stringtranslate.com

Реактор с шаровой загрузкой

Эскиз реактора с шаровой загрузкой.

Реактор с шаровыми твёрдыми твёрдыми телами ( PBR ) — это конструкция ядерного реактора с графитовым замедлителем и газовым охлаждением . Это тип сверхвысокотемпературного реактора (VHTR), один из шести классов ядерных реакторов в инициативе Generation IV .

Графитовая галька для реактора

Базовая конструкция включает сферические топливные элементы, называемые галькой. Эти элементы размером с теннисный мяч (приблизительно 6,7 см или 2,6 дюйма в диаметре) сделаны из пиролитического графита (который действует как замедлитель) и содержат тысячи топливных частиц, называемых триструктурно-изотропными (TRISO) частицами. Эти частицы TRISO состоят из делящегося материала (например,235U ) окружен керамическим покрытием из карбида кремния для структурной целостности и удержания продуктов деления. Тысячи камешков собираются для создания активной зоны реактора . Активная зона охлаждается газом, который не вступает в химическую реакцию с топливными элементами, например, гелием , азотом или углекислым газом . Были предложеныдругие охладители, такие как FLiBe (расплавленный Li(BeF 4 ) ) [1] . [ необходима цитата ] Конструкция с камешками пассивно безопасна . [2]

Поскольку реактор рассчитан на высокие температуры, он может охлаждаться за счет естественной циркуляции и выдерживать сценарии аварий, которые могут повысить температуру реактора до 1600 °C (2910 °F). Такие высокие температуры обеспечивают более высокую тепловую эффективность, чем это возможно на традиционных атомных электростанциях (до 50%), при этом газы не растворяют загрязняющие вещества и не поглощают нейтроны, как вода, поэтому в активной зоне меньше радиоактивных жидкостей .

Концепция была впервые предложена Фаррингтоном Дэниелсом в 1940-х годах, вдохновленным инновационным дизайном горелки Бенгази британскими пустынными войсками во время Второй мировой войны. Коммерческое развитие началось в 1960-х годах с помощью западногерманского реактора AVR, разработанного Рудольфом Шультеном . [3] Эта система была полна проблем, и технология была заброшена. [4] Конструкция AVR была лицензирована в Южной Африке как PBMR и в Китае как HTR-10 . Прототип HTR-10 был разработан в китайской демонстрационной установке HTR-PM , которая соединяет два реактора с одной турбиной, производящей 210 ​​МВт эл. , работающей в коммерческих целях с 2023 года. Другие проекты находятся в стадии разработки в Массачусетском технологическом институте , Калифорнийском университете в Беркли , General Atomics (США), голландской компании Romawa BV, Adams Atomic Engines , Национальной лаборатории Айдахо , X-energy и Kairos Power.

Дизайн

Электростанция с шаровыми твэлами объединяет охлаждаемое газом ядро ​​[5] и новую топливную упаковку. [6]

Ядерное топливо из урана , тория или плутония находится в форме керамики (обычно оксидов или карбидов ), содержащейся в сферических камешках размером немного меньше теннисного мяча и изготовленной из пиролитического графита, который действует как первичный замедлитель нейтронов . Конструкция камешков относительно проста, каждая сфера состоит из ядерного топлива, барьера продуктов деления и замедлителя (которые в традиционном водяном реакторе были бы разными частями). Группировка достаточного количества камешков в правильной геометрии создает критичность .

Камешки находятся в сосуде, а инертный газ (например, гелий, азот или углекислый газ) циркулирует через пространство между топливными камешками, чтобы отводить тепло от реактора. Реакторы с шаровыми засыпками должны удерживать графит камешков от возгорания в присутствии воздуха, если стенка реактора будет нарушена (воспламеняемость камешков оспаривается). Нагретый газ напрямую проходит через турбину . Однако, если газ из первичного теплоносителя может стать радиоактивным из-за нейтронов в реакторе или дефект топлива может загрязнить энергетическое оборудование, его можно вместо этого направить в теплообменник , где он нагревает другой газ или производит пар. Выхлоп турбины теплый и может использоваться для отопления зданий или в других целях.

