✖


Jump to content

Реактор-размножитель

Сборка активной зоны экспериментального реактора-размножителя I в Айдахо , США , 1951 год.

Реактор -размножитель — это ядерный реактор , который генерирует больше делящегося материала, чем потребляет. [1] Эти реакторы могут работать на более широко доступных изотопах урана и тория , таких как уран-238 и торий-232 , в отличие от редкого урана-235 , который используется в обычных реакторах. Эти материалы называются воспроизводящими материалами , поскольку эти реакторы-размножители могут превращать их в топливо.

Реакторы-размножители достигают этого, потому что их нейтронная экономия достаточно высока, чтобы производить больше делящегося топлива, чем они используют. Эти дополнительные нейтроны поглощаются воспроизводящим материалом, который загружается в реактор вместе с делящимся топливом. Этот облученный воспроизводящий материал, в свою очередь, превращается в делящийся материал, который может подвергаться реакциям деления .

Поначалу заводчики были признаны привлекательными, потому что они более полно использовали урановое топливо, чем легководные реакторы , но интерес снизился после 1960-х годов, когда было обнаружено больше запасов урана. [2] а новые методы обогащения урана снизили затраты на топливо.

Типы

[ редактировать ]
Производство тяжелых трансурановых актинидов в современных реакторах деления тепловых нейтронов путем захвата и распада нейтронов. Начиная с урана-238, производятся изотопы плутония, америция и кюрия. В реакторе-бридере на быстрых нейтронах все эти изотопы могут сжигаться в качестве топлива.

Возможны многие типы реакторов-размножителей:

«Размножитель» — это просто ядерный реактор, рассчитанный на очень высокую экономию нейтронов с соответствующим коэффициентом конверсии выше 1,0. В принципе, практически любую конструкцию реактора можно переделать в бридер. Например, легководный реактор с сильно замедлившейся тепловой конструкцией превратился в быстрый реактор. [3] форме низкой плотности концепция, использующая легкую воду в сверхкритической , чтобы увеличить экономию нейтронов настолько, чтобы обеспечить размножение.

Помимо водоохлаждаемых, в настоящее время рассматривается множество других типов реакторов-размножителей. К ним относятся конструкции с охлаждением расплавленной солью , газом и жидким металлом во многих вариантах. Почти любой из этих базовых типов конструкции может работать на уране , плутонии , многих второстепенных актинидах или тории , и они могут быть разработаны для множества различных целей, таких как создание большего количества расщепляющегося топлива, длительная стационарная работа или активное горение. отходов ядерных .

Существующие конструкции реакторов иногда делятся на две широкие категории в зависимости от их нейтронного спектра, который обычно разделяет те, которые предназначены в основном для использования урана и трансурановых соединений, от тех, которые предназначены для использования тория и без трансурановых соединений. Эти конструкции:

  • Реакторы-размножители на быстрых нейтронах (FBR), в которых используются «быстрые» (т.е. незамедленные) нейтроны для получения делящегося плутония (и, возможно, высших трансурановых соединений) из воспроизводящего урана-238 . Быстрый спектр достаточно гибок, чтобы при желании с его помощью можно было также получить делящийся уран-233 из тория.
  • Тепловые реакторы-размножители , в которых используются нейтроны «теплового спектра» или «медленные» (т.е. замедленные ) для получения делящегося урана-233 из тория . Из-за поведения различных видов ядерного топлива термический бридер считается коммерчески целесообразным только с ториевым топливом, что позволяет избежать накопления более тяжелых трансурановых соединений.

Быстрый реактор-размножитель

[ редактировать ]
Схематическая диаграмма, показывающая разницу между типами Loop и Pool LMFBR.

Все нынешние крупномасштабные электростанции FBR представляли собой жидкометаллические быстрые реакторы-размножители (LMFBR), охлаждаемые жидким натрием . Они были одной из двух конструкций: [1] : 43 

  • Контурный тип, при котором теплоноситель первого контура циркулирует через теплообменники первого контура вне бака реактора (но внутри биологической защиты из-за радиоактивного загрязнения). 24
    Na     в теплоносителе первого контура)
    Экспериментальный реактор-размножитель II , послуживший прототипом Интегрального быстрого реактора.
  • Бассейного типа, при котором первичные теплообменники и насосы погружены в бак реактора.

По состоянию на 2017 год существует только два промышленно действующих реактора-размножителя. : реактор БН-600 на 560 МВт и реактор БН-800 на 880 МВт. Оба являются российскими реакторами с натриевым теплоносителем. В конструкциях используется жидкий металл в качестве основного теплоносителя для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, вырабатывающих электроэнергию. FBR создавались с охлаждением не натрием, а жидкими металлами — в некоторых ранних FBR использовалась ртуть ; в других экспериментальных реакторах использовался сплав натрия и калия . Преимущество обоих заключается в том, что они представляют собой жидкости при комнатной температуре, что удобно для экспериментальных установок, но менее важно для пилотных или полномасштабных электростанций.

Три из предлагаемых типов реакторов поколения IV представляют собой FBR: [4]

В FBR обычно используется смешанная оксидная топливная зона, содержащая до 20% диоксида плутония (PuO 2 ) и не менее 80% диоксида урана (UO 2 ). Другой вариант топлива — металлические сплавы , обычно смесь урана, плутония и циркония (используются потому, что они «прозрачны» для нейтронов). Обогащенный уран можно использовать отдельно.

Многие конструкции окружают активную зону реактора слоем трубок, содержащих неделящийся уран-238, который, захватывая быстрые нейтроны реакции в активной зоне, превращается в делящийся плутоний-239 (как и часть урана в активной зоне). , который затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR основаны на геометрии топлива (которое также содержит уран-238), обеспечивающего захват достаточного количества быстрых нейтронов. плутония-239 (или делящегося урана-235) Сечение деления в быстром спектре намного меньше, чем в тепловом, как и соотношение между 239 Мог/ 235 Сечение деления U и 238 U-сечение поглощения. Это увеличивает концентрацию 239 Мог/ 235 Вам нужно было поддерживать цепную реакцию , а также соотношение размножения и деления. [5] С другой стороны, быстрый реактор вообще не нуждается в замедлителе для замедления нейтронов , поскольку быстрые нейтроны производят большее количество нейтронов за деление, чем медленные нейтроны. По этой причине обычная жидкая вода , являясь замедлителем и поглотителем нейтронов , является нежелательным теплоносителем первого контура для быстрых реакторов. Поскольку для охлаждения реактора требуется большое количество воды в активной зоне, выход нейтронов и, следовательно, размножение 239 Pu сильно затронут. Теоретическая работа была проведена над реакторами с пониженным замедлителем воды , которые могут иметь достаточно быстрый спектр, чтобы обеспечить коэффициент воспроизводства чуть больше 1. Это, вероятно, приведет к неприемлемому снижению мощности и высоким затратам в реакторе с жидкостно-водяным охлаждением, но сверхкритический водяной теплоноситель сверхкритического водяного реактора (SCWR) имеет достаточную теплоемкость, чтобы обеспечить адекватное охлаждение с меньшим количеством воды, что делает практически возможным создание реактора с быстрым спектром действия с водяным охлаждением. [3]

Тип теплоносителя, температура и спектр быстрых нейтронов подвергают материал оболочки топлива (обычно аустенитную нержавеющую или ферритно-мартенситную сталь) экстремальным условиям. Понимание радиационных повреждений, взаимодействия теплоносителя, напряжений и температур необходимо для безопасной эксплуатации любой активной зоны реактора. Все материалы, используемые на сегодняшний день в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, имеют известные пределы. [6] Легированная сталь, упрочненная оксидной дисперсией, рассматривается как долговечный радиационно-стойкий материал топливной оболочки, способный преодолеть недостатки современных материалов.

