stringtranslate.com

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] и новые методы обогащения урана снизили затраты на топливо.

Топливные ресурсы

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. [3] Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей может 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 . [4] [5] 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. [6]

Топливная эффективность и виды ядерных отходов

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. 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 трансураны (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 сами по себе не подвергаются делению и поэтому не могут использоваться в качестве ядерного топлива ни для ядерного оружия, ни для ядерных реакторов. 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. [7]

В связи с растущей обеспокоенностью по поводу ядерных отходов, возобновляемый интерес к топливным циклам возрос, поскольку они могут уменьшить количество актинидных отходов, особенно плутония и второстепенных актинидов . [8] 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. Из-за физической странности, упомянутой ниже, 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. [9]

Сегодняшние коммерческие легководные реакторы действительно порождают новые делящиеся материалы, главным образом в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как размножители, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний , чтобы заменить потребляемый уран-235 . Тем не менее, по крайней мере одна треть энергии, производимой коммерческими ядерными реакторами, происходит за счет деления плутония, образующегося в топливе. [15] Даже при таком уровне потребления плутония легководные реакторы потребляют только часть плутония и второстепенных актинидов, которые они производят, и накапливаются неделящиеся изотопы плутония вместе со значительными количествами других второстепенных актинидов. [16]

Коэффициент конверсии, безубыточность, коэффициент воспроизводства, время удвоения и выгорание.

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 спроектированных и эксплуатируемых актинидных горелок [17], подвергаются той или иной степени 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 ( PHWR ), работающие на природном уране, имеют коэффициент конверсии 0,8. [18] В реакторе-размножителе коэффициент конверсии выше 1. «Безубыточность» достигается, когда коэффициент конверсии достигает 1,0 и реактор производит столько делящегося материала, сколько использует.

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. [19] [20]

« 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 своей конструкции имеют чрезвычайно высокое выгорание по сравнению с обычными реакторами, поскольку реакторы-размножители производят гораздо больше отходов в виде продуктов деления, в то время как большая часть или все актиниды предназначены для деления и уничтожения. [21]

В прошлом разработка реакторов-размножителей была сосредоточена на реакторах с низкими коэффициентами воспроизводства: от 1,01 для реактора Шиппорт [22] [23], работающего на ториевом топливе и охлаждаемого обычной легкой водой, до более 1,2 для советского жидкометаллического БН-350. -охлаждаемый реактор. [24] 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. [25] Советский испытательный реактор БР-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в непромышленных условиях. [26]

Типы реактора-размножителя

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 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, конструкция с очень сильно замедлившимся тепловым режимом, превратился в концепцию сверхбыстрого реактора [27] , использующую легкую воду в сверхкритической форме с чрезвычайно низкой плотностью для увеличения экономии нейтронов, достаточной для обеспечения воспроизводства.

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 делящегося топлива, длительная стационарная работа или активное горение. ядерных отходов.

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:

переработка

Деление ядерного топлива в любом реакторе неизбежно приводит к образованию продуктов деления, поглощающих нейтроны . Чтобы удалить эти нейтронные яды , необходимо переработать плодородный материал из реактора-размножителя . 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. [28] Наиболее распространенный метод переработки, PUREX , вызывает особую озабоченность, поскольку он был специально разработан для выделения чистого 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. [29] [30]

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. [3] Более традиционные системы переработки на водной основе включают 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. [31] [32] [33]

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, в цепочке распада которого имеется сильный гамма-излучатель таллий-208 . 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. [34]

Хотя ториевый цикл может быть устойчивым к распространению в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия урана-232), он создает риск распространения из-за альтернативного 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 поэтому от нее необходимо защититься. [35]

Уменьшение отходов

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. 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.). [8] Поскольку реакторы-размножители с замкнутым топливным циклом 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 будет уменьшен на тоже коэффициент около 100. Хотя объем отходов реактора-размножителя значительно сокращается , активность отходов примерно такая же, как и у легководного реактора. [41]

