Концепция в целом похожа на быстрые реакторы с натриевым охлаждением , и большинство быстрых реакторов с жидким металлом использовали натрий вместо свинца. Было построено немного реакторов со свинцовым охлаждением, за исключением некоторых советских реакторов атомных подводных лодок в 1970-х годах. Однако ряд предлагаемых и один строящийся новый ядерный реактор имеют свинцовое охлаждение.
Конструкция реактора со свинцовым теплоносителем была предложена как реактор поколения IV . Планы будущей реализации этого типа реактора включают модульные конструкции мощностью от 300 до 400 МВт и большую монолитную установку мощностью 1200 МВт.
Операция
Быстрые реакторы со свинцовым охлаждением работают с быстрыми нейтронами и расплавленным свинцом или эвтектикой свинец-висмут . Расплавленный свинец или эвтектика свинец-висмут могут использоваться в качестве первичного теплоносителя, поскольку особенно свинец и в меньшей степени висмут имеют низкое поглощение нейтронов и относительно низкие температуры плавления . Нейтроны меньше замедляются при взаимодействии с этими тяжелыми ядрами (таким образом, не являясь замедлителями нейтронов ) и, следовательно, помогают сделать этот тип реактора реактором на быстрых нейтронах . Проще говоря, если нейтрон попадает в частицу с аналогичной массой (например, водород в реакторе с водой под давлением PWR ), он имеет тенденцию терять кинетическую энергию . Напротив, если он попадает в гораздо более тяжелый атом, такой как свинец, нейтрон «отскочит», не теряя этой энергии. Однако охладитель служит отражателем нейтронов , возвращая часть вылетевших нейтронов в активную зону.
Реакторы на быстрых нейтронах с охлаждением свинцом меньшей мощности (такие как SSTAR ) могут охлаждаться естественной конвекцией , в то время как более крупные конструкции (такие как ELSY [2] ) используют принудительную циркуляцию при нормальной работе мощности, но будут использовать аварийное охлаждение с естественной циркуляцией. Не требуется вмешательства оператора или какой-либо откачки для охлаждения остаточного тепла реактора после выключения. Температура охлаждающей жидкости на выходе реактора обычно находится в диапазоне от 500 до 600 °C, возможно, в диапазоне более 800 °C с использованием усовершенствованных материалов для более поздних конструкций. Температуры выше 800 °C теоретически достаточно высоки для поддержки термохимического производства водорода через цикл серы и йода , хотя это не было продемонстрировано.
Концепция в целом очень похожа на быстрый реактор с натриевым охлаждением , и большинство быстрых реакторов с жидким металлом использовали натрий вместо свинца. Было построено немного реакторов со свинцовым охлаждением, за исключением некоторых советских реакторов атомных подводных лодок в 1970-х годах, но ряд предложенных и один в стадии строительства новых проектов ядерных реакторов имеют свинцовое охлаждение.
Реакторы, использующие свинец или свинцово-висмутовую эвтектику, могут быть спроектированы в широком диапазоне мощностей. Советский Союз смог эксплуатировать подводные лодки класса «Альфа» с быстрым реактором с охлаждением свинцом-висмутом в шестидесятых и семидесятых годах, который имел приблизительно 30 МВт механической мощности для 155 МВт тепловой мощности (см. ниже).
Другие варианты включают блоки с долговечными, предварительно изготовленными сердечниками, которые не требуют дозаправки в течение многих лет.
Батарея быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем представляет собой небольшую электростанцию «под ключ» , использующую кассетные активные зоны, работающие по замкнутому топливному циклу с интервалом перезарядки 15–20 лет, или полностью заменяемые реакторные модули. Она предназначена для выработки электроэнергии в небольших сетях (и других ресурсов, включая производство водорода и процесс опреснения для производства питьевой воды ).
Преимущества свинца в быстрых реакторах
Использование свинца в качестве теплоносителя имеет ряд преимуществ по сравнению с другими методами охлаждения реакторов.
