stringtranslate.com

Реактор-размножитель

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

Реактор -размножитель — это ядерный реактор , который производит больше расщепляющегося материала , чем потребляет. [1] Эти реакторы могут работать на более доступных изотопах урана и тория , таких как уран-238 и торий-232 , в отличие от редкого урана-235 , который используется в обычных реакторах. Эти материалы называются воспроизводящими материалами, поскольку они могут быть преобразованы в топливо этими реакторами-размножителями.

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

Поначалу реакторы-размножители казались привлекательными, поскольку они более полно использовали урановое топливо, чем легководные реакторы , но интерес к ним снизился после 1960-х годов, поскольку были обнаружены новые запасы урана [2] , а новые методы обогащения урана снизили затраты на топливо.

Типы

Производство тяжелых трансурановых актинидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах посредством захвата нейтронов и распадов. Начиная с урана-238, производятся изотопы плутония, америция и кюрия. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах все эти изотопы могут сжигаться в качестве топлива.

Возможны многие типы реакторов-размножителей:

«Размножитель» — это просто ядерный реактор, разработанный для очень высокой нейтронной экономии с соответствующим коэффициентом конверсии выше 1,0. В принципе, почти любая конструкция реактора может быть переделана в размножитель. Например, легководный реактор , сильно замедлительная тепловая конструкция, развилась в концепцию быстрого реактора [3] , использующего легкую воду в сверхкритической форме низкой плотности для увеличения нейтронной экономии, достаточной для воспроизводства.

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

Существующие конструкции реакторов иногда делятся на две широкие категории на основе их нейтронного спектра, который обычно разделяет те, которые разработаны для использования в основном урана и трансурановых элементов, от тех, которые разработаны для использования тория и избегания трансурановых элементов. Эти конструкции:

Реактор на быстрых нейтронах

Схематическая диаграмма, показывающая разницу между типами Loop и Pool LMFBR

Все современные крупномасштабные электростанции FBR представляли собой реакторы на быстрых нейтронах с жидким металлом (LMFBR), охлаждаемые жидким натрием . Они имели одну из двух конструкций: [1] : 43 

По состоянию на 2017 год существует только два коммерчески эксплуатируемых реактора-размножителя : реактор БН-600 мощностью 560 МВт и реактор БН-800 мощностью 880 МВт. Оба являются российскими реакторами с натриевым охлаждением. В конструкциях в качестве основного теплоносителя используется жидкий металл для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, вырабатывающих электроэнергию. FBR были построены с охлаждением жидкими металлами, отличными от натрия — некоторые ранние FBR использовали ртуть ; другие экспериментальные реакторы использовали сплав натрия и калия . Оба имеют то преимущество, что они являются жидкостями при комнатной температуре, что удобно для экспериментальных установок, но менее важно для пилотных или полномасштабных электростанций.

Три из предлагаемых типов реакторов поколения IV — это реакторы FBR: [4]

FBR обычно используют смешанное оксидное топливо , содержащее до 20% диоксида плутония (PuO 2 ) и не менее 80% диоксида урана (UO 2 ). Другим вариантом топлива являются металлические сплавы , обычно смесь урана, плутония и циркония (используется, потому что он «прозрачен» для нейтронов). Обогащенный уран может использоваться сам по себе.

Многие конструкции окружают активную зону реактора слоем труб, содержащих неделящийся уран-238, который, захватывая быстрые нейтроны из реакции в активной зоне, преобразуется в делящийся плутоний-239 (как и часть урана в активной зоне), который затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR полагаются на геометрию топлива (которое также содержит уран-238), расположенную для достижения достаточного захвата быстрых нейтронов. Сечение деления плутония-239 (или делящегося урана-235) намного меньше в быстром спектре, чем в тепловом спектре, как и соотношение между сечением деления 239 Pu/ 235 U и сечением поглощения 238 U. Это увеличивает концентрацию 239 Pu/ 235 U, необходимую для поддержания цепной реакции , а также соотношение воспроизводства к делению. [5] С другой стороны, быстрый реактор вообще не нуждается в замедлителе для замедления нейтронов , используя преимущество быстрых нейтронов, производящих большее количество нейтронов за деление, чем медленные нейтроны. По этой причине обычная жидкая вода , являющаяся замедлителем и поглотителем нейтронов , является нежелательным первичным теплоносителем для быстрых реакторов. Поскольку для охлаждения реактора требуется большое количество воды в активной зоне, выход нейтронов и, следовательно, воспроизводство 239 Pu сильно страдают. Теоретическая работа была проделана над реакторами с водой с пониженным замедлением , которые могут иметь достаточно быстрый спектр, чтобы обеспечить коэффициент воспроизводства немного больше 1. Это, вероятно, приведет к неприемлемому снижению мощности и высоким затратам в реакторе с жидководным охлаждением, но сверхкритический водный теплоноситель сверхкритического водяного реактора (SCWR) имеет достаточную теплоемкость, чтобы обеспечить адекватное охлаждение с меньшим количеством воды, что делает водоохлаждаемый реактор с быстрым спектром практической возможностью. [3]

Тип теплоносителей, температуры и спектр быстрых нейтронов ставят материал оболочки твэла (обычно аустенитную нержавеющую или ферритно-мартенситную сталь) в экстремальные условия. Понимание радиационного повреждения, взаимодействия теплоносителя, напряжений и температур необходимо для безопасной эксплуатации любой активной зоны реактора. Все материалы, используемые до сих пор в быстрых реакторах с натриевым охлаждением, имеют известные ограничения. [6] Легированная сталь, упрочненная оксидной дисперсией, рассматривается как долгосрочный радиационно-стойкий материал оболочки твэла, который может преодолеть недостатки сегодняшнего выбора материалов.

Интегральный быстрый реактор

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

Для решения проблемы утилизации отходов на IFR имелась установка электрохимической переработки топлива, которая перерабатывала уран и все трансурановые элементы (не только плутоний) с помощью гальванопокрытия , оставляя в отходах только продукты деления с коротким периодом полураспада . Некоторые из этих продуктов деления впоследствии можно было отделить для промышленного или медицинского использования, а остальные отправить в хранилище отходов. Система пирообработки IFR использует расплавленные кадмиевые катоды и электрорафинеры для переработки металлического топлива непосредственно на месте в реакторе. [9] Такие системы смешивают все второстепенные актиниды как с ураном, так и с плутонием. Системы компактны и автономны, поэтому нет необходимости вывозить какой-либо материал, содержащий плутоний, с места расположения реактора-размножителя. Реакторы-размножители, включающие такую ​​технологию, скорее всего, будут спроектированы с коэффициентами воспроизводства, очень близкими к 1,00, так что после первоначальной загрузки обогащенного урана и/или плутониевого топлива реактор затем будет заправляться только небольшими поставками природного урана . Количество природного урана, эквивалентное блоку размером с молочный ящик, доставляемому один раз в месяц, будет всем топливом, которое потребуется такому реактору мощностью 1 гигаватт. [10] Такие автономные размножители в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самоподдерживающаяся конечная цель проектировщиков ядерных реакторов. [11] [5] Проект был отменен в 1994 году министром энергетики США Хейзел О'Лири . [12] [13]

Другие быстрые реакторы

Графитовый сердечник реактора на расплавленной соли

Первый быстрый реактор, построенный и эксплуатируемый, был Los Alamos Plutonium Fast Reactor (« Clementine ») в Лос-Аламосе, штат Нью-Мексико. [14] Clementine работал на Ga-стабилизированном Pu в дельта-фазе и охлаждался ртутью. Он содержал «окно» Th-232 в ожидании экспериментов по селекции, но никаких отчетов об этой особенности предоставлено не было.