Кроме того, отходы реактора-размножителя имеют другой характер распада, поскольку 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. [9]

В принципе, топливные циклы-размножители могут перерабатывать и потреблять все актиниды, [4] оставляя 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 года до двухсот тысяч лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов реактора на быстрых нейтронах быстро упадет до низкого уровня долгоживущих продуктов деления . Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых соединений от отработавшего топлива. Если используемые методы переработки топлива оставят большую долю трансурановых соединений в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено. [3]

Оба типа циклов размножения могут сократить отходы актинидов:

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. [17]

Концепции реактора-размножителя

Существует несколько концепций реакторов-размножителей; два основных из них:

Быстрый реактор-размножитель

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

В 2006 году все крупные электростанции с быстрыми реакторами-размножителями (FBR) представляли собой жидкометаллические быстрые реакторы-размножители ( LMFBR ), охлаждаемые жидким натрием . Они были одной из двух конструкций: [1] : 43. 

Во всех современных конструкциях реакторов на быстрых нейтронах в качестве основного теплоносителя используется жидкий металл для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, вырабатывающих электроэнергию. FBR были построены с охлаждением жидкими металлами, отличными от натрия: в некоторых ранних FBR использовалась ртуть , в других экспериментальных реакторах использовался натриево - калиевый сплав под названием NaK . 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. Также использовались свинец и сплав свинец-висмут .

Три из предлагаемых типов реакторов поколения IV являются FBR: [45]

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 также можно использовать отдельно.

Многие конструкции окружают активную зону слоем трубок, содержащих неделящийся уран-238, который, захватывая быстрые нейтроны в результате реакции в активной зоне, превращается в делящийся плутоний-239 (как и некоторая часть урана в активной зоне). который затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR основаны на геометрии самого топлива (которое также содержит уран-238), обеспечивающего захват достаточного количества быстрых нейтронов. Сечение деления плутония-239 (или делящегося урана-235) в быстром спектре значительно меньше, чем в тепловом, как и соотношение между сечением деления 239 Pu/ 235 U и сечением поглощения 238 U. -раздел. Это увеличивает концентрацию 239 Pu/ 235 U, необходимую для поддержания цепной реакции , а также соотношение воспроизводства и деления. [17] 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, это сильно влияет на выход нейтронов и, следовательно, на размножение 239 Pu . 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. [27]

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, как показано в обзоре ONR-RRR-088. [46] Сталь , упрочненная оксидно-дисперсионным усилением (ODS), рассматривается как долговечный радиационно-стойкий материал топливной оболочки, который преодолевает недостатки современных материалов.

По состоянию на 2017 год в промышленной эксплуатации находятся только два реактора-размножителя : реактор БН-600 мощностью 560 МВт и реактор БН-800 мощностью 880 МВт. Оба являются российскими реакторами с натриевым теплоносителем.

Интегральный быстрый реактор

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. ). [47] [48]

Чтобы решить проблему утилизации отходов, у IFR была установка по переработке топлива с электрохимическим получением , которая перерабатывала уран и все трансурановые соединения (не только плутоний) посредством гальваники , оставляя в отходах только продукты деления с коротким периодом полураспада . 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. [49] Такие системы не только смешивают все второстепенные актиниды как с ураном, так и с плутонием, они компактны и автономны, так что никакой плутонийсодержащий материал не нужно транспортировать 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 металлического природного урана. Количество природного металлического урана, эквивалентное блоку размером с ящик для молока, доставляемое раз в месяц, будет всем топливом, которое понадобится такому реактору мощностью 1 гигаватт. [50] Такие автономные бридеры в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самоподдерживающаяся конечная цель разработчиков ядерных реакторов. [3] [17] Проект был отменен в 1994 году министром энергетики США Хейзел О'Лири . [51] [52]

Другие быстрые реакторы

Графитовое ядро ​​эксперимента с реактором на расплавленной соли

Другой предлагаемый 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. [53]

