Концепция в целом аналогична быстрым реакторам с натриевым охлаждением , и в большинстве быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением вместо свинца используется натрий. Было построено несколько реакторов со свинцовым теплоносителем, за исключением некоторых реакторов советских атомных подводных лодок в 1970-х годах. Однако ряд предлагаемых и одна строящаяся конструкция новых ядерных реакторов имеют свинцовое охлаждение.
Конструкции топлива, изучаемые для этой схемы реактора, включают воспроизводящий уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла . [1]
Конструкция реактора со свинцовым теплоносителем была предложена как реактор IV поколения . Планы по будущему внедрению реактора этого типа включают модульные конструкции мощностью от 300 до 400 МВт и большую монолитную установку мощностью 1200 МВт.
Операция
Быстрые реакторы со свинцовым теплоносителем работают на быстрых нейтронах и расплавленном свинце или эвтектическом свинцово-висмутовом теплоносителе . В качестве теплоносителя первого контура можно использовать расплавленный свинец или эвтектику свинец-висмут, поскольку особенно свинец и в меньшей степени висмут имеют низкое поглощение нейтронов и относительно низкие температуры плавления . Нейтроны меньше замедляются из-за взаимодействия с этими тяжелыми ядрами (поэтому они не являются замедлителями нейтронов ) и, следовательно, помогают сделать этот тип реактора реактором на быстрых нейтронах . Проще говоря, если нейтрон сталкивается с частицей аналогичной массы (например, с водородом в водо-водяном реакторе PWR ), он имеет тенденцию терять кинетическую энергию . Напротив, если он столкнется с гораздо более тяжелым атомом, например свинцом, нейтрон «отскочит», не потеряв этой энергии. Однако охлаждающая жидкость служит отражателем нейтронов , возвращая часть ускользнувших нейтронов в активную зону.
Быстрые реакторы меньшей мощности со свинцовым охлаждением (такие как SSTAR ) могут охлаждаться за счет естественной конвекции , в то время как более крупные конструкции (такие как ELSY [2] ) используют принудительную циркуляцию при нормальной работе на мощности, но будут использовать аварийное охлаждение с естественной циркуляцией. Не требуется никакого вмешательства оператора или какой-либо откачки для охлаждения остаточного тепла реактора после остановки. Температура теплоносителя на выходе из реактора обычно находится в диапазоне от 500 до 600 °C, а при использовании современных материалов для более поздних конструкций возможно и выше 800 °C. Температуры выше 800 ° C теоретически достаточно высоки, чтобы поддерживать термохимическое производство водорода посредством цикла сера-йод , хотя это не было продемонстрировано.
Эта концепция в целом очень похожа на быстрый реактор с натриевым охлаждением , и в большинстве быстрых реакторов с жидкометаллическим охлаждением вместо свинца используется натрий. Было построено немного реакторов со свинцовым теплоносителем, за исключением некоторых реакторов советских атомных подводных лодок в 1970-х годах, но ряд предлагаемых и одна строящаяся новая конструкция ядерных реакторов имеют свинцовое охлаждение.
Топливо
Конструкции топлива, изучаемые для этой схемы реактора, включают воспроизводящий уран в виде металла, оксида металла или нитрида металла . [1]
Другие варианты включают агрегаты с долговечными предварительно изготовленными активными зонами, которые не требуют дозаправки в течение многих лет.
Батарея быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем представляет собой небольшую электростанцию «под ключ», использующую кассетные активные зоны, работающие по замкнутому топливному циклу с интервалом перезарядки 15–20 лет, или полностью заменяемые реакторные модули. Он предназначен для выработки электроэнергии в малых сетях (и других ресурсов, включая производство водорода и процесс опреснения для производства питьевой воды ).
Преимущества свинца в быстрых реакторах
Использование свинца в качестве теплоносителя имеет ряд преимуществ по сравнению с другими методами охлаждения реактора.
