Из Википедии, бесплатной энциклопедии
Перейти к навигации Перейти к поиску
Ядерный реактор на быстрых нейтронах и опреснительная установка им. Шевченко БН350 на берегу Каспийского моря . Электростанция вырабатывала 135 МВт эл. Энергии и обеспечивала паром соответствующую опреснительную установку. Вид на интерьер реакторного зала.

Реактора на быстрых нейтронах ( РБН ) или просто быстрый реактор является категорией ядерного реактора , в котором деление цепная реакция поддерживается быстрыми нейтронами (несущих энергию выше 0,5 МэВ или больше, в среднем), в отличие от тепловых нейтронов , используемых в реакторы на тепловых нейтронах . Такой реактор не требует замедлителя нейтронов , но требует топлива , которое относительно богато делящимся материалом по сравнению с тем, которое требуется для реактора на тепловых нейтронах .

Введение [ править ]

Природный уран состоит в основном из трех изотопов :238U ,235U и следовые количества234U (продукт распада238
U ).238
U составляет примерно 99,3% природного урана и подвергается делению только быстрыми нейтронами. [1] Около 0,7% природного урана235
U , который подвергается делению нейтронами любой энергии, но особенно нейтронами меньшей энергии. Когда любой из этих изотопов подвергается делению, он выделяет нейтроны с энергетическим распределением, достигающим максимума от 1 до 2 МэВ. Поток нейтронов деления с более высокой энергией (> 2 МэВ) слишком мал для создания достаточного деления в238
U , а поток нейтронов деления с меньшей энергией (<2 МэВ) слишком мал, чтобы сделать это легко в235
U . [2]

Обычное решение этой проблемы - замедлить нейтроны с помощью замедлителя нейтронов , который взаимодействует с нейтронами, чтобы замедлить их. Наиболее распространенным замедлителем является вода, которая действует за счет упругого рассеяния, пока нейтроны не достигнут теплового равновесия с водой. Ключом к конструкции реактора является тщательное расположение топлива и воды, чтобы нейтроны успели достаточно замедлиться, чтобы стать высокоактивными с235
U , но не настолько, чтобы позволить им вырваться из активной зоны реактора.

Несмотря на то что 238
U не подвергается делению нейтронами, выделяющимися при делении, тепловые нейтроны могут быть захвачены ядром, чтобы преобразовать уран в239Пу .239
Pu имеет нейтронное сечение, подобное сечению235
U , и большая часть атомов, созданных таким образом, будет делиться под действием тепловых нейтронов. В большинстве реакторов на это приходится вырабатываемой энергии. Немного239
Пу остается, а остатки вместе с остатками238
U , может быть переработан во время ядерной переработки .

У воды как модератора есть недостатки. Он может поглотить нейтрон и вывести его из реакции. Этого достаточно, чтобы концентрация235
U в природном уране слишком низок для поддержания цепной реакции; нейтроны теряются из-за поглощения в воде и238
U вместе с потерями в окружающей среде приводит к тому, что в топливе остается слишком мало U. Наиболее распространенное решение этой проблемы - немного сконцентрировать количество235
U в топливе для производства обогащенного урана , с остатками238
U известен как обедненный уран . В других конструкциях используются другие замедлители, такие как тяжелая вода , которые с гораздо меньшей вероятностью поглощают нейтроны, что позволяет им работать на необогащенном топливе. В любом случае нейтронная экономика реактора основана на тепловых нейтронах .

Быстрое деление, заводчики [ править ]

Несмотря на то что 235
U и239
Pu менее чувствителен к нейтронам более высоких энергий, они все еще остаются реактивными даже в диапазоне МэВ. Если топливо будет обогащено, в конечном итоге будет достигнут порог, при котором в топливе будет достаточно делящихся атомов для поддержания цепной реакции даже с быстрыми нейтронами.

Основное преимущество состоит в том, что, удалив замедлитель, можно значительно уменьшить размер реактора и до некоторой степени сложность. Это обычно использовалось для многих ранних реакторных систем подводных лодок, где размер и вес были главными проблемами. Обратной стороной быстрой реакции является то, что обогащение топлива - дорогостоящий процесс, поэтому он, как правило, не подходит для производства электроэнергии или других задач, где стоимость важнее размера.