Другой предлагаемый быстрый реактор — это быстрый реактор на расплавленной соли , в котором замедляющие свойства расплавленной соли незначительны. Обычно это достигается путем замены легких фторидов металлов (например, LiF, BeF 2 ) в носителе соли на более тяжелые хлориды металлов (например, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Было построено несколько прототипов FBR, с электрической мощностью от эквивалента нескольких лампочек ( EBR-I , 1951) до более 1000  МВт . По состоянию на 2006 год эта технология экономически не конкурентоспособна по сравнению с технологией тепловых реакторов, но Индия , Япония, Китай, Южная Корея и Россия вкладывают значительные исследовательские фонды в дальнейшую разработку быстрых реакторов-размножителей, ожидая, что рост цен на уран изменит это в долгосрочной перспективе. Германия, напротив, отказалась от этой технологии из-за проблем безопасности. Быстрый реактор-размножитель SNR-300 был закончен через 19 лет, несмотря на перерасход средств, составивший в общей сложности 3,6 млрд евро , но затем был заброшен. [15]

Тепловой реактор-размножитель

Реактор Shippingport, использовавшийся в качестве прототипа легководного реактора-размножителя в течение пяти лет, начиная с августа 1977 года.

Усовершенствованный тяжеловодный реактор является одним из немногих предлагаемых крупномасштабных применений тория. [16] Индия разрабатывает эту технологию, мотивируя это значительными запасами тория; почти треть мировых запасов тория находится в Индии, которая не имеет значительных запасов урана.

Третьей и последней активной зоной реактора атомной электростанции Shippingport мощностью 60 МВт был легководный ториевый бридер, который начал работать в 1977 году. [17] Он использовал таблетки, изготовленные из диоксида тория и оксида урана-233; первоначально содержание U-233 в таблетках составляло 5–6% в затравочной области, 1,5–3% в области бланкета и ничего в области отражателя. Он работал на мощности 236 МВт, генерируя 60 МВт, и в конечном итоге произвел более 2,1 миллиарда киловатт-часов электроэнергии. Через пять лет активная зона была удалена и обнаружила, что в ней содержится почти на 1,4% больше делящегося материала, чем при установке, что свидетельствует о том, что воспроизводство из тория произошло. [18] [19]

Реактор с жидким фторидом тория также планируется как термический бридер тория. Реакторы с жидким фторидом могут иметь привлекательные особенности, такие как внутренняя безопасность, отсутствие необходимости в производстве топливных стержней и, возможно, более простая переработка жидкого топлива. Эта концепция была впервые исследована в ходе эксперимента по реактору на расплавленной соли в Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах. С 2012 года она стала предметом возобновленного интереса во всем мире. [20]

Топливные ресурсы

Реакторы-размножители, в принципе, могли бы извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории, уменьшая потребность в топливе в 100 раз по сравнению с широко используемыми прямоточными легководными реакторами, которые извлекают менее 1% энергии из актинидного металла (урана или тория), добываемого из земли. [11] Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей могла бы значительно снизить беспокойство по поводу поставок топлива, энергии, используемой в горнодобывающей промышленности, и хранения радиоактивных отходов. При извлечении урана из морской воды (в настоящее время слишком дорого, чтобы быть экономически выгодным) для реакторов-размножителей достаточно топлива, чтобы удовлетворить мировые потребности в энергии в течение 5 миллиардов лет при общем уровне потребления энергии 1983 года, что делает ядерную энергию фактически возобновляемой энергией . [21] [22] В дополнение к морской воде, средние гранитные породы земной коры содержат значительные количества урана и тория, которые с реакторами-размножителями могут поставлять обильную энергию на оставшийся срок службы солнца на главной последовательности звездной эволюции. [23]

Ядерные отходы

В общих чертах, отработанное ядерное топливо состоит из трех основных компонентов. Первый состоит из продуктов деления , оставшихся фрагментов атомов топлива после их расщепления для высвобождения энергии. Продукты деления бывают десятками элементов и сотнями изотопов, все они легче урана. Вторым основным компонентом отработанного топлива являются трансурановые элементы (атомы тяжелее урана), которые образуются из урана или более тяжелых атомов в топливе, когда они поглощают нейтроны, но не подвергаются делению. Все трансурановые изотопы попадают в ряд актиноидов в периодической таблице , и поэтому их часто называют актинидами. Самым большим компонентом является оставшийся уран, который составляет около 98,25% урана-238, 1,1% урана-235 и 0,65% урана-236. U-236 образуется в результате реакции захвата без деления, где U-235 поглощает нейтрон, но выделяет только высокоэнергетическое гамма-излучение вместо того, чтобы подвергнуться делению.

Физическое поведение продуктов деления заметно отличается от поведения актинидов. В частности, продукты деления не подвергаются делению и поэтому не могут использоваться в качестве ядерного топлива. Действительно, поскольку продукты деления часто являются нейтронными ядами (поглощающими нейтроны, которые могут использоваться для поддержания цепной реакции), продукты деления рассматриваются как ядерный «пепел», оставшийся от потребления делящихся материалов. Более того, только семь долгоживущих изотопов продуктов деления имеют период полураспада более ста лет, что делает их геологическое хранение или утилизацию менее проблематичными, чем для трансурановых материалов. [29]

С ростом беспокойства по поводу ядерных отходов, циклы воспроизводящего топлива вновь стали объектом интереса, поскольку они могут сократить отходы актинидов, в частности плутония и младших актинидов. [30] Реакторы-размножители предназначены для деления отходов актинидов в качестве топлива и, таким образом, преобразования их в большее количество продуктов деления. После того, как отработанное ядерное топливо удаляется из легководного реактора, оно претерпевает сложный профиль распада, поскольку каждый нуклид распадается с разной скоростью. Существует большой разрыв в периодах полураспада продуктов деления по сравнению с трансурановыми изотопами. Если трансурановые элементы остаются в отработанном топливе, через 1000–100 000 лет медленный распад этих трансурановых элементов будет генерировать большую часть радиоактивности в этом отработанном топливе. Таким образом, удаление трансурановых элементов из отходов устраняет большую часть долгосрочной радиоактивности отработанного ядерного топлива. [31]