Расплавленный свинец существенно не замедляет нейтроны. Замедление происходит, когда нейтроны замедляются в результате повторных столкновений со средой. Когда нейтрон сталкивается с атомами, которые намного тяжелее его самого, при этом энергия почти не теряется. Таким образом, нейтроны не замедляются свинцом, что обеспечивает сохранение высокой энергии нейтронов. Это похоже на другие концепции быстрых реакторов, включая конструкции с расплавленным жидким натрием.
Расплавленный свинец действует как отражатель нейтронов . Нейтроны, выходящие из активной зоны реактора, в некоторой степени направляются обратно в активную зону, что обеспечивает лучшую экономию нейтронов . Это, в свою очередь, позволяет увеличить расстояние между твэлами в реакторе, что позволяет лучше отводить тепло свинцовым теплоносителем. [3]
Свинец почти не подвергается активации нейтронами . Таким образом, при поглощении нейтронов свинцом практически не образуются радиоактивные элементы. В этом отличие от эвтектики свинец-висмут , которая использовалась в других быстроходных конструкциях, в том числе на российских подводных лодках. Висмут -209 в этой смеси (который имеет более низкую температуру плавления , 123,5 °C, чем у чистого свинца) в некоторой степени активируется до 210 Po, полония-210 , который является очень радиотоксичным альфа-излучателем .
Хотя свинец практически не поглощает нейтроны, из-за его высокой плотности (10,66 г/см 3 в жидком состоянии при температуре плавления) свинец очень эффективно поглощает гамма-лучи и другие ионизирующие излучения. Это гарантирует, что радиационные поля за пределами реактора будут чрезвычайно низкими.
В отличие от расплавленного металлического натрия, другого относительно популярного теплоносителя, который используется в быстрых реакторах, свинец не имеет проблем с воспламеняемостью (хотя горение натрия на воздухе представляет собой мягкую реакцию, которую не следует путать с бурной реакцией между натрием и водой). ), и затвердеет в результате утечки.
Очень широкий диапазон температур, при котором свинец остается жидким (более 1400 К или 1126 °C), означает, что любые тепловые выбросы поглощаются без какого-либо повышения давления. На практике рабочая температура будет поддерживаться на уровне около 500 °C (932 °F) – 550 °C (1022 °F), главным образом из-за других свойств материалов и физико-химических ограничений, а также их чувствительности к коррозии жидким металлом. ( охрупчивание жидким металлом ) и растворение 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 в аварийных ситуациях возможно пассивное охлаждение . Таким образом, не требуется никакой помощи при помощи электрической откачки, поскольку естественной конвекции достаточно для удаления остаточного тепла после остановки. Для достижения этой цели в конструкции реакторов предусмотрены специальные пассивные системы отвода тепла, не требующие ни электроэнергии, ни действий оператора.
Все конструкции быстрых реакторов работают при значительно более высоких температурах в активной зоне, чем реакторы с водяным охлаждением (и замедлителем ). Это позволяет значительно повысить термодинамический КПД парогенераторов . Таким образом, большая часть энергии ядерного деления может быть преобразована в электричество. В реальной жизни достижима эффективность более 40% по сравнению с примерно 30% в реакторах с водяным охлаждением.
Точно так же, как и во всех реакторах быстрого спектра, теплоноситель не находится под давлением. Это означает, что сосуд под давлением не требуется, а трубопроводы и воздуховоды могут быть изготовлены из нестойкой к давлению стали и сплавов. [4] Любая утечка в первом контуре теплоносителя не будет выброшена при очень высоком давлении.
Свинец имеет высокую теплопроводность (35 Вт/м·К) по сравнению с теплопроводностью воды (0,58 Вт/м·К), что означает, что передача тепла от твэлов к теплоносителю является эффективной.
Вместо регулярной дозаправки можно заменить всю активную зону после многих лет эксплуатации. Такой реактор подойдет странам, которые не планируют строить собственную ядерную инфраструктуру.