Расплавленный свинец не оказывает существенного влияния на замедление нейтронов. Замедление происходит, когда нейтроны замедляются при повторных столкновениях со средой. Когда нейтрон сталкивается с атомами, которые намного тяжелее его самого, в этом процессе почти не теряется энергия. Таким образом, нейтроны не замедляются свинцом, что гарантирует сохранение ими высокой энергии. Это похоже на другие концепции быстрых реакторов, включая конструкции с расплавленным жидким натрием.
Расплавленный свинец действует как отражатель для нейтронов . Нейтроны, покидающие активную зону реактора, в некоторой степени направляются обратно в активную зону, что позволяет улучшить нейтронную экономичность . Это, в свою очередь, позволяет увеличить расстояние между топливными элементами в реакторе, что позволяет улучшить отвод тепла свинцовым теплоносителем. [3]
Хотя свинец практически не поглощает нейтроны, из-за своей высокой плотности (10,66 г/см3 в жидком состоянии при температуре плавления) свинец очень эффективен в поглощении гамма-лучей и другого ионизирующего излучения. Это гарантирует, что поля радиации за пределами реактора будут крайне низкими.
В отличие от расплавленного металлического натрия, еще одного относительно популярного теплоносителя, который используется в быстрых реакторах, свинец не имеет проблем с воспламеняемостью (хотя горение натрия на воздухе представляет собой легкую реакцию, которую не следует путать с бурной реакцией между натрием и водой) и затвердевает при утечке.
Очень широкий диапазон температур, при котором свинец остается жидким (более 1400 К или 1126 °C), подразумевает, что любые тепловые отклонения поглощаются без какого-либо повышения давления. На практике рабочая температура будет поддерживаться на уровне около 500 °C (932 °F) – 550 °C (1022 °F), в основном из-за других свойств материалов и физико-химических ограничений, а также их чувствительности к коррозии жидким металлом ( хрупкость жидкого металла ) и растворению металла под действием амальгамы (непрерывное извлечение Cr и Ni из нержавеющей стали ).
Как и во всех конструкциях быстрых реакторов, из-за высокой температуры и высокой тепловой инерции пассивное охлаждение возможно в аварийных ситуациях. Таким образом, не требуется никакой помощи откачки электроэнергии, естественная конвекция достаточна для удаления остаточного тепла после отключения. Для достижения этого конструкции реакторов включают специальные системы пассивного отвода тепла, которые не требуют электроэнергии и действий оператора.
Все конструкции быстрых реакторов работают при существенно более высоких температурах в активной зоне, чем реакторы с водяным охлаждением (и замедлителем ). Это позволяет достичь значительно более высокой термодинамической эффективности в парогенераторах . Таким образом, большая часть энергии ядерного деления может быть преобразована в электричество. В реальной жизни достижимо более 40% эффективности по сравнению с примерно 30% в реакторах с водяным охлаждением.
Аналогично, как и во всех реакторах быстрого спектра, охлаждающая жидкость не находится под давлением. Это означает, что не требуется сосуд под давлением, а трубопроводы и каналы могут быть изготовлены из стали и сплавов, не стойких к давлению. [4] Любая утечка в первичном контуре охлаждающей жидкости не будет выброшена при очень высоком давлении.
Свинец имеет высокую теплопроводность (35 Вт/м・К) по сравнению с водой (0,58 Вт/м・К), что обеспечивает эффективную передачу тепла от топливных элементов к теплоносителю.
Вместо регулярной перегрузки топлива , вся активная зона может быть заменена после многих лет эксплуатации. Такой реактор подходит для стран, которые не планируют строить собственную ядерную инфраструктуру.
Свинец не вступает в значимую реакцию с водой или воздухом, в отличие от натрия, который легко горит на воздухе и может взорваться при контакте с водой. Это позволяет сделать более простую, дешевую и безопасную локализацию и конструкцию теплообменника/парогенератора. [5]
Недостатки
Свинец и свинец-висмут очень плотные , что увеличивает вес системы, поэтому требуется больше структурной поддержки и сейсмической защиты, что увеличивает стоимость строительства, хотя более компактная конструкция также может быть выгодна.