Реакторы с шаровыми твёрдыми твёрдыми телами охлаждаются газом, иногда при низком давлении. Пространства между шаровыми твёрдыми телами заменяют трубопроводы в обычных реакторах. Поскольку в активной зоне фактически нет трубопроводов, а теплоноситель не содержит водорода, охрупчивание не является проблемой отказа. Предпочтительный газ, гелий, не так легко поглощает нейтроны или примеси. Поэтому, по сравнению с водой, он и более эффективен, и менее склонен становиться радиоактивным.

Большая часть стоимости обычной водоохлаждаемой атомной электростанции обусловлена ​​сложностью системы охлаждения, которая не является фактором в PBR. Обычные станции требуют обширных систем безопасности и избыточных резервов. Активные зоны их реакторов кажутся ничтожными по сравнению с системами охлаждения. Кроме того, активная зона облучает воду нейтронами, из-за чего вода и растворенные в ней примеси становятся радиоактивными. Трубопровод высокого давления на стороне первичного контура со временем становится хрупким и требует проверки и замены.

Некоторые конструкции дросселируются температурой, а не регулирующими стержнями . Такие реакторы не должны хорошо работать при изменяющихся профилях нейтронов, вызванных частично выведенными регулирующими стержнями. [ необходима цитата ]

PBR могут использовать топливные шарики, изготовленные из различных видов топлива в одной и той же конструкции (хотя, возможно, не одновременно). Сторонники утверждают, что реакторы с шариковыми засыпками могут использовать торий, плутоний и природный необогащенный уран, а также обогащенный уран .

В большинстве стационарных конструкций замена топлива происходит непрерывно. Камешки помещаются в реактор в форме бункера. Камешки перемещаются снизу вверх примерно десять раз в течение нескольких лет и проверяются после каждого прохода. Использованные камешки удаляются в зону ядерных отходов и заменяются новыми камешками.

Безопасность

Когда температура реактора повышается, атомы в топливе движутся быстро, вызывая доплеровское уширение . Затем топливо испытывает более широкий диапазон скоростей нейтронов. Уран-238 , который составляет большую часть урана, с гораздо большей вероятностью поглощает быстрые или эпитепловые нейтроны при более высоких температурах. Это уменьшает количество нейтронов, доступных для возникновения деления, и снижает мощность. Таким образом, доплеровское уширение создает отрицательную обратную связь: с ростом температуры топлива мощность реактора уменьшается. Все реакторы имеют механизмы обратной связи по реактивности. Реактор с шаровыми твэлами спроектирован таким образом, что этот эффект относительно силен, присущ конструкции и не зависит от движущихся частей. Если скорость деления увеличивается, температура повышается, а доплеровское уширение снижает скорость деления. Эта отрицательная обратная связь создает пассивный контроль над процессом реакции.

Таким образом, PBR пассивно снижают мощность до безопасного уровня в аварийном сценарии. Это основная пассивная функция безопасности конструкции.

Реактор охлаждается инертным, огнестойким газом, который не имеет фазовых переходов — он всегда находится в газообразной фазе. Замедлителем является твердый углерод; он не действует как охладитель, не перемещается и не меняет фазу.

Конвекция газа, вызванная теплом гальки, обеспечивает пассивное охлаждение гальки. [ необходима цитата ]

Даже в случае отказа всех вспомогательных механизмов реактор не треснет, не расплавится, не взорвется и не выбросит опасные отходы. Он нагревается до проектной температуры «холостого хода» и остается там. На холостом ходу корпус реактора излучает тепло, но корпус и топливные сферы остаются целыми и неповрежденными. Механизмы можно отремонтировать, а топливо можно удалить.