Свинец практически не реагирует с водой или воздухом, в отличие от натрия, который легко горит на воздухе и может взорваться при контакте с водой. Это позволяет упростить, удешевить и повысить безопасность конструкции защитной оболочки и теплообменника/парогенератора. [5]
Недостатки
Свинец и свинцово-висмут очень плотные , что увеличивает вес системы, поэтому требует большей структурной поддержки и сейсмической защиты, что увеличивает стоимость строительства, хотя более компактная конструкция также может быть полезной.
В то время как свинец дешев и широко распространен, висмут дорог и довольно редок. Свинцово-висмутовый реактор, подключенный к сети, требует сотен или тысяч тонн свинцово-висмутового топлива в зависимости от размера реактора.
Затвердевание раствора свинца-висмута ( «замерзание» ) блокирует циркуляцию теплоносителя и обездвиживает подвижные части систем управления реактором, что приводит реактор в неработоспособное состояние. Однако эвтектика свинец-висмут (LBE) имеет сравнительно более низкую температуру плавления - 123,5 ° C (254,3 ° F), что делает плавление менее сложной задачей. Свинец имеет более высокую температуру плавления - 327,5 °С, но его часто используют в качестве реактора бассейнового типа , где большая часть свинца не замерзает легко.
Вытекая и затвердевая, теплоноситель может повредить оборудование (см. советскую подводную лодку К-64 ), если не принять меры по локализации таких утечек.
Свинец-висмут производит значительное количество полония-210 в результате нейтронной активации висмута -209 . Этот радиоактивный элемент растворяется в смеси свинец-висмут и является альфа-излучателем с периодом полураспада 138,38 дней. Это может серьезно усложнить обслуживание и создать серьезную проблему альфа-загрязнения растений. Альфа -частица , испускаемая210 Po имеет высокую энергию (~ 5,4 МэВ) и, следовательно, очень радиотоксичен в случае внутреннего загрязнения организма ( риски при вдыхании и проглатывании ) из-за его высокой плотности ионизации, серьезно повреждающей пораженные клетки в загрязненных тканях .
Чистый свинец производит на порядки меньше полония и поэтому имеет в этом отношении преимущество перед свинцом-висмутом.
Наиболее сложными проблемами жидкого свинца и жидкого свинца являются возможные повреждения топливных элементов и внутренних устройств реактора, вызванные эрозией и коррозией . [6] [7] [8] Эрозия поверхности усугубляется высокой плотностью и связанной с ней кинетической энергией жидкого металла, циркулирующего с повышенной скоростью в реакторе, особенно если он загрязняется абразивными твердыми частицами (оксидами, отделяющимися от металлических поверхностей). или металлический мусор. Коррозия подогревается растворением металлов, присутствующих в сплавах (например, Ni , Cr , выделяющихся из нержавеющей стали ), в жидком металлическом теплоносителе (образование жидкой амальгамы с выделением растворенных металлов в холодных точках) и охрупчиванием жидкого металла (LME). ) оболочек твэлов и конструкционных материалов внутренних устройств реактора. Чтобы смягчить проблему коррозии, необходимо сформировать очень тонкую и как можно более плотную оксидную пленку, пассивирующую металлическую поверхность. Этого можно достичь путем точного контроля растворенного кислорода /оксидов металлов, присутствующих в металлическом охладителе. Недостаточный уровень кислорода подвергнет голую металлическую поверхность серьезным проблемам коррозии, в то время как избыток O 2 приведет к образованию толстых пористых оксидных пленок, склонных к отделению от металлической поверхности, что усугубит проблемы эрозии и блокирования. Скорость коррозии также увеличивается с температурой. Недавно разработанные сплавы, такие как оксид алюминия , образующий аустенитные стали (содержащие Al, добавленный в качестве пассивирующего агента), которые поддерживают защитный оксидный слой на поверхности металлических компонентов реактора, также изучаются в качестве потенциальных материалов для решения проблем коррозии.