В то время как свинец дешев и распространен, висмут дорог и довольно редок. Сетевой свинцово-висмутовый реактор требует сотни или тысячи тонн свинца-висмута в зависимости от размера реактора.
Затвердевание свинцово-висмутового раствора ( «замерзание» ) блокирует циркуляцию теплоносителя и обездвиживает подвижные части систем управления реактора, делая реактор неработоспособным. Однако эвтектика свинца-висмута (LBE) имеет сравнительно более низкую температуру плавления 123,5 °C (254,3 °F), что делает плавление менее сложной задачей. Свинец имеет более высокую температуру плавления 327,5 °С, но часто используется в качестве реактора бассейнового типа, где большая часть свинца не замерзает легко.
При утечке и затвердевании охлаждающая жидкость может повредить оборудование (см. советскую подводную лодку К-64 ), если не принять меры по локализации таких утечек.
Свинцово-висмутовый сплав производит значительное количество полония-210 из нейтронной активации висмута -209 . Этот радиоактивный элемент растворяется в свинцово-висмутовом сплаве и является альфа-излучателем с периодом полураспада 138,38 дня. Это может серьезно усложнить обслуживание и создать серьезную проблему альфа-загрязнения завода. Альфа-частица , испускаемая210 Po имеет высокую энергию (~ 5,4 МэВ) и поэтому является высокорадиотоксичным в случае внутреннего заражения организма ( риски вдыхания и проглатывания ) из-за его высокой плотности ионизации, которая серьезно повреждает пораженные клетки в загрязненных тканях .
Чистый свинец производит на порядки меньше полония и поэтому имеет преимущество перед свинцом-висмутом в этом отношении.
Наиболее сложными проблемами жидкого свинца и LBE являются возможные повреждения, вызванные эрозией и коррозией топливных элементов и внутренних частей реактора. [6] [7] [8] Поверхностная эрозия усугубляется высокой плотностью и связанной с ней кинетической энергией жидкого металла, циркулирующего с повышенной скоростью в реакторе, особенно если он загрязняется абразивными твердыми частицами (оксидами, оторвавшимися от металлических поверхностей) или металлическим мусором. Коррозия подпитывается растворением металлов , присутствующих в сплавах (например, Ni , Cr , выделяющихся из нержавеющей стали ) в жидкометаллическом теплоносителе (образование жидкой амальгамы с осаждением растворенных металлов в холодных точках) и жидкометаллической хрупкостью (LME) оболочек твэлов и конструкционных материалов внутренних частей реактора. Чтобы смягчить проблему коррозии, необходимо сформировать очень тонкую и максимально плотную оксидную пленку, пассивирующую металлическую поверхность. Этого можно достичь путем точного контроля растворенного кислорода /металлических оксидов, присутствующих в металлическом теплоносителе. Недостаточный уровень кислорода подвергнет голую металлическую поверхность серьезным проблемам коррозии, в то время как избыток O 2 приведет к образованию толстых пористых оксидных пленок, склонных к отрыву от поверхности металла и усугубляющих проблемы эрозии и блокировки. Скорость коррозии также увеличивается с температурой. Недавно разработанные сплавы, такие как оксид алюминия , образующий аустенитные стали (содержащие Al, добавленный в качестве пассивирующего агента), которые поддерживают защитный оксидный слой на поверхности металлических компонентов реактора, также изучаются в качестве материалов-кандидатов для попытки смягчить проблемы коррозии.
Высокая плотность свинца и СВЭ означает, что тепловыделяющие элементы, стержни управления и компоненты мобильного реактора плавают в металлическом теплоносителе, что серьезно усложняет инженерные системы, необходимые для обращения с ними и предотвращения плавающего мусора.
Металлические теплоносители (Pb, LBE, Na) непрозрачны для видимого света, что серьезно усложняет операции по заправке и обслуживанию реактора, поэтому требуются специальные системы для безопасного обращения с топливными элементами и стержнями управления. Однако уже существующий опыт проектирования и эксплуатации быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением может также с пользой применяться к быстрым реакторам со свинцовым охлаждением.