В ходе испытаний безопасности с использованием немецкого реактора AVR все регулирующие стержни были удалены, а поток охлаждающей жидкости остановлен. Топливо осталось неповрежденным. [7]

PBR намеренно эксплуатируются при температуре выше 250 °C (482 °F) отжига графита, чтобы энергия Вигнера не накапливалась. Это решает проблему, обнаруженную при пожаре в Уиндскейле . Один реактор (не PBR) загорелся из-за высвобождения энергии, запасенной в виде кристаллических дислокаций (энергии Вигнера) в графите. Дислокации вызваны прохождением нейтронов через графит. В Уиндскейле регулярно отжигали графит, чтобы высвободить накопленную энергию Вигнера. Однако эффект не был ожидаемым, и поскольку реактор охлаждался окружающим воздухом в открытом цикле, процесс нельзя было надежно контролировать, что привело к пожару.

Профессор Беркли Ричард А. Мюллер описал PBR как «во всех отношениях... более безопасные, чем нынешние ядерные реакторы» [8] .

Сдерживание

Большинство конструкций PBR включают несколько усиленных уровней защиты для предотвращения контакта радиоактивных материалов с биосферой:

Пиролитический графит является основным конструкционным материалом в гальке. Он сублимируется при температуре 4000 °C (7230 °F), что более чем вдвое превышает расчетную температуру большинства реакторов. Он эффективно замедляет нейтроны, прочен, недорог и имеет долгую историю использования в реакторах и других высокотемпературных приложениях. Например, пиролитический графит также используется, неармированный, для создания носовых конусов ракет и больших твердотопливных сопел ракет. [9] Его прочность и твердость обусловлены его анизотропными кристаллами.

Пиролитический углерод может гореть на воздухе, когда реакция катализируется гидроксильным радикалом (например, из воды). [ требуется цитата ] Печально известные примеры включают аварии в Уиндскейле и Чернобыле — оба реактора с графитовым замедлителем. Однако PBR охлаждаются инертными газами для предотвращения возгорания. Все конструкции имеют по крайней мере один слой карбида кремния, который служит противопожарным барьером и герметиком.

Производство топлива

Все ядра осаждаются из золя-геля , затем промываются, высушиваются и прокаливаются. Американские ядра используют карбид урана , в то время как немецкие (AVR) ядра используют диоксид урана . Немецкие топливные шарики выделяют примерно в 1000 раз меньше радиоактивного газа, чем американские аналоги, благодаря этому методу строительства. [10] [11]

Критика дизайна

Сгорание графита

Основная критика реакторов с шаровыми твэлами заключается в том, что заключение топлива в графит представляет опасность. Графит может гореть в присутствии воздуха, что может произойти, если корпус реактора будет поврежден. Пожар может испарить топливо, которое затем может быть выпущено в окружающую среду. Ядра топлива покрыты слоем карбида кремния для изоляции графита. Хотя карбид кремния прочен в приложениях абразивного износа и сжатия , он имеет меньшую устойчивость к расширению и сдвиговым усилиям. Некоторые продукты деления, такие как133
Xe имеет ограниченную поглощающую способность в углероде, поэтому некоторые топливные ядра могут накапливать достаточно газа, чтобы разрушить карбид кремния. [ необходима цитата ]

Здание сдерживания

Некоторые проекты не включают здание защитной оболочки, что делает реакторы более уязвимыми для атак. Однако большинство из них окружены железобетонной защитной конструкцией. [12]

Переработка отходов

Объемы отходов PBR намного больше, но имеют схожую радиоактивность , измеряемую в беккерелях на киловатт-час . Отходы, как правило, менее опасны и просты в обращении. [ требуется цитата ] Действующее законодательство США требует, чтобы все отходы были надежно уложены, требуя наличия хранилищ отходов. Дефекты гальки могут усложнить хранение. Графитовую гальку сложнее перерабатывать из-за ее конструкции. [ требуется цитата ]

отчет за 2008 год

В 2008 году отчет [13] [14] об аспектах безопасности немецкого реактора AVR и общих характеристиках PBR привлек внимание. Утверждения оспариваются. [15] В отчете цитируется:

Автор отчета Райнер Мурманн рекомендовал ограничить среднюю температуру горячего гелия значением 800 °C (1470 °F) за вычетом неопределенности температур ядра (около 200 °C или 360 °F).