Сегодняшние коммерческие реакторы на легкой воде действительно производят некоторое количество нового расщепляющегося материала, в основном в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как бридеры, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний, чтобы заменить потребляемый уран-235. Тем не менее, по крайней мере треть энергии, вырабатываемой коммерческими ядерными реакторами, поступает от деления плутония, образующегося в топливе. [32] Даже при таком уровне потребления плутония реакторы на легкой воде потребляют только часть плутония и младших актинидов, которые они производят, и нерасщепляющиеся изотопы плутония накапливаются вместе со значительным количеством других младших актинидов. [33]

Размножающиеся топливные циклы вновь привлекли интерес из-за их потенциала по сокращению отходов актинидов, в частности различных изотопов плутония и младших актинидов (нептуния, америция, кюрия и т. д.). [30] Поскольку реакторы-размножители в замкнутом топливном цикле будут использовать почти все изотопы этих актинидов, подаваемых в них в качестве топлива, их потребности в топливе будут сокращены примерно в 100 раз. Объем отходов, которые они генерируют, также будет сокращен примерно в 100 раз. Хотя объем отходов от реактора-размножителя значительно сократится, активность отходов примерно такая же, как и у легководного реактора. [34]

Отходы реактора-размножителя имеют разное поведение распада, поскольку они состоят из разных материалов. Отходы реактора-размножителя в основном представляют собой продукты деления, тогда как отходы реактора на легкой воде в основном представляют собой неиспользованные изотопы урана и большое количество трансурановых элементов. После того, как отработанное ядерное топливо было извлечено из реактора на легкой воде более чем на 100 000 лет, трансурановые элементы будут основным источником радиоактивности. Их устранение устранит большую часть долгосрочной радиоактивности отработанного топлива. [31]

В принципе, циклы бридерного топлива могут перерабатывать и потреблять все актиниды, [21] оставляя только продукты деления. Как показывает график в этом разделе, продукты деления имеют своеобразный «разрыв» в своих совокупных периодах полураспада, так что ни один из продуктов деления не имеет периода полураспада от 91 до 200 000 лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов из FBR быстро упадет до низкого уровня долгоживущих продуктов деления . Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых элементов от отработанного топлива. Если используемые методы переработки топлива оставляют большую долю трансурановых элементов в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено. [11]

Быстрые нейтроны FBR могут расщеплять ядра актинидов с четным числом как протонов, так и нейтронов. Такие ядра обычно не имеют низкоскоростных резонансов «тепловых нейтронов» , характерных для делящегося топлива, используемого в LWR. [35] Ториевый топливный цикл по своей сути производит более низкие уровни тяжелых актинидов. Воспроизводящий материал в ториевом топливном цикле имеет атомный вес 232, в то время как воспроизводящий материал в урановом топливном цикле имеет атомный вес 238. Эта разница масс означает, что торию-232 требуется еще шесть событий захвата нейтронов на ядро, прежде чем могут быть получены трансурановые элементы. В дополнение к этой простой разнице масс реактор получает две возможности для деления ядер по мере увеличения массы: сначала как эффективные ядра топлива U233, а затем, поглощая еще два нейтрона, снова как ядра топлива U235. [36] [37]

Реактор, главной целью которого является уничтожение актинидов, а не увеличение запасов делящегося топлива, иногда называют реактором-горелкой . И воспроизводство, и сжигание зависят от хорошей нейтронной экономии, и многие конструкции могут делать и то, и другое. Конструкции-горелки окружают ядро ​​воспроизводящим слоем воспроизводящего материала. Сжигатели отходов окружают ядро ​​невоспроизводящими отходами, которые должны быть уничтожены. Некоторые конструкции добавляют отражатели или поглотители нейтронов. [5]

Дизайн

Коэффициент преобразования

Одним из показателей производительности реактора является «коэффициент конверсии», определяемый как отношение количества новых произведенных делящихся атомов к потребленным делящимся атомам. Все предлагаемые ядерные реакторы, за исключением специально разработанных и эксплуатируемых актинидных сжигателей [5], испытывают некоторую степень конверсии. Пока в нейтронном потоке реактора есть какое-то количество воспроизводящего материала, всегда создается некоторое количество нового делящегося материала. Когда коэффициент конверсии больше 1, его часто называют «коэффициентом воспроизводства».

Например, обычно используемые легководные реакторы имеют коэффициент преобразования около 0,6. Тяжеловодные реакторы под давлением, работающие на природном уране, имеют коэффициент преобразования 0,8. [40] В реакторе-размножителе коэффициент преобразования выше 1. «Безубыточность» достигается, когда коэффициент преобразования достигает 1,0 и реактор производит столько расщепляющегося материала, сколько потребляет.

Время удвоения

Время удвоения — это количество времени, которое потребуется реактору-размножителю для производства достаточного количества нового расщепляющегося материала для замены исходного топлива и дополнительно для производства эквивалентного количества топлива для другого ядерного реактора. Это считалось важным показателем производительности размножителя в ранние годы, когда считалось, что уран дефицитен. Однако, поскольку уран более распространен, чем считалось в ранние дни разработки ядерных реакторов, и учитывая количество плутония, доступного в отработанном топливе реактора, время удвоения стало менее важным показателем в современной конструкции реактора-размножителя. [41] [42]

Выгорание

« Выгорание » — это мера того, сколько энергии было извлечено из заданной массы тяжелого металла в топливе, часто выражаемая (для энергетических реакторов) в терминах гигаватт-дней на тонну тяжелого металла. Выгорание — важный фактор в определении типов и распространенности изотопов, производимых реактором деления. Реакторы-размножители по своей конструкции имеют высокое выгорание по сравнению с обычным реактором, поскольку реакторы-размножители производят больше своих отходов в виде продуктов деления, в то время как большинство или все актиниды должны быть разделены и уничтожены. [43]

В прошлом разработка реакторов-размножителей была сосредоточена на реакторах с низкими коэффициентами воспроизводства, от 1,01 для реактора Shippingport [44] [45], работающего на ториевом топливе и охлаждаемого обычной легкой водой, до более 1,2 для советского реактора с жидкометаллическим охлаждением BN-350 . [46] Теоретические модели реакторов-размножителей с жидким натриевым теплоносителем, протекающим по трубкам внутри топливных элементов (конструкция «труба в оболочке») предполагают, что коэффициенты воспроизводства не менее 1,8 возможны в промышленных масштабах. [47] Советский испытательный реактор BR-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в некоммерческих условиях. [48]