Выполнение
Россия/СССР
Два типа быстрых реакторов со свинцовым охлаждением использовались на советских подводных лодках класса «Альфа» в 1970-х годах. Оба проекта ОК-550 и БМ-40А были способны производить 155 МВт. Они были значительно легче типичных водоохлаждаемых реакторов и имели преимущество в том, что могли быстро переключаться между режимами максимальной мощности и минимального шума. [ необходима цитата ]
Совместное предприятие под названием AKME Engineering Архивировано 24 декабря 2018 года в Wayback Machine было объявлено в 2010 году для разработки коммерческого свинцово-висмутового реактора. [9] СВБР-100 («Свинцово-Висмутовый быстрый реактор» — свинцово-висмутовый быстрый реактор) основан на проектах Alfa и будет производить 100 МВт электроэнергии при общей тепловой мощности 280 МВт, [9] примерно вдвое больше, чем у реакторов подводных лодок. Их также можно использовать группами до 16, если требуется больше мощности. [9] Температура теплоносителя повышается с 345 °C (653 °F) до 495 °C (923 °F) по мере прохождения через активную зону. [9] В качестве топлива можно использовать оксид урана, обогащенный до 16,5% U-235, и дозаправка будет требоваться каждые 7–8 лет. [9] Прототип планируется выпустить в 2017 году. [10]
Еще два реактора со свинцовым теплоносителем разработаны россиянами: БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200 . [11] Проектирование БРЕСТ-300 было завершено в сентябре 2014 года. [12]
WNA упоминает роль России в повышении интереса других стран к этой области: [13]
В 1998 году Россия рассекретила большой объем исследовательской информации, полученной в ходе ее опыта работы с реакторами для подводных лодок, и впоследствии интерес США к использованию Pb или Pb-Bi для малых реакторов возрос.
Предложения и разработки
Бельгия
Проект MYRRHA ( Multi-purpose hYbrid Research Reactor for High-tech Applications ) направлен на содействие проектированию будущего ядерного реактора, сопряженного с ускорителем протонов (так называемая система с приводом от ускорителя, ADS ). Это может быть «быстрый реактор со свинцово-висмутовым охлаждением [14] или свинцовым охлаждением» с двумя возможными конфигурациями: подкритической или критической. Это может быть реактор бассейнового или петлевого типа .
Проект управляется SCK CEN , бельгийским исследовательским центром ядерной энергетики. Он основан на первом небольшом прототипе исследовательского демонстратора, системе Guinevere, полученной из реактора нулевой мощности Venus, существующего в SCK CEN с начала 1960-х годов и модифицированного для размещения ванны расплавленной эвтектики свинца-висмута (LBE), соединенной с небольшим ускорителем протонов . [15] [16] В декабре 2010 года MYRRHA был включен Европейской комиссией [17] в список 50 проектов для поддержания европейского лидерства в ядерных исследованиях в течение следующих 20 лет. В 2013 году проект вошел в дальнейшую фазу разработки, когда контракт на проектирование передней части был присужден консорциуму во главе с Areva . [18] [19]
Стремясь к компактному ядру с высокой плотностью мощности ( т.е. с высоким потоком нейтронов ), чтобы иметь возможность работать в качестве реактора для испытания материалов , топливо, которое будет использоваться в ADS MYRRHA, должно быть высокообогащенным делящимся изотопом . Высокообогащенное МОХ- топливо с 30–35 мас. %239 Pu был впервые выбран для получения желаемых нейтронных характеристик. [20] [21] [22] Однако, по словам Абдеррахима и др. (2005) [21] , «этот выбор все равно следует проверить на предмет соответствия требованиям нераспространения, предъявляемым к новым испытательным реакторам программой RERTR (пониженное обогащение топлива для исследовательских испытательных реакторов), запущенной Министерством энергетики США в 1996 году». Таким образом, топливо, которое будет выбрано для MYRRHA, также должно соответствовать критериям нераспространения, сохраняя при этом свои нейтронные характеристики. Более того, такое высокообогащенное MOx-топливо никогда не производилось в промышленных масштабах и создает серьезные технические и технические проблемы, а также проблемы безопасности, чтобы предотвратить любую аварию, связанную с критичностью , во время обращения с ним на заводе.
