Реактор на быстрых нейтронах

Ядерный реактор, в котором быстрые нейтроны поддерживают цепную реакцию деления

Реактор на быстрых нейтронах БН-350 в Актау , Казахстан. Работал с 1973 по 1994 год.

Реактор на быстрых нейтронах ( РБН ) или реактор с быстрым спектром или просто быстрый реактор — это категория ядерного реактора , в котором цепная реакция деления поддерживается быстрыми нейтронами (несущими энергию выше 1 МэВ в среднем), в отличие от медленных тепловых нейтронов, используемых в реакторах на тепловых нейтронах . Такой быстрый реактор не нуждается в замедлителе нейтронов , но требует топлива , относительно богатого расщепляющимся материалом по сравнению с тем, которое требуется для реактора на тепловых нейтронах. Было построено около 20 наземных быстрых реакторов, которые наработали более 400 реакторо-лет по всему миру. Самым крупным был быстрый реактор с натриевым охлаждением Superphénix во Франции, который был спроектирован для выработки 1242 МВт. Быстрые реакторы изучались с 1950-х годов, поскольку они обеспечивают определенные преимущества по сравнению с существующим парком водоохлаждаемых и водозамедляемых реакторов. К ним относятся:

• При делении образуется больше нейтронов, что является результатом поглощения быстрого нейтрона, чем при сопоставимом процессе с медленными (тепловыми или замедленными) нейтронами. Таким образом, критичности достичь легче, чем с более медленными нейтронами.
• Все конструкции быстрых реакторов, построенные на сегодняшний день, используют жидкие металлы в качестве теплоносителей, такие как быстрый реактор с натриевым охлаждением и быстрый реактор со свинцовым охлаждением . Поскольку температуры кипения этих металлов очень высоки, давление в реакторе может поддерживаться на низком уровне, что значительно повышает безопасность.
• Поскольку температуры в активной зоне могут быть существенно выше, чем в конструкциях с водяным охлаждением, такие реакторы имеют большую термодинамическую эффективность ; больший процент вырабатываемого тепла преобразуется в полезную электроэнергию.
• Атомы тяжелее урана имеют гораздо больше шансов на деление с быстрым нейтроном, чем с тепловым. Это означает, что запас более тяжелых атомов в потоке ядерных отходов, например, кюрия , значительно сокращается, что приводит к существенно более низким требованиям к управлению отходами. ^[1]

По этим причинам в рамках инициативы GEN IV около двух третей предлагаемых в будущем реакторов используют быстрый спектр.

Процессы деления

Быстрые реакторы работают за счет деления урана и других тяжелых атомов, подобно тепловым реакторам . Однако существуют существенные различия, возникающие из-за того, что в подавляющем большинстве коммерческих ядерных реакторов используется замедлитель , а в быстрых реакторах его нет.

Замедлители в обычных ядерных реакторах

Природный уран состоит в основном из двух изотопов :

• 99,3%238У
• 0,7%235У

Из этих двух,²³⁸
U подвергается делению только быстрыми нейтронами. ^[2] Около 0,7% природного урана²³⁵
U , который будет подвергаться делению как быстрыми, так и медленными (тепловыми) нейтронами. Когда уран подвергается делению, он высвобождает нейтроны с высокой энергией («быстрые»). Однако эти быстрые нейтроны имеют гораздо меньшую вероятность вызвать еще одно деление, чем нейтроны, которые замедляются после того, как они были получены в процессе деления. Более медленные нейтроны имеют гораздо большую вероятность (примерно в 585 раз больше) вызвать деление в²³⁵
U, чем быстрые нейтроны.

Распространенным решением этой проблемы является замедление нейтронов с помощью замедлителя нейтронов , который взаимодействует с нейтронами, замедляя их. Наиболее распространенным замедлителем является обычная вода, которая действует путем упругого рассеивания до тех пор, пока нейтроны не достигнут теплового равновесия с водой (отсюда и термин «тепловой нейтрон»), в этот момент нейтроны становятся высокореактивными с²³⁵
U. Другие замедлители включают тяжелую воду , бериллий и графит . Упругое рассеяние нейтронов можно сравнить со столкновением двух шариков для пинг-понга; когда быстрый шарик для пинг-понга ударяет тот, который неподвижен или движется медленно, они оба в конечном итоге получат около половины первоначальной кинетической энергии быстрого шарика. Это контрастирует с быстрым шариком для пинг-понга, ударяющимся о шар для боулинга, где шарик для пинг-понга сохраняет практически всю свою энергию.

Такие тепловые нейтроны с большей вероятностью будут поглощены другим тяжелым элементом, таким как²³⁸
У ,²³²
Th или²³⁵
U. В этом случае только²³⁵
У U высокая вероятность деления.

Хотя²³⁸
U подвергается делению быстрыми нейтронами, выделяющимися при делении, примерно в 11% случаев, это не может поддерживать цепную реакцию в одиночку. Нейтроны, образующиеся при делении²³⁸
U имеет более низкие энергии, чем исходный нейтрон, обычно ниже 1 МэВ, порога деления, вызывающего последующее деление²³⁸
U , так что деление²³⁸
U не поддерживает цепную ядерную реакцию. При столкновении с тепловыми нейтронами (т.е. нейтронами, замедленными замедлителем) нейтрон может быть захвачен²³⁸
Ядро U для преобразования урана в239U , который быстро распадается на²³⁹
Np , который в свою очередь распадается на²³⁹
Пу .²³⁹
Pu имеет большее сечение тепловых нейтронов , чем²³⁵
У .

Около 73%²³⁹
Pu, созданный таким образом, подвергнется делению, захватив тепловой нейтрон, в то время как оставшиеся 27% поглощают тепловой нейтрон, не подвергаясь делению,²⁴⁰
Создается Pu , который редко делится с тепловыми нейтронами. Когда плутоний-240 в свою очередь поглощает тепловой нейтрон, чтобы стать более тяжелым изотопом²⁴¹
Pu , который также делится тепловыми нейтронами, очень близкими по вероятности к плутонию-239. В реакторе с быстрым спектром все три изотопа имеют высокую вероятность деления при поглощении нейтрона высокой энергии, что ограничивает их накопление в топливе.

Эти эффекты в совокупности приводят к созданию в реакторе с замедлителем присутствия трансурановых элементов . Такие изотопы сами по себе нестабильны и подвергаются бета-распаду , создавая все более тяжелые элементы, такие как америций и кюрий . Таким образом, в реакторах с замедлителем изотопы плутония во многих случаях не делятся (и, следовательно, не выделяют новые быстрые нейтроны), а вместо этого просто поглощают тепловые нейтроны. Большинство реакторов с замедлителем используют природный уран или низкообогащенное топливо. По мере продолжения производства электроэнергии, около 12–18 месяцев стабильной работы во всех реакторах с замедлителем, реактор потребляет больше расщепляемого материала, чем размножает, и накапливает поглощающие нейтроны продукты деления, что затрудняет поддержание процесса деления. Когда потребляется слишком много топлива, реактор приходится перезаправлять.