Интегральный быстрый реактор

[ редактировать ]

Одной из конструкций реактора на быстрых нейтронах, специально задуманной для решения проблем утилизации отходов и плутония, был интегральный быстрый реактор (IFR, также известный как интегральный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, хотя первоначальный реактор был спроектирован так, чтобы не создавать чистый излишек делящегося материала. ). [7] [8]

Чтобы решить проблему утилизации отходов, у IFR была установка по переработке топлива электролизом , которая перерабатывала уран и все трансурановые соединения (не только плутоний) посредством гальваники , оставляя с коротким периодом полураспада только продукты деления в отходах . Некоторые из этих продуктов деления впоследствии можно будет отделить для промышленного или медицинского использования, а остальные отправить в хранилище отходов. В системе пирообработки IFR используются расплавленные катоды кадмия и электрорафинеры для переработки металлического топлива непосредственно на площадке реактора. [9] В таких системах все второстепенные актиниды смешиваются как с ураном, так и с плутонием. Системы компактны и автономны, поэтому нет необходимости вывозить плутонийсодержащий материал с площадки реактора-размножителя. Реакторы-размножители, включающие такую ​​технологию, скорее всего, будут спроектированы с коэффициентами воспроизводства, очень близкими к 1,00, так что после первоначальной загрузки обогащенного уранового и/или плутониевого топлива реактор затем будет дозаправляться только небольшими порциями природного урана . Количество природного урана, эквивалентное блоку размером с ящик для молока, доставляемому раз в месяц, будет всем топливом, которое понадобится такому реактору мощностью 1 гигаватт. [10] Такие автономные бридеры в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самоподдерживающаяся конечная цель разработчиков ядерных реакторов. [11] [5] Проект был отменен в 1994 году министром энергетики США Хейзел О'Лири . [12] [13]

Другие быстрые реакторы

[ редактировать ]
Графитовое ядро ​​эксперимента с реактором на расплавленной соли

Другой предложенный быстрый реактор представляет собой быстрый реактор на расплаве соли , в котором замедляющие свойства расплавленной соли незначительны. Обычно этого достигают путем замены фторидов легких металлов (например, LiF, BeF 2 ) в солевом носителе хлоридами более тяжелых металлов (например, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Было построено несколько прототипов FBR, электрическая мощность которых варьируется от эквивалента нескольких лампочек ( EBR-I , 1951 г.) до более 1000 МВт . По состоянию на 2006 год эта технология не является экономически конкурентоспособной по сравнению с технологией тепловых реакторов, но Индия , Япония, Китай, Южная Корея и Россия выделяют значительные исследовательские средства на дальнейшее развитие быстрых реакторов-размножителей, ожидая, что рост цен на уран изменит ситуацию в будущем. долгосрочная перспектива. Германия, напротив, отказалась от этой технологии из соображений безопасности. Реактор на быстрых нейтронах СНР-300 был завершен через 19 лет, несмотря на перерасход средств, составивший в общей сложности 3,6 миллиарда евро , но затем от него отказались. [14]

Термический реактор-размножитель

[ редактировать ]
Реактор Шиппорта, использовавшийся в качестве прототипа генератора легкой воды в течение пяти лет, начиная с августа 1977 года.

Усовершенствованный тяжеловодный реактор — один из немногих предложенных крупномасштабных вариантов использования тория. [15] Индия разрабатывает эту технологию, руководствуясь значительными запасами тория; почти треть мировых запасов тория находится в Индии, которая не имеет значительных запасов урана.

Третьей и последней активной зоной реактора АЭС Шиппорт мощностью 60 МВт был легководный бридер тория, который начал работать в 1977 году. [16] В нем использовались таблетки из диоксида тория и оксида урана-233; Первоначально содержание U-233 в таблетках составляло 5–6% в затравочной зоне, 1,5–3% в бланкетной области и отсутствовало в зоне отражателя. Он работал на мощности 236 МВт, вырабатывал 60 МВт и в конечном итоге произвел более 2,1 миллиарда киловатт-часов электроэнергии. Через пять лет активную зону удалили, и выяснилось, что она содержит почти на 1,4% больше делящегося материала, чем когда она была установлена, что свидетельствует о том, что произошло размножение тория. [17] [18]

Реактор с жидким фторидом тория также планируется использовать в качестве термического размножителя тория. Реакторы на жидком фториде могут иметь привлекательные особенности, такие как внутренняя безопасность, отсутствие необходимости изготовления топливных стержней и, возможно, более простая переработка жидкого топлива. Эта концепция была впервые исследована в в Национальной лаборатории Ок-Ридж эксперименте с реактором на расплавленной соли в 1960-х годах. С 2012 года он стал предметом возобновления интереса во всем мире. [19]

Топливные ресурсы

[ редактировать ]

Реакторы-размножители, в принципе, могли бы извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории, снижая потребность в топливе в 100 раз по сравнению с широко используемыми прямоточными легководными реакторами, которые извлекают менее 1% энергии из актинидов. металл (уран или торий), добытый из земли. [11] Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей могла бы значительно снизить обеспокоенность по поводу поставок топлива, использования энергии в горнодобывающей промышленности и хранения радиоактивных отходов. Благодаря добыче урана из морской воды (в настоящее время слишком дорогой, чтобы быть экономичной) топлива для реакторов-размножителей достаточно, чтобы удовлетворить мировые энергетические потребности в течение 5 миллиардов лет при общем уровне энергопотребления 1983 года, что делает ядерную энергию фактически возобновляемой энергией . [20] [21] Помимо морской воды, средние гранитные породы земной коры содержат значительные количества урана и тория, которые с помощью реакторов-размножителей могут обеспечить обильную энергию на оставшуюся продолжительность жизни Солнца в основной последовательности звездной эволюции. [22]

Ядерные отходы

[ редактировать ]
Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
Актиниды [23] по цепочке распада Период полураспада
диапазон ( а ) 		деления Продукты 235 U по доходности [24]
4 n 4 n + 1 4 n + 2 4 n + 3 4.5–7% 0.04–1.25% <0,001%
228 Солнце № 4–6 а 155 Евросоюз то есть
244 См ƒ 241 Мог ƒ 250 См. 227 И № 10–29 а 90 старший 85 НОК 113 м компакт-диск то есть
232 В ƒ 238 Мог ƒ 243 См ƒ 29–97 а 137 Cs 151 см то есть 121 м Сн
248 Бк [25] 249 См. ƒ 242 м Являюсь ƒ 141–351 а

Никакие продукты деления не имеют периода полураспада.
в диапазоне 100 А–210 ка...

241 Являюсь ƒ 251 См. ƒ [26] 430–900 а
226 Солнце № 247 Бк 1,3–1,6 тыс. лет назад
240 Мог 229 че 246 См ƒ 243 Являюсь ƒ 4,7–7,4 тыс. лет назад
245 См ƒ 250 См 8,3–8,5 тыс. лет назад
239 Мог ƒ 24,1 раза
230 че № 231 Хорошо № 32–76 лет
236 Например ƒ 233 В ƒ 234 В № 150–250 тыс. лет назад 99 Тс ₡ 126 Сн
248 См 242 Мог 327–375 г. 79 Се ₡
1,53 млн лет назад 93 Зр
237 Например ƒ 2,1–6,5 млн лет назад 135 Cs ₡ 107 ПД
236 В 247 См ƒ 15-24 млн лет назад 129 я ₡
244 Мог 80 млн лет назад

... не более 15,7 млн ​​лет назад [27]

232 че № 238 В № 235 В ƒНет 0,7–14,1 млрд лет назад

В широком смысле отработанное ядерное топливо состоит из трех основных компонентов. Первый состоит из продуктов деления — остатков атомов топлива после их расщепления с выделением энергии. Продукты деления состоят из десятков элементов и сотен изотопов, и все они легче урана. Вторым основным компонентом отработавшего топлива являются трансурановые соединения (атомы тяжелее урана), которые образуются из урана или более тяжелых атомов топлива, когда они поглощают нейтроны, но не подвергаются делению. Все трансурановые изотопы попадают в ряд актинидов периодической таблицы , поэтому их часто называют актинидами. Самым крупным компонентом является оставшийся уран, который составляет около 98,25% урана-238, 1,1% урана-235 и 0,65% урана-236. U-236 образуется в результате реакции захвата без деления, когда U-235 поглощает нейтрон, но выделяет только гамма-лучи высокой энергии вместо того, чтобы подвергаться делению.