В 2009 году под эгидой Агентства по ядерной энергии (NEA, OECD ) международная группа экспертов (MYRRHA International Review Team, MIRT) изучила проект MYRRHA и предоставила правительству Бельгии разумные рекомендации . [23] Помимо выявленных технических проблем, были также выявлены финансовые и экономические риски, связанные со стоимостью строительства и эксплуатации, которая, как ожидается, значительно возрастет, когда проект должен будет перейти на более детальную стадию проектирования. Длительные задержки строительства, связанные с осложнениями проектирования, недооцененными техническими трудностями и недостаточным бюджетом, не являются редкостью для такого проекта. Также были отмечены ограниченное участие бельгийского государства (40% всех затрат) и неопределенные выгоды для внешних владельцев проекта. [23]
Из-за повторяющихся финансовых недостатков, а также важных неопределенностей, все еще существующих в конструкции реактора ( бассейновый или петлевой реактор ?) и выбора, который еще предстоит сделать в отношении жидкометаллического теплоносителя (в LBE ,209 Bi активируется нейтронами, образуя высокорадиотоксичный ⍺ -излучающий210 Po ) [24] деятельность по предварительному проектированию (FEED) [25] пришлось приостановить, и она не продвинулась дальше предварительной стадии. [26] Довольно удивительно, что предварительные результаты деятельности FEED были опубликованы в журнале, абсолютно не связанном с областью ADS или реактора на быстрых нейтронах: International Journal of Hydrogen Energy (IJHE), в то время как никогда не было и речи о производстве водорода с помощью MYRRHA. [27] Выбор этого журнала для представления предварительных результатов деятельности FEED вызывает недоумение. Журнал, в котором была объявлена деятельность FEED, Physics Procedia , также прекратил свое существование. [28] Помимо постоянно растущих затрат и финансовой неопределенности, проекту по-прежнему приходится решать множество технических проблем: серьезные проблемы коррозии [6] [7] [8] ( хрупкость жидкого металла ,растворение амальгамы в расплавленном металле Cr и Ni из нержавеющей стали, используемой для оболочек твэлов и материалов конструкции реактора), рабочая температура (риски затвердевания металла по сравнению с повышенной скоростью коррозии), вопросы безопасности ядерной критичности ...
Массовый запас эвтектики свинца-висмута (LBE) для предлагаемой конструкции бассейна MYRRHA, рассмотренный в предварительных анализах FEED 2013-2015 гг., составляет 4500 тонн металлического Pb-Bi. [25] Это привело бы к производству более 4 кг210 Po во время работы реактора. После первого рабочего цикла 350 г210 Po уже будет образован в LBE, подвергнутом воздействию высокого потока нейтронов порядка 10 15 нейтронов・см -2・с -1 , типичного для реактора для испытания материалов (MTR). [29] Это будет соответствовать активности 5,5 × 10 16 беккерелей [ 29 ] или 1,49 × 10 6 кюри210 Po , только для первого цикла работы. Наличие такого большого весомого количества высоко радиотоксичных210 Po представляет собой значительную проблему радиологической безопасности для операций по техническому обслуживанию и хранению ядерного топлива MYRRHA. Из-за высокой летучести210 Po , пространство над реактором также может стать альфа-загрязненным. Как отметили Фиорито и др. (2018): «Часть полония перейдет в защитный газ в камере реактора и будет диффундировать за пределы первичной системы, когда реактор будет открыт для заправки или обслуживания». Все операции в210 Зоны, загрязненные Po , потребуют принятия более серьезных мер радиационной защиты, чем для239 Обработка Pu , или полностью выполняться дистанционно управляемыми роботами. Предполагаемая стратегия смягчения [29] могла бы состоять в непрерывном удалении полония из LBE, но значительное тепло, выделяемое210 По представляет собой серьезное препятствие. [29]