Высокая плотность свинца и LBE означает, что топливные элементы, управляющие стержни и компоненты мобильного реактора плавают в металлическом теплоносителе, что серьезно усложняет инженерные системы, необходимые для обращения с ними и предотвращения плавающих обломков.
Металлические теплоносители (Pb, LBE, Na) непрозрачны для видимого света, что серьезно усложняет операции по перегрузке и техническому обслуживанию реактора, поэтому требуются специальные системы для безопасного обращения с твэлами и стержнями управления. Однако уже существующий опыт проектирования и эксплуатации быстрых реакторов-размножителей с натриевым охлаждением может быть с пользой применен и к быстрым реакторам со свинцовым теплоносителем.
Выполнение
Россия/СССР
Два типа быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем использовались на советских подводных лодках класса «Альфа» 1970-х годов. Оба проекта ОК -550 и БМ-40А были способны производить 155 МВт. Они были значительно легче типичных реакторов с водяным охлаждением и имели то преимущество, что могли быстро переключаться между режимами работы с максимальной мощностью и минимальным уровнем шума. [ нужна цитата ]
В 2010 году было объявлено о создании совместного предприятия под названием AKME Engineering. Архивировано 24 декабря 2018 года на сайте Wayback Machine для разработки коммерческого свинцово-висмутового реактора. [9] СВБР-100 («Свинцово-Висмутовый Быстрый реактор» - свинцово-висмутовый быстрый реактор) основан на проектах «Альфа» и будет производить 100 МВт электроэнергии из валовой тепловой мощности 280 МВт, [9] примерно вдвое больше, чем у подводных реакторов. . Их также можно использовать группами до 16 человек, если требуется большая мощность. [9] Температура теплоносителя увеличивается с 345 °C (653 °F) до 495 °C (923 °F) по мере прохождения через активную зону. [9] В качестве топлива можно было бы использовать оксид урана, обогащенный до 16,5% U-235, а дозаправку необходимо было бы производить каждые 7–8 лет. [9] Прототип запланирован на 2017 год. [10]
Еще два реактора со свинцовым теплоносителем разрабатываются россиянами: БРЕСТ-300 и БРЕСТ-1200 . [11] Проектирование БРЕСТ-300 было завершено в сентябре 2014 года. [12]
ВЯА упоминает роль России в повышении интереса других стран к этой области: [13]
В 1998 году Россия рассекретила большое количество исследовательской информации, полученной на основе ее опыта работы с реакторами подводных лодок, и впоследствии интерес США к использованию Pb или Pb-Bi для небольших реакторов возрос.
Предложения и в разработке
Бельгия
Проект MYRRHA ( Многоцелевой гибридный исследовательский реактор для высокотехнологичных приложений ) направлен на содействие разработке будущего ядерного реактора, соединенного с протонным ускорителем (так называемая система, управляемая ускорителем, ADS ). Это может быть «свинцово-висмутовое охлаждение [14] или быстрый реактор со свинцовым охлаждением» с двумя возможными конфигурациями: докритической или критической. Это может быть реактор бассейнового или петлевого типа .