Недостатки легкой воды как замедлителя в обычных ядерных реакторах

Следующие недостатки использования замедлителя побудили к исследованию и разработке быстрых реакторов. ^[3]

Хотя легкая вода дешева, легкодоступна и легко очищается, она может поглощать нейтрон и удалять его из реакции. Она делает это достаточно, чтобы концентрация²³⁵
Содержание U в природном уране слишком мало для поддержания цепной реакции; нейтроны теряются из-за поглощения в воде и²³⁸
U , вместе с теми, которые теряются в окружающей среде, приводит к тому, что в топливе остается слишком мало U. Наиболее распространенным решением этой проблемы является концентрация количества²³⁵
U в топливе для производства обогащенного урана , с остатком²³⁸
U известен как обедненный уран .

Другие конструкции тепловых нейтронов используют другие замедлители, такие как тяжелая вода или графит , которые гораздо менее склонны поглощать нейтроны, что позволяет им работать на природном урановом топливе. См. CANDU , X-10 Graphite Reactor . В любом случае нейтронная экономика реактора основана на тепловых нейтронах .

Вторым недостатком использования воды для охлаждения является то, что она имеет относительно низкую температуру кипения. Подавляющее большинство производства электроэнергии использует паровые турбины . Они становятся более эффективными, поскольку давление (и, следовательно, температура) пара выше. Поэтому ядерный реактор с водяным охлаждением и замедлителем должен работать при высоких давлениях, чтобы обеспечить эффективное производство электроэнергии. Таким образом, такие реакторы строятся с использованием очень тяжелых стальных сосудов, например, толщиной 30 см (12 дюймов). Такая работа под высоким давлением усложняет конструкцию реактора и требует обширных мер физической безопасности. Подавляющее большинство ядерных реакторов в мире охлаждаются и замедляются водой. Примерами являются реакторы PWR , BWR и CANDU . В России и Великобритании эксплуатируются реакторы, в которых в качестве замедлителя используется графит, а в российских реакторах — вода, а в британских — газ.

Поскольку рабочая температура и давление этих реакторов диктуются техническими и безопасными ограничениями, оба они ограничены. Таким образом, температуры и давления, которые могут быть доставлены в паровую турбину, также ограничены. Типичные температуры воды современного реактора с водой под давлением составляют около 350 °C (660 °F) при давлении около 85 бар (1233 фунта на кв. дюйм). По сравнению, например, с современными паровыми контурами, работающими на угле, где достигаются основные температуры пара свыше 500 °C (930 °F), это мало, что приводит к относительно низкой тепловой эффективности . В современном PWR около 30–33 % ядерного тепла преобразуется в электричество.

Третий недостаток заключается в том, что когда (любой) ядерный реактор останавливается после работы, топливо в реакторе больше не подвергается процессам деления. Однако в нем присутствует запас высокорадиоактивных элементов, некоторые из которых генерируют значительное количество тепла. Если топливные элементы будут открыты (т. е. не будет воды для охлаждения элементов), это тепло больше не будет отводиться. Затем топливо начнет нагреваться, и температура может превысить температуру плавления оболочки циркалоя . Когда это происходит, топливные элементы плавятся, и происходит расплавление , такое как множественные расплавления, которые произошли во время катастрофы на Фукусиме . Когда реактор находится в режиме остановки, температура и давление медленно снижаются до атмосферных, и, таким образом, вода будет кипеть при 100 °C (210 °F). Эта относительно низкая температура в сочетании с толщиной используемых стальных сосудов может привести к проблемам с поддержанием топлива в холодном состоянии, как это показала авария на Фукусиме.

Наконец, деление урана и плутония в тепловом спектре дает меньшее количество нейтронов, чем в быстром спектре, поэтому в быстром реакторе допустимы большие потери.

Предлагаемые быстрые реакторы решают все эти проблемы (наряду с фундаментальными свойствами деления, где, например, плутоний-239 с большей вероятностью распадется после поглощения быстрого нейтрона, чем медленного).

Быстрое деление и размножение

Хотя²³⁵
У и²³⁹
Pu имеет меньшее сечение захвата с нейтронами более высокой энергии, они все еще остаются реактивными в диапазоне МэВ. Если плотность²³⁵
У или²³⁹
Pu достаточно, будет достигнут порог, при котором в топливе будет достаточно делящихся атомов для поддержания цепной реакции с быстрыми нейтронами. Фактически, в быстром спектре, когда²³⁸
U захватывает быстрый нейтрон и примерно в 11% случаев подвергается делению, а в остальных случаях происходит «радиационный» захват, в результате которого происходит цепочка распада до плутония-239.

Важно отметить, что когда реактор работает на быстрых нейтронах,²³⁹
Изотоп Pu , вероятно, будет делиться в 74% случаев вместо 62% делений, когда он захватывает тепловой нейтрон. Кроме того, вероятность²⁴⁰
Расщепление атома Pu при поглощении быстрого нейтрона составляет 70%, тогда как для теплового нейтрона оно составляет менее 20%. Быстрые нейтроны имеют меньшую вероятность быть захваченными ураном и плутонием, но когда они захвачены, имеют значительно большую вероятность вызвать деление. Поэтому запас отработанного топлива быстрого реактора практически не содержит актинидов, за исключением урана и плутония, которые могут быть эффективно переработаны. Даже когда активная зона изначально загружена 20% массовым реакторным плутонием (содержащим в среднем 2%²³⁸
Pu , 53%²³⁹
Pu , 25%²⁴⁰
Pu , 15%²⁴¹
Pu , 5%²⁴²
Pu и следы²⁴⁴
Pu ), нейтроны быстрого спектра способны вызывать деление каждого из них со значительными скоростями. К концу топливного цикла продолжительностью около 24 месяцев эти соотношения изменятся с увеличением²³⁹
Pu превысит 80%, тогда как содержание всех остальных изотопов плутония пропорционально уменьшится.