Переработка

Деление ядерного топлива в любом реакторе неизбежно производит поглощающие нейтроны продукты деления . Затем воспроизводящий материал из реактора-размножителя необходимо переработать, чтобы удалить эти нейтронные яды . Этот шаг необходим для полного использования возможности воспроизводить столько же или больше топлива, чем потребляется. Любая переработка может представлять собой проблему распространения , поскольку она может извлекать пригодный для оружия материал из отработанного топлива. [49] Наиболее распространенная технология переработки, PUREX , представляет особую проблему, поскольку она была специально разработана для разделения плутония. Ранние предложения по топливному циклу реактора-размножителя вызывали еще большую проблему распространения, поскольку они использовали PUREX для разделения плутония в весьма привлекательной изотопной форме для использования в ядерном оружии. [50] [51]

Несколько стран разрабатывают методы переработки, которые не отделяют плутоний от других актинидов. Например, неводный пирометаллургический электролизный процесс, используемый для переработки топлива из интегрального быстрого реактора , оставляет большие количества радиоактивных актинидов в топливе реактора. [11] Более традиционные системы переработки на водной основе включают SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX и TRUEX, а также предложения по объединению PUREX с этими и другими сопутствующими процессами. Все эти системы имеют умеренно лучшую устойчивость к распространению, чем PUREX, хотя уровень их принятия низок. [52 ] [53] [54]

В ториевом цикле торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается на уран-233. Если протактиний остается в реакторе, также производятся небольшие количества урана-232, который имеет сильный гамма-излучатель таллий-208 в своей цепочке распада. Подобно конструкциям с урановым топливом, чем дольше топливо и воспроизводящий материал остаются в реакторе, тем больше этих нежелательных элементов накапливается. В предполагаемых коммерческих ториевых реакторах будут накапливаться высокие уровни урана-232, что приведет к чрезвычайно высоким дозам гамма-излучения от любого урана, полученного из тория. Эти гамма-лучи усложняют безопасное обращение с оружием и проектирование его электроники; это объясняет, почему уран-233 никогда не использовался для оружия за пределами демонстраций, подтверждающих концепцию. [55]

Хотя ториевый цикл может быть устойчивым к распространению в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия урана-232), он представляет риск распространения из-за альтернативного пути извлечения урана-233, который включает химическое извлечение протактиния-233 и предоставление ему возможности распадаться до чистого урана-233 вне реактора. Этот процесс является очевидной химической операцией, которая не требуется для нормальной работы этих конструкций реакторов, но она может реально произойти вне надзора таких организаций, как Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ), и, таким образом, должна быть защищена от этого. [56]

Производство

Как и многие аспекты ядерной энергетики, быстрые реакторы-размножители на протяжении многих лет были предметом многочисленных споров. В 2010 году Международная группа экспертов по расщепляющимся материалам заявила: «После шести десятилетий и расходов, эквивалентных десяткам миллиардов долларов, обещания реакторов-размножителей остаются в значительной степени невыполненными, и усилия по их коммерциализации неуклонно сокращаются в большинстве стран». В Германии, Великобритании и Соединенных Штатах программы разработки реакторов-размножителей были заброшены. [57] [58] Обоснование для разработки реакторов-размножителей — иногда явное, а иногда и неявное — основывалось на следующих ключевых предположениях: [58] [59]

Некоторые бывшие сторонники антиядерной энергетики стали сторонниками ядерной энергетики как чистого источника электроэнергии, поскольку реакторы-размножители эффективно перерабатывают большую часть своих отходов. Это решает одну из самых важных негативных проблем ядерной энергетики. В документальном фильме « Обещание Пандоры » приводятся доводы в пользу реакторов-размножителей, поскольку они обеспечивают реальную высококиловаттную альтернативу энергии ископаемого топлива. Согласно фильму, один фунт урана дает столько же энергии, сколько 5000 баррелей нефти . [63] [64]

Известные реакторы

Советский Союз построил ряд быстрых реакторов, первый из которых был с ртутным охлаждением и топливом из металлического плутония, а более поздние установки с натриевым охлаждением и топливом из оксида плутония. БР-1 (1955) имел мощность 100 Вт (тепловая), за ним последовал БР-2 на 100 кВт, а затем БР-5 на 5 МВт. [48] БОР-60 (первая критичность 1969) имел мощность 60 МВт, его строительство началось в 1965 году. [71]

Будущие растения

Китайский экспериментальный быстрый реактор представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым охлаждением мощностью 65 МВт (тепловая), 20 МВт (электрическая), расчетным сроком службы 30 лет и целевым выгоранием 100 МВт·сут/кг.

Индия

Индия десятилетиями пыталась разработать реакторы-размножители на быстрых нейтронах, но терпела постоянные задержки. [72] К декабрю 2024 года прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах должен быть завершен и введен в эксплуатацию. [73] [74] [75] Программа предполагает использование фертильного тория-232 для воспроизводства расщепляющегося урана-233. Индия также занимается технологией реактора-размножителя на торие. Внимание Индии к торию обусловлено большими запасами страны, хотя известные мировые запасы тория в четыре раза превышают запасы урана. Департамент атомной энергии Индии заявил в 2007 году, что он одновременно построит еще четыре реактора-размножителя мощностью 500 МВт каждый, включая два в Калпаккаме . [76] [ требуется обновление ]

BHAVINI , индийская атомная энергетическая компания, была основана в 2003 году для строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации всех быстрых реакторов-размножителей II этапа, предусмотренных трехэтапной программой атомной энергетики Индии . Для продвижения этих планов FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым охлаждением и мощностью 600 МВт. [77] [78] [75]

Китай

Экспериментальный быстрый реактор Китая — это прототип мощностью 25 МВт (эл.) для запланированного прототипа быстрого реактора Китая. [79] Он начал вырабатывать электроэнергию в 2011 году . [80] Китай инициировал научно-исследовательский и опытно-конструкторский проект в области технологии термического реактора-размножителя на основе расплавленной соли тория (реактор на жидком фториде тория), официально объявленный на ежегодной конференции Китайской академии наук в 2011 году. Его конечной целью было исследование и разработка ядерной системы на основе расплавленной соли тория в течение примерно 20 лет. [81] [82] [ требуется обновление ]

Южная Корея

Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного реактора FBR для экспорта в дополнение к уже разработанным и построенным проектам стандартизированного реактора с водой под давлением и реактора CANDU , но пока не взяла на себя обязательство по созданию прототипа.