История

Фаррингтон Дэниелс создал концепцию и название в 1947 году в Ок-Ридже. [16] Рудольф Шультен выдвинул идею в 1950-х годах. Решающим моментом было объединение топлива, структуры, сдерживания и замедлителя нейтронов в небольшой, прочной сфере. Концепция зависела от доступности разработанных форм карбида кремния и пиролитического углерода, которые были прочными.

АВР

АВР в Германии.

Демонстрационный реактор мощностью 15 МВт , Arbeitsgemeinschaft Versuchsreaktor ( консорциум экспериментальных реакторов ), был построен в исследовательском центре Юлих в Юлихе , Западная Германия . Целью было получение опыта эксплуатации высокотемпературного газоохлаждаемого реактора. Стоимость строительства AVR составила 115 миллионов немецких марок (1966), что соответствовало стоимости 2010 года в 180 миллионов евро. Первый критический запуск блока состоялся 26 августа 1966 года. Установка успешно проработала 21 год.

В 1978 году AVR пострадал от аварии с проникновением воды/пара весом 30 метрических тонн (30 длинных тонн; 33 коротких тонны), что привело к загрязнению почвы и грунтовых вод стронцием-90 и тритием. [ необходима цитата ] Утечка в парогенераторе, приведшая к этой аварии, вероятно, была вызвана высокими температурами ядра (см. раздел критики). Повторное расследование этой аварии было объявлено местным правительством в июле 2010 года. [ необходима цитата ]

AVR изначально был разработан для получения урана-233 из тория-232 . Практический реактор-размножитель тория считался ценной технологией. Однако топливная конструкция AVR содержала топливо настолько хорошо, что трансмутированное топливо было неэкономично извлекать — дешевле было использовать добытый и очищенный уран. [ необходима цитата ]

В AVR используется гелиевый охладитель , имеющий низкое нейтронное сечение . Поскольку поглощается мало нейтронов, охладитель остается менее радиоактивным. Практичным является направление первичного охладителя непосредственно в турбины электростанции. Несмотря на то, что для электростанции используется первичный охладитель, сообщалось, что AVR подвергал свой персонал воздействию менее 1/5 от уровня радиации, чем типичный легководный реактор. [ необходима цитата ]

Вывод из эксплуатации

Он был выведен из эксплуатации 1 декабря 1988 года в связи с Чернобыльской катастрофой и эксплуатационными проблемами. Во время извлечения топливных элементов стало очевидно, что отражатель нейтронов под шаровым ядром треснул во время работы. Несколько сотен топливных элементов остались застрявшими в трещине. Во время этого обследования было выявлено, что AVR был наиболее сильно загрязненной бета-частицами ( стронцием-90 ) ядерной установкой в ​​мире, и что это загрязнение присутствовало в виде пыли (наихудшая форма). [17]

Локальные нестабильности температуры топлива привели к сильному загрязнению корпуса Cs-137 и Sr-90 . Корпус реактора был заполнен легким бетоном для фиксации радиоактивной пыли, и в 2012 году корпус реактора весом 2100 метрических тонн (2100 длинных тонн; 2300 коротких тонн) должен был быть перемещен на промежуточное хранение до тех пор, пока не будет разработано постоянное решение. Здания реактора должны были быть демонтированы, а почва и грунтовые воды дезактивированы. Ожидалось, что расходы на демонтаж AVR значительно превысят расходы на его строительство. В августе 2010 года правительство Германии оценило расходы на демонтаж AVR без учета демонтажа корпуса в 600 миллионов евро (750 миллионов долларов США, что соответствовало 0,4 евро (0,55 доллара США) за кВтч электроэнергии, вырабатываемой AVR. Для целей демонтажа была возведена отдельная защитная оболочка, как показано на фотографии AVR. [ необходима цитата ]

