Из Википедии, свободной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску

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

Реактор - размножитель представляет собой ядерный реактор , который генерирует более делящийся материал , чем потребляет . [1] Реакторы-размножители достигают этого, потому что их нейтронная экономия достаточно высока для создания большего количества делящегося топлива, чем они используют, путем облучения воспроизводящего материала , такого как уран-238 или торий-232, который загружается в реактор вместе с делящимся топливом. Поначалу селекционеры были сочтены привлекательными, потому что они более полно использовали урановое топливо, чем легководные реакторы , но интерес снизился после 1960-х годов, когда были обнаружены новые запасы урана [2] и новые методыОбогащение урана снизило затраты на топливо.

Топливная эффективность и типы ядерных отходов [ править ]

Вероятности деления выбранных актинидов, тепловые нейтроны в сравнении с быстрыми [3] [4] [5] [6] [7]
Изотоп
Сечение теплового деления		Тепловое деление%
Сечение быстрого деления		Быстрое деление%
Чт-232ноль1 (неделящийся)0,350 сарай3 (неделящийся)
U-23276,66 сарай592.370 сарай95
U-233531,2 сарай892.450 сарай93
U-235584,4 сарай81 год2.056 сарай80
U-23811,77 микробар1 (неделящийся)1.136 сарай11
НП-2370,02249 сарай3 (неделящийся)2.247 сарай27
Pu-23817,89 сарай72.721 сарай70
Pu-239747,4 сарай632.338 сарай85
Пу-24058,77 сарай1 (неделящийся)2.253 сарай55
Пу-2411012 сарай752.298 сарай87
Пу-2420,002557 сарай1 (неделящийся)2.027 сарай53
Ам-241600,4 сарай1 (неделящийся)0,2299 микробар21 год
АМ-242М6409 сарай752.550 сарай94
Ам-2430,1161 сарай1 (неделящийся)2.140 сарай23
См-2425.064 сарай1 (неделящийся)2.907 сарай10
См-243617,4 сарай782.500 сарай94
См-2441.037 сарай4 (неделящийся)0,08255 микробар33

Реакторы-размножители могут, в принципе, извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории , снижая потребность в топливе в 100 раз по сравнению с широко используемыми прямоточными легководными реакторами , которые извлекают менее 1% энергии урана. добывается из земли. [8] Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей может значительно снизить озабоченность по поводу поставок топлива, энергии, используемой при добыче и хранении радиоактивных отходов. Приверженцы утверждают, что при добыче урана из морской воды для реакторов-размножителей будет достаточно топлива, чтобы удовлетворить наши потребности в энергии в течение 5 миллиардов лет при общем уровне энергопотребления 1983 года, что сделает атомную энергию эффективно возобновляемой.. [9] [10]

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. В широком смысле отработанное ядерное топливо состоит из двух основных компонентов. Первый состоит из продуктов деления , оставшихся фрагментов атомов топлива после того, как они были разделены для высвобождения энергии. Продукты деления состоят из десятков элементов и сотен изотопов, все они легче урана. Второй основной компонент отработавшего топлива - это трансурановые соединения (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 серию актинидов периодической таблицы , поэтому их часто называют актинидами.

Физическое поведение продуктов деления заметно отличается от поведения трансурановых соединений. В частности, продукты деления сами по себе не подвергаются делению и поэтому не могут быть использованы в ядерном оружии. Кроме того, только семь долгоживущих изотопов продуктов деления имеют период полураспада более ста лет, что делает их геологическое хранение или захоронение менее проблематичным, чем для трансурановых материалов. [11]

В связи с возросшей обеспокоенностью по поводу ядерных отходов, воспроизводящие топливные циклы снова стали интересными, поскольку они могут уменьшить количество отходов актинидов, особенно плутония и второстепенных актинидов . [12] Реакторы-размножители предназначены для расщепления актинидных отходов в качестве топлива и, таким образом, их преобразования в большее количество продуктов деления.

После того, как отработавшее ядерное топливо удалено из легководного реактора, оно претерпевает сложный профиль распада, поскольку каждый нуклид распадается с разной скоростью. Из-за физической странности, упомянутой ниже, существует большой разрыв в периодах полураспада продуктов деления по сравнению с трансурановыми изотопами. Если трансурановые элементы останутся в отработанном топливе через 1000–100000 лет, медленный распад этих трансурановых элементов приведет к возникновению большей части радиоактивности в этом отработанном топливе. Таким образом, удаление трансурановых элементов из отходов устраняет большую часть долговременной радиоактивности отработавшего ядерного топлива. [13]

Сегодняшние коммерческие легководные реакторы действительно создают некоторый новый делящийся материал, в основном в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как воспроизводящие, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний, чтобы заменить потребляемый уран-235 . Тем не менее, по крайней мере, одна треть энергии, производимой коммерческими ядерными реакторами, происходит за счет деления плутония, образующегося в топливе. [14] Даже при таком уровне потребления плутония легководные реакторы потребляют только часть производимого ими плутония и второстепенных актинидов, а неделящиеся изотопы плутония накапливаются вместе со значительными количествами других второстепенных актинидов. [15]

Коэффициент конверсии, безубыточность, коэффициент размножения, время удвоения и выгорание [ править ]

Одним из показателей производительности реактора является «коэффициент конверсии», определяемый как отношение произведенных новых делящихся атомов к израсходованным делящимся атомам. Все предлагаемые ядерные реакторы, за исключением специально разработанных и эксплуатируемых актинидных горелок [16], претерпевают некоторую степень конверсии. Пока в нейтронном потоке реактора есть какое-либо количество воспроизводящего материала, всегда создается новый делящийся материал. Когда коэффициент преобразования больше 1, его часто называют «коэффициентом разведения».

Например, обычно используемые легководные реакторы имеют коэффициент конверсии приблизительно 0,6. Реакторы с тяжелой водой под давлением ( PHWR ), работающие на природном уране, имеют коэффициент конверсии 0,8. [17] В реакторе-размножителе коэффициент конверсии выше 1. «Безубыточность» достигается, когда коэффициент конверсии достигает 1,0 и реактор производит столько делящегося материала, сколько он использует.

Время удвоения - это время, которое потребуется реактору-размножителю для производства достаточного количества нового расщепляющегося материала для замены исходного топлива и дополнительного производства эквивалентного количества топлива для другого ядерного реактора. В первые годы, когда считалось, что урана в дефиците, это считалось важным показателем производительности селекционеров. Однако, поскольку урана больше, чем предполагалось в первые дни разработки ядерных реакторов, и с учетом количества плутония, доступного в отработавшем топливе реактора, время удвоения стало менее важным показателем в современной конструкции реактора-размножителя. [18] [19]

« Выгорание » - это мера того, сколько энергии было извлечено из данной массы тяжелого металла в топливе, часто выражаемое (для энергетических реакторов) в гигаватт-днях на тонну тяжелого металла. Выгорание является важным фактором при определении типов и количества изотопов, производимых в реакторе деления. Реакторы-размножители по своей конструкции имеют чрезвычайно высокое выгорание по сравнению с обычными реакторами, поскольку реакторы-размножители производят гораздо больше своих отходов в виде продуктов деления, в то время как большая часть или все актиниды предназначены для деления и уничтожения. [20]

В прошлом при разработке реакторов-размножителей основное внимание уделялось реакторам с низким коэффициентом воспроизводства, от 1,01 для реактора Шиппорт [21] [22], работающего на ториевом топливе и охлаждаемого обычной легкой водой, до более 1,2 для советского жидкометаллического БН-350. -охлаждаемый реактор. [23] Теоретические модели размножителей с жидким натриевым теплоносителем, протекающим через трубки внутри топливных элементов (конструкция «труба в оболочке»), предполагают, что в промышленном масштабе возможны коэффициенты воспроизводства не менее 1,8. [24] Советский испытательный реактор БР-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в некоммерческих условиях. [25]

Типы реакторов-размножителей [ править ]

Производство тяжелых трансурановых актинидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах путем захвата и распада нейтронов. 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 реактор, спроектированный для очень высокой экономии нейтронов с соответствующей степенью конверсии выше 1,0. В принципе, практически любую конструкцию реактора можно изменить, чтобы она стала размножающей. Примером этого процесса является эволюция легководного реактора, тепловой конструкции с очень сильным замедлителем, в концепцию сверхбыстрого реактора [26] , использующего легкую воду в сверхкритической форме с чрезвычайно низкой плотностью для увеличения нейтронной экономии, достаточно высокой, чтобы разрешить разведение.