Разрезная модель реактора БН-600, замененного семейством реакторов БН-800
Строительство реактора БН-800

Россия

Россия планирует значительно увеличить свой парк быстрых реакторов-размножителей. Реактор БН-800 (800 МВт) в Белоярске был завершен в 2012 году, став преемником меньшего БН-600 . [83] Он вышел на полную мощность в 2016 году. [84] Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1200 МВт) были запланированы на 2018 год, а два дополнительных реактора БН-1200 были построены к концу 2030 года. [85] Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы улучшить конструкцию топлива после получения большего опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из-за проблем со стоимостью. [86]

Экспериментальный быстрый реактор со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате в Северске . Конструкция БРЕСТ ( ‹См. Tfd› Русский : быстрый реактор со свинцовым теплоносителем , Английский: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем ) рассматривается как преемник серии БН, а блок мощностью 300 МВт на СХК может стать предшественником версии мощностью 1200 МВт для широкого развертывания в качестве коммерческого энергоблока. Программа разработки является частью Федеральной программы «Перспективные ядерные технологии» на 2010–2020 годы, которая направлена ​​на использование быстрых реакторов для повышения эффективности использования урана при «сжигании» радиоактивных веществ, которые в противном случае были бы утилизированы как отходы. Его активная зона будет иметь размеры около 2,3 метра в диаметре и 1,1 метра в высоту и содержать 16 тонн топлива. Блок будет перезагружаться каждый год, при этом каждый топливный элемент будет находиться в активной зоне в общей сложности пять лет. Температура свинцового теплоносителя составит около 540 °C, что даст высокий КПД 43%, первичное производство тепла 700 МВт, дающее электрическую мощность 300 МВт. Срок эксплуатации блока может составить 60 лет. Ожидается, что проектирование будет завершено НИКИЭТ в 2014 году для строительства между 2016 и 2020 годами. [87]

Япония

В 2006 году США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследовании и разработке быстрых реакторов с натриевым охлаждением в поддержку Глобального партнерства по ядерной энергии . [88] В 2007 году японское правительство выбрало Mitsubishi Heavy Industries в качестве «основной компании по разработке FBR в Японии». Вскоре после этого была запущена Mitsubishi FBR Systems для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR. [89]

Ядерный полигон Маркуль во Франции, местонахождение Феникса ( слева)

Франция

В 2010 году французское правительство выделило 651,6 млн евро Комиссариату по атомной энергии для завершения разработки проекта ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), проекта реактора четвертого поколения мощностью 600 МВт, который должен быть завершен в 2020 году. [90] [91] В 2013 году Великобритания проявила интерес к реактору PRISM и работала совместно с Францией над разработкой ASTRID. В 2019 году CEA объявила, что этот проект не будет построен до середины века. [92]

Соединенные Штаты

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог в Teledyne Brown Engineering , долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов на жидком фториде тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, нацеленную на разработку проектов реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для обеспечения военных баз. [93] [94] [95] [96]

В октябре 2010 года GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами объекта Savannah River Министерства энергетики США , который должен был разрешить строительство демонстрационной установки на основе быстрого реактора-размножителя S-PRISM компании до того, как проект получит полное лицензионное одобрение Комиссии по ядерному регулированию . [97] В октябре 2011 года The Independent сообщила, что Управление по выводу из эксплуатации ядерных объектов Великобритании (NDA) и старшие советники Министерства энергетики и изменения климата (DECC) запросили технические и финансовые подробности PRISM, отчасти как средство сокращения запасов плутония в стране. [98]

Реактор на бегущей волне, предложенный в патенте Intellectual Ventures, представляет собой быстрый реактор-размножитель, разработанный так, чтобы не нуждаться в переработке топлива в течение десятилетий срока службы реактора. Волна разведения-горения в конструкции TWR не перемещается от одного конца реактора к другому, а постепенно изнутри наружу. Более того, поскольку состав топлива изменяется посредством ядерной трансмутации, топливные стержни постоянно перетасовываются внутри активной зоны для оптимизации потока нейтронов и использования топлива в любой заданный момент времени. Таким образом, вместо того, чтобы позволить волне распространяться через топливо, само топливо перемещается через в значительной степени стационарную волну горения. Это противоречит многим сообщениям СМИ, которые популяризировали эту концепцию как свечеобразный реактор с областью горения, которая движется вниз по палочке топлива. Заменяя статическую конфигурацию активной зоны на активно управляемое ядро ​​«стоячей волны» или «солитон», конструкция TerraPower избегает проблемы охлаждения сильно изменчивой области горения. В этом сценарии реконфигурация топливных стержней выполняется удаленно с помощью роботизированных устройств; Во время процедуры защитный сосуд остается закрытым, и простоев не возникает. [99]