Еще одно преимущество быстрой реакции привело к значительному развитию для гражданского использования. В быстрых реакторах отсутствует замедлитель, и поэтому отсутствует одна из систем, удаляющих нейтроны из системы. Те, кто работает на239
Pu еще больше увеличивает количество нейтронов, потому что его наиболее распространенный цикл деления испускает три нейтрона, а не смесь двух и трех нейтронов, высвобождаемых из235
U . Окружив активную зону реактора замедлителем, а затем слоем (бланкетом)238
U , эти нейтроны могут быть захвачены и использованы для размножения большего количества239
Пу . Это та же самая реакция, которая происходит внутри в обычных конструкциях, но в этом случае бланкет не должен поддерживать реакцию и, таким образом, может быть сделан из природного урана или обедненного урана.

Из-за избытка нейтронов от 239
Деление Pu , реактор производит больше239
Пу чем он потребляет. Затем материал одеяла можно обработать для извлечения239
Pu для возмещения потерь в реакторе, а излишки затем смешиваются с ураном для получения МОКС-топлива, которое можно подавать в обычные реакторы на медленных нейтронах. Таким образом, один быстрый реактор может питать несколько медленных, что значительно увеличивает количество энергии, извлекаемой из природного урана, с менее 1% в обычном прямоточном цикле до 60% в лучших существующих циклах быстрых реакторов. или более 99% в интегральном быстром реакторе .

Учитывая ограниченные запасы урановой руды, известные в 1960-е годы, и скорость, с которой ядерная энергетика должна была взять верх над производством базовой нагрузки , в 1960-е и 1970-е годы реакторы-размножители на быстрых нейтронах считались решением мировых энергетических потребностей. Используя двукратную переработку, быстрый размножитель увеличивает энергоемкость известных рудных месторождений в 100 раз, а это означает, что существующих источников руды хватит на сотни лет. Недостатком этого подхода является то, что в реактор-размножитель необходимо подавать дорогое высокообогащенное топливо. Многие ожидали, что эта цена по-прежнему будет ниже цены обогащенного урана по мере роста спроса и сокращения известных ресурсов.

В течение 1970-х годов были изучены экспериментальные конструкции селекционеров, особенно в США, Франции и СССР. Однако это совпало с падением цен на уран. Ожидаемый рост спроса заставил горнодобывающие компании расширить каналы поставок, которые начали действовать сразу после того, как в середине 1970-х годов строительство реакторов остановилось. Возникший в результате избыток предложения привел к снижению цен на топливо с примерно 40 долларов США за фунт в 1980 году до менее 20 долларов в 1984 году. Заводчики производили топливо, которое было намного дороже, от 100 до 160 долларов США, и несколько единиц, которые были введены в коммерческую эксплуатацию, оказались полезными. быть экономически губительным. Интерес к реакторам-размножителям был еще более приглушен решением Джимми Картера в апреле 1977 г. отложить строительство реакторов-размножителей в США из-за опасений по поводу распространения и ужасных эксплуатационных показателей Франции ».sРеактор Суперфеникс .

Преимущества [ править ]

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
  • v
  • т
  • е
Актиниды [3] по цепочке распадаПериод полураспада
( а )		Продукты деления из 235 U по доходности [4]
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 [5]249 Cfƒ242m Amƒ141–351 а

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

241 Amƒ251 Cfƒ [6]430–900 а
226 Ra№247 Bk1,3–1,6 тыс. Лет
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

... ни более 15,7 млн ​​лет [7]

232 Чт№238 У№235 U№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

Реакторы на быстрых нейтронах могут снизить общую радиотоксичность ядерных отходов [8], используя все или почти все отходы в качестве топлива. С быстрыми нейтронами, соотношение между расщеплением и захватом от нейтронов по плутонию и младших актинидами часто больше , чем когда нейтроны медленнее, на тепловых или почти тепловые «надтепловой» скорости. Трансмутированные четные актиниды (например,240
Пу ,242
Pu ) расщепляется почти так же легко, как актиниды с нечетными номерами в быстрых реакторах. После расщепления актиниды становятся парой « продуктов деления ». Эти элементы обладают меньшей общей радиотоксичностью. Поскольку при утилизации продуктов деления преобладают наиболее радиотоксичные продукты деления , стронций-90 с периодом полураспада 28,8 года и цезий-137 с периодом полураспада 30,1 года [8].в результате срок службы ядерных отходов сокращается с десятков тысячелетий (от трансурановых изотопов) до нескольких столетий. Процессы не идеальны, но оставшиеся трансурановые соединения уменьшаются от серьезной проблемы до крошечного процента от общего количества отходов, потому что большинство трансурановых соединений можно использовать в качестве топлива.