Физическое поведение продуктов деления заметно отличается от поведения актинидов. В частности, продукты деления не подвергаются делению и поэтому не могут быть использованы в качестве ядерного топлива. Действительно, поскольку продукты деления часто являются нейтронными ядами (поглощающими нейтроны, которые можно использовать для поддержания цепной реакции), продукты деления рассматриваются как ядерный «пепел», оставшийся от потребления делящихся материалов. Кроме того, только семь долгоживущих изотопов продуктов деления имеют период полураспада более ста лет, что делает их геологическое хранение или утилизацию менее проблематичными, чем для трансурановых материалов. [28]

В связи с растущей обеспокоенностью по поводу ядерных отходов, возобновляемый интерес к топливным циклам возник, поскольку они могут уменьшить количество актинидных отходов, особенно плутония и второстепенных актинидов. [29] Реакторы-размножители предназначены для деления актинидных отходов в качестве топлива и, таким образом, преобразования их в большее количество продуктов деления. После того, как отработавшее ядерное топливо удаляется из легководного реактора, оно подвергается сложному профилю распада, поскольку каждый нуклид распадается с разной скоростью. Существует большой разрыв в периодах полураспада продуктов деления по сравнению с трансурановыми изотопами. Если трансурановые соединения останутся в отработавшем топливе, через 1000–100 000 лет медленный распад этих трансурановых соединений приведет к образованию большей части радиоактивности в этом отработавшем топливе. Таким образом, удаление трансурановых соединений из отходов устраняет большую часть долговременной радиоактивности отработанного ядерного топлива. [30]

Сегодняшние коммерческие легководные реакторы действительно порождают новые делящиеся материалы, главным образом в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как бридеры, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний, чтобы заменить израсходованный уран-235. Тем не менее, по крайней мере одна треть энергии, производимой коммерческими ядерными реакторами, происходит за счет деления плутония, образующегося в топливе. [31] Даже при таком уровне потребления плутония легководные реакторы потребляют только часть производимого ими плутония и второстепенных актинидов, при этом неделящиеся изотопы плутония вместе со значительными количествами других второстепенных актинидов. накапливаются [32]

Размножение топливных циклов привлекло новый интерес из-за их потенциала по сокращению отходов актинидов, особенно различных изотопов плутония и второстепенных актинидов (нептуний, америций, кюрий и т. д.). [29] Поскольку реакторы-размножители замкнутого топливного цикла будут использовать почти все изотопы этих актинидов, подаваемые в них в качестве топлива, их потребности в топливе сократятся примерно в 100 раз. Объем генерируемых ими отходов сократится в 1 раз. тоже около 100. значительно сокращается Хотя объем отходов реактора-размножителя , активность отходов примерно такая же, как и у легководного реактора. [33]

Отходы реактора-размножителя имеют другое поведение при разложении, поскольку они состоят из разных материалов. Отходы реактора-размножителя представляют собой в основном продукты деления, тогда как отходы легководного реактора представляют собой в основном неиспользованные изотопы урана и большое количество трансурановых соединений. После того, как отработанное ядерное топливо будет удалено из легководного реактора на срок более 100 000 лет, трансураны станут основным источником радиоактивности. Их устранение позволит устранить большую часть долговременной радиоактивности отработавшего топлива. [30]

В принципе, бридерные топливные циклы могут перерабатывать и потреблять все актиниды, [20] остаются только продукты деления. Как показано на графике в этом разделе, продукты деления имеют своеобразный «разрыв» в совокупном периоде полураспада, так что ни один из продуктов деления не имеет периода полураспада от 91 до 200 000 лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов из FBR быстро упала бы до низкого уровня долгоживущих продуктов деления . Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых соединений от отработанного топлива. Если используемые методы переработки топлива оставят большую долю трансурановых соединений в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено. [11]

Быстрые нейтроны FBR могут расщеплять ядра актинидов с четным числом протонов и нейтронов. В таких ядрах обычно отсутствуют низкоскоростные резонансы «тепловых нейтронов», характерные для делящегося топлива, используемого в LWR. [34] Ториевый топливный цикл по своей сути производит более низкие уровни тяжелых актинидов. Воспроизводящий материал в ториевом топливном цикле имеет атомный вес 232, тогда как воспроизводящий материал в урановом топливном цикле имеет атомный вес 238. Эта разница в массе означает, что торию-232 требуется еще шесть событий захвата нейтронов на ядро, прежде чем трансурановый элементы могут быть изготовлены. В дополнение к этой простой разнице масс, реактор получает два шанса разделить ядра по мере увеличения массы: во-первых, в виде эффективных топливных ядер U233, и когда он поглощает еще два нейтрона, снова в качестве топливных ядер U235. [35] [36]

Реактор, основной целью которого является уничтожение актинидов, а не увеличение запасов делящегося топлива, иногда называют реактором- горелкой . И воспроизводство, и горение зависят от хорошей экономии нейтронов, и многие конструкции могут обеспечить и то, и другое. Размножающиеся конструкции окружают ядро ​​слоем плодородного материала. Горелки для отходов окружают активную зону неплодородными отходами, подлежащими уничтожению. В некоторых конструкциях добавляются отражатели или поглотители нейтронов. [5]

Дизайн

[ редактировать ]
Вероятности деления выбранных актинидов, тепловых и быстрых нейтронов. [37] [38] Проценты теплового и быстрого деления указывают на долю ядер, разделившихся при попадании соответствующего нейтрона. Остальная часть подвергается захвату нейтронов.
Изотоп Тепловое деление
поперечное сечение 		Термальный
деление
% 		Быстрое деление
поперечное сечение 		Быстрый
деление
%
Тх-232 53,71 микросарай 1 н 79,94 миллибарн 3 н
У-232 76,52 сарай 59 2.063 сарай 95
У-233 531,3 сарай 89 1.908 сарай 93
У-235 585,1 сарай 81 1.218 сарай 80
У-238 16,8 микросарай 1 н 306,4 сарай 11
Нп-237 20,19 миллибарн 3 н 1.336 сарай 27
Пу-238 17,77 сарай 7 1968 сарай 70
Пу-239 747,4 сарай 63 1.802 сарай 85
Пу-240 36,21 миллибарн 1 н 1.328 сарай 55
Пу-241 1012 сарай 75 1626 сарай 87
Пу-242 2,436 миллибарн 1 н 1.151 сарай 53
Ам-241 3.122 сарай 1 н 1.395 сарай 21
Ам-242м 6401 сарай 75 1.834 сарай 94
Ам-243 81,58 миллибарн 1 н 1.081 сарай 23
См-242 4.665 сарай 1 н 1,775 сарай 10
См-243 587,4 сарай 78 2.432 сарай 94
См-244 1.022 сарай 4 н 1.733 сарай 33
n = неделящийся

Коэффициент конверсии

[ редактировать ]

Одним из показателей производительности реактора является «коэффициент конверсии», определяемый как отношение количества новых образующихся делящихся атомов к израсходованным делящимся атомам. Все предлагаемые ядерные реакторы, за исключением специально разработанных и эксплуатируемых актинидных горелок. [5] испытать некоторую степень конверсии. Пока в нейтронном потоке реактора есть какое-то количество воспроизводящего материала, всегда создается какой-то новый делящийся материал. Когда коэффициент конверсии больше 1, его часто называют «коэффициентом размножения».

Например, обычно используемые легководные реакторы имеют коэффициент конверсии примерно 0,6. Тяжеловодные реакторы под давлением, работающие на природном уране, имеют коэффициент конверсии 0,8. [39] В реакторе-размножителе коэффициент конверсии выше 1. «Безубыточность» достигается, когда коэффициент конверсии достигает 1,0 и реактор производит столько делящегося материала, сколько использует.