Помимо водяного охлаждения, в настоящее время рассматривается множество других типов реакторов-размножителей. К ним относятся конструкции, охлаждаемые расплавом соли , газом и жидким металлом, во многих вариантах. Практически любой из этих основных типов конструкции может работать на уране, плутонии, многих второстепенных актинидах или тории, и они могут быть разработаны для множества различных целей, таких как создание большего количества делящегося топлива, длительная стационарная работа или активное сжигание. ядерных отходов.

Существующие конструкции реакторов иногда делятся на две широкие категории в зависимости от их нейтронного спектра, который обычно разделяет реакторы, предназначенные для использования в основном урана и трансурановых элементов, от реакторов, предназначенных для использования тория и избегания трансурановых элементов. Эти конструкции:

  • Реактор-размножитель на быстрых нейтронах (FBR), который использует быстрые (т.е. немодерированные) нейтроны для получения делящегося плутония и, возможно, более трансурановых соединений из плодородного урана-238. Быстрый спектр достаточно гибкий, чтобы при желании он также мог выделять делящийся уран-233 из тория.
  • Тепловой реактор-размножитель, который использует нейтроны теплового спектра (то есть замедленные) для выделения делящегося урана-233 из тория ( ториевый топливный цикл ). Из-за поведения различных видов ядерного топлива считается, что термический размножитель коммерчески возможен только с ториевым топливом, что позволяет избежать накопления более тяжелых трансурановых элементов.

Повторная обработка [ править ]

При делении ядерного топлива в любом реакторе образуются поглощающие нейтроны продукты деления . Из-за этого неизбежного физического процесса необходимо переработать плодородный материал из реактора-размножителя, чтобы удалить эти нейтронные яды . Этот шаг необходим для того, чтобы в полной мере использовать способность воспроизводить столько или больше топлива, сколько потребляется. Любая переработка может вызвать опасения с точки зрения распространения , поскольку она позволяет извлекать оружейный материал из отработавшего топлива. [27] Самый распространенный метод обработки, PUREX., представляет особую озабоченность, поскольку он был специально разработан для отделения чистого плутония. Ранние предложения по топливному циклу реактора-размножителя вызвали еще большую озабоченность с точки зрения распространения, поскольку в них использовался бы PUREX для выделения плутония в очень привлекательной изотопной форме для использования в ядерном оружии. [28] [29]

Некоторые страны разрабатывают методы переработки, которые не позволяют отделить плутоний от других актинидов. Например, пирометаллургический процесс электровыделения без использования воды , когда он используется для переработки топлива встроенного быстрого реактора , оставляет большие количества радиоактивных актинидов в топливе реактора. [8] К более традиционным системам переработки на водной основе относятся SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX и TRUEX, а также предложения по объединению PUREX с совместными процессами.

Все эти системы имеют немного лучшую устойчивость к распространению, чем PUREX, хотя скорость их внедрения невысока. [30] [31] [32]

В ториевом цикле торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается до урана-233. Если протактиний остается в реакторе, также образуются небольшие количества урана-232, который имеет в своей цепочке распада сильный гамма-излучатель таллий-208 . Как и в случае конструкций с урановым топливом, чем дольше топливо и воспроизводящий материал остаются в реакторе, тем больше накапливается этих нежелательных элементов. В предполагаемых коммерческих ториевых реакторахбудет допущено накопление высоких уровней 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 конструкцию его электроники; это объясняет, почему уран-233 никогда не использовался для производства оружия, кроме демонстрации концепции. [33]

Хотя ториевый цикл может быть устойчивым с точки зрения распространения в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия урана-232), он представляет опасность распространения из-за альтернативного пути извлечения урана-233, который включает химическое извлечение протактиния. 233 и позволяя ему распадаться до чистого урана-233 вне реактора. Этот процесс может происходить вне контроля таких организаций, как Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). [34]

Уменьшение отходов [ править ]

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
  • v
  • т
  • е
Актиниды [35] по цепочке распадаПериод полураспада
( а )		Продукты деления из 235 U по доходности [36]
4 п4 п +14 п +24 п +3
4,5–7%0,04–1,25%<0,001%
228 Ра№4–6 а†155 Euþ
244 смƒ241 Puƒ250 кф227 Ас№10–29 а90 Sr85 кр113м кдþ
232 Uƒ238 Puƒ243 смƒ29–97 а137 Cs151 смþ121 м Sn
248 кн [37]249 Cfƒ242m Amƒ141–351 а

Никакие продукты деления не
имеют период полураспада
в диапазоне
100–210 тыс. Лет.

241 Amƒ251 Cfƒ [38]430–900 а
226 Ra№247 Bk1,3–1,6 тыс. Лет назад
240 Pu229 Чт246 смƒ243 Amƒ4,7–7,4 тыс. Лет
245 смƒ250 см8,3–8,5 тыс. Лет
239 Puƒ24,1 тыс. Лет назад
230 Чт№231 Па№32–76 тыс. Лет назад
236 Npƒ233 Uƒ234 У№150–250 тыс. Лет назад‡99 Tc₡126 Sn
248 см242 Pu327–375 тыс. Лет назад79 Se₡
1,53 млн лет93 Zr
237 Npƒ2,1–6,5 млн лет135 Cs₡107 Pd
236 U247 смƒ15–24 млн лет129 I₡
244 Pu80 млн лет

... не более 15,7 млн ​​лет [39]

232 Чт№238 У№235 Uƒ№0,7–14,1 млрд лет

Легенда для верхнего индекса символов
₡ имеет тепловой захват нейтронов поперечного сечение в диапазоне 8-50 барн
ƒ  делящегося
м  метастабильного изомер
№ прежде всего в природе радиоактивных материалов (NORM)
þ  нейтронных яда (захват тепловых нейтронов поперечного сечения больше , чем 3k барн)
† диапазон 4–97 a: Средноживущий продукт деления
‡ более 200 тыс. Лет назад : Долгоживущий продукт деления

К 1990-м годам ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность. Разведение топливных циклов привлекло новый интерес из-за их способности сокращать количество отходов актинидов, особенно плутония и второстепенных актинидов. [12] Поскольку реакторы-размножители в замкнутом топливном цикле будут использовать почти все поступающие в них актиниды в качестве топлива, их потребность в топливе будет снижена примерно в 100 раз. Объем отходов, которые они производят, будет уменьшен в раз. тоже около 100. Хотя объем отходов из реактора-размножителя значительно сокращается, активность отходов примерно такая же, как и в легководном реакторе. [40]

Кроме того, отходы реактора-размножителя имеют разное поведение при распаде, потому что они состоят из разных материалов. Отходы реакторов-размножителей - это в основном продукты деления, тогда как отходы легководных реакторов содержат большое количество трансурановых соединений. После того, как отработавшее ядерное топливо было удалено из легководного реактора более чем на 100 000 лет, эти трансурановые соединения станут основным источником радиоактивности. Их устранение устранит большую часть долговременной радиоактивности отработавшего топлива. [13]