Индия также разрабатывает технологию FBR, используя как урановое, так и ториевое сырье. [ нужна цитата ]

Термический реактор-размножитель

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

Усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) — одно из немногих предлагаемых крупномасштабных применений тория . [54] 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 Атомной электростанции Шиппорт мощностью 60 МВт был легководный бридер тория, который начал работать в 1977 году. [55] 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 имело место размножение тория. [56] [57]

Реактор с жидким фторидом тория (LFTR) также планируется использовать в качестве термического размножителя тория. Реакторы на жидком фториде могут иметь привлекательные характеристики, такие как внутренняя безопасность, отсутствие необходимости изготовления топливных стержней и, возможно, более простая переработка жидкого топлива. Эта концепция была впервые исследована в эксперименте с реактором на расплавленной соли в Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах. С 2012 года он стал предметом возобновления интереса во всем мире. [58] Япония, Индия, Китай, Великобритания, а также частные компании из США, Чехии и Австралии выразили намерение развивать и коммерциализировать эту технологию. [ нужна цитата ]

Обсуждение

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. [59] [60] Обоснование создания реакторов-размножителей — иногда явное, а иногда и неявное — основывалось на следующих ключевых предположениях: [60] [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 . [65] [66]

FBR построены и эксплуатируются в США, Великобритании, Франции, бывшем СССР , Индии и Японии. [1] Экспериментальный FBR SNR-300 был построен в Германии, но так и не эксплуатировался и в конечном итоге был остановлен из-за политических разногласий после чернобыльской катастрофы . По состоянию на 2019 год в России для выработки электроэнергии эксплуатируются два FBR. Планируется построить несколько реакторов, многие из которых предназначены для исследований, связанных с инициативой реактора поколения IV . [ временные рамки? ] [67] [68] [69]

Разработка и известные реакторы-размножители

Советский Союз (в состав которого входили Россия и другие страны, распавшиеся в 1991 году) 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. [26]

БОР-60 (первая критичность - 1969 г.) имел мощность 60 МВт, строительство началось в 1965 г. [75]

БН-600 (1981 г.), а затем российский БН -800 (2016 г.)

Будущие растения

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 десятилетиями пыталась разработать реакторы-размножители на быстрых нейтронах, но неоднократно сталкивалась с задержками. [76] В 2012 году должен был быть завершен и введен в эксплуатацию проект FBR под названием « Прототип реактора на быстрых нейтронах» . [77] [78] [79] Программа предназначена для использования воспроизводящего тория-232 для получения делящегося урана-233. Индия также разрабатывает технологию 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 (DAE) заявило, что одновременно построит еще четыре реактора-размножителя по 500 МВт каждый, включая два в Калпаккаме. [80] [ нужно обновить ]

BHAVINI , индийская атомная энергетическая компания, была основана в 2003 году для строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации всех реакторов-размножителей на быстрых нейтронах II стадии, предусмотренных трехступенчатой ​​индийской ядерно-энергетической программой . Для реализации этих планов индийский FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт. [81] [82] [79]

Китайский экспериментальный быстрый реактор (CEFR) представляет собой прототип планируемого китайского прототипа быстрого реактора (CFRP) мощностью 25 МВт (эл.). [83] Он начал вырабатывать электроэнергию 21 июля 2011 года. [84]

Китай также инициировал проект исследований и разработок в области технологии термического реактора-размножителя на расплавленной соли тория (реактор с жидким фторидом тория), о котором официально было объявлено на ежегодной конференции Китайской академии наук (CAS) в январе 2011 года. Его конечной целью было исследование и разработка ядерную систему на основе расплавленной соли на основе тория в течение примерно 20 лет. [85] [86] [ нужно обновить ]

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. [87] [88] [89] [90]

Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного FBR для экспорта в дополнение к стандартизированным конструкциям PWR (водо-водяной реактор) и CANDU , которые они уже разработали и построили, но еще не взялись за создание прототипа.