Удалив замедлитель, можно значительно уменьшить объем активной зоны реактора и в некоторой степени его сложность.²³⁹
Пу и особенно²⁴⁰
Pu гораздо более склонен к делению при захвате быстрого нейтрона, поэтому такие реакторы можно заправлять смесью плутония и природного урана или обогащенным материалом, содержащим около 20%²³⁵
U. Тестовые запуски на различных объектах также были проведены с использованием²³³
У и²³²
Th . Природный уран (в основном²³⁸
U ) будет превращен в²³⁹
Pu , в то время как в случае²³²
Чт ,²³³
U — это результат. Поскольку во время работы создается новое топливо, этот процесс называется воспроизводством. ^[4] Все быстрые реакторы могут использоваться для воспроизводства, или путем тщательного выбора материалов в активной зоне и устранения бланкета они могут работать для поддержания того же уровня расщепляемого материала без создания избыточного материала. Этот процесс называется конверсией, поскольку он преобразует воспроизводимые материалы в расщепляемое топливо в соотношении 1:1. Окружая активную зону реактора бланкетом²³⁸
У или²³²
Th , который захватывает избыточные нейтроны, лишние нейтроны порождают больше²³⁹
Пу или²³³
У соответственно.

Затем материал бланкета может быть обработан для извлечения нового расщепляющегося материала, который затем может быть смешан с обедненным ураном для производства МОКС-топлива , смешан с легкообогащенным урановым топливом для образования РЕМИКС- топлива, как для обычных реакторов на медленных нейтронах. В качестве альтернативы его можно смешать в большем процентном соотношении 17%-19,75% расщепляющегося топлива для быстрых реакторов. Таким образом, один быстрый реактор может поставлять собственное топливо неограниченно долго, а также питать несколько тепловых, значительно увеличивая количество энергии, извлекаемой из природного урана. Наиболее эффективная конфигурация бридера теоретически способна производить 14²³⁹
Ядра Pu на каждые 10 (14:10) потребленных ядер актинидов, однако в реальных быстрых реакторах до сих пор достигнуто соотношение 12:10, что позволяет завершить топливный цикл с расщепляющимся материалом на 20% больше, чем в начале цикла. ^[5] Менее 1% от общего объема добываемого урана потребляется в тепловом однократном цикле , в то время как до 60% природного урана расщепляется в лучших из существующих циклов быстрых реакторов.

Учитывая текущий запас отработанного ядерного топлива (содержащего реакторный плутоний), можно перерабатывать этот отработанный топливный материал и повторно использовать изотопы актинидов в качестве топлива в большом количестве быстрых реакторов. Это эффективно расходует²³⁷
Np , реакторный плутоний ,²⁴¹
Я , и²⁴⁴
См . Огромное количество энергии все еще присутствует в отработанном реакторном топливе; если бы для использования этого материала использовались реакторы на быстрых нейтронах, эту энергию можно было бы извлечь для полезных целей.

Переработка отходов

Реакторы на быстрых нейтронах потенциально могут снизить радиотоксичность ядерных отходов. Каждый реактор коммерческого масштаба будет иметь годовой выход отходов чуть более тонны продуктов деления, плюс следовые количества трансурановых элементов, если наиболее высокорадиоактивные компоненты могут быть переработаны. Оставшиеся отходы должны храниться около 500 лет. ^[6]

С быстрыми нейтронами соотношение между расщеплением и захватом нейтронов плутонием и младшими актинидами часто больше, чем когда нейтроны медленнее, на тепловых или околотепловых «надтепловых» скоростях. Проще говоря, быстрые нейтроны имеют меньший шанс быть поглощенными плутонием или ураном, но когда это происходит, они почти всегда вызывают деление. Трансмутированные четные актиниды (например,²⁴⁰
Пу ,²⁴²
Pu ) расщепляется почти так же легко, как и нечетные актиниды в быстрых реакторах. После расщепления актиниды превращаются в пару « продуктов деления ». Эти элементы имеют меньшую общую радиотоксичность. Поскольку в утилизации продуктов деления преобладают наиболее радиотоксичные продукты деления , стронций-90 , период полураспада которого составляет 28,8 лет, и цезий-137 , период полураспада которого составляет 30,1 года, ^[6] результатом является сокращение сроков жизни ядерных отходов с десятков тысячелетий (от трансурановых изотопов) до нескольких столетий. Процессы не идеальны, но оставшиеся трансурановые элементы сокращаются от значительной проблемы до крошечного процента от общего объема отходов, поскольку большинство трансурановых элементов можно использовать в качестве топлива.

Быстрые реакторы технически решают аргумент «нехватки топлива» против реакторов на уране, не предполагая неразведанных запасов или извлечения из разбавленных источников, таких как гранит или морская вода. Они позволяют производить ядерное топливо практически из всех актинидов, включая известные, обильные источники обедненного урана и тория , а также отходы реакторов на легкой воде. В среднем, быстрые нейтроны производят больше нейтронов за деление, чем тепловые нейтроны . Это приводит к большему избытку нейтронов сверх тех, которые требуются для поддержания цепной реакции. Эти нейтроны могут быть использованы для производства дополнительного топлива или для преобразования отходов с длительным периодом полураспада в менее проблемные изотопы, как это было сделано на реакторе Phénix в Маркуле , Франция , или некоторые могут быть использованы для каждой цели. Хотя обычные тепловые реакторы также производят избыточные нейтроны, быстрые реакторы могут производить их достаточно, чтобы производить больше топлива, чем они потребляют. Такие конструкции известны как реакторы-размножители на быстрых нейтронах . ^[3]

В отработанном топливе реакторов с водяным замедлителем присутствуют несколько изотопов плутония, а также более тяжелые трансурановые элементы. Ядерная переработка , сложная серия химических процессов извлечения, в основном основанная на процессе PUREX , может использоваться для извлечения неизмененного урана, продуктов деления , плутония и более тяжелых элементов. ^[7] Такие потоки отходов можно разделить на категории: 1) неизмененный уран-238 , который составляет большую часть материала и имеет очень низкую радиоактивность, 2) набор продуктов деления и 3) трансурановые элементы .

Охлаждающая жидкость

Все ядерные реакторы производят тепло, которое должно быть удалено из активной зоны реактора. Вода , наиболее распространенный теплоноситель в тепловых реакторах , как правило, не подходит для быстрого реактора, поскольку она действует как эффективный замедлитель нейтронов . ^[4]

Все работающие быстрые реакторы являются реакторами с жидкометаллическим охлаждением , которые используют в качестве охладителей натрий, свинец или эвтектику свинец-висмут . ^[8] Ранний реактор Клементина использовал ртутный охладитель и металлическое плутоний в качестве топлива. Помимо своей токсичности для человека, ртуть имеет высокое сечение захвата (таким образом, она легко поглощает нейтроны, что вызывает ядерные реакции) для реакции (n,gamma), вызывая активацию в охладителе и потерю нейтронов, которые в противном случае могли бы быть поглощены в топливе, поэтому она больше не считается полезной в качестве охладителя.