В принципе, топливные циклы-размножители могут рециркулировать и потреблять все актиниды [9], оставляя только продукты деления . Как показано на графике в этом разделе, продукты деления имеют своеобразный «промежуток» в их совокупных периодах полураспада, так что никакие продукты деления не имеют период полураспада от 91 года до двухсот тысяч лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов из реактора-размножителя на быстрых нейтронах быстро упадет до низкого уровня долгоживущих продуктов деления . Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых элементов от отработавшего топлива. Если переработка топливаИспользуемые методы оставляют большую долю трансурановых соединений в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено. [8]

Оба типа циклов разведения могут уменьшить отходы актинидов:

  • Быстрый реактор - размножитель «S быстрые нейтроны может деление ядер актинидов с четным числом протонов и нейтронов. В таких ядрах обычно отсутствуют низкоскоростные резонансы " тепловых нейтронов " делящегося топлива, используемого в LWR . [41]
  • Ториевый топливный цикл по своей сути производит более низкие уровни тяжелых актинидов. Воспроизводящий материал в ториевом топливном цикле имеет атомный вес 232, а воспроизводящий материал в урановом топливном цикле имеет атомный вес 238. Эта разница масс означает, что торий-232 требует еще шесть событий захвата нейтронов на ядро, прежде чем трансурановый элементы могут быть произведены. В дополнение к этой простой разнице масс реактор получает два шанса расщепить ядра по мере увеличения массы: сначала в качестве эффективных топливных ядер U233, и по мере того, как он поглощает еще два нейтрона, снова в качестве топливных ядер U235. [42] [43]

Реактор, основной задачей 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 то и другое. Селекционные конструкции окружают ядро маточным покровом из плодородного материала. Горелки для отходов окружают активную зону с нефертильными отходами, подлежащими уничтожению. Некоторые конструкции добавляют отражатели или поглотители нейтронов. [16]

Концепции реактора-размножителя [ править ]

Существует несколько концепций реакторов-размножителей; два основных из них:

  • Реакторы со спектром быстрых нейтронов называются реакторами на быстрых нейтронах (FBR) - они обычно используют уран-238 в качестве топлива.
  • Реакторы со спектром тепловых нейтронов называются реакторами-размножителями на тепловых нейтронах - они обычно используют торий-232 в качестве топлива.

Реактор-размножитель на быстрых нейтронах [ править ]

Схематическая диаграмма, показывающая разницу между типами LMFBR типа Loop и Pool.

В 2006 году все электростанции с крупномасштабными реакторами-размножителями (FBR) были жидкометаллическими реакторами-размножителями ( LMFBR ), охлаждаемыми жидким натрием . Они были одного из двух дизайнов: [1]

  • Петлевой тип, при котором теплоноситель первого контура циркулирует через теплообменники первого контура вне бака реактора (но внутри биологической защиты из-за радиоактивного натрия-24 в теплоносителе первого контура)
Экспериментальный реактор-размножитель II , который послужил прототипом интегрального быстрого реактора.
  • Тип бассейна , в котором первичные теплообменники и насосы погружены в бак реактора.

Все современные конструкции реакторов на быстрых нейтронах используют жидкий металл в качестве теплоносителя первого контура для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, генерирующих электричество. FBRs был построен охлаждает другие , чем-натриевых некоторые ранние FBRs используемых жидких металлов ртути , другие экспериментальные реакторы использовали натрий - калий сплав под названием NaK . Оба имеют то преимущество, что они являются жидкостями при комнатной температуре, что удобно для экспериментальных установок, но менее важно для пилотных или полномасштабных электростанций. Свинец и свинцово-висмутового сплава были также использованы .

Три из предложенных типов реакторов поколения IV относятся к FBR: [44]

  • Газоохлаждаемый быстрый реактор (GFR), охлаждаемый гелием .
  • Реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем (SFR) на базе существующих жидкометаллических FBR ( LMFBR ) и интегральных конструкций быстрых реакторов .
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах на базе советских военно-морских силовых установок.

В реакторах FBR обычно используется активная зона со смешанным оксидным топливом, содержащим до 20% диоксида плутония (PuO 2 ) и не менее 80% диоксида урана (UO 2 ). Другой вариант топлива - металлические сплавы , обычно смесь урана, плутония и циркония (используется, потому что она «прозрачна» для нейтронов). Обогащенный уран также можно использовать самостоятельно.

Во многих конструкциях активная зона окружена бланкетом из трубок, содержащих неделящийся уран-238, который, улавливая быстрые нейтроны из реакции в активной зоне, превращается в делящийся плутоний-239 (как и часть урана в активной зоне). которое затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR основаны на геометрии самого топлива (которое также содержит уран-238), приспособленного для достижения достаточно быстрого захвата нейтронов. Сечение деления плутония-239 (или делящегося урана-235) намного меньше в быстром спектре, чем в тепловом спектре, как и отношение между сечением деления 239 Pu / 235 U и сечением поглощения 238 U -раздел. Это увеличивает концентрацию 239 Pu /235 U необходим для поддержания цепной реакции , а также для поддержания отношения воспроизводства к делению. [16] С другой стороны, быстрому реактору не нужен замедлитель для замедления нейтронов , так как быстрые нейтроны производят большее количество нейтронов на одно деление, чем медленные . По этой причине обычная жидкая вода , являясь замедлителем и поглотителем нейтронов , является нежелательным теплоносителем первого контура для быстрых реакторов. Поскольку для охлаждения реактора требуется большое количество воды в активной зоне, выход нейтронов и, следовательно, образование 239 Puсильно пострадали. Теоретическая работа была проделана по реакторам с пониженным замедлением воды , которые могут иметь достаточно быстрый спектр, чтобы обеспечить коэффициент воспроизводства немного выше 1. Это, вероятно, приведет к неприемлемому снижению мощности и высоким затратам в реакторе с жидкостно-водяным охлаждением , но сверхкритический водяной теплоноситель реактора со сверхкритической водой (SCWR) имеет достаточную теплоемкость, чтобы обеспечить адекватное охлаждение меньшим количеством воды, что делает водоохлаждаемый реактор быстрого спектра практической возможностью. [26]

Тип теплоносителя, температура и спектр быстрых нейтронов приводят к тому, что материал оболочки твэла (обычно аустенитная нержавеющая или ферритно-мартенситная сталь) находится в экстремальных условиях. Понимание радиационного повреждения, взаимодействия теплоносителя, напряжений и температур необходимо для безопасной эксплуатации любой активной зоны реактора. Все материалы, используемые до настоящего времени в реакторах на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем, имеют известные пределы, как показано в обзоре ONR-RRR-088. [45] Сталь, усиленная оксидной дисперсией (ODS), рассматривается как долговечный радиационно-стойкий материал оболочки твэлов, который преодолевает недостатки сегодняшнего выбора материалов.

По состоянию на 2017 год в эксплуатации находится всего два реактора-размножителя : реактор БН-600 мощностью 560 МВт и реактор БН-800 мощностью 880 МВт. Оба являются российскими реакторами с натриевым теплоносителем.