Смотрите также

Ссылки

  1. ^ ab Waltar AE, Reynolds AB (1981). Реакторы на быстрых нейтронах. Нью-Йорк: Pergamon Press. ISBN 978-0-08-025983-3. Архивировано из оригинала 5 января 2014 . Получено 4 июня 2016 .
  2. ^ Хельмрайх, Дж. Э. Сбор редких руд: дипломатия приобретения урана, 1943–1954 гг ., Принстонский университет, 1986: гл. 10 ISBN 0-7837-9349-9 . 
  3. ^ ab T. Nakatsuka; et al. Текущее состояние исследований и разработок сверхкритических водоохлаждаемых быстрых реакторов (супербыстрых реакторов) в Японии . Представлено на заседании технического комитета МАГАТЭ по SCWR в Пизе, 5–8 июля 2010 г.
  4. ^ "Технологическая дорожная карта для ядерных энергетических систем поколения IV" (PDF) . Международный форум поколения IV . Декабрь 2002 г. GIF-002-00. Архивировано (PDF) из оригинала 1 июля 2015 г. . Получено 1 июля 2015 г. .
  5. ^ abcd EA Hoffman; WS Yang; RN Hill. «Предварительные исследования конструкции активной зоны для усовершенствованного реактора сгорания в широком диапазоне коэффициентов преобразования» (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . ANL-AFCI-177.
  6. ^ Дэвис, Томас П. (2018). «Обзор материалов на основе железа, применимых для топлива и активной зоны будущих натриевых быстрых реакторов (SFR)» (PDF) . Управление по ядерному регулированию . Архивировано (PDF) из оригинала 3 января 2019 г. . Получено 2 января 2019 г. .
  7. ^ "The Integral Fast Reactor". Реакторы, разработанные Аргоннской национальной лабораторией . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала 17 сентября 2013 года . Получено 20 мая 2013 года .
  8. ^ "Анализ национальной политики № 378: Интегральные быстрые реакторы: источник безопасной, обильной, не загрязняющей окружающую среду энергии – декабрь 2001 г.". Архивировано из оригинала 25 января 2016 г. Получено 13 октября 2007 г.
  9. ^ Ханнум, WH, Марш, GE и Стэнфорд, GS (2004). PUREX и PYRO — это не одно и то же Архивировано 23 января 2022 г. на Wayback Machine . Физика и общество, июль 2004 г.
  10. ^ Вашингтонский университет (2004). Энергетические цифры: энергия в естественных процессах и потреблении человеком, некоторые цифры Архивировано 15 сентября 2012 года на Wayback Machine . Получено 16 октября 2007 года.
  11. ^ abcd "Технологии пирообработки: переработка отработанного ядерного топлива для устойчивого энергетического будущего" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано (PDF) из оригинала 19 февраля 2013 г.
  12. ^ Кирш, Стив. "Проект интегрального быстрого реактора (IFR): Конгресс Q&A". Архивировано из оригинала 16 декабря 2012 года . Получено 25 декабря 2012 года .
  13. ^ Стэнфорд, Джордж С. «Комментарии по ошибочному прекращению проекта IFR» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 15 декабря 2012 г. . Получено 25 декабря 2012 г. .
  14. ^ abc Patenaude, Hannah K.; Freibert, Franz J. (3 июля 2023 г.). «О, моя дорогая Клементина: Подробная история и хранилище данных быстрого реактора плутония в Лос-Аламосе». Ядерные технологии . 209 (7): 963–1007. doi :10.1080/00295450.2023.2176686. ISSN  0029-5450.
  15. ^ Вернер Мейер-Ларсен: Der Koloß von Kalkar . Der Spiegel 43/1981, от 19 октября 1981 г., S. 42–55. [[ "Der Koloß von Kalkar", Der Spiegel , 13 сентября.]] (немецкий)
  16. ^ "Thorium". Архивировано из оригинала 19 апреля 2012 года . Получено 14 июня 2012 года .
  17. ^ "Атомная электростанция Шиппингпорт: национальный исторический памятник машиностроения" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 ноября 2007 г.
  18. ↑ Адамс, Род (1 октября 1995 г.). «Реактор-размножитель на легкой воде: адаптация проверенной системы». Архивировано из оригинала 28 октября 2012 г. Получено 2 октября 2012 г.
  19. ^ Торий Архивировано 19 апреля 2012 г. на Wayback Machine информация от Всемирной ядерной ассоциации
  20. ^ Stenger, Victor (12 января 2012 г.). «LFTR: долгосрочное энергетическое решение?». Huffington Post . Архивировано из оригинала 22 декабря 2016 г. Получено 30 сентября 2012 г.
  21. ^ ab Cohen, Bernard L. "Breeder Reactors: A renewable energy source" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано из оригинала (PDF) 14 января 2013 г. Получено 25 декабря 2012 г.
  22. ^ Вайнберг, А. М. и Р. П. Хаммонд (1970). «Ограничения использования энергии», Am. Sci. 58, 412.
  23. ^ «В граните есть атомная энергия». 8 февраля 2013 г.
  24. ^ Плюс радий (элемент 88). Хотя на самом деле он является субактинидом, он непосредственно предшествует актинию (89) и следует за трехэлементным промежутком нестабильности после полония (84), где ни один нуклид не имеет периода полураспада не менее четырех лет (самый долгоживущий нуклид в промежутке — радон-222 с периодом полураспада менее четырех дней ). Самый долгоживущий изотоп радия, с периодом полураспада 1600 лет, таким образом, заслуживает включения элемента сюда.
  25. ^ В частности, из деления урана-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  26. ^ Milsted, J.; Friedman, AM; Stevens, CM (1965). "Период альфа-полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248". Nuclear Physics . 71 (2): 299. Bibcode : 1965NucPh..71..299M. doi : 10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    «Изотопный анализ выявил вид с массой 248 в постоянном количестве в трех образцах, проанализированных в течение периода около 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk 248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Роста Cf 248 обнаружено не было, а нижний предел для периода полураспада β − можно установить на уровне около 10 4 [лет]. Альфа-активности, приписываемой новому изомеру, не обнаружено; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет]».
  27. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до « моря нестабильности ».
  28. ^ Исключая « классически стабильные » нуклиды с периодами полураспада, значительно превышающими период полураспада 232Th ; например, в то время как период полураспада 113mCd составляет всего четырнадцать лет, период полураспада 113Cd составляет восемь квадриллионов лет.
  29. ^ "Управление радиоактивными отходами". Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 21 сентября 2013 года . Получено 19 сентября 2013 года .
  30. ^ ab "Supply of Uranium". World Nuclear Association. Архивировано из оригинала 12 февраля 2013 года . Получено 11 марта 2012 года .
  31. ^ ab Bodansky, David (январь 2006 г.). «Состояние утилизации ядерных отходов». Физика и общество . 35 (1). Американское физическое общество. Архивировано из оригинала 16 мая 2008 г. Получено 30 июля 2012 г.
  32. ^ "Информационный документ 15". Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 года . Получено 15 декабря 2012 года .
  33. ^ U. Mertyurek; MW Francis; IC Gauld. "Анализ изотопных составов отработанного ядерного топлива BWR по шкале SCALE 5 для исследований безопасности" (PDF) . ORNL/TM-2010/286 . OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY. Архивировано (PDF) из оригинала 17 февраля 2013 г. . Получено 25 декабря 2012 г. .