Ториевый высокотемпературный реактор

После опыта с AVR Германия построила полномасштабную электростанцию ​​(ториевый высокотемпературный реактор или THTR-300 мощностью 300 МВт), используя торий в качестве топлива. THTR-300 столкнулся с техническими трудностями и из-за них, а также политических событий в Германии был закрыт после четырех лет эксплуатации. Инцидент 4 мая 1986 года, всего через несколько дней после Чернобыльской катастрофы, привел к выбросу части радиоактивных материалов в окружающую среду. Хотя радиологическое воздействие было небольшим, оно имело несоразмерное воздействие. Выброс был вызван человеческой ошибкой во время засорения трубы галькой. Попытка возобновить движение гальки путем увеличения расхода газа подняла пыль, всегда присутствующую в PBR, которая затем была выпущена, не отфильтрованная, в окружающую среду из-за ошибочно открытого клапана. [ необходима цитата ]

Несмотря на ограниченное количество выброшенной радиоактивности (0,1 ГБк60Ко ,137
Сс ,233
Pa ), была назначена комиссия по расследованию. В конце концов было установлено, что радиоактивность в районе THTR-300 на 25% обусловлена ​​Чернобылем и на 75% THTR-300. Действия по устранению этой незначительной аварии серьезно подорвали доверие к немецкому сообществу, занимающемуся галечными работами, которое потеряло поддержку в Германии. [18]

Чрезмерно сложная конструкция реактора, которая противоречит общей концепции самозамедляющихся ториевых реакторов, разработанных в США, также пострадала от незапланированной высокой скорости разрушения гальки во время серии испытаний и, как следствие, более высокого загрязнения конструкции защитной оболочки. Обломки гальки и графитовая пыль заблокировали некоторые каналы охлаждающей жидкости в нижнем отражателе, что было обнаружено во время извлечения топлива после окончательного отключения. Отказ изоляции потребовал частых остановок реактора для проверки, поскольку изоляция не подлежала ремонту. Металлические компоненты в тракте горячего газа вышли из строя в сентябре 1988 года, вероятно, из-за термической усталости, вызванной неожиданными потоками горячего газа. [19] Эта поломка привела к длительной остановке для проверок. В августе 1989 года компания THTR едва не обанкротилась, но была спасена правительством. Неожиданно высокие затраты на эксплуатацию THTR и авария положили конец интересу к реакторам THTR. Правительство решило прекратить эксплуатацию THTR в конце сентября 1989 года. Этот конкретный реактор был построен, несмотря на критику на этапе проектирования. Большинство этих критических замечаний по проекту со стороны немецких физиков и американских физиков на уровне Национальной лаборатории игнорировались до закрытия. Почти каждая проблема, с которой столкнулся реактор THTR 300, была предсказана физиками, которые критиковали его как «чрезмерно сложный». [ необходима цитата ]

Китай

В 2004 году Китай лицензировал технологию AVR и разработал реактор для выработки электроэнергии. [20] 10-мегаваттный прототип называется HTR-10 . Это обычная конструкция гелиевой турбины с гелиевым охлаждением. В 2021 году китайцы построили блок HTR-PM мощностью 211 МВт, который включает два реактора по 250 МВт каждый. [ 21 ] По состоянию на 2021 год рассматривалось четыре площадки для преемника с 6 реакторами, HTR-PM600. [21] Реактор был введен в эксплуатацию в декабре 2023 года. [22]

Другие проекты

ЮАР

В июне 2004 года было объявлено, что новый PBMR будет построен в Коберге , Южная Африка , компанией Eskom , государственной электроэнергетической компанией, которая будет работать при температуре 940 °C (1720 °F). [23] Проект PBMR вызвал противодействие со стороны таких групп, как Koeberg Alert и Earthlife Africa , последняя из которых подала в суд на Eskom. [24] Реактор так и не был достроен, а испытательный центр был выведен из эксплуатации и переведен в «режим ухода и обслуживания» для защиты интеллектуальной собственности и активов. [25]