Интегральный быстрый реактор [ править ]

Основная статья: Интегральный быстрый реактор

Одна из конструкций реактора на быстрых нейтронах, специально разработанная для решения проблем утилизации отходов и плутония, представляла собой интегральный реактор на быстрых нейтронах (IFR, также известный как интегральный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, хотя исходный реактор был спроектирован таким образом, чтобы не создавать излишков делящегося материала). ). [46] [47]

Чтобы решить проблему утилизации отходов, на IFR была установлена ​​установка по переработке топлива с электролитическим извлечением, в которой уран и все трансурановые соединения (не только плутоний) перерабатывались путем гальваники , оставляя в отходах только продукты деления с коротким периодом полураспада . Некоторые из этих продуктов деления впоследствии могут быть отделены для промышленных или медицинских целей, а остальные отправлены в хранилище отходов. В системе пиропроцессинга IFR используются расплавленные кадмиевые катоды и электроочистители для переработки металлического топлива непосредственно на площадке в реакторе. [48]Такие системы не только смешивают все второстепенные актиниды как с ураном, так и с плутонием, они компактны и автономны, так что нет необходимости вывозить плутонийсодержащий материал 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 топлива из обогащенного урана и / или плутония реактор будет заправляться только небольшими партиями металлического природного урана. Количество металлического природного урана, эквивалентное блоку размером с контейнер для молока, который доставляется один раз в месяц, будет всем топливом, которое потребуется для такого реактора мощностью 1 гигаватт. [49]Такие автономные заводчики в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самодостаточная конечная цель разработчиков ядерных реакторов. [8] [16] Проект был отменен в 1994 году министром энергетики США Хейзел О'Лири . [50] [51]

Другие быстрые реакторы [ править ]

Графитовая сердцевина эксперимента в реакторе на расплавленных солях

Другой предлагаемый реактор на быстрых нейтронах представляет собой реактор на быстрых нейтронах с расплавом соли , в котором замедляющие свойства солевого расплава незначительны. Обычно это достигается заменой фторидов легких металлов (например, LiF, BeF 2 ) в солевом носителе хлоридами более тяжелых металлов (например, KCl, RbCl, ZrCl 4 ).

Было построено несколько прототипов FBR с выходной мощностью от нескольких лампочек ( EBR-I , 1951) до более 1000  МВт . По состоянию на 2006 г. технология экономически неконкурентоспособна по сравнению с технологией тепловых реакторов, но Индия , Япония, Китай, Южная Корея и Россия выделяют значительные средства на исследования для дальнейшей разработки реакторов-размножителей на быстрых нейтронах, ожидая, что рост цен на уран изменит эту ситуацию в длительный срок. Германия, напротив, отказалась от этой технологии из соображений безопасности. SNR-300 на быстрых нейтронах реактор был закончен через 19 лет , несмотря на перерасходы суммируя в общей сложности € 3,6 млрд, только потом отказаться. [52]

Индия также разрабатывает технологию FBR с использованием как уранового, так и ториевого сырья. [ необходима цитата ]

Тепловой реактор-размножитель [ править ]

Реактор Шиппорт, использовавшийся в качестве прототипа размножителя легкой воды в течение пяти лет, начиная с августа 1977 года.

Усовершенствованный реактор на тяжелой воде (AHWR) является одним из немногих предлагаемых крупномасштабных использования тория . [53] Индия разрабатывает эту технологию, руководствуясь значительными запасами тория; почти треть мировых запасов тория находится в Индии, которая не имеет значительных запасов урана.

Третье и последнее ядро атомной станция Шиппингпорт мощности 60 МВт реактора был легким вода тория заводчиком, который начал функционировать в 1977 г. [54] Она использовала гранулы , изготовленные из тория диоксида и уран-233 , оксид; Первоначально содержание U-233 в гранулах составляло 5–6% в затравочной зоне, 1,5–3% в зоне бланкета и ни разу в зоне отражателя. Он работал на мощности 236 МВт, генерировал 60 МВт и в конечном итоге произвел более 2,1 миллиарда киловатт-часов электроэнергии. Через пять лет активная зона была удалена, и было обнаружено, что она содержит почти на 1,4% больше делящегося материала, чем когда она была установлена, что свидетельствует о размножении тория. [55] [56]

Жидкости реактора фторид тория (LFTR) также планируется в качестве теплового заводчика 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 эксперименте с реактором на расплаве соли в Ок-Риджской национальной лаборатории в 1960-х годах. С 2012 года он стал предметом возобновления интереса во всем мире. [57] Япония, Индия, Китай, Великобритания, а также частные компании США, Чехии и Австралии выразили намерение развивать и коммерциализировать технологию. [ необходима цитата ]

Обсуждение [ править ]

Как и многие аспекты ядерной энергетики, реакторы-размножители на быстрых нейтронах на протяжении многих лет вызывали много споров. В 2010 году Международная группа по расщепляющимся материалам заявила, что «после шести десятилетий и затрат, эквивалентных десяткам миллиардов долларов, перспективы создания реакторов-размножителей остаются в основном невыполненными, и в большинстве стран усилия по их коммерциализации неуклонно сокращаются». В Германии, Соединенном Королевстве и Соединенных Штатах от программ разработки реакторов-размножителей отказались. [58] [59] Обоснование использования реакторов-размножителей - иногда явное, а иногда неявное - основывалось на следующих ключевых предположениях: [59] [60]

  • Ожидалось, что урана будет в дефиците, а месторождения с высоким содержанием полезных ископаемых быстро истощатся, если ядерная энергия будет развернута в больших масштабах; Однако реальность такова, что после окончания "холодной войны" уран стал намного дешевле и в большем количестве, чем ожидали первые разработчики. [61]
  • Ожидалось, что реакторы-размножители быстро станут экономически конкурентоспособными по сравнению с легководными реакторами, которые сегодня доминируют в ядерной энергетике, но в действительности капитальные затраты по крайней мере на 25% больше, чем у реакторов с водяным охлаждением.
  • Считалось, что реакторы-размножители могут быть такими же безопасными и надежными, как легководные реакторы, но проблемы безопасности упоминаются как проблема с реакторами на быстрых нейтронах, в которых используется натриевый теплоноситель, где утечка может привести к натриевому пожару.
  • Ожидалось, что можно будет управлять рисками распространения, создаваемыми производителями и их «замкнутым» топливным циклом, в котором плутоний будет рециклироваться. Но поскольку реакторы по воспроизводству плутония производят плутоний из U238, а ториевые реакторы производят делящийся U233 из тория, все циклы воспроизводства теоретически могут создавать риски распространения. [62] Однако U232 , который всегда присутствует в U233, производимом в реакторах-размножителях, является сильным гамма-излучателем через свои дочерние продукты и делает обращение с оружием чрезвычайно опасным, а оружие легко обнаруживаемым. [63]

В прошлом были некоторые антиядерные защитники, которые стали про-ядерной энергетикой в ​​качестве чистого источника электроэнергии, поскольку реакторы-размножители эффективно перерабатывают большую часть их отходов. Это решает одну из важнейших негативных проблем ядерной энергетики. В документальном фильме Pandora's Promise речь идет о реакторах-размножителях, поскольку они обеспечивают реальную мощную альтернативу энергии ископаемого топлива. Согласно фильму, один фунт урана дает столько же энергии, сколько 5000 баррелей нефти . [64] [65]

FBR были построены и эксплуатировались в США, Великобритании, Франции, бывшем СССР , Индии и Японии. [1] Экспериментальный FBR SNR-300 был построен в Германии, но никогда не эксплуатировался и в конечном итоге был остановлен из-за политических разногласий после чернобыльской катастрофы . По состоянию на 2019 год два FBR эксплуатируются для выработки электроэнергии в России. Планируется несколько реакторов, многие из которых предназначены для исследований, связанных с инициативой реактора поколения IV . [ сроки? ] [66] [67] [68]

Развитие и известные реакторы-размножители [ править ]