Проект управляется SCK CEN , бельгийским исследовательским центром ядерной энергетики. Он основан на первом небольшом прототипе исследовательского демонстратора, системе «Гвиневра», созданной на основе реактора нулевой мощности «Венера», существующего в SCK CEN с начала 1960-х годов, и модифицированной для размещения ванны расплавленной эвтектики свинец-висмут (LBE), соединенной с небольшой ускоритель протонов . [15] [16] В декабре 2010 года MYRRHA был включен в список Европейской комиссии [17] как один из 50 проектов, призванных сохранить европейское лидерство в области ядерных исследований в течение следующих 20 лет. В 2013 году проект вступил в дальнейшую стадию разработки, когда контракт на предпроектное проектирование был заключен с консорциумом под руководством Areva . [18] [19]
Чтобы получить компактную активную зону с высокой плотностью мощности ( т.е. с высоким потоком нейтронов ), которая могла бы работать в качестве реактора для испытания материалов , топливо, которое будет использоваться в ADS MYRRHA, должно быть высокообогащено делящимся изотопом . Высокообогащенное МОх- топливо с содержанием 30–35 мас. % из239 Впервые Pu был выбран для получения желаемых нейтронно-физических характеристик. [20] [21] [22] Однако, по данным Abderrahim et al. (2005) [21] «Этот выбор еще следует проверить на соответствие 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 нейтронно-физические характеристики. Более того, такое высокообогащенное МОх-топливо никогда не производилось в промышленных масштабах и создает серьезные технические проблемы и проблемы безопасности, связанные с предотвращением аварий, связанных с критичностью, во время обращения с ним на заводе.
В 2009 году под эгидой Агентства по ядерной энергии (АЯЭ, ОЭСР ) международная группа экспертов (MYRRHA International Review Team, MIRT) изучила проект MYRRHA и представила разумные рекомендации правительству Бельгии . [23] Помимо выявленных технических проблем, они также представляли собой финансовые и экономические риски, связанные с затратами на строительство и эксплуатацию, которые, как ожидается, значительно возрастут, когда проект перейдет на стадию более детального проектирования. Для такого проекта нередки длительные задержки строительства, связанные с усложнением проектирования, недооценкой технических сложностей и недостаточным бюджетом. Также было отмечено ограниченное участие бельгийского государства (40% всех затрат) и неопределенные выгоды для внешних владельцев проекта. [23]
Из-за периодических финансовых недостатков, а также важных неопределенностей, все еще существующих в конструкции реактора ( реактор бассейнового или петлевого типа ?) и выбора жидкометаллического теплоносителя (в LBE ,209 Bi активируется нейтронами, образуя высокорадиотоксичный ⍺ -излучающий210 Po ) [24] работы по предпроектному проектированию (FEED)[ 25 ] пришлось приостановить и они не продвинулись дальше предварительной стадии. [26] Весьма удивительно, что предварительные результаты деятельности FEED были опубликованы в журнале, абсолютно не имеющем отношения к области ADS или реакторов на быстрых нейтронах: Международном журнале водородной энергетики (IJHE), при этом о производстве водорода с помощью МИРРА. [27] Выбор этого журнала для представления предварительных результатов деятельности FEED приводит в замешательство. Журнал Physics Procedia , в котором было объявлено о деятельности FEED , также прекращен. [ 28] Помимо постоянно растущих затрат и финансовой неопределенности, проекту по-прежнему приходится решать множество технических проблем: проблемы серьезной коррозии [6] [7] [8] ( охрупчивание жидкого металла ,растворение амальгамы в расплавленном металле Cr и Ni от нержавеющей стали, используемой для изготовления оболочек твэлов и материалов конструкции реактора), рабочая температура (риск затвердевания металла в сравнении с повышенной скоростью коррозии),вопросы безопасности ядерной критичности ...