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

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 . В июне 2014 года БН-800 был запущен в режиме минимальной мощности. [91] Работая с номинальным КПД 35%, реактор включился в энергетическую сеть 10 декабря 2015 года. [92] На полную мощность он вышел в августе 2016 года. [93]

Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1200 МВт) планировалось завершить в 2018 году, а два дополнительных реактора БН-1200 были построены к концу 2030 года. [94] Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы обеспечить топливо. конструкция будет улучшена после получения большего опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из соображений стоимости. [95]

Экспериментальный быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате (СХК) 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, 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. [96]

16 февраля 2006 года США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследованиях и разработке быстрых реакторов с натриевым теплоносителем в поддержку Глобального партнерства по ядерной энергии . [97]

В апреле 2007 года правительство Японии выбрало Mitsubishi Heavy Industries (MHI) в качестве «основной компании по разработке FBR в Японии». Вскоре после этого MHI основала новую компанию Mitsubishi FBR Systems (MFBR) для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR. [98]

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

В сентябре 2010 года французское правительство выделило 651,6 миллиона евро 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. [99 ] [100] 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. [101]

В октябре 2010 года компания GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами объекта Саванна-Ривер Министерства энергетики США , который должен разрешить строительство демонстрационной установки на базе быстрого реактора-размножителя S-PRISM компании до получения полной версии проекта. Утверждение лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC). [102] 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 снижения выбросов в страну. запасы плутония. [103]

Реактор бегущей волны (TWR), предложенный в патенте Intellectual Ventures , представляет собой быстрый реактор-размножитель, разработанный 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. [104]