Россия разработала реакторы, использующие расплавленный свинец и эвтектические сплавы свинца и висмута , которые использовались в больших масштабах в военно-морских силовых установках, в частности, на советской подводной лодке класса «Альфа» , а также в некоторых прототипах реакторов. Сплав натрия и калия (NaK) популярен в испытательных реакторах из-за своей низкой температуры плавления .

Другой предложенный быстрый реактор — это реактор на расплавленной соли , в котором замедляющие свойства соли незначительны. Конкретная формула соли имеет решающее значение, поскольку некоторые формулы являются эффективными замедлителями, а другие — нет. ^[9]

Газоохлаждаемые быстрые реакторы были предметом исследований, обычно использующих гелий, который имеет малые сечения поглощения и рассеяния, таким образом сохраняя спектр быстрых нейтронов без значительного поглощения нейтронов в теплоносителе. Очищенный азот-15 также был предложен в качестве охлаждающего газа, поскольку он более распространен, чем гелий, и также имеет очень малое сечение поглощения нейтронов. ^{[10] [11]}

Однако все крупномасштабные быстрые реакторы использовали расплавленный металл в качестве теплоносителя. Преимущества расплавленных металлов — низкая стоимость, малый активационный потенциал и большой диапазон жидкостей. Последнее означает, что материал имеет низкую температуру плавления и высокую температуру кипения. Примерами таких реакторов являются быстрый реактор с натриевым теплоносителем , который все еще разрабатывается во всем мире. В настоящее время в России эксплуатируются два таких реактора в коммерческих масштабах. Кроме того, у России имеется около восьмидесяти реакторо-лет опыта работы с быстрым реактором со свинцовым теплоносителем, который быстро набирает интерес.

Топливо

На практике поддержание цепной реакции деления с быстрыми нейтронами означает использование относительно обогащенного урана или плутония . Причина этого в том, что реакции деления предпочтительны при тепловых энергиях, поскольку соотношение между²³⁹
Сечение деления Pu и²³⁸
Сечение поглощения U составляет ~100 в тепловом спектре и 8 в быстром спектре. Сечения деления и поглощения малы для обоих²³⁹
Пу и²³⁸
U при высоких (быстрых) энергиях, что означает, что быстрые нейтроны с большей вероятностью пройдут через топливо без взаимодействия, чем тепловые нейтроны; таким образом, требуется больше расщепляющегося материала. Поэтому быстрый реактор не может работать на природном урановом топливе. Однако можно построить быстрый реактор, который воспроизводит топливо, производя больше, чем потребляет. После первоначальной загрузки топлива такой реактор может быть перезаправлен путем переработки . Продукты деления могут быть заменены путем добавления природного или даже обедненного урана без дальнейшего обогащения. Это концепция быстрого реактора-размножителя или FBR.

До сих пор большинство реакторов на быстрых нейтронах использовали либо МОХ (смешанное оксидное) топливо, либо топливо из металлических сплавов . Советские реакторы на быстрых нейтронах использовали (высоко²³⁵
Первоначально использовалось урановое топливо (обогащенное ураном ), а в 2022 году перешли на использование МОКС-топлива. ^[12] Индийский прототип реактора использует уран-карбидное топливо.

В то время как критичность при быстрых энергиях может быть достигнута с ураном, обогащенным до 5,5 (весовых) процентов²³⁵
U , были предложены конструкции быстрых реакторов с обогащением в диапазоне 20 процентов по причинам, включающим срок службы активной зоны: если быстрый реактор был загружен минимальной критической массой, то реактор стал бы подкритическим после первого деления. Вместо этого избыток топлива вводится с механизмами управления реактивностью, так что управление реактивностью полностью вводится в начале срока службы, чтобы перевести реактор из сверхкритического состояния в критическое; по мере истощения топлива управление реактивностью отменяется для поддержки продолжающегося деления. В быстром реакторе-размножителе применяется вышеизложенное, хотя реактивность от истощения топлива также компенсируется воспроизводством либо²³³
У или²³⁹
Пу и²⁴¹
Пу из²³²
Th или²³⁸
U , соответственно. Некоторые конструкции используют выгорающие яды, также известные как выгорающие поглотители, которые содержат изотопы с высоким сечением захвата нейтронов. Концентрированные¹⁰
Бор или¹⁵⁵
Гадолиний и¹⁵⁷
Для этой цели обычно используется гадолиний в природном гадолинии. Поскольку эти изотопы поглощают избыточные нейтроны, они трансмутируются в изотопы с низким поперечным сечением поглощения, так что в течение срока службы топливного цикла они устраняются, поскольку генерируется больше продуктов деления с высоким поперечным сечением захвата. Это облегчает поддержание контроля над скоростью реактивности в активной зоне при запуске со свежим топливом. ^[13]

Контроль

Как и тепловые реакторы, реакторы на быстрых нейтронах управляются путем поддержания критичности реактора с помощью запаздывающих нейтронов , а общий контроль осуществляется с помощью поглощающих нейтроны регулирующих стержней или лопаток.

Однако они не могут полагаться на изменения в своих замедлителях, поскольку замедлителя нет. Поэтому доплеровское уширение в замедлителе, которое влияет на тепловые нейтроны , не работает, как и отрицательный коэффициент пустотности замедлителя. Оба метода распространены в обычных легководных реакторах .

Доплеровское расширение от молекулярного движения топлива, от его тепла, может обеспечить быструю отрицательную обратную связь. Молекулярное движение самих делящихся веществ может отрегулировать относительную скорость топлива от оптимальной скорости нейтронов. Тепловое расширение топлива может обеспечить отрицательную обратную связь. Малые реакторы, как на подводных лодках, могут использовать доплеровское расширение или тепловое расширение отражателей нейтронов.

Ресурсы

Поскольку восприятие запасов урановой руды в 1960-х годах было довольно низким, и ожидалось, что ядерная энергетика возьмет на себя базовую нагрузку, в 1960-х и 1970-х годах быстрые реакторы-размножители считались решением мировых энергетических потребностей. Используя двукратную переработку, быстрый реактор-размножитель увеличивает энергетическую емкость известных рудных месторождений, что означает, что существующие источники руды прослужат сотни лет. Недостатком этого подхода является то, что реактор-размножитель должен питаться топливом, которое должно быть обработано на заводе по переработке отработанного топлива. Широко ожидалось, что это все равно будет ниже цены на обогащенный уран, поскольку спрос увеличился, а известные ресурсы истощились.

В течение 1970-х годов изучались экспериментальные конструкции бридеров, особенно в США, Франции и СССР. Однако это совпало с падением цен на уран. Ожидаемый возросший спрос заставил горнодобывающие компании расширить каналы поставок, что произошло как раз в то время, когда темпы строительства реакторов застопорились в середине 1970-х годов. Возникший в результате переизбыток поставок привел к снижению цен на топливо с примерно 40 долларов США за фунт в 1980 году до менее 20 долларов к 1984 году. Размножители производили топливо, которое было намного дороже, порядка 100–160 долларов, и несколько единиц, которые достигли коммерческой эксплуатации, оказались экономически нецелесообразными.