Массовый запас эвтектики свинец-висмут (LBE) для предлагаемой бассейновой конструкции MYRRHA, рассмотренной в предварительных анализах FEED в 2013-2015 годах, составляет 4500 тонн металлического Pb-Bi. [25] Это приведет к производству более 4 кг210 По во время работы реактора. После первого рабочего цикла 350 г.210 Po уже будет образовываться в LBE, подвергающемся воздействию высокого нейтронного потока порядка 10 15 нейтронов · см –2 · с –1 , типичного для реактора по испытанию материалов (MTR). [29] Это соответствовало бы активности 5,5 × 10 16 беккерелей , [29] или 1,49 × 10 6 кюри210 По , только для первого цикла работы. Наличие такого большого и весомого количества высокорадиотоксичных210 Po представляет собой серьезную проблему радиологической безопасности при проведении работ по техническому обслуживанию и хранению ядерного топлива MYRRHA. Из-за высокой волатильности210 Po , пространство камеры над реактором также может стать альфа-загрязненным. Как отметили Фиорито и др. (2018): «Некоторое количество полония мигрирует в защитный газ в камере сгорания реактора и диффундирует за пределы первой системы, когда реактор открывается для дозаправки топлива или технического обслуживания». Все операции в210 Районы, загрязненные Po , потребуют соответствующих мер радиологической защиты, гораздо более жестких, чем для районов, загрязненных Po.239 Обращение с ПУ или полностью выполняться роботами с дистанционным управлением. Предполагаемая стратегия смягчения последствий [29] могла бы состоять в непрерывном удалении полония из LBE, но значительное количество тепла, выделяемого при210 По представляет собой серьезное препятствие. [29]
В 2023 году на основе интервью с ключевыми игроками SCK CEN и общедоступных документов Хайн Брукхейс исследовал взаимодействие между промоутерами MYRRHA, бельгийскими СМИ и политической сферой, чтобы показать, как MYRRHA разрабатывалась, в повествовании, которое сделало проект важным для будущего. SCK CEN, Бельгийского центра ядерных исследований. [30]
Германия
Проект двухжидкостного реактора (DFR) изначально был разработан немецким научно-исследовательским институтом Института ядерной физики твердого тела в Берлине. В феврале 2021 года проект был передан недавно основанной канадской компании Dual Fluid Energy Inc. для индустриализации этой концепции. Проект DFR пытается объединить преимущества реактора с расплавленными солями и реактора с жидкометаллическим охлаждением . [31] В качестве быстрого реактора-размножителя предлагаемый реактор DFR предназначен для сжигания как природного урана или тория , так и трансмутации и деления младших актинидов . Благодаря высокой теплопроводности расплавленного металла остаточное тепло распада реактора DFR можно пассивно удалять.
Румыния
ALFRED (Европейский демонстратор усовершенствованного свинцового реактора на быстрых нейтронах) — это демонстратор быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный итальянской компанией Ansaldo Energia, который планируется построить в Миовени, Румыния. АФИНА, бассейн с расплавленным свинцом, используемый в исследовательских целях, также будет построен на том же месте. [32]
Россия
Реактор БРЕСТ в настоящее время находится на стадии строительства. [33] В этом реакторе в качестве теплоносителя будет использоваться чистый свинец, топливо из нитрида плутония и урана, он будет генерировать 300 МВт (электрическую) из 750 МВттепл. и представляет собой реактор бассейнового типа. Фундамент завершен в ноябре 2021 года. Реактор расположен на территории Северской площадки Сибирского химического комбината (СХК).
Швеция
Компания LeadCold в сотрудничестве с Королевским технологическим институтом KTH и Uniper [34] разрабатывает реактор SEALER (шведский усовершенствованный свинцовый реактор) — реактор со свинцовым охлаждением, использующий в качестве топлива нитрид урана. [35]
Великобритания
Британская компания Newcleo разрабатывает небольшие модульные реакторы со свинцовым теплоносителем мощностью 30 МВт и 200 МВт для военно-морского и наземного использования. Первый действующий реактор планируется разместить в 2030 году во Франции. [36] [37]
Соединенные Штаты
Первоначальная конструкция силового модуля «Гиперион» должна была быть такого типа, с использованием топлива из нитрида урана , заключенного в трубки HT-9, кварцевого отражателя и эвтектики свинец-висмут в качестве теплоносителя. Фирма прекратила свою деятельность в 2018 году.
^ «Быстрый реактор со свинцовым охлаждением (LFR)» .