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ abc Waltar AE, Reynolds AB (1981). Быстрые реакторы-размножители. 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. ^ abcd «Технологии пирообработки: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано (PDF) из оригинала 19 февраля 2013 года.
  4. ^ Аб 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.
  5. ^ Вайнберг, А.М. и Р.П. Хаммонд (1970). «Пределы использования энергии», Ам. наук. 58, 412.
  6. ^ «В граните есть атомная энергия». 8 февраля 2013 г.
  7. ^ «Обращение с радиоактивными отходами». Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 21 сентября 2013 года . Проверено 19 сентября 2013 г.
  8. ^ ab «Поставки урана». Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Проверено 11 марта 2012 г.
  9. ^ Аб Бодански, Дэвид (январь 2006 г.). «Состояние утилизации ядерных отходов». Физика и общество . 35 (1). Американское физическое общество. Архивировано из оригинала 16 мая 2008 года . Проверено 30 июля 2012 г.
  10. ^ ab «Ядерный синтез: WNA - Всемирная ядерная ассоциация». Архивировано из оригинала 16 марта 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  11. ^ «Обильная энергия: история интегрального быстрого реактора» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 27 октября 2014 г. Проверено 2 марта 2015 г.
  12. ^ «Радиоактивность: быстрые нейтроны». Архивировано из оригинала 20 февраля 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  13. ^ «Радиоактивность: захват нейтронов». Архивировано из оригинала 2 апреля 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  14. ^ «Таблица нуклидов, от ртути до U» . Архивировано из оригинала 7 марта 2015 года.
  15. ^ «Информационный документ 15». Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 года . Проверено 15 декабря 2012 г.
  16. ^ 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.
  17. ^ abcd EA 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.
  18. ^ Кадак, профессор Эндрю К. «Лекция 4, Истощение топлива и связанные с этим эффекты». 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.
  19. ^ Родригес, Пласид; Ли С.М. «Кто боится заводчиков?». Центр атомных исследований имени Индиры Ганди, Калпаккам 603 102, Индия. Архивировано из оригинала 26 марта 2013 года . Проверено 24 декабря 2012 г.
  20. ^ Р. Прасад (10 октября 2002 г.). «Быстрый реактор-размножитель: необходимо ли современное топливо?». Индус . Ченнаи, Индия. Архивировано из оригинала 5 декабря 2003 года.
  21. ^ «Системы быстрых реакторов и инновационное топливо для гомогенной переработки малых актинидов» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 13 октября 2016 г.
  22. ^ Адамс, Р. (1995). Легководный реактор-размножитель (архивировано 15 сентября 2007 г. в Wayback Machine ), Atomic Energy Insights 1 .
  23. ^ Кастен, PR (1998) Обзор концепции ториевого реактора Радковского (архивировано 25 февраля 2009 г. в Wayback Machine ). Наука и глобальная безопасность 7 , 237–269.
  24. ^ Реакторы на быстрых нейтронах (архивировано 11 сентября 2006 года в Wayback Machine ), факультет физики и астрономии, Университет штата Джорджия . Проверено 16 октября 2007 г.
  25. ^ Хираока Т., Сако К., Такано Х., Исии Т. и Сато М. (1991). Быстрый реактор высокого воспроизводства с продувкой газом продуктов деления / металлические тепловыделяющие сборки «труба в оболочке» (архивировано 29 сентября 2007 г. на Wayback Machine ). Ядерные технологии 93 , 305–329.
  26. ^ аб 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.
  27. ^ аб Т. Накацука; и другие. 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.
  28. ^ Р. Бари; и другие. (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.
  29. ^ К.Г. Батке; и другие. (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.
  30. ^ «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.
  31. ^ 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.
  32. ^ 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.
  33. ^ «Исследование снижения риска распространения при альтернативной переработке отработавшего топлива» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 1 января 2017 года . Проверено 1 января 2017 г.
  34. ^ 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.
  35. ^ «Торий: предупреждения о распространении ядерного «чудо-топлива»» . 2012. Архивировано из оригинала 23 сентября 2017 года . Проверено 22 сентября 2017 г.
  36. ^ Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле он является субактинидом, 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.
  37. ^ В частности, в результате деления урана-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  38. ^ 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 периода около 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk 248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Никакого роста Cf 248 , а нижний предел периода полураспада β можно установить на уровне около 10 4 [лет]. Никакой альфа-активности, приписываемой новому изомеру, не обнаружено. Период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет]. ]."