В 2023 году, основываясь на интервью с ключевыми игроками SCK CEN и общедоступных документах, Хайн Брукхёйс исследовал взаимодействие между промоутерами MYRRHA и бельгийскими СМИ и политическими сферами, чтобы показать, как MYRRHA развивалась в повествовании, которое делало проект, кажущимся необходимым для будущего SCK CEN, бельгийского ядерного исследовательского центра. [30]
Германия
Проект двухжидкостного реактора (DFR) изначально был разработан немецким исследовательским институтом, Институтом твердотельной ядерной физики, в Берлине. В феврале 2021 года проект был передан недавно созданной канадской компании Dual Fluid Energy Inc. для индустриализации концепции. Проект DFR пытается объединить преимущества реактора на расплавленной соли с преимуществами реактора с жидкометаллическим охлаждением . [31] Как быстрый реактор-размножитель, предлагаемый реактор DFR предназначен для сжигания как природного урана или тория , так и трансмутации и деления младших актинидов . Благодаря высокой теплопроводности расплавленного металла остаточное тепло распада реактора DFR может быть пассивно удалено.
Румыния
ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) — это демонстратор быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный Ansaldo Energia из Италии, который планируется построить в Миовени, Румыния. ATHENA, бассейн с расплавленным свинцом, используемый в исследовательских целях, также будет построен на той же площадке. [32]
Россия
Реактор БРЕСТ в настоящее время находится в стадии строительства. [33] Этот реактор будет использовать чистый свинец в качестве теплоносителя, топливо из нитрида плутония/урана, вырабатывать 300 МВт (электрических) из 750 МВт тепловой энергии и является реактором бассейнового типа. Фундамент был завершён в ноябре 2021 года. Реактор находится на площадке Сибирского химического комбината (СХК) в Северске.
Швеция
Компания LeadCold совместно с Королевским технологическим институтом KTH и Uniper [34] разрабатывает реактор SEALER (Swedish Advanced Lead Reactor), охлаждаемый свинцом реактор, использующий нитрид урана в качестве топлива. [35]
Великобритания
Британская компания Newcleo разрабатывает малые модульные реакторы с свинцовым охлаждением мощностью 30 МВт и 200 МВт для использования на море и на суше. Первый рабочий реактор планируется запустить в 2030 году во Франции. [36] [37]
Соединенные Штаты
Первоначальный проект модуля питания Hyperion должен был быть такого типа, с использованием топлива из нитрида урана, заключенного в трубки HT-9, с использованием кварцевого отражателя и эвтектики свинца-висмута в качестве охладителя. Фирма обанкротилась в 2018 году.
^ ab Allen, TR; Crawford, DC (2007). «Системы быстрых реакторов со свинцовым охлаждением и проблемы топлива и материалов». Наука и технология ядерных установок . 2007 : 1–11. doi : 10.1155/2007/97486 .
^ "БРЕСТ-ОД-300 (НИИПЭ, Российская Федерация)" (PDF) . www.aris.iaea.org . Получено 14 августа 2024 г. .
^ «Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR)».
^ ab Allen, TR; Crawford, DC (2007). «Системы быстрых реакторов со свинцовым охлаждением и проблемы топлива и материалов». Наука и технология ядерных установок . 2007 : 1–11. doi : 10.1155/2007/97486 . ISSN 1687-6075.
^ ab Zhang, J.; Li, N. (2004). Обзор исследований по фундаментальным вопросам LBE-коррозии. LA-UR-04-0869 (Отчет). Лос-Аламосская национальная лаборатория (LANL).
^ ab Zhang, Jinsuo; Li, Ning (2008). «Обзор исследований фундаментальных проблем LBE-коррозии». Журнал ядерных материалов . 373 (1–3): 351–377. Bibcode : 2008JNuM..373..351Z. doi : 10.1016/j.jnucmat.2007.06.019.