Быстрые реакторы технически решают аргумент "нехватки топлива" против реакторов, работающих на уране, без учета неоткрытых запасов или добычи из разбавленных источников, таких как гранит или морская вода. Они позволяют получать ядерное топливо почти из всех актинидов, включая известные многочисленные источники обедненного урана и тория , а также отходы легководных реакторов. В среднем за одно деление быстрые нейтроны производят больше нейтронов, чем тепловые . Это приводит к большему избытку нейтронов сверх тех, которые требуются для поддержания цепной реакции. Эти нейтроны можно использовать для производства дополнительного топлива или для преобразования отходов с длительным периодом полураспада в менее опасные изотопы, как это было сделано на реакторе Феникс в Маркуле , Франция., или некоторые из них могут использоваться для каждой цели. Хотя обычные тепловые реакторы также производят избыточные нейтроны, быстрые реакторы могут производить их достаточно, чтобы производить больше топлива, чем они потребляют. Такие конструкции известны как реакторы-размножители на быстрых нейтронах . [ необходима цитата ]

Недостатки [ править ]

Основным недостатком реакторов на быстрых нейтронах является то, что на сегодняшний день они оказались дорогостоящими в строительстве и эксплуатации, и ни один из них не оказался конкурентоспособным по стоимости с реакторами на тепловых нейтронах, если только цена на уран резко не повысилась. [9]

Некоторые другие конструкции присущи и другим недостаткам.

Натрий часто используется в качестве теплоносителя в быстрых реакторах, потому что он не сильно снижает скорость нейтронов и имеет высокую теплоемкость. Однако на воздухе горит и пенится. Это вызвало трудности в реакторах (например, USS Seawolf (SSN-575) , Monju ), хотя некоторые быстрые реакторы с натриевым теплоносителем безопасно работали в течение долгих периодов времени (в частности, Phénix и EBR-II в течение 30 лет или BN-600 все еще в эксплуатации с 1980 года, несмотря на несколько мелких утечек и пожаров). [ необходима цитата ]

Другая проблема связана с активацией нейтронов. Поскольку жидкие металлы, кроме лития и бериллия, обладают низкой замедляющей способностью, первичным взаимодействием нейтронов с теплоносителем на быстрых нейтронах является (n, гамма) реакция, которая вызывает радиоактивность теплоносителя. Облучение нейтронами активирует значительную долю теплоносителя в мощных быстрых реакторах, вплоть до примерно терабеккереля бета-распадов на килограмм теплоносителя при устойчивой работе. [10] Это причина того, что в реакторах с натриевым охлаждением первичный контур охлаждения встроен в отдельный натриевый бассейн. Натрий-24 , что является результат захвата нейтронов претерпевает бета - распад , чтобы магний-24с периодом полураспада пятнадцать часов; магний удаляется в холодной ловушке.

Неисправная конструкция реактора на быстрых нейтронах может иметь положительный коэффициент пустотности : вскипание теплоносителя при аварии снизит его плотность и, следовательно, скорость абсорбции; для коммерческого использования такие конструкции не предлагаются. Это опасно и нежелательно с точки зрения безопасности и несчастного случая. Этого можно избежать с помощью реактора с газовым охлаждением , поскольку пустоты в таком реакторе не образуются во время аварии; однако активация в охлаждающей жидкости остается проблемой. Гелий -cooled реактор позволил бы избежать оба проблем, так как упругое рассеяние и полные сечения приблизительно равны, то есть несколько (п, гамма) реакции присутствуют в охлаждающей жидкости и низкой плотности гелия при обычных рабочих условиях означают , что нейтроны имеют мало взаимодействие с охлаждающей жидкостью.[ необходима цитата ]

Из-за малого поперечного сечения большинства материалов при высоких энергиях нейтронов критическая масса в быстром реакторе намного выше, чем в тепловом реакторе. На практике это означает значительно более высокое обогащение : обогащение > 20% в быстром реакторе по сравнению с обогащением <5% в обычных тепловых реакторах.