  34. ^ "Fast Breeder Reactors" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 29 марта 2016 года . Получено 4 июня 2016 года .
  35. ^ "Neutron Cross Sections4.7.2". Национальная физическая лаборатория. Архивировано из оригинала 1 января 2013 года . Получено 17 декабря 2012 года .
  36. ^ Дэвид, Сильвен; Элизабет Хаффер; Эрве Нифенекер. «Возвращаясь к торий-урановому ядерному топливному циклу» (PDF) . europhysicsnews. Архивировано из оригинала (PDF) 12 июля 2007 г. . Получено 11 ноября 2018 г. .
  37. ^ "Расщепляемые изотопы". Архивировано из оригинала 8 ноября 2012 года . Получено 25 декабря 2012 года .
  38. ^ "Plentiful Energy: The Story of the Integral Fast Reactor" (PDF) . стр. 21. Архивировано (PDF) из оригинала 27 октября 2014 г. Получено 2 марта 2015 г.
  39. ^ "Таблица поперечных сечений".
  40. ^ Кадак, проф. Эндрю К. "Лекция 4, Истощение топлива и связанные с этим эффекты". Operational Reactor Safety 22.091/22.903 . Hemisphere, по ссылке MIT. стр. Таблица 6–1, "Средние коэффициенты конверсии или воспроизводства для референтных реакторных систем". Архивировано из оригинала 17 октября 2015 г. Получено 24 декабря 2012 г.
  41. ^ Родригес, Пласид; Ли, SM "Кто боится заводчиков?". Центр атомных исследований имени Индиры Ганди, Калпаккам 603 102, Индия. Архивировано из оригинала 26 марта 2013 года . Получено 24 декабря 2012 года .
  42. ↑ Р. Прасад (10 октября 2002 г.). «Быстрый реактор-размножитель: необходимо ли усовершенствованное топливо?». The Hindu . Ченнаи, Индия. Архивировано из оригинала 5 декабря 2003 г.
  43. ^ "Системы быстрых реакторов и инновационное топливо для гомогенной переработки младших актинидов" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 13 октября 2016 г.
  44. ^ Адамс, Р. (1995). Легководный реактор-размножитель (Архивировано 15 сентября 2007 г. в Wayback Machine ), Atomic Energy Insights 1 .
  45. ^ Кастен, PR (1998) Обзор концепции ториевого реактора Радковского (Архивировано 25 февраля 2009 г. в Wayback Machine ). Наука и всеобщая безопасность 7 , 237–269.
  46. ^ Fast Breeder Reactors (Архивировано 11 сентября 2006 г. на Wayback Machine ), Department of Physics & Astronomy, Georgia State University . Получено 16 октября 2007 г.
  47. ^ Хираока, Т., Сако, К., Такано, Х., Ишии, Т. и Сато, М. (1991). Быстрый реактор с высоким воспроизводством и продувкой продуктами деления газа/металлическими топливными сборками типа «труба в оболочке» (Архивировано 29 сентября 2007 г. в Wayback Machine ). Ядерные технологии 93 , 305–329.
  48. ^ ab Валерий Коробейников (31 марта – 2 апреля 2014 г.). Инновационные концепции на основе технологии быстрых реакторов (PDF) . 1-е консультационное совещание по обзору инновационных концепций реакторов для предотвращения тяжелых аварий и смягчения их последствий. Международное агентство по атомной энергии . Архивировано из оригинала (PDF) 4 марта 2016 г.
  49. ^ R. Bari; et al. (2009). "Исследование снижения риска распространения при альтернативной переработке отработанного топлива" (PDF) . BNL-90264-2009-CP . Брукхейвенская национальная лаборатория. Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 г. . Получено 16 декабря 2012 г. .
  50. ^ CG Bathke; et al. (2008). "Оценка сопротивления распространению материалов в усовершенствованных топливных циклах" (PDF) . Министерство энергетики. Архивировано из оригинала (PDF) 4 июня 2009 года . Получено 16 декабря 2012 года .
  51. ^ "Оценка устойчивости материалов к распространению в усовершенствованных ядерных топливных циклах" (PDF) . 2008. Архивировано из оригинала (PDF) 21 сентября 2013 года . Получено 16 декабря 2012 года .
  52. ^ Озава, М.; Сано, Ё.; Номура, К.; Кома, Ё.; Таканаши, М. «Новая система переработки, состоящая из процессов PUREX и TRUEX для полного разделения долгоживущих радионуклидов» (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 г. . Получено 20 сентября 2013 г. .
  53. ^ Симпсон, Майкл Ф.; Лоу, Джек Д. (февраль 2010 г.). "Переработка ядерного топлива" (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо. Архивировано (PDF) из оригинала 21 сентября 2013 г. . Получено 20 сентября 2013 г. .
  54. ^ "Исследование снижения риска распространения при альтернативной переработке отработанного топлива" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 1 января 2017 г. . Получено 1 января 2017 г. .
  55. ^ Канг и фон Хиппель (2001). «U-232 и устойчивость U-233 к распространению в отработанном топливе» (PDF) . 0892-9882/01 . Наука и всеобщая безопасность, том 9 стр. 1–32. Архивировано из оригинала (PDF) 30 марта 2015 г. . Получено 18 декабря 2012 г. .
  56. ^ "Thorium: Предупреждения о распространении ядерного "чудо-топлива"". 2012. Архивировано из оригинала 23 сентября 2017 года . Получено 22 сентября 2017 года .
  57. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (май–июнь 2010 г.). «Пора отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Bulletin of the Atomic Scientists . Архивировано (PDF) из оригинала 6 декабря 2013 г. . Получено 3 декабря 2013 г. .
  58. ^ ab Frank von Hippel; et al. (Февраль 2010). Программы реакторов-размножителей на быстрых нейтронах: история и статус (PDF) . Международная группа по делящимся материалам. ISBN 978-0-9819275-6-5. Архивировано (PDF) из оригинала 7 апреля 2020 г. . Получено 28 апреля 2014 г. .
  59. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (май–июнь 2010 г.). «Пора отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Bulletin of the Atomic Scientists . Архивировано (PDF) из оригинала 6 декабря 2013 г. . Получено 3 декабря 2013 г. .
  60. ^ "Глобальное предложение и спрос на уран – Совет по международным отношениям". Архивировано из оригинала 10 апреля 2012 года . Получено 10 февраля 2012 года .
  61. ^ "Глобальное предложение и спрос на уран – Совет по международным отношениям". Архивировано из оригинала 5 мая 2012 года . Получено 25 июля 2012 года .
  62. ^ Введение в оружие массового поражения , Лэнгфорд, Р. Эверетт (2004). Хобокен, Нью-Джерси: John Wiley & Sons. стр. 85. ISBN 0-471-46560-7 . "США испытали несколько бомб с ураном-233, но наличие урана-232 в уране-233 было проблемой; уран-232 является обильным альфа-излучателем и имеет тенденцию "отравлять" бомбу с ураном-233, выбивая случайные нейтроны из примесей в материале бомбы, что приводит к возможной предварительной детонации. Отделение урана-232 от урана-233 оказалось очень сложным и непрактичным. Бомба с ураном-233 так и не была развернута, поскольку плутоний-239 становился обильным". 
  63. ^ Лен Кох, пионер в области ядерной энергетики (2013). Обещание Пандоры (кинофильм). Impact Partners и CNN Films. 11 минут. Архивировано из оригинала (DVD, потоковая передача) 18 апреля 2014 г. Получено 24 апреля 2014 г. Один фунт урана, который размером с кончик моего пальца, если бы вы могли высвободить всю его энергию, имел бы эквивалент примерно 5000 баррелей нефти.
  64. ^ Лен Кох (2013). Обещание Пандоры. Нетфликс (Кинофильм).[ постоянная мертвая ссылка ]