^ аб Аллен, TR; Кроуфорд, округ Колумбия (2007). «Системы быстрых реакторов со свинцовым теплоносителем и проблемы топлива и материалов». Наука и технология ядерных установок . 2007 : 1–11. дои : 10.1155/2007/97486 . ISSN 1687-6075.
^ Аб Чжан, Дж.; Ли, Н. (2004). Обзор исследований по фундаментальным проблемам коррозии LBE. ЛА-УР-04-0869 (Отчет). Лос-Аламосская национальная лаборатория (LANL).
^ Аб Чжан, Цзиньсуо; Ли, Нин (2008). «Обзор исследований по фундаментальным проблемам коррозии LBE». Журнал ядерных материалов . 373 (1–3): 351–377. Бибкод : 2008JNuM..373..351Z. doi :10.1016/j.jnucmat.2007.06.019.
^ abcde «Инициатива по малым быстрым реакторам». Мировые ядерные новости. 4 января 2010 г. Проверено 5 февраля 2010 г.
^ «Тяжелометаллический энергетический реактор запланирован на 2017 год» . Мировые ядерные новости. 23 марта 2010 года . Проверено 26 сентября 2012 г.
^ «Особенности конструкции реакторов БРЕСТ и экспериментальные работы по развитию концепции реакторов БРЕСТ» (PDF) . Министерство энергетики США, Программа малых модульных реакторов . Проверено 16 мая 2013 г.
^ «Завершен проект прототипа быстрого реактора - World Nuclear News» . www.world-nuclear-news.org .
^ АЯЭ (2015). «Справочник по эвтектическому сплаву свинец-висмут и свойствам свинца, совместимости материалов, теплогидравлике и технологиям – Издание 2015 г.». Агентство по ядерной энергии (АЯЭ) . Проверено 18 декабря 2023 г.
^ "CORDIS | Европейская комиссия" . Архивировано из оригинала 22 февраля 2014 года . Проверено 30 апреля 2014 г.
^ «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.; Купщус, П.; Айт Абдеррахим, Х.; Вандеплаше, Д.; Тернье, С.; Йонген, Ю. (2001). «МИРРА: Многоцелевая система с ускорительным приводом для исследований и разработок» (PDF) . Проверено 18 декабря 2023 г.
^ аб Абдеррахим, HA; Соболев В.; Маламбу, Э. (октябрь 2005 г.). «Проект топлива для экспериментального ADS MYRRHA». Техническое совещание по использованию НОУ в АДС. 10–12 октября 2005 г. Вена, Австрия: МАГАТЭ: 1–13 – через Academia.edu .
^ Ван ден Эйнде, Герт; Маламбу, Эдуард; Станковский, Алексей; Фернандес, Рафаэль; Баетен, Питер (3 августа 2015 г.). «Обновленный проект активной зоны многоцелевой облучательной установки МИРРА». Журнал ядерной науки и технологий . 52 (7–8): 1053–1057. Бибкод : 2015JNST...52.1053V. дои : 10.1080/00223131.2015.1026860. ISSN 0022-3131. S2CID 95326619.
^ Аб Карре, Ф.; Каведон, Дж. М.; Кнебель, Дж.; Лисовский, П.; Огава, Т.; Пули, Д.; Верстег, А.; Дюжарден, Т.; Нордборг, К. (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 декабря 2009 г., ISBN 978-92-64- 99114-9" (PDF) .
^ Эккерман, К.; Харрисон, Дж.; Мензель, Х.Г.; Клемент, Швейцария (2012). «Публикация МКРЗ 119: Сборник дозовых коэффициентов на основе публикации МКРЗ 60». Анналы МКРЗ . 41 . Публикации SAGE: 1–130. doi :10.1016/j.icrp.2012.06.038. ISSN 0146-6453. PMID 23025851. S2CID 41299926.
