серьезное препятствие. [29]

В 2023 году на основе интервью с ключевыми игроками SCK CEN и общедоступных документов Хайн Брукхейс исследовал взаимодействие между промоутерами MYRRHA, бельгийскими СМИ и политической сферой, чтобы показать, как MYRRHA разрабатывалась, в повествовании, которое сделало проект важным для будущего. SCK CEN, Бельгийского центра ядерных исследований. [30]

Германия

[ редактировать ]

Проект двухжидкостного реактора (DFR) изначально был разработан немецким научно-исследовательским институтом Института ядерной физики твердого тела в Берлине. В феврале 2021 года проект был передан недавно основанной канадской компании Dual Fluid Energy Inc. для индустриализации этой концепции. Проект DFR пытается объединить преимущества реактора с расплавленными солями и реактора с жидкометаллическим охлаждением . [31] В качестве быстрого реактора-размножителя предлагаемый реактор DFR предназначен для сжигания как природного урана или тория , так и трансмутации и деления младших актинидов . Благодаря высокой теплопроводности расплавленного металла остаточное тепло распада реактора DFR можно пассивно удалять.

Румыния

[ редактировать ]

ALFRED (Европейский демонстратор усовершенствованного свинцового реактора на быстрых нейтронах) — это демонстратор быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный итальянской компанией Ansaldo Energia, который планируется построить в Миовени, Румыния. АФИНА, бассейн с расплавленным свинцом, используемый в исследовательских целях, также будет построен на том же месте. [32]

Россия

[ редактировать ]

Реактор БРЕСТ в настоящее время находится на стадии строительства. [33] В этом реакторе в качестве теплоносителя будет использоваться чистый свинец, топливо на основе нитрида плутония и урана, он будет генерировать 300 МВт (электрическую) из 750 МВттепл. и представляет собой реактор бассейнового типа.Фундамент завершен в ноябре 2021 года. Реактор располагается на территории Северской площадки Сибирского химического комбината (СХК).

Швеция

[ редактировать ]

Компания LeadCold сотрудничает с Королевским технологическим институтом KTH и Uniper. [34] разработка реактора SEALER (шведский усовершенствованный свинцовый реактор) — реактора со свинцовым охлаждением, использующего в качестве топлива нитрид урана. [35]

Великобритания

[ редактировать ]

Британская компания Newcleo разрабатывает небольшие модульные реакторы со свинцовым теплоносителем мощностью 30 МВт и 200 МВт для военно-морского и наземного использования. Первый действующий реактор планируется разместить в 2030 году во Франции. [36] [37]

Соединенные Штаты

[ редактировать ]

Первоначальная конструкция силового модуля «Гиперион» должна была быть именно такого типа: топливо из нитрида урана , заключенное в трубки НТ-9, кварцевый отражатель и эвтектика свинец-висмут в качестве теплоносителя. Фирма прекратила свою деятельность в 2018 году.

Ливерморская национальная лаборатория Лоуренса разработала систему SSTAR со свинцовым охлаждением.