Удвоение времени

[ редактировать ]

Время удвоения — это количество времени, которое потребуется реактору-размножителю для производства достаточного количества нового делящегося материала, чтобы заменить исходное топливо и дополнительно произвести эквивалентное количество топлива для другого ядерного реактора. В первые годы, когда считалось, что урана не хватает, это считалось важным показателем эффективности бридера. Однако, поскольку урана больше, чем предполагалось на заре разработки ядерных реакторов, и учитывая количество плутония, доступного в отработавшем реакторном топливе, время удвоения стало менее важным показателем в конструкции современных реакторов-размножителей. [40] [41]

выгорание

[ редактировать ]

« Выгорание » — это мера того, сколько энергии было извлечено из заданной массы тяжелого металла в топливе, часто выражаемая (для энергетических реакторов) в гигаватт-днях на тонну тяжелого металла. Выгорание является важным фактором в определении типов и содержания изотопов, производимых реактором деления. Реакторы-размножители по конструкции имеют более высокое выгорание по сравнению с обычными реакторами, поскольку реакторы-размножители производят больше отходов в виде продуктов деления, в то время как большая часть или все актиниды предназначены для деления и уничтожения. [42]

В прошлом разработка реакторов-размножителей была сосредоточена на реакторах с низкими коэффициентами воспроизводства, от 1,01 для реактора Шиппорта. [43] [44] работающий на ториевом топливе и охлаждаемый обычной легкой водой до степени выше 1,2 для советского БН-350 . реактора с жидкометаллическим теплоносителем [45] Теоретические модели бридеров с жидким натриевым теплоносителем, протекающим по трубкам внутри твэлов (конструкция «труба в оболочке»), предполагают, что в промышленных масштабах возможны коэффициенты воспроизводства не менее 1,8. [46] Советский испытательный реактор БР-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в непромышленных условиях. [47]

переработка

[ редактировать ]

Деление ядерного топлива в любом реакторе неизбежно приводит к образованию продуктов деления, поглощающих нейтроны . Воспроизводящий материал из реактора-размножителя затем необходимо переработать для удаления нейтронных ядов . Этот шаг необходим для полного использования способности воспроизводить столько же или больше топлива, чем потребляется. Любая переработка может представлять проблему с точки зрения распространения , поскольку в результате нее из отработанного топлива можно извлечь материал, пригодный для использования в оружии. [48] Наиболее распространенный метод переработки PUREX вызывает особую озабоченность, поскольку он был специально разработан для выделения плутония. Ранние предложения по топливному циклу реактора-размножителя представляли еще большую проблему с точки зрения распространения, поскольку они предполагали использовать PUREX для выделения плутония в очень привлекательной изотопной форме для использования в ядерном оружии. [49] [50]

Некоторые страны разрабатывают методы переработки, которые не отделяют плутоний от других актинидов. Например, процесс пирометаллургического электролиза без использования воды, когда он используется для переработки топлива встроенного быстрого реактора , оставляет большое количество радиоактивных актинидов в топливе реактора. [11] К более традиционным системам переработки на водной основе относятся SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX и TRUEX, а также предложения по объединению PUREX с этими и другими совместными процессами. Все эти системы имеют несколько лучшую устойчивость к распространению, чем PUREX, хотя уровень их внедрения низок. [51] [52] [53]

В ториевом цикле торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается до урана-233. Если протактиний остается в реакторе, также производятся небольшие количества урана-232, которого имеется сильный гамма-излучатель таллий-208 в цепочке распада . Как и в конструкциях с урановым топливом, чем дольше топливо и воспроизводящий материал остаются в реакторе, тем больше этих нежелательных элементов накапливается. В предполагаемых коммерческих ториевых реакторах будут накапливаться высокие уровни урана-232, что приведет к чрезвычайно высоким дозам гамма-излучения от любого урана, полученного из тория. Эти гамма-лучи усложняют безопасное обращение с оружием и конструкцию его электроники; это объясняет, почему уран-233 никогда не использовался в качестве оружия, кроме демонстраций для проверки концепции. [54]

Хотя ториевый цикл может быть устойчивым к распространению в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия урана-232), он создает риск распространения при альтернативном пути извлечения урана-233, который включает химическое извлечение протактиния-233. 233 и позволяя ему распасться до чистого урана-233 вне реактора. Этот процесс представляет собой очевидную химическую операцию, которая не требуется для нормальной работы этих конструкций реакторов, но вполне может происходить вне надзора со стороны таких организаций, как Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), и, следовательно, от нее необходимо защищаться. [55]

Производство

[ редактировать ]

Как и многие аспекты ядерной энергетики, быстрые реакторы-размножители на протяжении многих лет были предметом многочисленных споров. В 2010 году Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам заявила: «После шести десятилетий и затрат, эквивалентных десяткам миллиардов долларов, обещания о реакторах-размножителях остаются в значительной степени невыполненными, а усилия по их коммерциализации в большинстве стран неуклонно сокращаются». В Германии, Великобритании и США программы разработки реакторов-размножителей были прекращены. [56] [57] Обоснование создания реакторов-размножителей — иногда явное, а иногда и неявное — основывалось на следующих ключевых предположениях: [57] [58]

  • Ожидалось, что урана будет не хватать, а богатые месторождения быстро истощатся, если энергия ядерного деления будет использоваться в больших масштабах; реальность, однако, такова, что после окончания холодной войны уран оказался намного дешевле и в большем количестве, чем ожидали первые проектировщики. [59]
  • Ожидалось, что реакторы-размножители быстро станут экономически конкурентоспособными по сравнению с легководными реакторами, которые доминируют сегодня в атомной энергетике, но реальность такова, что капитальные затраты как минимум на 25% выше, чем у реакторов с водяным охлаждением.
  • Считалось, что реакторы-размножители могут быть такими же безопасными и надежными, как и легководные реакторы, но проблемы безопасности упоминаются как проблема быстрых реакторов, в которых используется натриевый теплоноситель, утечка которого может привести к возгоранию натрия.
  • Ожидалось, что рисками распространения, создаваемыми бридерами и их «замкнутым» топливным циклом, в котором плутоний будет перерабатываться, можно будет управлять. Но поскольку реакторы по воспроизведению плутония производят плутоний из U238, а ториевые реакторы производят делящийся U233 из тория, все циклы воспроизводства теоретически могут представлять угрозу распространения. [60] Однако U-232, который всегда присутствует в U-233, производимом в реакторах-размножителях, через свои дочерние продукты является сильным гамма-излучателем и делает обращение с оружием чрезвычайно опасным, а оружие легко обнаружить. [61]

Некоторые бывшие антиядерные сторонники стали сторонниками ядерной энергетики как чистого источника электроэнергии, поскольку реакторы-размножители эффективно перерабатывают большую часть своих отходов. Это решает одну из важнейших негативных проблем атомной энергетики. В документальном фильме « Обещание Пандоры » обосновывается необходимость реакторов-размножителей, поскольку они обеспечивают реальную мощную альтернативу энергии ископаемого топлива. Согласно фильму, один фунт урана дает столько же энергии, сколько 5000 баррелей нефти . [62] [63]