  39. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».
  40. ^ За исключением « классически стабильных » нуклидов с периодом полураспада, значительно превышающим 232 Th; например, период полураспада 113m Cd составляет всего четырнадцать лет, а период полураспада 113 Cd составляет восемь квадриллионов лет.
  41. ^ «Реакторы на быстрых нейтронах» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 марта 2016 г. Проверено 4 июня 2016 г.
  42. ^ «Нейтронные сечения 4.7.2». Национальная физическая лаборатория. Архивировано из оригинала 1 января 2013 года . Проверено 17 декабря 2012 г.
  43. ^ 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.
  44. ^ «Делящиеся изотопы». Архивировано из оригинала 8 ноября 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  45. ^ «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.
  46. ^ 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.
  47. ^ «Интегральный быстрый реактор». Реакторы, разработанные Аргоннской национальной лабораторией . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала 17 сентября 2013 года . Проверено 20 мая 2013 г.
  48. ^ «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.
  49. ^ 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.
  50. ^ 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.
  51. ^ Кирш, Стив. «Проект Интегральный быстрый реактор (IFR): вопросы и ответы Конгресса». Архивировано из оригинала 16 декабря 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  52. ^ Стэнфорд, Джордж С. «Комментарии по поводу ошибочного прекращения проекта IFR» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 15 декабря 2012 года . Проверено 25 декабря 2012 г.
  53. ^ Вернер Мейер-Ларсен: Der Koloß von Kalkar . Der Spiegel 43/1981, от 19 октября 1981 г., S. 42–55. [[ "Der Koloß von Kalkar", Der Spiegel , 13 сентября.]] (Немецкий)
  54. ^ "Торий". Архивировано из оригинала 19 апреля 2012 года . Проверено 14 июня 2012 г.
  55. ^ «Атомная электростанция Шиппингпорта: национальная историческая достопримечательность машиностроения» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 г.
  56. ^ Адамс, Род (1 октября 1995 г.). «Легководный реактор-размножитель: адаптация проверенной системы». Архивировано из оригинала 28 октября 2012 года . Проверено 2 октября 2012 г.
  57. ↑ Торий. Архивировано 19 апреля 2012 г. на сайте Wayback Machine , информация Всемирной ядерной ассоциации.
  58. ↑ Стенгер, Виктор (12 января 2012 г.). «LFTR: долгосрочное энергетическое решение?». Хаффингтон Пост . Архивировано из оригинала 22 декабря 2016 года . Проверено 30 сентября 2012 г.
  59. ^ 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.
  60. ^ аб Франк фон Хиппель; и другие. (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.
  61. ^ 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.
  62. ^ «Глобальное предложение и спрос на уран - Совет по международным отношениям». Архивировано из оригинала 10 апреля 2012 года . Проверено 10 февраля 2012 г.
  63. ^ «Глобальное предложение и спрос на уран - Совет по международным отношениям». Архивировано из оригинала 5 мая 2012 года . Проверено 25 июля 2012 г.
  64. ^ 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. ." 
  65. ^ Лен Кох, инженер-ядерщик (2013). 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.
  66. ^ Лен Кох (2013). Обещание Пандоры. Нетфликс (Кинофильм).[ постоянная мертвая ссылка ]
  67. ^ «Французский прототип реактора 4-го поколения ASTRID» (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 года . Проверено 28 августа 2015 г.
  68. ^ А.Г. Глазов; В.Н. Леонов; В.В. Орлов; А.Г. Сила-Новицкий; В.С. Смирнов; А.И. Филин; В.С. Цикунов (2007). «Брестский реактор и заводской ядерный топливный цикл» (PDF) . Атомная энергия . 103 (1): 501–508. дои : 10.1007/s10512-007-0080-5. S2CID  95683011. Архивировано (PDF) из оригинала 4 марта 2016 года . Проверено 28 августа 2015 г.
  69. ^ «Ядерные реакторы поколения IV». Всемирная ядерная ассоциация . Май 2017. Архивировано из оригинала 13 августа 2015 года . Проверено 28 августа 2015 г.
  70. ^ 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.
  71. ^ «База данных по ядерным энергетическим реакторам». ПРИС . МАГАТЭ. Архивировано из оригинала 2 июня 2013 года . Проверено 15 февраля 2015 г.
  72. ^ "Экспериментальный реактор-размножитель 1 (EBR-1) - Cheeka Tales" . Архивировано из оригинала 2 апреля 2015 года . Проверено 2 марта 2015 г.
  73. ^ «Китайский быстрый реактор начинает работу на высокой мощности: Новое ядерное оружие - World Nuclear News» .
  74. ^ «Новые китайские реакторы-размножители могут производить больше, чем просто ватт - Спектр IEEE» .