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Jump up to: а б Аллен, TR; Кроуфорд, округ Колумбия (2007). «Системы быстрых реакторов со свинцовым охлаждением и проблемы топлива и материалов» . Наука и технология ядерных установок . 2007 : 1–11. дои : 10.1155/2007/97486 .
  2. ^ Алемберти, Алессандро; Карлссон, Джон; Ну, Эдвард; Порядок, Альфред; Струве, Данкворд; Агостини, Пьетро; Монти, Стивен (сентябрь 2011 г.). «Европейский свинцовый быстрый реактор — ЭЛСИ». Ядерная инженерия и дизайн . 241 (9): 3470–3480. дои : 10.1016/j.nucengdes.2011.03.029 .
  3. ^ «Материалы для высоких нейтронных отражателей» .
  4. ^ https://aris.iaea.org/PDF/BREST-OD-300.pdf. [ только URL-адрес PDF ]
  5. ^ «Быстрый реактор со свинцовым охлаждением (БСР)» .
  6. ^ Jump up to: а б Аллен, TR; Кроуфорд, округ Колумбия (2007). «Системы быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем и проблемы топлива и материалов» . Наука и технология ядерных установок . 2007 : 1–11. дои : 10.1155/2007/97486 . ISSN   1687-6075 .
  7. ^ Jump up to: а б Чжан, Дж.; Ли, Н. (2004). Обзор исследований по фундаментальным проблемам коррозии LBE. ЛА-УР-04-0869 (Отчет). Лос-Аламосская национальная лаборатория (LANL).
  8. ^ Jump up to: а б Чжан, Цзиньсуо; Ли, Нин (2008). «Обзор исследований по фундаментальным проблемам коррозии LBE». Журнал ядерных материалов . 373 (1–3): 351–377. Бибкод : 2008JNuM..373..351Z . дои : 10.1016/j.jnucmat.2007.06.019 .
  9. ^ Jump up to: а б с д и «Инициатива по малым быстрым реакторам» . Мировые ядерные новости. 4 января 2010 г. Проверено 5 февраля 2010 г.
  10. ^ «Тяжелометаллический энергетический реактор запланирован на 2017 год» . Мировые ядерные новости. 23 марта 2010 г. Проверено 26 сентября 2012 г.
  11. ^ «Особенности конструкции реакторов БРЕСТ и экспериментальные работы по развитию концепции реакторов БРЕСТ» (PDF) . Министерство энергетики США, Программа малых модульных реакторов . Проверено 16 мая 2013 г.
  12. ^ «Завершен проект прототипа быстрого реактора - World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
  13. ^ «Ядерные реакторы – Атомная электростанция – Технология ядерных реакторов – Всемирная ядерная ассоциация» . www.world-nuclear.org .
  14. ^ АЯЭ (2015). «Справочник по эвтектическому сплаву свинец-висмут и свойствам свинца, совместимости материалов, теплогидравлике и технологиям – издание 2015 года» . Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) . Проверено 18 декабря 2023 г.
  15. ^ «Гвиневра» .
  16. ^ «Гибридный реактор-ускоритель прошел успешные испытания» . www.science.org .
  17. ^ «КОРДИС | Европейская Комиссия» . Архивировано из оригинала 22 февраля 2014 года . Проверено 30 апреля 2014 г.
  18. ^ «Мирра ускоряется к реализации – World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
  19. ^ «Орано | Крупнейший игрок в сфере энергетики и ядерного топлива» . orano.group .
  20. ^ Тихелен Ван, К.; Маламбу, Э.; Бенуа, П.; Купщус, П.; Айт Абдеррахим, Х.; Вандеплаше, Д.; Тернье, С.; Йонген, Ю. (2001). «МИРРА: Многоцелевая система с ускорительным приводом для исследований и разработок» (PDF) . Проверено 18 декабря 2023 г.
  21. ^ Jump up to: а б Абдеррахим, штат Ха; Соболев В.; Маламбу, Э. (октябрь 2005 г.). Конструкция топлива для экспериментального ADS MYRRHA . Техническое совещание по использованию НОУ в АДС. 10–12 октября 2005 г. Вена, Австрия: МАГАТЭ. стр. 1–13.