Конструкция реактора [ править ]

Охлаждающая жидкость [ править ]

Вода , наиболее распространенный теплоноситель в тепловых реакторах , обычно не подходит для быстрых реакторов, потому что она действует как замедлитель нейтронов . Однако реактор поколения IV, известный как реактор со сверхкритической водой с пониженной плотностью теплоносителя, может иметь достаточно жесткий нейтронный спектр, чтобы считаться быстрым реактором. Разведение, которое является основным преимуществом быстрых реакторов перед тепловыми, может осуществляться с помощью системы с тепловым охлаждением и легководным замедлителем с использованием урана с обогащением ~ 90%.

Все действующие быстрые реакторы представляют собой реакторы с жидкометаллическим теплоносителем . В первом реакторе Клементина использовался ртутный теплоноситель и металлическое плутониевое топливо. Помимо токсичности для человека, ртуть имеет высокое поперечное сечение (n, гамма) реакции, вызывая активацию теплоносителя и потерю нейтронов, которые в противном случае могли бы быть поглощены топливом, поэтому она больше не рассматривается как охлаждающая жидкость. Расплавленный свинец и свинец - висмут эвтектических сплавов использовались в военно - морских двигательных установках, в частности , класс советского Альфа подводных лодок, а также некоторые реакторах - прототипов. Натрий-калиевый сплав(NaK) популярен в испытательных реакторах из-за его низкой температуры плавления . Во всех крупных реакторах на быстрых нейтронах используется теплоноситель из расплавленного натрия .

Другой предлагаемый реактор на быстрых нейтронах представляет собой реактор с расплавом соли , в котором замедляющие свойства соли незначительны. Обычно это достигается путем замены фторидов легких металлов (например, фторида лития - LiF, фторида бериллия - BeF 2 ) в солевом носителе более тяжелыми хлоридами металлов (например, хлоридом калия - KCI, хлоридом рубидия - RbCl, хлоридом циркония - ZrCl 4 ). . Moltex Energy [11] предлагает построить реактор на быстрых нейтронах под названием Stable Salt Reactor . В этой конструкции реактора ядерное топливо растворено в расплаве соли. Соль содержится втрубы из нержавеющей стали, аналогичные используемым в твердотопливных реакторах. Реактор охлаждается за счет естественной конвекции другого солевого теплоносителя. Moltex утверждает, что их конструкция менее затратна в строительстве, чем угольная электростанция, и может потреблять ядерные отходы из обычных твердотопливных реакторов.

В реакторах на быстрых нейтронах с газовым охлаждением обычно используются гелий, который имеет малые сечения поглощения и рассеяния, что позволяет сохранить спектр быстрых нейтронов без значительного поглощения нейтронов теплоносителем. [ необходима цитата ]

Топливо [ править ]

На практике поддержание цепной реакции деления с помощью быстрых нейтронов означает использование относительно обогащенного урана или плутония . Причина этого в том, что делящиеся реакции предпочтительны при тепловых энергиях, поскольку соотношение между239
 Сечение деления Pu и238
 Сечение поглощения U составляет ~ 100 в тепловом спектре и 8 в быстром спектре. Сечения деления и поглощения малы как для239
Pu и238
U при высоких (быстрых) энергиях, что означает, что быстрые нейтроны с большей вероятностью проходят через топливо без взаимодействия, чем тепловые нейтроны; таким образом, требуется больше делящегося материала. Поэтому быстрый реактор не может работать на природном урановом топливе. Тем не менее, можно построить быстрый реактор , который порода топливо, производя больше , чем он потребляет. После первоначальной загрузки топлива такой реактор может быть заправлен переработкой . Продукты деления можно заменить добавлением природного или даже обедненного урана без дальнейшего обогащения. Это концепция реактора-размножителя на быстрых нейтронах или FBR.

До сих пор в большинстве реакторов на быстрых нейтронах использовалось либо МОКС- топливо (смешанный оксид), либо топливо из металлических сплавов . Использование советских реакторов на быстрых нейтронах (высокая235
Обогащенный U ) урановое топливо. Индийский реактор-прототип использует топливо из карбида урана.

В то время как критичность при высоких энергиях может быть достигнута с ураном, обогащенным до 5,5 (весовых) процентов урана-235, были предложены конструкции быстрых реакторов с обогащением в диапазоне 20 процентов по причинам, включая срок службы активной зоны: если бы быстрый реактор был загружен минимальным критическая масса, то реактор станет докритическим после первого деления. Напротив, избыток топлива вводится с помощью механизмов контроля реактивности, так что регулятор реактивности вводится полностью в начале срока службы, чтобы вывести реактор из сверхкритического состояния в критическое; по мере того, как топливо истощается, управление реактивностью снимается, чтобы поддерживать продолжающееся деление. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах применимо вышеизложенное, хотя реактивность из-за истощения топлива также компенсируется воспроизводством либо233
U или239
Pu и241
Pu из тория-232 или238
U соответственно.