  75. ^ 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.
  76. ^ «У первого в Индии прототипа быстрого реактора-размножителя новый срок. Должны ли мы ему доверять? - Wire Science» . 20 августа 2020 г.
  77. ^ Шрикант (27 ноября 2011 г.). «80% работ по реактору на быстрых нейтронах в Калпаккаме завершено». Индус . Калпаккам. Архивировано из оригинала 28 ноября 2011 года . Проверено 25 марта 2012 г.
  78. ^ Джаганатан, Венкатачари (11 мая 2011 г.). «Новый быстроразмножитель Индии на верном пути, ядерная энергетика со следующего сентября». Индостан Таймс . Ченнаи. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 года . Проверено 25 марта 2012 г.
  79. ^ ab «Первый в Индии прототип реактора на быстрых нейтронах находится на заключительной стадии ввода в эксплуатацию». Новый Индийский экспресс . Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 года . Проверено 20 сентября 2021 г.
  80. ^ «Дом - Защита Индии» . Архивировано из оригинала 24 ноября 2011 года.
  81. ^ Концептуальный проект ядра PFBR С.М. Ли, С. Говиндараджан, Р. Индира, Т.М. Джон, П. Моханакришнан, Р. Шанкар Сингх, С. Б. Бходже Центр 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.
  82. ^ «FBR-600 - индийский коммерческий реактор на быстрых нейтронах нового поколения [CFBR]» . Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 года . Проверено 20 сентября 2021 г.
  83. ^ «База данных МАГАТЭ по быстрым реакторам» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 28 июня 2011 года . Проверено 13 марта 2011 г.
  84. ^ «Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах начинает вырабатывать электроэнергию» . синьхуанет. Июль 2011. Архивировано из оригинала 7 апреля 2016 года . Проверено 21 июля 2011 г.
  85. ↑ 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 научно-технических проектов, был официально запущен проект «будущее передовой энергии ядерного деления - ядерная энергия, система реакторов на расплавленной соли на основе тория». Научная цель – примерно через 20 лет разработать новое поколение ядерно-энергетических систем, весь технический уровень которого будет достигнут в ходе испытаний, и иметь все права интеллектуальной собственности.
  86. ↑ 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.
  87. ^ "Флайб Энерджи". Архивировано из оригинала 7 февраля 2013 года . Проверено 29 октября 2011 г.
  88. ^ «Кирк Соренсен основал компанию Thorium Power Flibe Energy» . Следующее би-будущее. 23 мая 2011 года. Архивировано из оригинала 26 октября 2011 года . Проверено 30 октября 2011 г.
  89. ^ «Живой 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.
  90. ↑ 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 )
  91. ^ «Белоярская АЭС: выход БН-800 на уровень эффективности» . АтомИнфо.ру. Архивировано из оригинала 30 июня 2014 года . Проверено 27 июля 2014 г.
  92. ^ "Запущен первый реактор на быстрых нейтронах БН-800, построенный в России". Mining24.ru . 22 декабря 2015 г. Архивировано из оригинала 23 декабря 2015 г. Проверено 22 декабря 2015 г.
  93. ^ "Российский быстрый реактор вышел на полную мощность" . Архивировано из оригинала 27 октября 2017 года . Проверено 27 октября 2017 г.
  94. ^ "До 2030 года в России намечено строительство трех энергоблоков с реакторами БН-1200" . АтомИнфо.ру. Архивировано из оригинала 5 августа 2014 года . Проверено 27 июля 2014 г.
  95. ^ "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.
  96. ^ «Быстрые шаги в развитии атомной энергетики в Сибири». Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 12 октября 2012 года . Проверено 8 октября 2012 года .
  97. ^ «Министерство энергетики - Международный форум поколения IV подписывает соглашение о сотрудничестве в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением» . Архивировано из оригинала 20 апреля 2008 года.
  98. ^ «MHI запускает группу быстрых заводчиков» . Международная организация ядерной инженерии . Архивировано из оригинала 28 июля 2007 года . Проверено 13 марта 2011 г.
  99. ^ 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.
  100. ^ «Quatrième génération: vers un nucléaire прочный» (PDF) (на французском языке). СЕА. Архивировано (PDF) из оригинала 3 июня 2012 года . Проверено 15 июня 2012 г.
  101. ^ «Франция отказывается от планов строительства ядерного реактора с натриевым охлаждением» . Рейтер . 30 августа 2019 года. Архивировано из оригинала 24 сентября 2019 года . Проверено 20 ноября 2019 г.
  102. ^ «Прототип призмы, предложенный для реки Саванна» . Мировые ядерные новости . 28 октября 2010 г. Архивировано из оригинала 28 января 2019 г. . Проверено 4 ноября 2010 г.
  103. ↑ 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.
  104. ^ «TR10: Реактор бегущей волны» . Обзор технологий . Март 2009 г. Архивировано из оригинала 4 мая 2012 г. Проверено 6 марта 2009 г.

Внешние ссылки