Преимущества

Быстрые реакторы широко рассматриваются как необходимое развитие из-за ряда преимуществ по сравнению с замедлителями. ^[14] Наиболее изученным и построенным типом быстрого реактора является быстрый реактор с натриевым охлаждением . Некоторые из преимуществ этой конструкции обсуждаются ниже; другие конструкции, такие как быстрый реактор со свинцовым охлаждением и FMSR, быстрый реактор на расплавленных солях ^[15], имеют схожие преимущества.

• В результате деления образуется больше нейтронов, чем в тепловом реакторе. Это обеспечивает гибкость и позволяет производить уран или торий.
• Как²³⁸
  Вероятность деления U , поглощающего быстрый нейтрон, составляет 11%, значительная часть событий деления в реакторе происходит именно с этим изотопом.
• Существует тонкий баланс между производством нейтронов из деления, с одной стороны, и многочисленными процессами, которые удаляют их из уравнения, с другой. Если температура в быстром реакторе повышается, это будет иметь два эффекта:
  1. Доплеровское уширение спектра нейтронов и
  2. очень небольшое увеличение физических размеров активной зоны реактора.

Эти два эффекта служат для снижения реактивности, поскольку это позволяет большему количеству нейтронов покидать активную зону, как было показано в ходе демонстрации на EBR-II в 1986 году. ^[16] В этом испытании дополнительное тепло легко поглощалось большим объемом жидкого натрия, и реактор отключался сам по себе, без вмешательства оператора.

• Поскольку температура кипения натрия составляет 883 °C (1600 °F), а температура кипения свинца — 1749 °C (3200 °F), но реакторы обычно работают при температуре от 500 °C (930 °F) до 550 °C (1000 °F), существует большой запас, в котором металлы будут оставаться жидкими, а тепловые повышения могут быть легко поглощены без какого-либо повышения давления. Для хлоридных солей, обычно используемых в конструкциях реакторов на быстрых расплавленных солях, хлорид натрия имеет температуру кипения 1465 °C (2700 °F) ^[17]
• Поскольку при высоких температурах в активной зоне нет воды, реактор по сути находится под атмосферным давлением. Чаще всего присутствует инертный газовый слой под умеренным давлением (например, 0,5 атмосферы), чтобы гарантировать, что любая утечка приведет к переносу массы за пределы реактора. Это означает, что нет сосуда под давлением с сопутствующими проблемами (системы высокого давления сложны), а утечка из реактора не будет испускать струи высокого давления.
• Весь сосуд находится под атмосферным давлением, а натрий очень горячий и может оставаться при этих температурах даже при отключении, возможно пассивное охлаждение (т.е. без необходимости откачки) воздухом. Такие аварии, как ядерная авария на Фукусиме ^[18] , невозможны при такой конструкции.
• Более высокая температура жидкого металла или соли, а следовательно, и более высокая температура пара, вырабатываемого этим теплоносителем, позволяет значительно повысить эффективность выработки электроэнергии (около 40% термического КПД по сравнению с 30%). ^[19]
• Такие реакторы способны существенно сократить потоки отходов ядерной энергетики, одновременно значительно увеличив использование топлива.

Недостатки

Поскольку большинство быстрых реакторов до настоящего времени имели натриевое, свинцовое или свинцово-висмутовое охлаждение, здесь описаны недостатки таких систем.

• В результате работы реакторов на быстрых нейтронах реактивность активной зоны определяется этими нейтронами, в отличие от реакторов с замедлителем. В реакторах с замедлителем значительная часть управления реактивностью достигается за счет запаздывающих нейтронов , которые дают время операторам или компьютерам для регулировки реактивности. Поскольку запаздывающие нейтроны практически не играют роли в быстрых реакторах, для очень краткосрочного управления реактивностью (например, в течение одной секунды) в быстрых реакторах требуются другие механизмы, которые представляют собой тепловое расширение и доплеровское уширение. Более долгосрочная реактивность достигается за счет стержней управления , которые заполнены материалом, поглощающим нейтроны.
• Поскольку весь реактор заполнен большими объемами расплавленного металла, перезаправка не является тривиальной задачей, поскольку оптические инструменты (камеры и т. д.) бесполезны. Для операции перезаправки необходимы дорогостоящие, тщательно откалиброванные и позиционированные роботизированные инструменты. Кроме того, полное извлечение топливных элементов из реактора не является простым.
• Тот факт, что весь реактор заполнен металлом, температура плавления которого намного выше комнатной температуры, все трубки, теплообменники и весь объем реактора должны быть нагреты электричеством, прежде чем может быть осуществлена ​​какая-либо ядерная операция. Однако, как только реактор начинает вырабатывать тепло, это уже не вызывает беспокойства.
• На сегодняшний день большинство типов быстрых реакторов оказались дорогими в строительстве и эксплуатации и не очень конкурентоспособны с реакторами на тепловых нейтронах, если только цена на уран не увеличится резко или стоимость строительства не снизится. Считается, что, учитывая восприятие проблемной утилизации ядерных отходов, такие реакторы будут необходимы. Поскольку затраты на строительство реакторов с замедленным темпом растут (помимо прочего) из-за все более строгих механизмов безопасности, это может означать лучшую экономическую жизнеспособность быстрых реакторов.
• Натрий часто используется в качестве теплоносителя в быстрых реакторах, поскольку он не сильно замедляет скорость нейтронов и обладает высокой теплоемкостью. Однако он горит и вспенивается на воздухе, хотя реакцию горения натрия на воздухе не следует путать с чрезвычайно бурной реакцией натрия и воды. Утечки натрия могут воспламеняться с воздухом, вызывая трудности в таких реакторах, как (например, USS Seawolf (SSN-575) и Monju ).

Некоторые быстрые реакторы с натриевым теплоносителем безопасно эксплуатируются в течение длительного времени (в частности, Phénix и EBR-II в течение 30 лет или BN-600 и BN-800, находящиеся в эксплуатации с 1980 и 2016 годов соответственно), несмотря на несколько незначительных утечек и пожаров. Важно отметить, что утечки натрия (и возможные пожары) не приводят к выбросу радиоактивных элементов, поскольку быстрые натриевые реакторы всегда проектируются с двухконтурной системой.