Контроль [ править ]

Как и тепловые реакторы, реакторы на быстрых нейтронах управляются путем поддержания критичности реактора в зависимости от запаздывающих нейтронов , с полным контролем с помощью управляющих стержней или лопастей, поглощающих нейтроны.

Однако они не могут полагаться на изменения своих модераторов, потому что модератора нет. Таким образом, доплеровское уширение в замедлителе, которое влияет на тепловые нейтроны , не работает, равно как и отрицательный коэффициент пустотности замедлителя. Оба метода распространены в обычных легководных реакторах .

Доплеровское расширение из-за молекулярного движения топлива, из-за его тепла может обеспечить быструю отрицательную обратную связь. Молекулярное движение самих делящихся материалов может отрегулировать относительную скорость топлива в сторону от оптимальной скорости нейтронов. Тепловое расширение топлива может дать отрицательную обратную связь. В малых реакторах, как на подводных лодках, может использоваться доплеровское уширение или тепловое расширение отражателей нейтронов.

Опреснительная установка Шевченко БН350, единственная в мире опреснительная установка с ядерным обогревом

История [ править ]

В предложении МАГАТЭ 2008 г. по системе сохранения знаний о быстрых реакторах [12] отмечалось, что:

В течение последних 15 лет в промышленно развитых странах, которые ранее были вовлечены в интенсивное развитие этой области, наблюдается стагнация в развитии быстрых реакторов. Все исследования быстрых реакторов были остановлены в таких странах, как Германия, Италия, Соединенное Королевство и Соединенные Штаты Америки, и единственная проводимая работа связана с снятием с эксплуатации быстрых реакторов. Многие специалисты, которые занимались исследованиями и разработками в этой области в этих странах, уже вышли на пенсию или близки к пенсионному. В таких странах, как Франция, Япония и Российская Федерация, которые все еще активно развивают технологию быстрых реакторов, ситуация усугубляется нехваткой молодых ученых и инженеров, переходящих в эту отрасль ядерной энергетики.

Список быстрых реакторов [ править ]

Списанные реакторы [ править ]

Соединенные Штаты [ править ]

  • Clementine был первым реактором на быстрых нейтронах, построенным в 1946 году в Лос-Аламосской национальной лаборатории . В нем использовалось металлическое плутониевое топливо, ртутный теплоноситель, достигалась тепловая мощность 25 кВт, и он использовался для исследований, особенно в качестве источника быстрых нейтронов.
  • Экспериментальный реактор-размножитель I (EBR-I) в Аргонн-Уэст, ныне Национальная лаборатория Айдахо , недалеко от Арко, штат Айдахо , в 1951 году стал первым реактором, вырабатывающим значительное количество энергии. Списан в 1964 году.
  • Ферми-1 возле Детройта представлял собой прототип реактора на быстрых нейтронах, который был запущен в 1957 году и остановлен в 1972 году.
  • Экспериментальный реактор-размножитель II (EBR-II) в Национальной лаборатории штата Айдахо , недалеко от Арко, штат Айдахо , был прототипом интегрального быстрого реактора в 1965–1994 годах.
  • SEFOR в Арканзасе представлял собой исследовательский реактор мощностью 20 МВт, который работал с 1969 по 1972 год.
  • Испытательная установка Fast Flux (FFTF) мощностью 400 МВт безупречно работала с 1982 по 1992 год в Хэнфорде, Вашингтон. В нем использовался жидкий натрий, слитый с засыпкой аргоном при уходе и обслуживании.
  • SRE в Калифорнии представлял собой коммерческий реактор мощностью 20 МВт , 6,5 МВт ( эл.) , Работавший с 1957 по 1964 год.
  • LAMPRE-1 представлял собой реактор мощностью 1 МВт на расплавленном плутониевом топливе. С 1961 по 1963 год он работал как исследовательский реактор в национальной лаборатории Лос-Аламоса.