Известные реакторы-размножители [3] [69] [70] [71]
РеакторСтрана
при постройке		НачалосьНеисправностьДизайн
MWe		Конечная
МВтэ		Тепловая
мощность МВт		Коэффициент мощностиНет
утечек		Температура нейтроновОхлаждающая жидкостьКласс реактора
DFRСоединенное Королевство1962 г.1977 г.14116534%7БыстрыйNaKТестовое задание
БН-350Советский Союз19731999 г.1355275043%15БыстрыйНатрийПрототип
РапсодияФранция19671983 г.0-40-2БыстрыйНатрийТестовое задание
ФениксФранция1975 г.2010 г.23313056340,5%31 годБыстрыйНатрийПрототип
ПФРСоединенное Королевство1976 г.1994 г.23423465026,9%20БыстрыйНатрийПрототип
KNK IIГермания1977 г.1991 г.18175817,1%21 годБыстрыйНатрийИсследование / Тест
СНР-300Германия1985 (частичная эксплуатация)1991 г.327----БыстрыйНатрийПрототип / коммерческий
БН-600Советский Союз1981 г.действующий560560147074,2%27БыстрыйНатрийПрототип / коммерческий (Gen2)
FFTFнас1982 г.1993 г.0-400-1БыстрыйНатрийТестовое задание
СуперфениксФранция1985 г.1998 г.1200120030007,9%7БыстрыйНатрийПрототип / коммерческий (Gen2)
FBTRИндия1985 г.действующий13-40-6БыстрыйНатрийТестовое задание
ПФБРИндияввод в эксплуатациюввод в эксплуатацию500-1250--БыстрыйНатрийПрототип / коммерческий (Gen3)
JōyЯпония1977 г.действующий0-150--БыстрыйНатрийТестовое задание
MonjuЯпония1995 г.2017 г.246246714только проба1БыстрыйНатрийПрототип
БН-800Россия2015 г.действующий789880210073,4%-БыстрыйНатрийПрототип / коммерческий (Gen3)
MSREнас1965 г.1969 г.0-7,4--ЭпитермальныйРасплавленная соль ( FLiBe )Тестовое задание
Клементинанас1946 г.1952 г.0-0,025--БыстрыйМеркурийПервый в мире реактор на быстрых нейтронах
EBR-1нас1951 г.1964 г.0,20,21.4--БыстрыйNaKПервый в мире энергетический реактор
Ферми-1нас1963 г.1972 г.6666200--БыстрыйНатрийПрототип
EBR-2нас1964 г.1994 г.191962,5--БыстрыйНатрийЭкспериментальный / Тестовый
Порт доставкинас1977
как заводчик		1982 г.6060236--ТепловойЛегкая водаЭкспериментальный-Core3

СССР ( в составе России и другие страны, растворенную в 1991 году) построил серию быстрых реакторов, первые из которых ртуть охлаждения и работающая на металлический плутоний, а более поздние заводы с натриевым охлаждением и работающие с оксидом плутония.

BR-1 (1955 г.) имелмощность 100Вт (тепловую), за ним последовал BR-2 мощностью 100 кВт, а затем BR-5 мощностью 5 МВт. [72]

БОР-60 (первая критичность 1969 г.) составлял 60 МВт, строительство началось в 1965 г. [73]

БН-600 (1981),затем России «s BN-+800 (2 016)

Будущие растения [ править ]

Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым охлаждением мощностью 65 МВт (тепловой), 20 МВт (электрический) с расчетным сроком службы 30 лет и целевым выгоранием 100 МВт · сут / кг.

Индия была одним из первых лидеров в сегменте FBR. В 2012 году должен был быть завершен и сдан в эксплуатацию реактор FBR, получивший название прототипа реактора-размножителя на быстрых нейтронах . [74] [75] [ необходимо обновить ] Программа предназначена для использования плодородного тория-232 для получения делящегося урана-233. Индия также разрабатывает технологию ториевого реактора-размножителя на тепловом топливе. Внимание Индии к торию обусловлено большими запасами страны, хотя известные мировые запасы тория в четыре раза превышают запасы урана. В 2007 году Министерство по атомной энергии Индии (DAE) заявило, что одновременно построит еще четыре реактора-размножителя по 500 МВт каждый, в том числе два в Калпаккаме. [76] [ требуется обновление ]

BHAVINI , индийская ядерная энергетическая компания, была создана в 2003 году для строительства, ввода в эксплуатацию и эксплуатации всех быстрых реакторов-размножителей второй очереди, предусмотренных трехступенчатой ​​программой ядерной энергетики Индии . Для реализации этих планов индийский FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт. [ необходима ссылка ] [ требуется обновление ]

Китай экспериментальный быстрый реактор (CEFR) является 25 МВт (э) прототип для планируемого Китая прототипа быстрого реактора (углепластика). [77] Он начал вырабатывать электроэнергию 21 июля 2011 года. [78]

Китай также инициировал проект исследований и разработок в области технологии теплового реактора-размножителя с расплавленной солью тория (реактор с жидким фторидом тория), официально объявленный на ежегодной конференции Китайской академии наук (CAS) в январе 2011 года. Его конечной целью было исследование и разработка ядерная система с расплавленной солью на основе тория более 20 лет. [79] [80] [ требуется обновление ]

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог компании Teledyne Brown Engineering , долгое время был сторонником ториевого топливного цикла и особенно реакторов с жидким фторидом тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, целью которой было разработать конструкции реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз. [81] [82] [83] [84]

Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного реактора FBR для экспорта, чтобы дополнить стандартизированные конструкции PWR (реактор с водой под давлением) и CANDU, которые они уже разработали и построили, но еще не взяли на себя обязательства по созданию прототипа.

Макет реактора БН-600 в разрезе, замененный реактором семейства БН-800 .
Строительство реактора БН-800

У России есть план значительного увеличения парка быстрых реакторов-размножителей. Реактор БН-800 (800 МВт) в Белоярске был построен в 2012 году, заменив реактор БН-600 меньшего размера . В июне 2014 года БН-800 был запущен в режиме минимальной мощности. [85] Работая на 35% от номинального КПД, реактор 10 декабря 2015 г. внес вклад в энергосистему. [86] Он достиг полной выработки мощности в августе 2016 г. [87]

Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1200 МВт) должны были быть завершены в 2018 году, а два дополнительных реактора БН-1200 построены к концу 2030 года. [88] Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы разрешить топливо. конструкция должна быть улучшена после получения большего опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из соображений стоимости. [89]

Экспериментальный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате (СХК) в Северске . БРЕСТ ( русский : bystry Reaktor так svintsovym teplonositelem , английский: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) рассматривается как преемник серии BN, а блок мощностью 300 МВт в SCC может стать предшественником версии мощностью 1200 МВт для широкого развертывания в качестве коммерческого блока выработки электроэнергии. Программа развития является частью Федеральной программы передовых ядерных технологий 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 будет содержать 16 тонн топлива. Блок будет заправляться каждый год, при этом каждый топливный элемент будет находиться в активной зоне в общей сложности пять лет. Температура свинцового теплоносителя будет около 540 ° C, что даст высокий КПД 43%, производство первичного тепла составит 700 МВт, а электрическая мощность составит 300 МВт.Срок службы установки может составить 60 лет. Ожидается, что НИКИЭТ завершит проектирование и строительство в период с 2016 по 2020 годы.[90]

16 февраля 2006 года США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследованиях и разработке быстрых реакторов с натриевым теплоносителем в поддержку Глобального партнерства в области ядерной энергии . [91] В апреле 2007 года правительство Японии выбрало Mitsubishi Heavy Industries (MHI) в качестве «ключевой компании в разработке FBR в Японии». Вскоре после этого MHI основала новую компанию Mitsubishi FBR Systems (MFBR) для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR. [92]

Маркуль во Франции, расположение Phénix (слева).