  22. ^ Ван ден Эйнде, Герт; Благословений, Эдвард; Станковский, Алексей; Фернандес, Рафаэль; Баетен, Питер (3 августа 2015 г.). «Обновленный проект активной зоны многоцелевой облучательной установки МИРРА». Журнал ядерной науки и технологий . 52 (7–8): 1053–1057. Бибкод : 2015JNST...52.1053V . дои : 10.1080/00223131.2015.1026860 . ISSN   0022-3131 . S2CID   95326619 .
  23. ^ Jump up to: а б Карре, Ф.; Каведон, Дж. М.; Кнебель, Дж.; Лисовский, П.; Огава, Т.; Пули, Д.; Верстиг, А.; Дюжарден, Т.; Нордборг, К. (16 декабря 2009 г.). «Независимая оценка проекта MYRRHA. Отчет международной группы экспертов. Организовано Агентством по ядерной энергии ОЭСР (NEA). 99114-9» (PDF) .
  24. ^ Экерман, К.; Харрисон, Дж.; Мензель, Х.Г.; Клемент, Швейцария; Клемент, Швейцария (январь 2012 г.). «Публикация МКРЗ 119: Сборник дозовых коэффициентов на основе публикации МКРЗ 60». Анналы МКРЗ . 41 : 1–130. doi : 10.1016/j.icrp.2012.06.038 (неактивен 26 апреля 2024 г.). ПМИД   23025851 . S2CID   41299926 . {{cite journal}}: CS1 maint: DOI неактивен по состоянию на апрель 2024 г. ( ссылка )
  25. ^ Jump up to: а б Де Брюин, Дидье; Абдеррахим, Хамид Айт; Баетен, Питер; Лейзен, Пол (2015). «Проект MYRRHA ADS в Бельгии переходит на этап начального проектирования» . Процессия по физике . 66 : 75–84. Бибкод : 2015PhPro..66...75D . дои : 10.1016/j.phpro.2015.05.012 .
  26. ^ Энгелен, Йерун; Айт Абдеррахим, Хамид; Баетен, Питер; Де Брюин, Дидье; Лейзен, Пол (2015). «МИРРА: Предварительный предпроектный проект». Международный журнал водородной энергетики . 40 (44): 15137–15147. doi : 10.1016/j.ijhydene.2015.03.096 .
  27. ^ «Международный журнал водородной энергетики» . ScienceDirect.com от Elsevier . Проверено 19 декабря 2023 г.
  28. ^ «Physics Procedia. Название прекращено с 2018 года» . ScienceDirect.com от Elsevier . 20 июня 2015 года . Проверено 19 декабря 2023 г.
  29. ^ Jump up to: а б с д Фиорито, Лука; Станковский, Алексей; Эрнандес-Солис, Аугусто; Ван ден Эйнде, Герт; Жеровник, Гаспер (2018). «Анализ неопределенности ядерных данных для производства Po-210 в МИРРЕ» . EPJ Ядерные науки и технологии . 4 : 48. Бибкод : 2018EPJNS...4...48F . дои : 10.1051/epjn/2018044 . ISSN   2491-9292 .
  30. ^ Брукхейс, Хейн (1 февраля 2023 г.). «Создание большой науки в Бельгии» . Исторические исследования в естественных науках . 53 (1): 35–70. дои : 10.1525/hsns.2023.53.1.35 . ISSN   1939-1811 .
  31. ^ «Двухжидкостный реактор» .
  32. ^ «Поколение IV и СМР» . www.ansaldoenergia.com .
  33. ^ «Заложен фундамент под реактор БРЕСТ: Новая атомная энергия - World Nuclear News» .
  34. ^ «Сотрудничество с Uniper и КТХ» . www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 3 мая 2022 года . Проверено 3 мая 2022 г.
  35. ^ «СИЛЕР» . www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 31 марта 2022 года . Проверено 3 мая 2022 г.
  36. ^ "Британская Newcleo привлечет $1,1 млрд на строительство парка малых реакторов - The Times" . Рейтер . 19 марта 2023 г. Проверено 17 сентября 2023 г. - через www.reuters.com.
  37. ^ «Атомная энергетика: Newcleo находится на пути к тому, чтобы стать наиболее финансируемым стартапом в Европе » . Le Monde.fr . 21 марта 2023 г. Проверено 17 сентября 2023 г. - через Le Monde.

Дальнейшее чтение

[ редактировать ]
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Lead-cooled_fast_reactor&oldid=1235448611"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: a5f89f57d7adc56f6851eeb2055a2fc8__1721371680
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/a5/c8/a5f89f57d7adc56f6851eeb2055a2fc8.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Lead-cooled fast 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.)