• Поскольку жидкие металлы, отличные от лития и бериллия, обладают низкой замедляющей способностью, основным взаимодействием нейтронов с теплоносителем быстрого реактора является реакция (n,gamma), которая вызывает радиоактивность в теплоносителе. Натрий-24 (²⁴
  Na ) создается в контуре реактора быстрого реактора с натриевым охлаждением из природного натрия-23 путем нейтронной бомбардировки . С периодом полураспада 15 часов,²⁴
  Na распадается на24Mg путем испускания электрона и двух гамма-лучей . Поскольку период полураспада этого изотопа очень короткий, например, после двух недель, почти нет²⁴
  Остается Na . Реакторы быстрого спектра, использующие натрий, должны удалять этот магний из натрия, что достигается с помощью «холодной» ловушки.
• Из конструкций жидкого свинца или эвтектики свинца-висмута активация будет только у жидкой эвтектики свинца-висмута. Поскольку чистый свинец практически не будет активироваться, конструкция реактора из чистого свинца может работать в одном контуре, что значительно сэкономит затраты на теплообменник и отдельные системы.
• Дефектная конструкция быстрого реактора может иметь положительный коэффициент пустотности : кипение теплоносителя при аварии приведет к снижению плотности теплоносителя и, следовательно, скорости поглощения. Такие конструкции не предлагаются для коммерческой эксплуатации, поскольку они потенциально опасны и нежелательны с точки зрения безопасности и аварий. Этого можно избежать с помощью газоохлаждаемого реактора , поскольку пустоты не образуются в таком реакторе во время аварии; однако, управление реактивностью в газоохлаждаемом быстром реакторе затруднено.
• Из-за низких сечений большинства материалов при высоких энергиях нейтронов критическая масса в быстром реакторе намного выше, чем в тепловом реакторе. На практике это означает значительно более высокое обогащение : >20% обогащение в быстром реакторе по сравнению с <5% обогащением в типичных тепловых реакторах. В качестве альтернативы можно использовать смесь плутония из ядерных отходов в сочетании с природным или обедненным ураном.

История

Реактор БН-350 также использовался для опреснения морской воды.

Интерес США к реакторам-размножителям был приглушен решением Джимми Картера от апреля 1977 года отложить строительство реакторов-размножителей в США из-за проблем с распространением ядерного оружия и неоптимальных показателей эксплуатации французского реактора Superphénix . ^[20] Французские реакторы также столкнулись с серьезным противодействием со стороны групп защитников окружающей среды, которые считали их очень опасными. ^[21] Несмотря на такие неудачи, ряд стран по-прежнему инвестируют в технологию быстрых реакторов. С 1970-х годов было построено около 25 реакторов, что позволило накопить более 400 реакторо-лет опыта.

В предложении МАГАТЭ 2008 года по Системе сохранения знаний о быстрых реакторах ^[22] отмечено, что:

За последние 15 лет наблюдается стагнация в развитии быстрых реакторов в индустриально развитых странах, которые ранее интенсивно развивали это направление. Все исследования по быстрым реакторам прекращены в таких странах, как Германия, Италия, Великобритания и США, и ведутся только работы по выводу из эксплуатации быстрых реакторов. Многие специалисты, которые занимались исследованиями и разработками в этой области в этих странах, уже вышли на пенсию или близки к этому. В таких странах, как Франция, Япония и Российская Федерация, которые все еще активно развивают технологию быстрых реакторов, ситуация усугубляется нехваткой молодых ученых и инженеров, переходящих в эту отрасль ядерной энергетики.

По состоянию на 2021 год в России эксплуатируются два быстрых реактора в коммерческих масштабах. ^[23] Инициатива GEN IV , международная рабочая группа по новым конструкциям реакторов, предложила шесть новых типов реакторов, три из которых будут работать с быстрым спектром. ^[24]

Список быстрых реакторов

Выведенные из эксплуатации реакторы

Соединенные Штаты

• Clementine был первым быстрым реактором, построенным в 1946 году в Лос-Аламосской национальной лаборатории . Он использовал металлический плутоний в качестве топлива, ртутный теплоноситель, достигал тепловой мощности 25 кВт и использовался для исследований, особенно в качестве источника быстрых нейтронов.
• Экспериментальный реактор-размножитель I (EBR-I) в Аргонн-Уэст, ныне Айдахская национальная лаборатория , недалеко от Арко, штат Айдахо , в 1951 году стал первым реактором, вырабатывающим значительное количество энергии. Выведен из эксплуатации в 1964 году.
• Ферми-1 недалеко от Детройта был прототипом быстрого реактора-размножителя, который был запущен в 1957 году и остановлен в 1972 году.
• Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II) в Национальной лаборатории Айдахо , недалеко от Арко, штат Айдахо , был прототипом интегрального быстрого реактора, 1965–1994.
• SEFOR в Арканзасе — исследовательский реактор мощностью 20 МВт , работавший с 1969 по 1972 год.
• Испытательная установка Fast Flux (FFTF), 400 МВт, работала без сбоев с 1982 по 1992 год в Ханфорде , штат Вашингтон. Она использовала жидкий натрий, дренированный с аргоновой засыпкой, под наблюдением и обслуживанием.
• SRE в Калифорнии — коммерческий реактор мощностью 20 МВт и 6,5 МВт (эл.), эксплуатировавшийся с 1957 по 1964 год.
• LAMPRE-1 — реактор на расплавленном плутонии мощностью 1 МВт. Он работал как исследовательский реактор с 1961 по 1963 год в Лос-Аламосской национальной лаборатории.

Европа

• Быстрый реактор Dounreay Loop type Fast Reactor (DFR), 1959–1977, был 14 МВт и прототипом быстрого реактора (PFR), 1974–1994, 250 МВт, в Кейтнессе , в районе Хайленд в Шотландии .
• Быстрый реактор типа Dounreay Pool (PFR), 1975–1994 гг., имел мощность 600 МВт, 234 МВт (эл.), в котором использовалось смешанное оксидное (МОКС) топливо.
• Rapsodie в Кадараше , Франция (20, затем 40 МВт) работала с 1967 по 1982 год.
• «Суперфеникс» во Франции, 1200 МВт, закрыт в 1997 году из-за политического решения и высоких затрат.
• Phénix , 1973, Франция, 233 МВт, перезапущен в 2003 году на мощности 140 МВт для экспериментов по трансмутации ядерных отходов в течение шести лет, прекратил выработку электроэнергии в марте 2009 года, хотя он будет продолжаться в тестовом режиме и для продолжения исследовательских программ CEA до конца 2009 года. Остановлен в 2010 году.
• KNK-II, в Германии экспериментальный компактный быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 21 МВт, действовал с октября 1977 года по август 1991 года. Целью эксперимента было устранение ядерных отходов при производстве энергии. Были небольшие проблемы с натрием в сочетании с общественными протестами, которые привели к закрытию объекта.