Европа [ править ]

  • Реактор на быстрых нейтронах петлевого типа Даунрея (DFR), 1959–1977 гг., Был реактором на быстрых нейтронах мощностью 14 МВт и прототипом (PFR), 1974–1994 гг., Мощностью 250 МВт в Кейтнессе , в районе Хайленд в Шотландии .
  • Реактор на быстрых нейтронах бассейнового типа Дунрея (PFR) в 1975–1994 гг. Представлял собой 600 МВт, 234 МВт (эл.), В котором использовалось смешанное оксидное (МОКС) топливо.
  • Рапсоди в Кадараше , Франция, (20, затем 40 МВт) работал с 1967 по 1982 год.
  • Superphénix , Франция, мощностью 1200 МВт, закрыта в 1997 году из-за политического решения и высоких затрат.
  • Феникс , 1973, Франция, 233 МВт, перезапущен в 2003 году на 140 МВт для экспериментов по трансмутации ядерных отходов в течение шести лет, прекратил производство электроэнергии в марте 2009 года, хотя он продолжит тестовую эксплуатацию и продолжит исследовательские программы CEA до конца 2009. Остановился в 2010 году.
  • KNK-II, в Германии экспериментальный компактный быстрый реактор с натриевым теплоносителем мощностью 21 МВт, работавший с октября 1977 года по август 1991 года. Целью эксперимента было устранение ядерных отходов при производстве энергии. Были небольшие проблемы с натрием в сочетании с протестами общественности, которые привели к закрытию объекта.

СССР / Россия [ править ]

  • Небольшие реакторы на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем использовались для военно-морских силовых установок , особенно в ВМФ СССР .
  • БР-5 - исследовательский реактор на быстрых нейтронах Физико-энергетического института в Обнинске с 1959 по 2002 год.
  • БН-350 был построен Советским Союзом в Шевченко (нынешний Актау ) на Каспийском море. Он производил 130 МВтэ плюс 80 000 тонн пресной воды в день.
  • ИБР-2 - исследовательский реактор на быстрых нейтронах в Объединенном институте ядерных исследований в Дубне (под Москвой).
  • РОРСАТ - 33 космических быстрых реактора были запущены Советским Союзом в 1989–1990 годах в рамках программы, известной в США как спутник радиолокационной разведки океана (РОРСАТ). Обычно реакторы вырабатывали около 3 кВтэ.
  • БЭС-5 - космический реактор с натриевым теплоносителем, запущенный в рамках программы RORSAT, выработавший 5 кВтэ.
  • БР-5 - натриевый реактор на быстрых нейтронах мощностью 5 МВт, который эксплуатировался в СССР в 1961 году в основном для испытаний материалов.
  • Российская Alpha 8 PbBi - это серия реакторов на быстрых нейтронах, охлаждаемых свинцом и висмутом, используемых на борту подводных лодок. Подводные лодки функционировали как подводные лодки-убийцы, оставаясь в гавани, а затем атакуя из-за высокой скорости, достижимой подлодкой.

Азия [ править ]

  • Реактор Монжу мощностью 300 МВт в Японии был закрыт в 1995 году из-за серьезной утечки натрия и пожара. Он был перезапущен 6 мая 2010 года, но в августе 2010 года еще одна авария, связанная с упавшим оборудованием, снова остановила реактор. По состоянию на июнь 2011 года реактор вырабатывал электричество всего в течение одного часа с момента его первого испытания двумя десятилетиями ранее. [ необходима цитата ]
  • Реактор Актау мощностью 150 МВт в Казахстане использовался для производства плутония, опреснения воды и производства электроэнергии. Он закрылся через 4 года после истечения срока действия лицензии на эксплуатацию завода. [ необходима цитата ]

Никогда не работал [ править ]

  • Реактор-размножитель Clinch River , США
  • Интегральный быстрый реактор , США. В конструкции упор сделан на топливный цикл, основанный на электролитической переработке на месте. Отменен в 1994 году без строительства.
  • SNR-300 , Германия

Активный [ править ]