Известные реакторы

[ редактировать ]
Известные реакторы-размножители [64] [65] [66] [67]
Реактор Страна
когда построен 		Началось Неисправность Дизайн
Мне 		Финал
Мне 		Термальный
Мощность МВт 		Емкость
фактор 		Количество
утечки охлаждающей жидкости 		Нейтрон
температура 		охлаждающая жидкость Класс реактора
ДФР Великобритания 1962 1977 14 11 65 34% 7 Быстрый НаК Тест
Китайский экспериментальный быстрый реактор Китай 2012 действующий 20 22 65 40% 8 Быстрый Натрий Тест [68]
CFR-600 Китай 2017 ввод в эксплуатацию/2023 г. 642 682 1882 34% 27 Быстрый Натрий Коммерческий [69]
БН-350 Советский Союз 1973 1999 350 52 750 43% 15 Быстрый Натрий Прототип
Рапсодия Франция 1967 1983 0 – 40 – 2 Быстрый Натрий Тест
Феникс Франция 1975 2010 233 130 563 40.5% 31 Быстрый Натрий Прототип
ПФР Великобритания 1976 1994 234 234 650 26.9% 20 Быстрый Натрий Прототип
КНК II Германия 1977 1991 18 17 58 17.1% 21 Быстрый Натрий Исследования/Тестирование
СНР-300 Германия 1985 1991 327 – – только неядерные испытания – Быстрый Натрий Прототип/Коммерческий
БН-600 Советский Союз 1981 действующий 560 560 1470 74.2% 27 Быстрый Натрий Прототип/Коммерческий (Gen2)
ФФТФ НАС 1982 1993 0 – 400 – 1 Быстрый Натрий Тест
Суперфеникс Франция 1985 1998 1200 1200 3000 7.9% 7 Быстрый Натрий Прототип/Коммерческий (Gen2)
ФБТР Индия 1985 действующий 13 – 40 – 6 Быстрый Натрий Тест
ПФБР Индия ввод в эксплуатацию ввод в эксплуатацию 500 – 1250 – – Быстрый Натрий Прототип/Коммерческий (Gen3)
Джойо Япония 1977 2007 0 – 150 – – Быстрый Натрий Тест
Мондзю Япония 1995 2017 246 246 714 только пробная версия 1 Быстрый Натрий Прототип
БН-800 Россия 2015 действующий 789 880 2100 73.4% – Быстрый Натрий Прототип/Коммерческий (Gen3)
МСРЕ НАС 1965 1969 0 – 7.4 – – эпитермальный Расплавленная соль ( FLiBe ) Тест
Клементина НАС 1946 1952 0 – 0.025 – – Быстрый Меркурий Первый в мире быстрый реактор
ЭБР-1 НАС 1951 1964 0.2 0.2 1.4 – – Быстрый НаК Первый в мире энергетический реактор
Ферми-1 НАС 1963 1972 66 66 200 – – Быстрый Натрий Прототип
ЭБР-2 НАС 1964 1994 19 19 62.5 – – Быстрый Натрий Экспериментальный/Тестовый
Шиппорт НАС 1977
как заводчик 		1982 60 60 236 – – Термальный Легкая вода Экспериментальное ядро3

Советский Союз построил серию быстрых реакторов, первый из которых имел ртутное охлаждение и работал на металлическом плутонии, а более поздние — на натриевом охлаждении и на оксиде плутония. БР-1 (1955 г.) мощностью 100 Вт (тепловой), за ним последовал БР-2 мощностью 100 кВт, а затем БР-5 мощностью 5 МВт. [47] БОР-60 (первая критичность 1969 г.) имел мощность 60 МВт, строительство началось в 1965 г. [70]

Будущие заводы

[ редактировать ]
Китайский экспериментальный быстрый реактор представляет собой реактор бассейнового типа мощностью 65 МВт (тепловой), 20 МВт (электрический) с натриевым охлаждением, расчетным сроком службы 30 лет и целевым выгоранием 100 МВтсут/кг.

Индия

[ редактировать ]

Индия десятилетиями пыталась разработать реакторы-размножители на быстрых нейтронах, но неоднократно сталкивалась с задержками. [71] К декабрю 2024 года прототип реактора на быстрых нейтронах должен быть завершен и введен в эксплуатацию. [72] [73] [74] Программа предназначена для использования воспроизводящего тория-232 для получения делящегося урана-233. Индия также занимается разработкой технологии ториевого термического реактора-размножителя. Внимание Индии к торию обусловлено большими запасами страны, хотя известные мировые запасы тория в четыре раза превышают запасы урана. В 2007 году Министерство атомной энергии Индии заявило, что одновременно построит еще четыре реактора-размножителя по 500 МВт каждый, включая два в Калпаккаме . [75] [ нужно обновить ]

BHAVINI , индийская атомная энергетическая компания, была основана в 2003 году для строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации всех быстрых реакторов-размножителей II ступени, предусмотренных в трехступенчатой ​​ядерно-энергетической программе Индии . Для реализации этих планов FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт. [76] [77] [74]

Китай

[ редактировать ]

Китайский экспериментальный быстрый реактор представляет собой прототип планируемого китайского прототипа быстрого реактора мощностью 25 МВт (эл.). [78] Он начал вырабатывать электроэнергию в 2011 году. [79] Китай инициировал проект исследований и разработок в области технологии термического реактора-размножителя на расплавленной соли тория (реактор с жидким фторидом тория), о чем официально было объявлено на ежегодной конференции Китайской академии наук в 2011 году. Его конечной целью было исследование и разработка расплавленного ториевого реактора. соляная ядерная система в течение примерно 20 лет. [80] [81] [ нужно обновить ]

Южная Корея

[ редактировать ]

Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного FBR для экспорта в дополнение к стандартизированному реактору с водой под давлением и конструкциям CANDU , которые они уже разработали и построили, но еще не взялись за создание прототипа.

Модель реактора БН-600 в разрезе, замененного семейством БН-800. реакторов
Строительство реактора БН-800

Россия

[ редактировать ]

У России есть план значительного увеличения парка быстрых реакторов-размножителей. Реактор БН-800 (800 МВт) в Белоярске был построен в 2012 году, придя на смену меньшему по размеру БН-600 . [82] На полную мощность он вышел в 2016 году. [83] Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1200 МВт) планировалось завершить в 2018 году, а к концу 2030 года построить еще два реактора БН-1200. [84] Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы позволить усовершенствовать конструкцию топлива после получения большего опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из соображений стоимости. [85]

Экспериментальный быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате в Северске . Проект БРЕСТ ( русский : быстрый реактор со свинцовым теплоносителем , английский: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем ) рассматривается как преемник серии БН, а блок мощностью 300 МВт на СХК может стать предшественником варианта мощностью 1200 МВт для широкого развертывания, поскольку Коммерческий энергоблок. Программа развития является частью Федеральной программы передовых ядерных технологий на 2010–2020 годы, которая направлена ​​на использование быстрых реакторов для повышения эффективности урана при «сжигании» радиоактивных веществ, которые в противном случае были бы утилизированы как отходы. Его активная зона будет иметь диаметр около 2,3 метра и высоту 1,1 метра и содержать 16 тонн топлива. Блок будет перезаправляться каждый год, при этом каждый топливный элемент проведет в активной зоне в общей сложности пять лет. Температура свинцового теплоносителя составит около 540 °C, что обеспечит высокий КПД 43%, производство первичного тепла 700 МВт и электрическую мощность 300 МВт. Срок эксплуатации агрегата может составить 60 лет. Ожидается, что проектирование будет завершено НИКИЭТ в 2014 году, а строительство продлится с 2016 по 2020 год. [86]

Япония

[ редактировать ]

В 2006 году США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследованиях и разработке быстрых реакторов с натриевым теплоносителем в поддержку Глобального партнерства по ядерной энергии . [87] В 2007 году правительство Японии выбрало Mitsubishi Heavy Industries в качестве «основной компании по разработке FBR в Японии». Вскоре после этого была запущена компания Mitsubishi FBR Systems для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR. [88]

во Ядерная площадка Маркуль Франции, местонахождение « Феникса» (слева)

Франция

[ редактировать ]

В 2010 году французское правительство выделило евро 651,6 миллиона Комиссариату по атомной энергии для завершения проектирования ASTRID (Усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленной демонстрации), проекта реактора четвертого поколения мощностью 600 МВт, который должен быть завершен в 2020 году. [89] [90] По состоянию на 2013 год Великобритания проявила интерес к реактору PRISM и совместно с Францией работала над разработкой ASTRID. В 2019 году CEA объявило, что этот проект не будет построен до середины века. [91]