^ abcde "Инициатива по малым быстрым реакторам". World Nuclear News. 4 января 2010 г. Получено 5 февраля 2010 г.
^ "Heavy Metal Power Reactor Slated for 2017". World Nuclear News. 23 марта 2010 г. Получено 26 сентября 2012 г.
^ "Особенности конструкции реакторов BREST и экспериментальные работы по продвижению концепции реакторов BREST" (PDF) . Министерство энергетики США, Программа малых модульных реакторов . Получено 16 мая 2013 г.
^ "Завершено проектирование прототипа быстрого реактора - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org .
^ NEA (2015). «Справочник по эвтектическому сплаву свинца-висмута и свойствам свинца, совместимости материалов, термогидравлике и технологиям – издание 2015 года». Агентство по ядерной энергии (NEA) . Получено 18 декабря 2023 г.
^ "Гвиневра".
^ «Гибридный реактор-ускоритель успешно прошел испытания». www.science.org .
^ "CORDIS | Европейская комиссия". Архивировано из оригинала 22 февраля 2014 года . Получено 30 апреля 2014 года .
^ «Мирра ускоряется к реализации — World Nuclear News». www.world-nuclear-news.org .
^ "Орано | Acteur majeur de l'énergie et du горючего ядерного оружия" . orano.group .
^ Тихелен Ван, К.; Маламбу, Э.; Бенуа, П.; Купшус, П.; Айт Абдеррахим, Х.; Вандеплассе, Д.; Тернье, С.; Йонген, Й. (2001). "MYRRHA: многоцелевая система с ускорителем для исследований и разработок" (PDF) . Получено 18 декабря 2023 г.
^ ab Абдеррахим, HA; Соболев, V.; Маламбу, E. (октябрь 2005 г.). Конструкция топлива для экспериментальной ADS MYRRHA. Техническое совещание по использованию НОУ в ADS. 10–12 октября 2005 г. Вена, Австрия: МАГАТЭ. стр. 1–13.
^ Ван ден Эйнде, Герт; Маламбу, Эдуард; Станковский, Алексей; Фернандес, Рафаэль; Батен, Питер (3 августа 2015 г.). «Обновленная конструкция активной зоны для многоцелевого облучения MYRRHA». Журнал ядерной науки и технологий . 52 (7–8): 1053–1057. Bibcode : 2015JNST...52.1053V. doi : 10.1080/00223131.2015.1026860. ISSN 0022-3131. S2CID 95326619.
^ ab Carré, F.; Cavedon, JM; Knebel, J.; Lisowski, P.; Ogawa, T.; Pooley, D.; Versteegh, A.; Dujardin, T.; Nordborg, C. (16 декабря 2009 г.). "Независимая оценка проекта MYRRHA. Отчет международной группы экспертов. Организовано Агентством по ядерной энергии ОЭСР (NEA). Технический отчет 6881. Английский язык, 44 страницы, опубликовано: 16.12.09, ISBN 978-92-64-99114-9" (PDF) .
^ Eckerman, K.; Harrison, J.; Menzel, HG.; Clement, CH; Clement, CH (январь 2012 г.). "Публикация МКРЗ 119: Сборник дозовых коэффициентов на основе публикации МКРЗ 60". Annals of the ICRP . 41 : 1–130. doi :10.1016/j.icrp.2012.06.038 (неактивен 26 апреля 2024 г.). PMID 23025851. S2CID 41299926.{{cite journal}}: CS1 maint: DOI неактивен по состоянию на апрель 2024 г. ( ссылка )
^ ab De Bruyn, Didier; Abderrahim, Hamid Aït; Baeten, Peter; Leysen, Paul (2015). «Проект MYRRHA ADS в Бельгии входит в фазу проектирования переднего конца». Physics Procedia . 66 : 75–84. Bibcode : 2015PhPro..66...75D. doi : 10.1016/j.phpro.2015.05.012 .