  • БН-600 - реактор-размножитель бассейнового типа с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС . Он обеспечивает энергосистему Среднего Урала мощностью 560 МВт. В эксплуатации с 1980 г.
  • БН-800 - реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем на Белоярской АЭС. Он вырабатывает 880 МВт электроэнергии и начал производство электроэнергии в октябре 2014 года. Он вышел на полную мощность в августе 2016 года.
  • БОР-60 - реактор с натриевым теплоносителем в НИИ атомных реакторов в Димитровграде, Россия . В эксплуатации с 1968 года. Для экспериментальных целей вырабатывает 60 МВт. [ необходима цитата ]
  • FBTR - экспериментальный реактор мощностью 10,5 МВт в Индии, ориентированный на достижение значительного уровня выгорания.
  • Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах , экспериментальный реактор мощностью 60 МВт, 20 МВт, который вышел из строя в 2011 году и в настоящее время находится в эксплуатации. [13] Он используется для исследования материалов и компонентов будущих китайских быстрых реакторов.
  • KiloPower / KRUSTY - это исследовательский натриевый реактор на быстрых нейтронах мощностью 1-10 кВт, построенный в Лос-Аламосской национальной лаборатории. Он впервые достиг критического уровня в 2015 году и демонстрирует применение энергетического цикла Стирлинга.

В ремонте [ править ]

  • Jōyō (常 陽) , 1977–1997 и 2004–2007, Япония, 140 МВт - экспериментальный реактор, работающий как испытательная установка для облучения. После аварии в 2007 году реактор был остановлен на ремонт, реконструкцию планировалось завершить в 2014 году [14].

В стадии строительства [ править ]

  • PFBR , Калпаккам, Индия, реактор мощностью 500 МВт с критичностью, запланированной на 2021 год. Это натриевый реактор на быстрых нейтронах.
  • CFR-600 , Китай, 600 МВт.
  • МБИР Многоцелевой исследовательский реактор на быстрых нейтронах. Площадка научно-исследовательского института атомных реакторов (НИИАР) в Димитровграде в Ульяновской области на западе России, 150 МВт. Строительство началось в 2016 году, завершение намечено на 2024 год.

В дизайне [ править ]

  • БН-1200 , Россия , построенный после 2014 г. [15], эксплуатация запланирована на 2018–2020 гг. [16], теперь отложена как минимум до 2035 г. [17]
  • Планировалось, что Toshiba 4S будет отправлена ​​в Галену, Аляска (США), но прогресс застопорился (см. Атомная электростанция Галена )
  • KALIME - это проект мощностью 600 МВт в Южной Корее, рассчитанный на 2030 год. [18] KALIMER является продолжением реактора на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением и металлическим топливом в бассейне, представленном Advanced Burner Reactor (2006), S- PRISM (с 1998 г. по настоящее время), Интегральный быстрый реактор (1984–1994) и EBR-II (1965–1995).
  • Реактор поколения IV ( гелий · натрий · свинцовый охлаждаемый), предложенный США международными усилиями после 2030 года.
  • JSFR, Япония, проект реактора мощностью 1500 МВт начался в 1998 году, но безуспешно.
  • Компания ASTRID , Франция, отменила проект реактора с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт.
  • Марсианский реактор с атмосферным охлаждением (MACR) - это проект мощностью 1 МВт, который планируется завершить в 2033 году. MACR - это реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением (диоксид углерода), предназначенный для обеспечения энергией предполагаемых марсианских колоний.
  • TerraPower разрабатывает расплавленный реактор соли в партнерстве с Southern Company , Национальной лаборатории Оук - Ридж , Национальной лаборатории Айдахо , Университета Вандербильта и научно - исследовательский институт электроэнергетики . Они планируют начать испытания петлевого завода в 2019 году и расширяют свой процесс производства соли. Данные будут использоваться для оценки кодов теплогидравлики и анализа безопасности. [19]
  • Elysium Industries проектирует реактор с расплавом соли с быстрым спектром действия. [20]
  • ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) - демонстрационный образец быстрого реактора со свинцовым теплоносителем, разработанный Ansaldo Energia из Италии, он представляет собой последний этап проектов ELSY и LEADER. [21]

Запланировано [ править ]

  • Будущие FBR, Индия, 600 МВт, после 2025 г. [22]

Диаграмма [ править ]

Быстрые реакторы
насРоссияЕвропаАзия
ПрошлоеКлементина , EBR-I / II , SEFOR , FFTFБН-350Dounreay , рапсодия , Суперфеникс , Phénix (остановлен в 2010 году)
ОтмененоКлинч Ривер , IFRСНР-300
На стадии вывода из эксплуатацииMonju
ОперационнаяБОР-60 , БН-600 ,
БН-800 [ ссылка обязательна ]		FBTR , CEFR
В ремонтеJōy
В разработкеМБИРPFBR , CFR-600
ПланируетсяGen IV ( газ · натрий · свинец · соль ), TerraPower , Elysium MCSFR, DoE VTRБН-1200АСТРИД , Мольтекс4S , JSFR , КАЛИМЕР