В сентябре 2010 года французское правительство выделило 651,6 миллиона евро Commissariat à l'énergie atomique для завершения проектирования ASTRID (усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленных демонстраций), реактора четвертого поколения мощностью 600 МВт, который будет завершен в 2020 году [93]. ] [94] По состоянию на 2013 год 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 раньше середины века. [95]

В октябре 2010 года GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами участка Саванна-Ривер Министерства энергетики США , который должен разрешить строительство демонстрационной установки на базе реактора-размножителя на быстрых нейтронах S-PRISM компании до того, как проект получит полную Утверждение лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC). [96] В октябре 2011 года газета The Independent сообщила, что Управление по снятию с эксплуатации ядерных установок Великобритании (NDA) и старшие советники Министерства энергетики и изменения климата (DECC) запросили технические и финансовые подробности PRISM, частично как средство сокращения затрат страны. запасы плутония.[97]

Бегущая волна реактор (TWR) , предложенный в патенте по интеллектуальной Venturesпредставляет собой реактор-размножитель на быстрых нейтронах, не требующий переработки топлива в течение десятилетнего срока службы реактора. Волна горения в конструкции TWR перемещается не от одного конца реактора к другому, а постепенно изнутри наружу. Более того, по мере того как состав топлива изменяется в результате ядерной трансмутации, топливные стержни постоянно перетасовываются в активной зоне для оптимизации нейтронного потока и использования топлива в любой заданный момент времени. Таким образом, вместо того, чтобы позволить волне распространяться через топливо, само топливо перемещается через в основном стационарную волну горения. Это противоречит сообщениям многих СМИ, которые популяризировали эту концепцию как реактор в виде свечи с зоной горения, которая перемещается вниз по топливной палочке. Путем замены статической конфигурации сердечника активно управляемым сердечником типа "стоячая волна" или "солитон",TerraPowerКонструкция позволяет избежать проблемы охлаждения очень изменчивой области горения. Согласно этому сценарию реконфигурация топливных стержней выполняется дистанционно с помощью роботизированных устройств; во время процедуры защитный сосуд остается закрытым, и связанного с этим простоя нет. [98]

См. Также [ править ]

  • Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии
  • Реактор на быстрых нейтронах
  • Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
  • Интегральный быстрый реактор
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
  • Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением
  • Реактор IV поколения
  • Реактор пониженного замедления воды
  • Реактор со сверхкритической водой
  • Гибрид ядерного синтеза-деления
  • Дэвид Хан

Ссылки [ править ]