Компания Stratek Global из Претории создала вариант реактора PBMR. Реактор Stratek HTMR-100 работает при температуре 750 °C (1380 °F). Он направляет тепло в воду для создания пара и охлаждается гелием. Реактор HTMR-100 вырабатывает мощность 35 МВт. [26]

Атомные двигатели Адамса

Конструкция Adams Atomic Engines (AAE) была самодостаточной, поэтому ее можно было адаптировать к экстремальным условиям, таким как космос, полярные и подводные условия. Их конструкция была рассчитана на азотный охладитель, проходящий напрямую через обычную газовую турбину низкого давления [27] , и благодаря быстрой способности турбины изменять скорость, ее можно использовать в приложениях, где вместо преобразования выходной мощности турбины в электричество сама турбина могла бы напрямую приводить в действие механическое устройство, например, гребной винт на борту корабля.

Как и все высокотемпературные конструкции, двигатель AAE был бы изначально безопасным, поскольку двигатель естественным образом отключается из-за доплеровского уширения , прекращая выработку тепла, если топливо в двигателе становится слишком горячим в случае потери охлаждающей жидкости или потери ее потока. [ необходима цитата ]

Компания прекратила свою деятельность в декабре 2010 года. [28]

X-Энергия

X-energy — частная американская компания по проектированию ядерных реакторов и топлива. Она разрабатывает проект высокотемпературного газового реактора с шаровыми твэлами поколения IV . Она получила финансирование из частных источников и различных государственных грантов и контрактов, в частности, через Соглашение о сотрудничестве по концепции усовершенствованного реактора Министерства энергетики (DOE) в 2016 году и Программу демонстрации усовершенствованных реакторов (ARDP) в 2020 году.