Соединенные Штаты

[ редактировать ]

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог компании Teledyne Brown Engineering , долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов с жидким фторидом тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, целью которой было разработать конструкции реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз. [92] [93] [94] [95]

В октябре 2010 года GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами Министерства энергетики США объекта Саванна-Ривер компании , который должен разрешить строительство демонстрационной установки на базе быстрого реактора-размножителя S-PRISM до получения полной версии проекта. Комиссии по ядерному регулированию . Утверждение лицензии [96] В октябре 2011 года The Independent сообщила, что Управление по выводу из эксплуатации ядерных объектов Великобритании (NDA) и старшие советники Министерства энергетики и изменения климата (DECC) запросили технические и финансовые подробности PRISM, отчасти как средство сокращения запасов плутония в стране. [97]

Реактор на бегущей волне, предложенный в патенте Intellectual Ventures, представляет собой быстрый реактор-размножитель, спроектированный таким образом, чтобы не нуждаться в переработке топлива в течение десятилетия жизни реактора. Волна породного горения в конструкции TWR движется не от одного конца реактора к другому, а постепенно изнутри наружу. Более того, поскольку состав топлива меняется в результате ядерной трансмутации, топливные стержни постоянно перетасовываются внутри активной зоны, чтобы оптимизировать поток нейтронов и использование топлива в любой данный момент времени. Таким образом, вместо того, чтобы позволить волне распространяться через топливо, само топливо перемещается через практически стационарную волну горения. Это противоречит многим сообщениям средств массовой информации, которые популяризировали концепцию реактора, напоминающего свечу, с областью горения, которая движется вниз по стержню топлива. Заменяя статическую конфигурацию ядра активно управляемым ядром «стоячей волны» или «солитоном», конструкция TerraPower позволяет избежать проблемы охлаждения сильно изменчивой области горения. В этом сценарии реконфигурация топливных стержней осуществляется удаленно с помощью роботизированных устройств; защитная емкость остается закрытой во время процедуры, и связанные с этим простои отсутствуют. [98]