  1. ^ a b c Уолтар, AE; Рейнольдс, А.Б. (1981). Реакторы-размножители на быстрых нейтронах . Нью-Йорк: Pergamon Press. п. 853. ISBN. 978-0-08-025983-3.
  2. ^ Helmreich, JE Сбор редких руд: дипломатия приобретения урана, 1943–1954 , Princeton UP, 1986: гл. 10 ISBN 0-7837-9349-9 
  3. ^ a b "Ядерный синтез: WNA - Всемирная ядерная ассоциация" .
  4. ^ http://gsdm.u-tokyo.ac.jp/file/140528gps_chang.pdf
  5. ^ «Радиоактивность: быстрые нейтроны» .
  6. ^ «Радиоактивность: нейтронный захват» .
  7. ^ http://atom.kaeri.re.kr/ton/nuc11.html
  8. ^ a b c d "Технологии пиропроцессинга: ПЕРЕРАБОТКА ИСПОЛЬЗОВАННОГО ЯДЕРНОГО ТОПЛИВА ДЛЯ УСТОЙЧИВОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО БУДУЩЕГО" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория . Проверено 25 декабря 2012 года .
  9. ^ a b "www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf" (PDF) . Аргоннская национальная лаборатория. Архивировано 14 января 2013 года из оригинального (PDF) . Проверено 25 декабря 2012 года .
  10. Перейти ↑ Weinberg, AM, and RP Hammond (1970). «Пределы использования энергии», Ам. Sci. 58, 412.
  11. ^ «Управление радиоактивными отходами» . Всемирная ядерная ассоциация. Архивировано из оригинального 21 сентября 2013 года . Проверено 19 сентября 2013 года .
  12. ^ a b «Запасы урана» . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 11 марта 2012 года .
  13. ^ a b Боданский, Дэвид (январь 2006 г.). «Состояние захоронения ядерных отходов» . Физика и общество . Американское физическое общество. 35 (1).
  14. ^ "Информационный бюллетень 15" . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 15 декабря 2012 года .
  15. ^ У. Мертюрек; М.В. Фрэнсис; IC Gauld. "МАСШТАБ 5 Анализ изотопного состава отработавшего ядерного топлива BWR для исследований безопасности" (PDF) . ORNL / TM-2010/286 . ДУБОВАЯ НАЦИОНАЛЬНАЯ ЛАБОРАТОРИЯ . Проверено 25 декабря 2012 года .
  16. ^ a b c d Э. А. Хоффман; WS Yang; Р. Н. Хилл. «Предварительные исследования проекта активной зоны реактора с усовершенствованной горелкой в ​​широком диапазоне коэффициентов конверсии». Аргоннская национальная лаборатория. ANL-AFCI-177. Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
  17. ^ Кадак, профессор Эндрю С. «Лекция 4, Истощение запасов топлива и связанные с этим эффекты» . Эксплуатационная безопасность реактора 22.091 / 22.903 . Hemisphere, по данным Массачусетского технологического института. п. Таблица 6–1, «Средние коэффициенты конверсии или воспроизводства для реакторных систем сравнения». Архивировано из оригинального 17 октября 2015 года . Проверено 24 декабря 2012 года .
  18. ^ Родригес, Плэсид; Ли, С.М. "Кто боится заводчиков?" . Центр атомных исследований Индиры Ганди, Калпаккам 603 102, Индия . Проверено 24 декабря 2012 года .
  19. ↑ Р. Прасад (10 октября 2002 г.). "Реактор-размножитель на быстрых нейтронах: необходимо ли современное топливо?" . Ченнаи, Индия: Индус: Интернет-издание Национальной газеты Индии.
  20. ^ [1]
  21. ^ Адамс, Р. (1995). Легководный реактор-размножитель , Atomic Energy Insights 1 .
  22. ^ Kasten, PR (1998) Обзор Radkowsky Торий Reactor Концепция архивации 25 февраля 2009 года на Wayback Machine . Наука и всеобщая безопасность 7 , 237–269.
  23. ^ Реакторы-размножители на быстрых нейтронах , Департамент физики и астрономии, Государственный университет Джорджии . Проверено 16 октября 2007 года.
  24. ^ Хираока, Т., Сако, К., Такано, Х., Исии, Т. и Сато, М. (1991). Высокопроизводительный реактор на быстрых нейтронах с газовой продувкой продуктами деления и металлическими тепловыделяющими сборками типа «труба в оболочке» . Ядерные технологии 93 , 305–329.
  25. ^ https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf
  26. ^ а б Т. Накацука; и другие. Текущее состояние исследований и разработок сверхкритического реактора на быстрых нейтронах с водяным охлаждением (Super Fast Reactor) в Японии . Представленный на совещании МАГАТЭ технического комитета по ГКРРО в Пизе, 5-8 июля 2010 года .
  27. ^ Р. Бари; и другие. (2009). «Исследование снижения риска распространения альтернативной обработки отработавшего топлива» (PDF) . БНЛ-90264-2009-СР . Брукхейвенская национальная лаборатория . Проверено 16 декабря 2012 года .
  28. ^ CG Bathke; и другие. (2008). «Оценка устойчивости материалов к распространению в усовершенствованных топливных циклах» (PDF) . Министерство энергетики. Архивировано из оригинального (PDF) 4 июня 2009 года . Проверено 16 декабря 2012 года .
  29. ^ "Оценка устойчивости материалов к распространению в усовершенствованных ядерных топливных циклах" (PDF) . 2008. Архивировано из оригинального (PDF) 21 сентября 2013 года . Проверено 16 декабря 2012 года .
  30. ^ Ozawa, M .; Sano, Y .; Nomura, K .; Koma, Y .; Таканаши М. «Новая система переработки, состоящая из процессов PUREX и TRUEX для полного разделения долгоживущих радионуклидов» (PDF) .
  31. ^ Симпсон, Майкл Ф .; Закон, Джек Д. (февраль 2010 г.). «Переработка ядерного топлива» (PDF) . Национальная лаборатория Айдахо.
  32. ^ "Исследование снижения риска распространения альтернативной обработки отработавшего топлива" (PDF) .
  33. ^ Канг и фон Хиппель (2001). "U-232 и сопротивление распространению U-233 в отработавшем топливе" (PDF) . 0892-9882 / 01 . Наука и всеобщая безопасность, Том 9, стр. 1–32. Архивировано из оригинального (PDF) 30 марта 2015 года . Проверено 18 декабря 2012 года .
  34. ^ «Торий: предупреждения о нераспространении ядерного« чудо-топлива » » . 2012 . Проверено 22 сентября 2017 года .
  35. ^ 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 нет нуклидов с периодом полураспада не менее четырех лет (самый долгоживущий нуклид в промежутке - радон-222 с периодом полураспада менее четырех суток ). Самый долгоживущий изотоп радия, 1600 лет, поэтому заслуживает включения этого элемента в этот список.
  36. ^ В частности, отделения U-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  37. ^ Milsted, J .; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «Альфа-период полураспада берклия-247; новый долгоживущий изомер берклия-248». Ядерная физика . 71 (2): 299. Bibcode : 1965NucPh..71..299M . DOI : 10.1016 / 0029-5582 (65) 90719-4 .
    «Изотопные анализы выявили вид с массой 248 в постоянной численности в трех образцах, проанализированных в течение примерно 10 месяцев. Это было приписано изомеру Bk 248 с периодом полураспада более 9 [лет]. Рост Cf не наблюдался. 248 , и нижний предел для β - периода полураспада можно установить на уровне 10 4 [лет]. Альфа-активность, связанная с новым изомером, не обнаружена; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет ]. "
  38. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до " Моря нестабильности ".
  39. ^ Исключая " классически стабильные " нуклиды с периодом полураспада, значительно превышающим 232 Th; например, в то время как 113m Cd имеет период полураспада всего четырнадцать лет, период полураспада 113 Cd составляет почти восемь квадриллионов лет.
  40. ^ https://fas.org/rlg/3_15_2010%20Fast%20Breeder%20Reactors%201.pdf
  41. ^ "Нейтронные сечения4.7.2" . Национальная физическая лаборатория. Архивировано из оригинала на 1 января 2013 года . Проверено 17 декабря 2012 года .
  42. ↑ Дэвид, Сильвен; Элизабет Хаффер; Эрве Нифенекер. «Возвращаясь к торий-урановому ядерному топливному циклу» (PDF) . europhysicsnews. Архивировано из оригинального (PDF) 12 июля 2007 года . Проверено 11 ноября 2018 года .
  43. ^ "Делящиеся изотопы" .
  44. ^ Консультативный комитет по исследованиям в области ядерной энергии Министерства энергетики США (2002). «Технологическая дорожная карта для систем ядерной энергии поколения IV» (PDF) . GIF-002-00. Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
  45. ^ Дэвис, Томас П. (2018). «Обзор материалов на основе железа, применимых для топлива и активной зоны будущих натриевых быстрых реакторов (SFR)» (PDF) . Управление ядерного регулирования .
  46. ^ "Интегральный быстрый реактор" . Реакторы, разработанные Аргоннской национальной лабораторией . Аргоннская национальная лаборатория . Проверено 20 мая 2013 года .
  47. ^ "Анализ национальной политики № 378: Интегральные быстрые реакторы: источник безопасной, обильной и экологически чистой энергии - декабрь 2001 г." . Архивировано из оригинального 25 января 2016 года . Проверено 13 октября 2007 года .
  48. ^ Ханнум, WH, Marsh, GE и Стэнфорд, GS (2004). PUREX и PYRO - это не одно и то же . Физика и общество, июль 2004 г.
  49. ^ Вашингтонский университет (2004). Числа энергии: энергия в естественных процессах и человеческом потреблении, некоторые цифры. Архивировано 15 сентября 2012 года на Wayback Machine . Проверено 16 октября 2007 года.
  50. ^ Кирш, Стив. «Проект интегрального быстрого реактора (IFR): вопросы и ответы Конгресса» .
  51. ^ Стэнфорд, Джордж С. «Комментарии к ошибочному прекращению проекта IFR» (PDF) .