См. Также [ править ]

  • Усилитель энергии
  • Реактор-размножитель на быстрых нейтронах
  • Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением
  • Реактор IV поколения
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
  • Ядерный топливный цикл
  • Реактор на быстрых нейтронах с натриевым охлаждением
  • Реактор на тепловых нейтронах

Ссылки [ править ]

  1. ^ "Что такое нейтрон - определение нейтрона" . www.nuclear-power.net . Проверено 19 сентября 2017 .
  2. ^ «Спектры нейтронного потока - Ядерная энергия» . www.nuclear-power.net . Проверено 29 августа 2017 .
  3. ^ 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 суток ). Таким образом, самый долгоживущий изотоп радия - 1600 лет - заслуживает включения в этот список.
  4. ^ В частности, отделения U-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  5. ^ Milsted, J .; Фридман, AM; Стивенс, CM (1965). «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 может быть установлен на уровне около 10 4 [лет]. Альфа-активность, связанная с новым изомером, не обнаружена; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет] ]. "
  6. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до " моря нестабильности ".
  7. ^ 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.
  8. ^ a b Более разумное использование ядерных отходов , Уильям Х. Ханнум, Джеральд Э. Марш и Джордж С. Стэнфорд, авторское право Scientific American, 2005. Источник 2010-9-2,
  9. ^ "Программы реакторов-размножителей на быстрых нейтронах: история и статус" (PDF) . Международная группа по расщепляющимся материалам. Февраль 2010 г.
  10. ^ "Является ли БН-800 лучшим ядерным реактором на данный момент?" . Январь 2017 г.
  11. ^ "Moltex Energy | Более безопасная и более чистая ядерная энергия | Реакторы на стабильной соли | SSR" . www.moltexenergy.com . Проверено 20 октября 2016 .
  12. ^ «Система сохранения знаний о быстрых реакторах: таксономия и основные требования» (PDF) .
  13. ^ «Первый в Китае экспериментальный реактор на быстрых нейтронах (CEFR) введен в эксплуатацию в 2009 году - Zoom China Energy Intelligence - новый сайт» . zoomchina.com.cn . Архивировано из оригинала на 2011-07-07 . Проверено 1 июня 2008 .
  14. ^ Т. СОГА, В. ИТАГАКИ, Ю. КИХАРА, Ю. МАЭДА. Попытка улучшить методы испытаний в реакторе на экспериментальном быстром реакторе Joyo . 2013.
  15. ^ «Решение о строительстве БН-1200 будет принято в 2014 году» . urbc.ru .
  16. ^ "В 2012 году на Белоярской АЭС начнется строительство пятого энергоблока БН-1800. РИА Новый День]" . 1 ноября 2007 . Проверено августом 2018 . Проверить значения даты в: |access-date=( помощь )
  17. ^ "Россия откладывает БН-1200 до 2035 года" . 2 января 2020.
  18. ^ "*** 지속 가능 원자력 시스템 ***" . kaeri.re.kr .
  19. ^ Ван, Брайан (24 августа 2018 г.). «Южная компания в партнерстве с Биллом Гейтсом поддержала Terrapower в разработке быстрого реактора с расплавленным хлоридом» . www.nextbigfuture.com . Проверено 25 августа 2018 .
  20. ^ http://www.elysiumindustries.com/technology
  21. ^ https://www.ansaldoenergia.com/Pages/Generation-IV--SMR.aspx
  22. ^ «Обзор индийской программы ядерных реакторов на быстрых нейтронах - Атомная энергия - Ядерный реактор» . Scribd .

Внешние ссылки [ править ]

  • https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
  • Отчет ANL по РАННЕМ СОВЕТСКИМ БЫСТРЫМ РЕАКТОРАМ
  • Статья о последних работах по реакторам на быстрых нейтронах в Scientific American, декабрь 2005 г.
  • База данных МАГАТЭ по быстрым реакторам
  • Поиск данных и сохранение знаний о быстрых реакторах направлен на создание всеобъемлющего международного реестра данных и знаний о быстрых реакторах, которых будет достаточно, чтобы сформировать основу для разработки быстрых реакторов через 30-40 лет.
  • Всемирная ядерная ассоциация: Реакторы на быстрых нейтронах
  • Международная организация ториевой энергии