См. также

[ редактировать ]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Jump up to: а б Уолтар А.Э., Рейнольдс А.Б. (1981). Реакторы на быстрых нейтронах . Нью-Йорк: Пергамон Пресс. ISBN  978-0-08-025983-3 . Архивировано из оригинала 5 января 2014 года . Проверено 4 июня 2016 г.
  2. ^ Хельмрайх, Дж. Э. Сбор редких руд: дипломатия приобретения урана, 1943–1954 гг ., Princeton UP, 1986: гл. 10 ISBN   0-7837-9349-9 .
  3. ^ Jump up to: а б Т. Накацука; и др. Текущее состояние исследований и разработок сверхкритического быстрого реактора с водяным охлаждением (сверхбыстрого реактора) в Японии . Представлено на совещании Технического комитета МАГАТЭ по SCWR в Пизе, 5–8 июля 2010 г.
  4. ^ «Технологическая дорожная карта для ядерно-энергетических систем поколения IV» (PDF) . Международный форум «Поколение IV» . Декабрь 2002 г. GIF-002-00. Архивировано (PDF) из оригинала 1 июля 2015 года . Проверено 1 июля 2015 г.
  5. ^ Jump up to: а б с д Э.А. Хоффман; В.С. Ян; РН Хилл. «Предварительные исследования конструкции активной зоны реактора с усовершенствованной горелкой в ​​широком диапазоне коэффициентов конверсии» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . ANL-AFCI-177.
  6. ^ Дэвис, Томас П. (2018). «Обзор материалов на основе железа, применимых для топлива и активной зоны будущих натриевых быстрых реакторов (SFR)» (PDF) . Управление по ядерному регулированию . Архивировано (PDF) из оригинала 3 января 2019 года . Проверено 2 января 2019 г.
  7. ^ «Интегральный быстрый реактор» . Реакторы, разработанные Аргоннской национальной лабораторией . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала 17 сентября 2013 года . Проверено 20 мая 2013 г.
  8. ^ «Анализ национальной политики № 378: Интегральные быстрые реакторы: источник безопасной, обильной, экологически чистой энергии – декабрь 2001 г.» . Архивировано из оригинала 25 января 2016 года . Проверено 13 октября 2007 г.
  9. ^ Ханнум, WH, Марш, GE, и Стэнфорд, GS (2004). PUREX и PYRO — это не одно и то же. Архивировано 23 января 2022 года в Wayback Machine . Физика и общество, июль 2004 г.
  10. ^ Вашингтонский университет (2004). Энергетические цифры: энергия в естественных процессах и потреблении человеком, некоторые цифры. Архивировано 15 сентября 2012 года в Wayback Machine . Проверено 16 октября 2007 г.
  11. ^ Jump up to: а б с д «Технологии пирообработки: переработка использованного ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано (PDF) из оригинала 19 февраля 2013 года.
  12. ^ Кирш, Стив. «Проект Интегрального быстрого реактора (IFR): вопросы и ответы Конгресса» . Архивировано из оригинала 16 декабря 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  13. ^ Стэнфорд, Джордж С. «Комментарии по поводу ошибочного прекращения проекта IFR» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 15 декабря 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  14. ^ Вернер Мейер-Ларсен: Колосс Калкара . Der Spiegel 43/1981 от 19 октября 1981 г., стр. 42–55. [[ «Колосс Калькара», Der Spiegel , 13 сентября ]] (немецкий)
  15. ^ «Торий» . Архивировано из оригинала 19 апреля 2012 года . Проверено 14 июня 2012 г.
  16. ^ «Атомная электростанция Шиппингпорта: национальная историческая достопримечательность машиностроения» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 г.
  17. ^ Адамс, Род (1 октября 1995 г.). «Легководный реактор-размножитель: адаптация проверенной системы» . Архивировано из оригинала 28 октября 2012 года . Проверено 2 октября 2012 г.
  18. ↑ Торий. Архивировано 19 апреля 2012 г. на сайте Wayback Machine, информация Всемирной ядерной ассоциации.
  19. ^ Стенгер, Виктор (12 января 2012 г.). «LFTR: долгосрочное энергетическое решение?» . Хаффингтон Пост . Архивировано из оригинала 22 декабря 2016 года . Проверено 30 сентября 2012 г.
  20. ^ Jump up to: а б Коэн, Бернард Л. «Реакторы-размножители: возобновляемый источник энергии» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала (PDF) 14 января 2013 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  21. ^ Вайнберг, А.М. и Р.П. Хаммонд (1970). «Пределы использования энергии», Ам. наук. 58, 412.
  22. ^ «В граните есть атомная энергия» . 8 февраля 2013 г.
  23. ^ 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.
  24. ^ В частности, в результате тепловыми нейтронами деления урана-235 , например, в типичном ядерном реакторе .
  25. ^ 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]».
  26. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».
  27. ^ За исключением « классически стабильных » нуклидов с периодом полураспада, значительно превышающим 232 чё; например, пока 113 м Период полураспада Cd составляет всего четырнадцать лет, а у 113 Cd составляет восемь квадриллионов лет.
  28. ^ «Обращение с радиоактивными отходами» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 21 сентября 2013 года . Проверено 19 сентября 2013 г.
  29. ^ Jump up to: а б «Поставка урана» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Проверено 11 марта 2012 г.
  30. ^ Jump up to: а б Боданский, Дэвид (январь 2006 г.). «Состояние обращения с ядерными отходами» . Физика и общество . 35 (1). Американское физическое общество. Архивировано из оригинала 16 мая 2008 года . Проверено 30 июля 2012 г.
  31. ^ «Информационный документ 15» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 года . Проверено 15 декабря 2012 г.
  32. ^ У. Мертюрек; М.В. Фрэнсис; ИК Голд. «Анализ изотопного состава отработанного ядерного топлива BWR по шкале SCALE 5 для исследований безопасности» (PDF) . ОРНЛ/ТМ-2010/286 . ОК-РИДЖ НАЦИОНАЛЬНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ. Архивировано (PDF) из оригинала 17 февраля 2013 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  33. ^ «Реакторы на быстрых нейтронах» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 марта 2016 г. Проверено 4 июня 2016 г.
  34. ^ «Нейтронные сечения 4.7.2» . Национальная физическая лаборатория. Архивировано из оригинала 1 января 2013 года . Проверено 17 декабря 2012 г.
  35. ^ Дэвид, Сильвен; Элизабет Хаффер; Эрве Нифенекер. «Возвращаясь к торий-урановому ядерному топливному циклу» (PDF) . новости еврофизики. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июля 2007 года . Проверено 11 ноября 2018 г.
  36. ^ «Делящиеся изотопы» . Архивировано из оригинала 8 ноября 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  37. ^ «Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора» (PDF) . п. 21. Архивировано (PDF) из оригинала 27 октября 2014 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  38. ^ «Таблица сечений» .
  39. ^ Кадак, профессор Эндрю К. «Лекция 4, Истощение топлива и связанные с этим последствия» . Безопасность эксплуатации реактора 22.091/22.903 . Полушарие, по данным MIT. п. Таблица 6–1, «Средние коэффициенты конверсии или воспроизводства для эталонных реакторных систем». Архивировано из оригинала 17 октября 2015 года . Проверено 24 декабря 2012 г.
  40. ^ Родригес, Пласид; Ли С.М. «Кто боится заводчиков?» . Центр атомных исследований Индиры Ганди, Калпаккам 603 102, Индия. Архивировано из оригинала 26 марта 2013 года . Проверено 24 декабря 2012 г.
  41. ^ Р. Прасад (10 октября 2002 г.). «Быстрый реактор-размножитель: необходимо ли современное топливо?» . Индус . Ченнаи, Индия. Архивировано из оригинала 5 декабря 2003 года.
  42. ^ «Системы быстрых реакторов и инновационное топливо для гомогенной переработки малых актинидов» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 13 октября 2016 г.
  43. ^ Адамс, Р. (1995). Легководный реактор-размножитель ( архивировано 15 сентября 2007 г. в Wayback Machine ), Atomic Energy Insights 1 .
  44. ^ Кастен, PR (1998) Обзор концепции ториевого реактора Радковского ( архивировано 25 февраля 2009 г. в Wayback Machine ). Наука и глобальная безопасность 7 , 237–269.
  45. ^ Реакторы на быстрых нейтронах ( архивировано 11 сентября 2006 года в Wayback Machine ), факультет физики и астрономии, Университет штата Джорджия . Проверено 16 октября 2007 г.
  46. ^ Хираока Т., Сако К., Такано Х., Исии Т. и Сато М. (1991). Быстрый реактор высокого воспроизводства с продувкой газом продуктов деления/металлическими тепловыделяющими сборками «труба в оболочке» ( архивировано 29 сентября 2007 г. на Wayback Machine ). Ядерные технологии 93 , 305–329.
  47. ^ Jump up to: а б Валерий Коробейников (31 марта – 2 апреля 2014 г.). Инновационные концепции на основе технологии быстрых реакторов (PDF) . 1-е консультативное совещание по рассмотрению инновационных концепций реакторов для предотвращения тяжелых аварий и смягчения их последствий. Международное агентство по атомной энергии . Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 года.
  48. ^ Р. Бари; и др. (2009). «Исследование снижения риска распространения при альтернативной переработке отработанного топлива» (PDF) . БНЛ-90264-2009-ЦП . Брукхейвенская национальная лаборатория. Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 года . Проверено 16 декабря 2012 г.
  49. ^ К.Г. Батке; и др. (2008). «Оценка устойчивости материалов к распространению в усовершенствованных топливных циклах» (PDF) . Министерство энергетики. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июня 2009 года . Проверено 16 декабря 2012 г.
  50. ^ «Оценка устойчивости материалов к распространению в усовершенствованных ядерных топливных циклах» (PDF) . 2008. Архивировано из оригинала (PDF) 21 сентября 2013 года . Проверено 16 декабря 2012 г.
  51. ^ Одзава, М.; Сано, Ю.; Номура, К.; Кома, Ю.; Таканаши, М. «Новая система переработки, состоящая из процессов PUREX и TRUEX, для полного разделения долгоживущих радионуклидов» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 года . Проверено 20 сентября 2013 г.
  52. ^ Симпсон, Майкл Ф.; Закон, Джек Д. (февраль 2010 г.). «Переработка ядерного топлива» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 года . Проверено 20 сентября 2013 г.
  53. ^ «Исследование снижения риска распространения при альтернативной переработке отработанного топлива» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 1 января 2017 года . Проверено 1 января 2017 г.