  52. ^ Вернер Мейер-Ларсен: Der Koloß von Kalkar . Der Spiegel 43/1981 от 19 октября 1981 г., С. 42–55. [[ "Der Koloß von Kalkar", Der Spiegel , 13 сентября]] (Немецкий)
  53. ^ «Торий» .
  54. ^ "files.asme.org/ASMEORG/Communities/History/Landmarks/5643.pdf" (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 29 ноября 2007 года.
  55. ^ "atomicinsights.com/1995/10/light-water-breeder-reactor-adapting-proven-system.html" . Архивировано из оригинального 28 октября 2012 года . Проверено 2 октября 2012 года .
  56. ^ Торий информации из Всемирной ядерной ассоциации
  57. ^ Stenger, Виктор (12 января 2012). "LFTR: долгосрочное энергетическое решение?" . Huffington Post .
  58. ^ М. В. Рамана ; Майкл Шнайдер (май – июнь 2010 г.). «Пора отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Бюллетень ученых-атомщиков .
  59. ^ a b Франк фон Хиппель; и другие. (Февраль 2010 г.). Программы реакторов на быстрых нейтронах: история и состояние (PDF) . Международная группа по расщепляющимся материалам. ISBN  978-0-9819275-6-5. Проверено 28 апреля 2014 года .
  60. ^ М. В. Рамана ; Майкл Шнайдер (май – июнь 2010 г.). «Пора отказаться от реакторов-размножителей» (PDF) . Бюллетень ученых-атомщиков .
  61. ^ "Мировое предложение и спрос на уран - Совет по международным отношениям" . Архивировано из оригинального 10 апреля 2012 года . Проверено 10 февраля 2012 года .
  62. ^ "Мировое предложение и спрос на уран - Совет по международным отношениям" .
  63. ^ Введение в оружие массового уничтожения , Лэнгфорд, Р. Эверетт (2004). Хобокен, Нью-Джерси: John Wiley & Sons. п. 85. ISBN 0471465607 . «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 »уран-233 бомбу, сбивая случайных ударов. нейтронов из примесей в материале бомбы, что может привести к возможной преждевременной детонации. Отделение урана-232 от урана-233 оказалось очень трудным и непрактичным. Уран-233 бомба так и не была развернута, поскольку плутония-239 становилось много . " 
  64. ↑ Лен Кох, первый инженер-ядерщик (2013). Обещание Пандоры (Кинофильм). Партнеры воздействия и фильмы CNN. 11 минут. Архивировано из оригинала (DVD, потоковая передача) 18 апреля 2014 года . Проверено 24 апреля 2014 года . Один фунт урана, размером с кончик моего пальца, если бы вы могли высвободить всю энергию, эквивалентен примерно 5 000 баррелей нефти.
  65. ^ Лен Кох (2013). Обещание Пандоры . NetFlix (Кинофильм).
  66. ^ «Архивная копия» (PDF) . Архивировано из оригинального (PDF) 4 марта 2016 года . Проверено 28 августа 2015 года . CS1 maint: заархивированная копия как заголовок ( ссылка )
  67. ^ А.Г. Глазов, В.Н. Леонов, В.В. Орлов, А.Г. Сила-Новицкий, В.С. Смирнов, А.И. Филин, В.С. Цикунов (2007). «Ядерный топливный цикл Брестского реактора и АЭС» (PDF) . Атомная энергия . 103 (1): 501–508. DOI : 10.1007 / s10512-007-0080-5 . S2CID 95683011 .  CS1 maint: uses authors parameter (link)
  68. ^ "Ядерные реакторы поколения IV" . Всемирная ядерная ассоциация . Май 2017.
  69. ^ SR Пиллаи, М. В. Рамана (2014). «Реакторы-размножители: возможная связь между коррозией металла и утечкой натрия» . Бюллетень ученых-атомщиков . 70 (3): 49–55. Bibcode : 2014BuAtS..70c..49P . DOI : 10.1177 / 0096340214531178 . S2CID 144406710 . Проверено 15 февраля 2015 года . 
  70. ^ "База данных по ядерным энергетическим реакторам" . ПРИЗ . МАГАТЭ . Проверено 15 февраля 2015 года .
  71. ^ http://cheekatales.weebly.com/experimental-breeder-reactor-1-ebr-1.html
  72. ^ { https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf
  73. ^ ФГУП «Государственный научный центр РФ НИИ атомных реакторов». «Экспериментальный реактор на быстрых нейтронах БОР-60» . Проверено 15 июня 2012 года .
  74. ^ Srikanth (27 ноября 2011). «80% работ по реактору-размножителю на быстрых нейтронах в Калпаккаме завершены» . Индус . Kalpakkam. Архивировано из оригинального 28 ноября 2011 года . Проверено 25 марта 2012 года .
  75. ^ Jaganathan, Venkatachari (11 мая 2011). «Новый индийский реактивный завод на ходу, ядерная энергетика с сентября следующего года» . Hindustan Times . Ченнаи. Архивировано из оригинального 13 мая 2013 года . Проверено 25 марта 2012 года .
  76. ^ "Дом - Защита Индии" . Архивировано из оригинального 24 ноября 2011 года.
  77. ^ "База данных МАГАТЭ по быстрым реакторам" (PDF) .
  78. ^ "Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах начинает вырабатывать электроэнергию" . xinhuanet. Июль 2011 . Проверено 21 июля 2011 года .
  79. ^ Qimin, Сю (26 января 2011). «Будущее безопасности АЭС» - не придирчивые едоки » » (по-китайски). Архивировано из оригинала 17 июля 2012 года . Проверено 30 октября 2011 года . Вчера, когда Китайская академия наук первой запустила один из стратегических лидеров в области науки и технологий, был официально запущен проект «Будущее передовой энергии ядерного деления - ядерная энергия, система реактора на расплавленной соли на основе тория». Научная цель - 20 лет или около того, разработать новое поколение ядерно-энергетических систем, весь технический уровень достигнут в испытаниях и иметь все права интеллектуальной собственности.
  80. ↑ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку по развитию ядерной энергии из тория» . Блог по окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания) . Проверено 30 октября 2011 года .
  81. ^ "Flibe Energy" .
  82. ^ «Кирк Соренсен основал компанию Flibe Energy Thorium Power» . Следующее Би Будущее. 23 мая 2011 года Архивировано из оригинала 26 октября 2011 года . Проверено 30 октября 2011 года .
  83. ^ "Живой чат: ядерный технолог тория Кирк Соренсен" . Блог по окружающей среде . Лондон: The Guardian (Великобритания). 7 сентября 2001 . Проверено 30 октября 2011 года .
  84. ^ Мартин, Уильям Т. (27 сентября 2011 г.). «Новая компания Хантсвилля по строительству ядерных реакторов на основе тория» . Huntsville Newswire. Архивировано из оригинала 6 апреля 2012 года . Проверено 30 октября 2011 года .
  85. ^ "Белоярская АЭС: начался выход БН-800 на минимальный уровень мощности" . АтомИнфо.ру . Проверено 27 июля 2014 года .
  86. ^ "Запущен первый реактор на быстрых нейтронах БН-800, построенный в России" . mining24.ru . Проверено 22 декабря 2015 .
  87. ^ http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russian-fast-reactor-reaches-full-power-1708165.html
  88. ^ «До 2030 года в России намечено строительство трёх энергоблоков с реакторами БН-1200» . АтомИнфо.ру . Проверено 27 июля 2014 года .
  89. ^ "Россия откладывает БН-1200, чтобы улучшить конструкцию топлива" . Мировые ядерные новости. 16 апреля 2015 . Проверено 19 апреля 2015 года .
  90. ^ «Быстрые шаги для развития атомной энергетики в Сибири» . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 8 октября 2012 года .
  91. ^ "Министерство энергетики - Международный форум поколения IV подписывает соглашение о сотрудничестве в области быстрых реакторов с натриевым охлаждением" . Архивировано из оригинального 20 апреля 2008 года.
  92. ^ "Международная ядерная инженерия" . Архивировано из оригинала 28 июля 2007 года . Проверено 13 марта 2011 года .
  93. ↑ World Nuclear News (16 сентября 2010 г.). «Французское правительство выделяет средства для Астрид» . Архивировано из оригинального 14 июля 2014 года . Проверено 15 июня 2012 года .
  94. ^ «Quatrième génération: vers un nucléaire strong» (PDF) (на французском языке). CEA . Проверено 15 июня 2012 года .
  95. ^ «Франция отказывается от планов строительства ядерного реактора с натриевым теплоносителем» . Рейтер . 30 августа 2019 . Проверено 20 ноября 2019 года .
  96. ^ "Прототип призмы, предложенный для реки Саванна" . Мировые ядерные новости . 28 октября 2010 . Проверено 4 ноября 2010 года .
  97. ↑ Коннор, Стив (28 октября 2011 г.). «Новая жизнь для старой идеи, которая могла бы растворить наши ядерные отходы» . Независимый . Лондон . Проверено 30 октября 2011 года .
  98. ^ "TR10: Реактор бегущей волны" . Обзор технологий . Март 2009 . Проверено 6 марта 2009 года .

Внешние ссылки [ править ]

  • "Реакторы на быстрых нейтронах: от опыта к перспективам" (PDF) .- на официальном pdf ОКБМ Африкантов (на английском языке)
  • Терминология заводчика
  • Ядерная программа США
  • База данных МАГАТЭ по быстрым реакторам
  • Технические документы МАГАТЭ по реакторам на быстрых нейтронах
  • Реакторы, разработанные Аргоннской национальной лабораторией: Технология быстрых реакторов Аргонн был пионером в разработке быстрых реакторов и является лидером в разработке быстрых реакторов во всем мире. См. Также «Наследие ядерной науки и технологий Аргонны» .
  • Фонд атомного наследия - EBR-I
  • «Меняющаяся потребность в реакторе-размножителе » Ричарда Уилсона на 24-м ежегодном симпозиуме Уранового института, сентябрь 1999 г.
  • Экспериментальный реактор-размножитель-II (EBR-II): интегрированная экспериментальная АЭС на быстрых реакторах
  • Международная организация ториевой энергии - www.IThEO.org