СССР/Россия

• Малые быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем использовались в качестве морских двигателей , особенно в советском Военно-морском флоте .
• БР-5 — научно-исследовательский реактор на быстрых нейтронах в Физико-энергетическом институте в Обнинске с 1959 по 2002 год.
• БН-350 был построен Советским Союзом в Шевченко (ныне Актау ) на Каспийском море . Он производил 130 МВт электроэнергии и 80 000 тонн пресной воды в сутки.
• ИБР — исследовательский импульсный реактор на быстрых нейтронах в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне (под Москвой), введенный в эксплуатацию в 1984—2006 годах.
• RORSATs - 33 космических быстрых реактора были запущены Советским Союзом с 1989 по 1990 год в рамках программы, известной как Radar Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) в США. Обычно реакторы производили около 3 кВтэ.
• БЭС-5 — космический реактор с натриевым охлаждением, запущенный в рамках программы RORSAT и вырабатывавший 5 кВтэ.
• БР-5 — быстрый натриевый реактор мощностью 5 МВт, эксплуатировавшийся в СССР в 1961 году в основном для испытания материалов.
• Русский Alpha 8 PbBi - серия быстрых реакторов с охлаждением свинцом-висмутом, используемых на подводных лодках. Подводные лодки функционировали как подводные лодки-убийцы, оставаясь в гавани, а затем атакуя из-за высоких скоростей, достигаемых подлодкой.

Азия

• Реактор Мондзю , 300 МВт, в Японии , был закрыт в 1995 году после серьезной утечки натрия и пожара. Он был перезапущен 6 мая 2010 года, но в августе 2010 года еще одна авария, связанная с падением оборудования, снова остановила реактор. По состоянию на июнь 2011 года реактор вырабатывал электроэнергию всего один час с момента своего первого испытания два десятилетия назад. ^{[ необходима цитата ]}
• Актауский реактор, 150 МВт, в Казахстане , использовался для производства плутония, опреснения и электроэнергии. Он был закрыт через 4 года после истечения срока действия лицензии на эксплуатацию завода. ^{[ необходима цитата ]}

Никогда не эксплуатировался

• Реактор-размножитель Клинч-Ривер , США
• Интегральный быстрый реактор , США. Проектирование делало упор на топливный цикл, основанный на электролитической переработке на месте. Отменено в 1994 году без строительства.
• SNR-300 , Германия

Активный

• ИБР-2 — импульсный реактор на быстрых нейтронах в Объединённом институте ядерных исследований в Дубне. Расположен в Лаборатории нейтронной физики (ЛНФ) им. И.М. Франка в составе ОИЯИ . С 2006 по июнь 2011 года проходил модернизацию. Единственный в мире ядерный реактор с подвижным отражателем. Введён в эксплуатацию 10 февраля 1984 года.
• БН-600 — реактор на быстрых нейтронах бассейнового типа с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС . Обеспечивает энергосистему Среднего Урала мощностью 560 МВт. В эксплуатации с 1980 года.
• БН-800 — реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС. Вырабатывает 880 МВт электроэнергии, начал вырабатывать электроэнергию в октябре 2014 года. На полную мощность вышел в августе 2016 года.
• БОР-60 — реактор с натриевым охлаждением в Научно-исследовательском институте атомных реакторов в Димитровграде, Россия . Эксплуатируется с 1968 года. Вырабатывает 60 МВт в экспериментальных целях. ^[25]
• FBTR — экспериментальный реактор мощностью 40 МВт, 13,2 МВт (эл.) в Индии, нацеленный на достижение значительных уровней выгорания.
• Китайский экспериментальный быстрый реактор , 60 МВт тепловой энергии, 20 МВт электрической энергии, экспериментальный реактор, который достиг критического состояния в 2011 году и в настоящее время находится в эксплуатации. ^[26] Он используется для исследований материалов и компонентов для будущих китайских быстрых реакторов.
• KiloPower/KRUSTY — исследовательский натриевый быстрый реактор мощностью 1–10 кВт, построенный в Лос-Аламосской национальной лаборатории. Впервые он достиг критичности в 2015 году и демонстрирует применение энергетического цикла Стирлинга.

В ремонте

• Jōyō (常陽) , 1977–1997 и 2004–2007, Япония, 140 МВт — экспериментальный реактор, эксплуатировался как испытательная установка для облучения. После инцидента в 2007 году реактор был приостановлен для ремонта, реконструкцию планировалось завершить в 2014 году. ^[27]

В разработке

• PFBR , Калпаккам, Индия, реактор мощностью 500 МВт, выход на критичность запланирован на 2021 год. Это быстрый натриевый реактор-размножитель.
• CFR-600 , Китай, 600 МВт.
• Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах МБИР . Площадка Научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде в Ульяновской области на западе России, 150 МВт. Строительство началось в 2016 году, завершение запланировано на 2027 год. ^[28]
• БРЕСТ-300 , Северск, Россия. Строительство начато 8 июня 2021 г. ^[29]

В дизайне

• БН-1200 , строительство планируется начать в 2027 году. ^[30]
• Планировалось, что Toshiba 4S будет отправлена ​​в Галена, Аляска (США), но процесс застопорился (см. Атомная электростанция Галена ).
• KALIME — это проект мощностью 600 МВт в Южной Корее, запланированный на 2030 год. ^[31] KALIMER — это продолжение реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и металлическим топливом в бассейне, представленном реакторами Advanced Burner Reactor (2006), S-PRISM (с 1998 года по настоящее время), Integral Fast Reactor (1984–1994) и EBR-II (1965–1995).
• Реактор IV поколения ( с гелиевым , натриевым , свинцовым теплоносителем), предложенный США в рамках международных усилий после 2030 года.
• Проект строительства реактора мощностью 1500 МВт (Япония) начался в 1998 году, но не увенчался успехом.
• Компания ASTRID (Франция) отменила проект по строительству реактора с натриевым охлаждением мощностью 600 МВт.
• Реактор с атмосферным охлаждением на Марсе (MACR) — проект мощностью 1 МВт, завершение которого запланировано на 2033 год. MACR — это реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (охлаждающим веществом является диоксид углерода), предназначенный для обеспечения электроэнергией предполагаемых колоний на Марсе.
• TerraPower разрабатывает реактор на расплавленной соли в партнерстве с Southern Company , Oak Ridge National Laboratory , Idaho National Laboratory , Vanderbilt University и Electric Power Research Institute . Они рассчитывают начать тестирование петлевого объекта в 2019 году и расширяют свой процесс производства соли. Данные будут использоваться для оценки термогидравлики и кодов анализа безопасности. ^[32]
• Компания Elysium Industries разрабатывает реактор на расплавленной соли с быстрым спектром. ^[33]
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) — это демонстрационный образец быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный итальянской компанией Ansaldo Energia. Он представляет собой последнюю стадию проектов ELSY и LEADER. ^[34]
• Ядерный реактор Аврора , Айдахо