  65. ^ "Ядерный синтез: WNA - Всемирная ядерная ассоциация". Архивировано из оригинала 16 марта 2015 года . Получено 2 марта 2015 года .
  66. ^ SR Pillai, MV Ramana (2014). "Breeder Reactors: A Possible connection between metal crust and sodium leaks". Bulletin of the Atomic Scientists . 70 (3): 49–55. Bibcode : 2014BuAtS..70c..49P. doi : 10.1177/0096340214531178. S2CID  144406710. Архивировано из оригинала 17 октября 2015 г. Получено 15 февраля 2015 г.
  67. ^ "База данных по ядерным энергетическим реакторам". PRIS . МАГАТЭ. Архивировано из оригинала 2 июня 2013 года . Получено 15 февраля 2015 года .
  68. ^ "Experimental Breeder Reactor 1 (EBR-1) - Cheeka Tales". Архивировано из оригинала 2 апреля 2015 года . Получено 2 марта 2015 года .
  69. ^ "Китайский быстрый реактор начинает работу на высокой мощности: New Nuclear - World Nuclear News".
  70. ^ «Новые китайские реакторы-размножители могут производить больше, чем просто ватты — IEEE Spectrum».
  71. ^ ФГУП «Государственный научный центр Российской Федерации Научно-исследовательский институт атомных реакторов». «Экспериментальный быстрый реактор БОР-60». Архивировано из оригинала 31 декабря 2012 года . Получено 15 июня 2012 года .
  72. ^ «Первый прототип быстрого реактора-размножителя в Индии имеет новый срок. Стоит ли ему доверять? – The Wire Science». 20 августа 2020 г.
  73. ^ Srikanth (27 ноября 2011 г.). "80% работ по быстрому реактору-размножителю в Калпаккаме завершено". The Hindu . Kalpakkam. Архивировано из оригинала 28 ноября 2011 г. Получено 25 марта 2012 г.
  74. ^ Джаганатан, Венкатачари (11 мая 2011 г.). «Новый индийский реактор быстрого разведения на подходе, ядерная энергетика со следующего сентября». Hindustan Times . Ченнаи. Архивировано из оригинала 13 мая 2013 г. Получено 25 марта 2012 г.
  75. ^ ab "Первый прототип быстрого реактора-размножителя в Индии на заключительных этапах ввода в эксплуатацию". The New Indian Express . Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 г. . Получено 20 сентября 2021 г. .
  76. ^ "Home – India Defense". Архивировано из оригинала 24 ноября 2011 года.
  77. ^ Концептуальный дизайн сердечника PFBR SM Lee, S Govindarajan, R. Indira, TM John, P. Mohanakrishnan, R. Shankar Singh, S B. Bhoje Центр атомных исследований Индиры Ганди (IGCAR), Калпаккам, Индия https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/014/28014318.pdf Архивировано 20 сентября 2021 г. на Wayback Machine
  78. ^ "FBR-600 - индийский коммерческий быстрый реактор-размножитель следующего поколения [CFBR]". Архивировано из оригинала 20 сентября 2021 г. Получено 20 сентября 2021 г.
  79. ^ "База данных быстрых реакторов МАГАТЭ" (PDF) . Архивировано (PDF) из оригинала 28 июня 2011 г. . Получено 13 марта 2011 г. .
  80. ^ "Экспериментальный реактор на быстрых нейтронах в Китае начал вырабатывать электроэнергию". xinhuanet. Июль 2011 г. Архивировано из оригинала 7 апреля 2016 г. Получено 21 июля 2011 г.
  81. ^ Qimin, Xu (26 января 2011 г.). «Будущее безопасности атомных электростанций «не разборчивые едоки»» (на китайском языке). Архивировано из оригинала 17 июля 2012 г. . Получено 30 октября 2011 г. Вчера , как Китайская академия наук первой начала один из стратегических лидеров в научно-технических проектах, «будущее передовой ядерной энергии деления – ядерная энергия, система реактора на расплавленной соли на основе тория» был официально запущен проект. Научная цель составляет 20 лет или около того, разработано новое поколение ядерных энергетических систем, все технический уровень достигнут в испытаниях и имеют все права интеллектуальной собственности.
  82. ^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку за развитие ядерной энергетики из тория». Блог об окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания). Архивировано из оригинала 19 мая 2017 г. Получено 30 октября 2011 г.
  83. ^ "Белоярская АЭС: выход БН-800 на уровень эффективности" . АтомИнфо.ру. Архивировано из оригинала 30 июня 2014 года . Проверено 27 июля 2014 г.
  84. ^ "Российский быстрый реактор выходит на полную мощность". Архивировано из оригинала 27 октября 2017 года . Получено 27 октября 2017 года .
  85. ^ «До 2030 года в России намечено строительство трех энергоблоков с реакторами БН-1200». АтомИнфо.ру. Архивировано из оригинала 5 августа 2014 года . Проверено 27 июля 2014 г.
  86. ^ "Россия откладывает БН-1200 в целях улучшения конструкции топлива". World Nuclear News. 16 апреля 2015 г. Архивировано из оригинала 21 июня 2015 г. Получено 19 апреля 2015 г.
  87. ^ "Быстрые шаги по развитию ядерной энергетики в Сибири". Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинала 12 октября 2012 года . Получено 8 октября 2012 года .
  88. ^ "Министерство энергетики – Международный форум поколения IV подписывает соглашение о сотрудничестве в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением". Архивировано из оригинала 20 апреля 2008 г.
  89. ^ "MHI запускает группу быстрых размножителей". Nuclear Engineering International . Архивировано из оригинала 28 июля 2007 года . Получено 13 марта 2011 года .
  90. ^ World Nuclear News (16 сентября 2010 г.). «Французское правительство выделяет средства на Астрид». Архивировано из оригинала 14 июля 2014 г. Получено 15 июня 2012 г.
  91. ^ «Quatrième génération: vers un nucléaire прочный» (PDF) (на французском языке). СЕА. Архивировано (PDF) из оригинала 3 июня 2012 года . Проверено 15 июня 2012 г.
  92. ^ "Франция отказывается от планов строительства ядерного реактора с натриевым охлаждением". Reuters . 30 августа 2019 г. Архивировано из оригинала 24 сентября 2019 г. Получено 20 ноября 2019 г.
  93. ^ "Flibe Energy". Архивировано из оригинала 7 февраля 2013 года . Получено 29 октября 2011 года .
  94. ^ "Кирк Соренсен основал компанию Flibe Energy, занимающуюся производством тория". The Next Bi Future. 23 мая 2011 г. Архивировано из оригинала 26 октября 2011 г. Получено 30 октября 2011 г.
  95. ^ "Живой чат: ядерный торий-технолог Кирк Соренсен". Блог об окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания). 7 сентября 2001 г. Архивировано из оригинала 15 июля 2014 г. Получено 30 октября 2011 г.
  96. ^ Мартин, Уильям Т. (27 сентября 2011 г.). «Новая компания Хантсвилла построит ядерные реакторы на основе тория». Huntsville Newswire. Архивировано из оригинала 6 апреля 2012 г. Получено 30 октября 2011 г.{{cite web}}: CS1 maint: неподходящий URL ( ссылка )
  97. ^ "Prototype Prism proposed for Savannah River". World Nuclear News . 28 октября 2010 г. Архивировано из оригинала 28 января 2019 г. Получено 4 ноября 2010 г.
  98. ^ Коннор, Стив (28 октября 2011 г.). «Новая жизнь старой идеи, которая могла бы растворить наши ядерные отходы». The Independent . Лондон. Архивировано из оригинала 29 октября 2011 г. Получено 30 октября 2011 г.
  99. ^ "TR10: Реактор на бегущей волне". Обзор технологий . Март 2009 г. Архивировано из оригинала 4 мая 2012 г. Получено 6 марта 2009 г.

Внешние ссылки