  54. ^ Канг и фон Хиппель (2001). «U-232 и устойчивость к распространению U-233 в отработавшем топливе» (PDF) . 0892-9882/01 . Наука и глобальная безопасность, том 9, стр. 1–32. Архивировано из оригинала (PDF) 30 марта 2015 года . Проверено 18 декабря 2012 г.
  55. ^ «Торий: предупреждения о распространении ядерного «чудо-топлива» » . 2012. Архивировано из оригинала 23 сентября 2017 года . Проверено 22 сентября 2017 г.
  56. ^ М.В. Рамана ; Микл Шнайдер (май – июнь 2010 г.). «Пришло время отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Бюллетень ученых-атомщиков . Архивировано (PDF) из оригинала 6 декабря 2013 года . Проверено 3 декабря 2013 г.
  57. ^ Jump up to: а б Франк фон Хиппель; и др. (февраль 2010 г.). Программы реакторов на быстрых нейтронах: история и статус (PDF) . Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам. ISBN  978-0-9819275-6-5 . Архивировано (PDF) из оригинала 7 апреля 2020 г. Проверено 28 апреля 2014 г.
  58. ^ М.В. Рамана ; Микл Шнайдер (май – июнь 2010 г.). «Пришло время отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Бюллетень ученых-атомщиков . Архивировано (PDF) из оригинала 6 декабря 2013 года . Проверено 3 декабря 2013 г.
  59. ^ «Глобальное предложение и спрос на уран – Совет по международным отношениям» . Архивировано из оригинала 10 апреля 2012 года . Проверено 10 февраля 2012 г.
  60. ^ «Глобальное предложение и спрос на уран – Совет по международным отношениям» . Архивировано из оригинала 5 мая 2012 года . Проверено 25 июля 2012 г.
  61. ^ Введение в оружие массового поражения , Лэнгфорд, Р. Эверетт (2004). Хобокен, Нью-Джерси: John Wiley & Sons. п. 85. ISBN   0-471-46560-7 . «США испытали несколько бомб с ураном-233, но наличие урана-232 в уране-233 было проблемой; уран-232 является обильным альфа-излучателем и имеет тенденцию «отравлять» бомбу с ураном-233, сбивая ее с места. нейтроны из примесей в материале бомбы, что привело к возможной предварительной детонации. Отделение урана-232 от урана-233 оказалось очень трудным и непрактичным. Бомба с ураном-233 так и не была развернута, поскольку плутония-239 стало много. ."
  62. ^ Лен Кох, инженер-новатор-ядерщик (2013 г.). Обещание Пандоры (Кинофильм). Impact Partners и CNN Films. Через 11 минут. Архивировано из оригинала (DVD, в потоковом режиме) 18 апреля 2014 года . Проверено 24 апреля 2014 г. Один фунт урана размером с кончик моего пальца, если бы можно было высвободить всю энергию, эквивалентен примерно 5000 баррелям нефти.
  63. ^ Только Кох (2013). Обещание Пандоры . Нетфликс (Кинофильм). [ постоянная мертвая ссылка ]
  64. ^ «Ядерный синтез: ВЯА — Всемирная ядерная ассоциация» . Архивировано из оригинала 16 марта 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  65. ^ С.Р. Пиллаи, М.В. Рамана (2014). «Реакторы-размножители: возможная связь между коррозией металла и утечками натрия» . Бюллетень ученых-атомщиков . 70 (3): 49–55. Бибкод : 2014BuAtS..70c..49P . дои : 10.1177/0096340214531178 . S2CID   144406710 . Архивировано из оригинала 17 октября 2015 года . Проверено 15 февраля 2015 г.
  66. ^ «База данных по ядерным энергетическим реакторам» . ПРИС . МАГАТЭ. Архивировано из оригинала 2 июня 2013 года . Проверено 15 февраля 2015 г.
  67. ^ «Экспериментальный реактор-размножитель 1 (EBR-1) — Cheeka Tales» . Архивировано из оригинала 2 апреля 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  68. ^ «Китайский быстрый реактор начинает работу на большой мощности: Новое ядерное оружие – World Nuclear News» .
  69. ^ «Новые китайские реакторы-размножители могут производить больше, чем просто ватты – спектр IEEE» .
  70. ^ ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации НИИ атомных реакторов». «Экспериментальный быстрый реактор БОР-60» . Архивировано из оригинала 31 декабря 2012 года . Проверено 15 июня 2012 г.
  71. ^ «У первого в Индии прототипа быстрого реактора-размножителя новый срок. Стоит ли нам доверять этому? – The Wire Science» . 20 августа 2020 г.
  72. ^ Шрикант (27 ноября 2011 г.). «80% работ по реактору-размножителю на быстрых нейтронах в Калпаккаме завершено» . Индус . Калпаккам. Архивировано из оригинала 28 ноября 2011 года . Проверено 25 марта 2012 г.
  73. ^ Джаганатан, Венкатачари (11 мая 2011 г.). «Новый быстроразмножающий реактор Индии на правильном пути, ядерная энергетика со следующего сентября» . Индостан Таймс . Ченнаи. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 года . Проверено 25 марта 2012 г.
  74. ^ Jump up to: а б «Первый в Индии прототип реактора на быстрых нейтронах находится на завершающей стадии ввода в эксплуатацию» . Новый Индийский экспресс . Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 года . Проверено 20 сентября 2021 г.
  75. ^ «Дом – Защита Индии» . Архивировано из оригинала 24 ноября 2011 года.
  76. ^ Концептуальный проект ядра PFBRС.М. Ли, С. Говиндараджан, Р. Индира, Т.М. Джон, П. Моханакришнан, Р. Шанкар Сингх, С. Б. БходжеЦентр атомных исследований Индиры Ганди (IGCAR), Калпаккам, Индия https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/014/28014318.pdf. Архивировано 20 сентября 2021 г. в Wayback Machine.
  77. ^ «FBR-600 — индийский коммерческий реактор на быстрых нейтронах нового поколения [CFBR]» . Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 года . Проверено 20 сентября 2021 г.
  78. ^ «База данных МАГАТЭ по реакторам на быстрых нейтронах» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 28 июня 2011 года . Проверено 13 марта 2011 г.
  79. ^ «Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах начинает вырабатывать электроэнергию» . синьхуанет. Июль 2011. Архивировано из оригинала 7 апреля 2016 года . Проверено 21 июля 2011 г.
  80. ^ Циминь, Сюй (26 января 2011 г.). «Будущее безопасности атомных электростанций «не привередливо в еде» » (на китайском языке). Архивировано из оригинала 17 июля 2012 года . Проверено 30 октября 2011 г. Вчера, когда Академия наук Китая первой начала один из стратегических лидеров в области науки и технологий, был официально запущен проект «Будущее передовой энергии ядерного деления - ядерная энергия, система реакторов на расплавленной соли на основе тория». Научная цель - около 20 лет разработать новое поколение ядерно-энергетических систем, весь технический уровень которого будет достигнут в ходе испытаний и иметь все права интеллектуальной собственности.
  81. ^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку по развитию ядерной энергетики из тория» . Блог об окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания). Архивировано из оригинала 19 мая 2017 года . Проверено 30 октября 2011 г.
  82. ^ "Белоярская АЭС: начался выход БН-800 на минимальный уровень мощности" . AtomInfo.ru. Archived from the original on 30 June 2014 . Retrieved 27 July 2014 .
  83. ^ «Российский быстрый реактор вышел на полную мощность» . Архивировано из оригинала 27 октября 2017 года . Проверено 27 октября 2017 г.
  84. ^ "До 2030 в России намечено строительство трёх энергоблоков с реакторами БН-1200" . AtomInfo.ru. Archived from the original on 5 August 2014 . Retrieved 27 July 2014 .
  85. ^ «Россия откладывает БН-1200 в целях улучшения конструкции топлива» . Мировые ядерные новости. 16 апреля 2015 года. Архивировано из оригинала 21 июня 2015 года . Проверено 19 апреля 2015 г.
  86. ^ «Быстрые шаги в развитии атомной энергетики в Сибири» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 12 октября 2012 года . Проверено 8 октября 2012 года .
  87. ^ «Министерство энергетики - Международный форум «Поколение IV» подписывает соглашение о сотрудничестве в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением» . Архивировано из оригинала 20 апреля 2008 года.
  88. ^ «MHI запускает группу быстрых заводчиков» . Международная организация ядерной инженерии . Архивировано из оригинала 28 июля 2007 года . Проверено 13 марта 2011 г.
  89. ^ Мировые ядерные новости (16 сентября 2010 г.). «Французское правительство выделяет средства для Астрид» . Архивировано из оригинала 14 июля 2014 года . Проверено 15 июня 2012 г.
  90. ^ «Четвертое поколение: к устойчивой ядерной энергетике» (PDF) (на французском языке). СЕА. Архивировано (PDF) из оригинала 3 июня 2012 года . Проверено 15 июня 2012 г.
  91. ^ «Франция отказывается от планов строительства ядерного реактора с натриевым теплоносителем» . Рейтер . 30 августа 2019 года. Архивировано из оригинала 24 сентября 2019 года . Проверено 20 ноября 2019 г.
  92. ^ «Флайб Энерджи» . Архивировано из оригинала 7 февраля 2013 года . Проверено 29 октября 2011 г.
  93. ^ «Кирк Соренсен основал компанию Flibe Energy, основанную Thorium Power» . Следующее би-будущее. 23 мая 2011 года. Архивировано из оригинала 26 октября 2011 года . Проверено 30 октября 2011 г.
  94. ^ «Онлайн-чат: технолог ядерного тория Кирк Соренсен» . Блог об окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания). 7 сентября 2001 г. Архивировано из оригинала 15 июля 2014 г. Проверено 30 октября 2011 г.
  95. ^ Мартин, Уильям Т. (27 сентября 2011 г.). «Новая Хантсвиллская компания будет строить ядерные реакторы на основе тория» . Лента новостей Хантсвилля. Архивировано из оригинала 6 апреля 2012 года . Проверено 30 октября 2011 г. {{cite web}}: CS1 maint: неподходящий URL ( ссылка )
  96. ^ «Прототип призмы предложен для реки Саванна» . Мировые ядерные новости . 28 октября 2010 г. Архивировано из оригинала 28 января 2019 г. . Проверено 4 ноября 2010 г.
  97. ^ Коннор, Стив (28 октября 2011 г.). «Новая жизнь старой идеи, которая могла бы растворить наши ядерные отходы» . Независимый . Лондон. Архивировано из оригинала 29 октября 2011 года . Проверено 30 октября 2011 г.
  98. ^ «TR10: Реактор бегущей волны» . Обзор технологий . Март 2009 г. Архивировано из оригинала 4 мая 2012 г. Проверено 6 марта 2009 г.
[ редактировать ]
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Breeder_reactor&oldid=1236120272"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: b170155861f722473253fbf3c119b432__1721684580
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/b1/32/b170155861f722473253fbf3c119b432.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Breeder 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.)