Планируется

• Будущий реактор FBR, Индия, 600 МВт, после 2025 г. ^[35]

Диаграмма

Смотрите также

• Усилитель энергии
• Реактор на быстрых нейтронах
• Газоохлаждаемый быстрый реактор
• Реактор четвертого поколения
• Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем
• Ядерный топливный цикл
• Быстрый реактор с натриевым теплоносителем
• Реактор на тепловых нейтронах

Ссылки

1. "Реакторы на быстрых нейтронах, Быстрые ядерные реакторы". МАГАТЭ. 13 апреля 2016 г. Получено 2022-04-13 .
2. "Что такое нейтрон - Определение нейтрона". www.nuclear-power.net . Получено 19 сентября 2017 г.
3. Pintu 14/10/2019 Атомная электростанция (2019-10-14). "Разница между тепловым реактором и быстрым реактором". Difference.minaprem.com . Получено 2022-04-13 .{{cite web}}: CS1 maint: числовые имена: список авторов ( ссылка )
4. "Чем реакторы-размножители на быстрых нейтронах отличаются от обычных атомных электростанций?". Scientific American . Получено 2023-12-05 .
5. "Коэффициент преобразования - Коэффициент размножения". Ядерная энергетика .
6. Более разумное использование ядерных отходов, Уильям Х. Ханнум, Джеральд Э. Марш и Джордж С. Стэнфорд, Copyright Scientific American, декабрь 2005 г.
7. "Реакторы на быстрых нейтронах | FBR - Всемирная ядерная ассоциация". www.world-nuclear.org .
8. "Реакторы на быстрых нейтронах | FBR - Всемирная ядерная ассоциация". world-nuclear.org . Получено 2023-12-05 .
9. "Moltex Energy | Безопаснее, дешевле, чище, ядерная энергия | Стабильные солевые реакторы | SSR". www.moltexenergy.com . Получено 20.10.2016 .
10. Ван Ройен, ВФГ (2009). «Газоохлаждаемый быстрый реактор: исторический обзор и перспективы на будущее». Наука и технологии ядерных установок . 2009 : 1–11. doi : 10.1155/2009/965757 .
11. «Станет ли тяжелый азот широко используемым теплоносителем реакторов деления? - Atomic Insights». 17 ноября 2020 г.
12. "Белоярский быстрый реактор БН-800, работающий на МОКС-топливе: уран и топливо - World Nuclear News".
13. https://www.nuclear-power.com/nuclear-power-plant/nuclear-fuel/burnable-absorbers-burnable-poisons/ ^{[ пустой URL ]}
14. «Что такое быстрый реактор?».
15. Alsayyari, Fahad; Tiberga, Marco; Perkó, Zoltán; Kloosterman, Jan Leen; Lathouwers, Danny (2021). «Анализ быстрого реактора на расплавленных солях с использованием моделей пониженного порядка». Progress in Nuclear Energy . 140 : 103909. Bibcode : 2021PNuE..14003909A. doi : 10.1016/j.pnucene.2021.103909 .
16. "Интегральный быстрый реактор". YouTube . 17 июня 2014 г.
17. Маусольф, Зандер; ДеХарт, Марк; Голуоглу, Седат (2021). «Проектирование и оценка быстрого реактора на расплавленном хлориде». Ядерная инженерия и проектирование . 379 : 111181. Bibcode : 2021NuEnD.37911181M. doi : 10.1016/j.nucengdes.2021.111181. S2CID  234814975.
18. «Авария на АЭС «Фукусима-дайити» — Всемирная ядерная ассоциация». world-nuclear.org .
19. https://factsheets.inl.gov/FactSheets/sodium-cooled-fast-reactor.pdf Архивировано 25 ноября 2021 г. на Wayback Machine ^{[ URL PDF без URL ]}
20. «Процесс, запрещенный президентом Картером, может решить проблему ядерных отходов в США».
21. SCHNEIDER, MYCLE (26 июня 2009 г.). «Быстрые реакторы-размножители во Франции». Science & Global Security . 17 (1): 36–53. Bibcode : 2009S&GS...17...36S. doi : 10.1080/08929880902953013. S2CID  122789053 – через Taylor и Francis+NEJM.
22. «Система сохранения знаний о быстрых реакторах: таксономия и основные требования» (PDF) .
23. База данных PRIS (2021)
24. "Главная - Системы IV поколения". GIF-портал .
25. "Параметры". niiar.ru . Получено 14 сентября 2024 г. .
26. "Первый в Китае экспериментальный быстрый реактор (CEFR) введен в эксплуатацию в 2009 году – Zoom China Energy Intelligence-Новый сайт". zoomchina.com.cn . Архивировано из оригинала 2011-07-07 . Получено 2008-06-01 .
27. T. SOGA, W. ITAGAKI, Y. KIHARA, Y. MAEDA. Попытка улучшить методы внутриреакторных испытаний в экспериментальном быстром реакторе Joyo. 2013.
28. https://www.world-nuclear-news.org/Articles/Pilot-fuel-produced-for-MBIR-fast-neutron-research
29. "Россия начинает строительство быстрого реактора со свинцовым теплоносителем: New Nuclear - World Nuclear News". world-nuclear-news.org .
30. "Россия продвигается с разработкой быстрого реактора с натриевым теплоносителем БН-1200М" . Получено 14 сентября 2024 г. .
31. "***지속가능원자력시스템***" . каэри.ре.кр .
32. Ван, Брайан (24 августа 2018 г.). «Southern Company в партнерстве с Биллом Гейтсом поддержала Terrapower в работе над быстрым реактором на расплавленном хлориде». www.nextbigfuture.com . Получено 25 августа 2018 г.
33. «Технологии».
34. "Поколение IV и SMR". www.ansaldoenergia.com .
35. "Обзор индийской программы по быстрому ядерному реактору-размножителю - Ядерная энергетика - Ядерный реактор". Scribd .

Внешние ссылки

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• Отчет ANL о РАННИХ СОВЕТСКИХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРАХ
• Статья о последних работах по реакторам на быстрых нейтронах в журнале Scientific American, декабрь 2005 г.
• База данных быстрых реакторов МАГАТЭ
• Цель проекта «Извлечение данных и сохранение знаний о быстрых реакторах» — создание всеобъемлющего международного реестра данных и знаний о быстрых реакторах, который будет достаточным для формирования основы для разработки быстрых реакторов через 30–40 лет.
• Всемирная ядерная ассоциация: Реакторы на быстрых нейтронах Архивировано 24.02.2013 на Wayback Machine
• Международная организация по энергетике тория Архивировано 2016-03-06 на Wayback Machine