^ Энгелен, Йерун; Айт Абдеррахим, Хамид; Баетен, Питер; Де Брюин, Дидье; Лейзен, Пол (2015). «МИРРА: Предварительный предпроектный проект». Международный журнал водородной энергетики . 40 (44): 15137–15147. doi :10.1016/j.ijhydene.2015.03.096.
^ "Международный журнал водородной энергетики". ScienceDirect.com от Elsevier . Получено 19 декабря 2023 г.
^ "Physics Procedia. Название прекращено в 2018 году". ScienceDirect.com от Elsevier . 20 июня 2015 г. Получено 19 декабря 2023 г.
^ abcd Фиорито, Лука; Станковский, Алексей; Эрнандес-Солис, Аугусто; Ван ден Эйнде, Герт; Жеровник, Гаспер (2018). "Анализ неопределенности ядерных данных для производства Po-210 в MYRRHA". EPJ Nuclear Sciences & Technologies . 4 : 48. Bibcode :2018EPJNS...4...48F. doi : 10.1051/epjn/2018044 . ISSN 2491-9292.
^ Brookhuis, Hein (1 февраля 2023 г.). «Создание большой бельгийской науки». Исторические исследования в области естественных наук . 53 (1): 35–70. doi : 10.1525/hsns.2023.53.1.35 . ISSN 1939-1811.
^ «Двухжидкостный реактор».
^ "Поколение IV и SMR". www.ansaldoenergia.com .
^ "Заложен фундамент для реактора БРЕСТ : New Nuclear - World Nuclear News".
^ "Сотрудничество с Uniper и KTH". www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 3 мая 2022 г. Получено 3 мая 2022 г.
^ "SEALER". www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 31 марта 2022 г. Получено 3 мая 2022 г.
^ "Британская компания Newcleo привлечет $1,1 млрд на строительство парка малых реакторов - The Times". Reuters . 19 марта 2023 г. Получено 17 сентября 2023 г. – через www.reuters.com.
^ «Ядерная энергетика: «Newcleo на пути к тому, чтобы стать самым финансируемым стартапом Европы». Le Monde.fr . 21 марта 2023 г. Получено 17 сентября 2023 г. – через Le Monde.
Дальнейшее чтение
Каппиелло, Майк (4 марта 2004 г.). Семинар для университетов по усовершенствованному реактору, топливному циклу и энергетическим продуктам. Быстрый реактор на основе свинцового сплава с жидкометаллическим охлаждением. Национальная лаборатория Лос-Аламоса. Семинар для университетов. Отель Hilton, Гейтерсберг, Мэриленд, 4 марта 2004 г. Восстановлено с Wayback Machine.
Система быстрого реактора со свинцовым охлаждением (LFR) представляет собой реактор с быстрым спектром свинца или свинцово-висмутовой эвтектики с жидкометаллическим охлаждением и замкнутым топливным циклом для эффективной конверсии фертильного урана и управления актинидами. С веб-сайта быстрого реактора Международного форума Generation IV. Схема из NEA . Восстановлено с web.archive.org
Тучек, Камил; Карлссон, Йохан; Видер, Хартмут (2006). «Сравнение быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителем в отношении аспектов физики реактора, серьезных проблем безопасности и экономики». Ядерная инженерия и проектирование . 236 (14–16): 1589–1598. doi :10.1016/j.nucengdes.2006.04.019.
Крамер, Эндрю Э. (18 марта 2010 г.). «Российская атомная промышленность стремится извлечь прибыль из альтернативных видов топлива». The New York Times . Получено 21 декабря 2023 г. .
Внешние ссылки
"Международный форум поколения IV: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (LFR)". gen-4.org . 14 февраля 2023 г. . Получено 21 декабря 2023 г. .
Национальная лаборатория Айдахо: Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем – Информационный бюллетень [ нерабочая ссылка ]
Транспортировка аэрозолей тяжелых металлов в быстром реакторе с охлаждением свинцом-висмутом и генерацией пара прямым контактом внутри корпуса. (из web.archive.org)
Сравнительные расчеты реактора на быстрых нейтронах с теплоносителем RBEC-M на свинцово-висмутовой основе [ нерабочая ссылка ]