Смотрите также

Ссылки

  1. ^ Уильямс, ДФ (24 марта 2006 г.). Оценка кандидатов на расплавленные солевые теплоносители для усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR) (отчет). doi : 10.2172/885975 .
  2. ^ Кадак, AC (2005). «Будущее ядерной энергетики: реакторы с шаровыми твэлами, Int. J. Critical Infrastructures, Vol. 1, No. 4, pp.330–345» (PDF) .
  3. ^ Ассоциация немецких инженеров (VDI), Общество энергетических технологий (публ.) (1990). AVR - Экспериментальный высокотемпературный реактор, 21 год успешной эксплуатации для будущих энергетических технологий. Ассоциация немецких инженеров (VDI), Общество энергетических технологий. стр. 9–23. ISBN 3-18-401015-5.
  4. ^ Проектирование точек NGNP – Результаты первоначальных нейтронных и термогидравлических оценок в течение финансового года 2003. Архивировано 14 июня 2006 г. на Wayback Machine , стр. 20.
  5. ^ "Модульный реактор с шаровыми твёрдыми твёрдыми телами - Что такое PBMR?". Архивировано из оригинала 3 мая 2015 г.
  6. ^ "Как работает система заправки PBMR" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 9 марта 2008 г.
  7. ^ [1] Архивировано 13 июня 2006 г. на Wayback Machine.
  8. ^ Ричард А. Мюллер (2008). Физика для будущих президентов. Norton Press. стр. 170. ISBN 978-0-393-33711-2.
  9. ^ "Изготовление компонентов сопла ракеты из пиролитического графита". issuu.com . Получено 6 октября 2009 г. .
  10. ^ "Ключевые различия в изготовлении американского и немецкого топлива с покрытием TRISO и их влияние на эксплуатационные характеристики топлива, доступ 4/10/2008" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 21 сентября 2004 г. Получено 25 февраля 2004 г.
  11. ^ DA Petti; J. Buongiorno; JT Maki; RR Hobbins; GK Miller (2003). «Ключевые различия в изготовлении, облучении и высокотемпературных аварийных испытаниях американского и немецкого топлива с покрытием TRISO и их влияние на характеристики топлива». Ядерная инженерия и проектирование . 222 (2–3): 281–297. doi :10.1016/S0029-5493(03)00033-5.
  12. ^ "NRC: Речь - 027 - "Нормативные перспективы развертывания высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов в секторах электрической и неэлектрической энергетики"". Архивировано из оригинала 3 мая 2015 г.
  13. ^ Райнер Мурманн (2008). «Переоценка безопасности работы реактора с галечным слоем AVR и ее последствия для будущих концепций HTR». Berichte des Forschungszentrums Jülich. Forschungszentrum Jülich, Zentralbibliothek, Verlag. HDL : 2128/3136. Berichte des Forschungszentrums Jülich JUEL-4275. {{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
  14. ^ Райнер Мурманн (1 апреля 2009 г.). "Повторный обзор безопасности PBR". Nuclear Engineering International. Архивировано из оригинала 30 мая 2012 г. Получено 2 апреля 2009 г.
  15. ^ Альберт Костер (29 мая 2009 г.). "Реактор с шаровыми твэлами — безопасность в перспективе". Nuclear Engineering International. Архивировано из оригинала 26 июня 2010 г.
  16. ^ "ORNL Review Vol. 36, No. 1, 2003 - Ядерная энергетика и исследовательские реакторы". Ornl.gov. Архивировано из оригинала 1 июля 2013 г. Получено 5 сентября 2013 г.
  17. ^ "E. Wahlen, J. Wahl, P. Pohl (AVR GmbH): Статус проекта вывода из эксплуатации AVR с особым вниманием к проверке полости активной зоны на предмет остаточного топлива. Конференция WM'00, 27 февраля - 2 марта 2000 г., Тусон, штат Аризона" (PDF) .
  18. ^ Der Spiegel (немецкий новостной журнал), вып. 24 (1986) с. 28–30
  19. ^ Р. Боймер, THTR-300 Erfahrungen mit einer fortschrittlichen Technologie, Atomwirtschaft, май 1989 г., стр. 226.
  20. ^ "Китай лидирует в мире по атомным электростанциям следующего поколения". South China Morning Post . 5 октября 2004 г. Архивировано из оригинала 11 февраля 2012 г. Получено 18 октября 2006 г.
  21. ^ ab "Китайский реактор HTR-PM достиг первой критичности : New Nuclear - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org . Получено 28 сентября 2021 г. .
  22. ^ Ван, Брайан (13 декабря 2023 г.). «Китайский реактор с шаровыми твэлами наконец-то начал коммерческую эксплуатацию | NextBigFuture.com» . Получено 15 декабря 2023 г.
  23. ^ "Южная Африка: энергетические и экологические проблемы". EIA Country Analysis Briefs . Energy Information Administration . Архивировано из оригинала 4 февраля 2007 г. Получено 15 декабря 2015 г.
  24. ^ "Earthlife Africa подает в суд на планы гиганта общественной энергетики в области атомной энергетики". Служба новостей об окружающей среде . 4 июля 2005 г. Получено 18 октября 2006 г.
  25. ^ Линда Энсор (17 сентября 2010 г.). «Hogan ends pebble bed react project» (Хоган завершает проект реактора с шаровыми твэлами). Businessday.co.za . Получено 5 сентября 2013 г.
  26. ^ "Команда HTMR-100 нацелена на реактор с шаровой загрузкой SMR в Южной Африке : New Nuclear - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org . Получено 24 июня 2023 г.
  27. ^ US 5309492, Adams, Rodney M. , «Управление системой газовой турбины замкнутого цикла», опубликовано 03.05.1994, выдано в 1993. Патент истек 03.05.2006 из-за неуплаты сборов за обслуживание.[2] 
  28. ^ "Компания, ранее известная как Adams Atomic Engines". Atomicengines.com. 29 июня 2011 г. Получено 5 сентября 2013 г.

Внешние ссылки

Национальная лаборатория Айдахо - США
ЮАР