^ Аб Де Брюин, Дидье; Абдеррахим, Хамид Айт; Баетен, Питер; Лейзен, Пол (2015). «Проект MYRRHA ADS в Бельгии вступает в стадию начального проектирования». Процессия по физике . 66 : 75–84. Бибкод : 2015PhPro..66...75D. дои : 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 . Проверено 19 декабря 2023 г.
^ "Physics Procedia. Название прекращено с 2018 года" . ScienceDirect.com от Elsevier . 20 июня 2015 г. Проверено 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 МИРРЕ». EPJ Ядерные науки и технологии . 4 : 48. Бибкод : 2018EPJNS...4...48F. дои : 10.1051/epjn/2018044 . ISSN 2491-9292.
↑ Брукхейс, Хейн (1 февраля 2023 г.). «Создание большой науки в Бельгии». Исторические исследования в естественных науках . 53 (1): 35–70. дои : 10.1525/hsns.2023.53.1.35 . ISSN 1939-1811.
^ «Двухжидкостный реактор».
^ «Поколение IV и СМР». www.ansaldoenergia.com .
^ «Закладка фундамента для реактора БРЕСТ: Новая атомная энергия - World Nuclear News» .
^ «Сотрудничество с Uniper и KTH». www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 3 мая 2022 года . Проверено 3 мая 2022 г.
^ "СИЛЕР". www.leadcold.com . Архивировано из оригинала 31 марта 2022 года . Проверено 3 мая 2022 г.
^ "Британская Newcleo привлечет 1,1 миллиарда долларов на строительство парка небольших реакторов - The Times" . Рейтер . 19 марта 2023 г. Проверено 17 сентября 2023 г. - через www.reuters.com.
^ «Атомная энергетика: Newcleo находится на пути к тому, чтобы стать наиболее финансируемым стартапом в Европе»» . Le Monde.fr . 21 марта 2023 г. Проверено 17 сентября 2023 г. - через Le Monde.
дальнейшее чтение
Каппиелло, Майк (4 марта 2004 г.). Семинар по перспективным реакторам, топливному циклу и энергетическим продуктам для университетов. Быстрый реактор с жидкометаллическим теплоносителем из свинцового сплава. Лос-Аламосская национальная лаборатория. Семинар для университетов. Отель «Хилтон», Гейтерсбург, Мэриленд, 4 марта 2004 г. Получено с помощью Wayback Machine.
Система быстрого реактора со свинцовым охлаждением (LFR) включает в себя реактор с быстрым спектром действия свинца или эвтектического свинца/висмута с жидкометаллическим охлаждением и замкнутый топливный цикл для эффективной конверсии воспроизводящего урана и управления актинидами. С сайта Международного форума «Поколение IV» по быстрым реакторам со свинцовым теплоносителем. Схема из АЯЭ . Восстановлено с сайта web.archive.org.
Тучек, Камил; Карлссон, Йохан; Видер, Хартмут (2006). «Сравнение быстрых реакторов с натриевым и свинцовым теплоносителем относительно физических аспектов реактора, серьезных проблем безопасности и экономики». Ядерная инженерия и дизайн . 236 (14–16): 1589–1598. doi :10.1016/j.nucengdes.2006.04.019.
Крамер, Эндрю Э. (18 марта 2010 г.). «Российская атомная отрасль стремится получить прибыль от альтернативных видов топлива». Нью-Йорк Таймс . Проверено 21 декабря 2023 г.
Внешние ссылки
«Международный форум «Поколение IV: Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем (БСР)». gen-4.org . 14 февраля 2023 г. Проверено 21 декабря 2023 г.
Национальная лаборатория Айдахо: Быстрый реактор со свинцовым охлаждением – Информационный бюллетень [ мертвая ссылка ]
Транспорт аэрозоля тяжелых металлов в быстром реакторе с свинцово-висмутовым теплоносителем и внутрикорпусным прямоконтактным парогенерированием. (с сайта web.archive.org)
Сравнительные расчеты реактора на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем РБЭК-М [ мертвая ссылка ]
