Из Википедии, бесплатной энциклопедии
  (Перенаправлен из Integral Fast Reactor )
Перейти к навигации Перейти к поиску
Экспериментальный реактор-размножитель II , который послужил прототипом интегрального быстрого реактора.

Интеграл быстрый реактор ( ПППЫ , первоначально усовершенствованный реактор с жидкометаллическим ) представляет собой дизайн для ядерного реактора с использованием быстрых нейтронов и без замедлителя нейтронов (а «быстрого» реактор ). IFR будет производить больше топлива и отличается ядерным топливным циклом, в котором используется переработка путем электроочистки на площадке реактора.

Разработка IFR началась в 1984 году, и Министерство энергетики США построило прототип экспериментального реактора-размножителя II . 3 апреля 1986 года два испытания продемонстрировали безопасность, присущую концепции IFR. Эти испытания моделировали аварии, связанные с потерей потока теплоносителя. Даже при отключенных обычных устройствах отключения реактор безопасно отключился без перегрева в системе. Проект IFR был отменен Конгрессом США в 1994 году, за три года до завершения. [1]

Предлагаемый реактор на быстрых нейтронах поколения IV с натриевым охлаждением является наиболее близкой к сохранившейся конструкции реактора-размножителя на быстрых нейтронах . Другие страны также разработали и эксплуатируют быстрые реакторы .

S-PRISM (от SuperPRISM), также называемый PRISM (инновационный малый модуль энергетического реактора), - это название атомной электростанции, разработанной GE Hitachi Nuclear Energy (GEH) на основе интегрального быстрого реактора. [2]

История [ править ]

Исследования реактора начались в 1984 году в Аргоннской национальной лаборатории в Аргонне, штат Иллинойс. Аргонн является частью национальной лабораторной системы Министерства энергетики США и эксплуатируется по контракту с Чикагским университетом .

Экспериментальный реактор Заводчик II (EBR II) ,

Аргонн ранее имел филиал кампуса под названием «Аргонн-Вест» в Айдахо-Фоллс , штат Айдахо, который теперь является частью Национальной лаборатории Айдахо . В прошлом на территории филиала физики из Аргонна построили так называемый экспериментальный реактор-размножитель II (EBR II). Тем временем физики в Аргонне разработали концепцию IFR, и было решено, что EBR II будет преобразован в IFR. Чарльз Тилль, канадский физик из Аргонна, был руководителем проекта IFR, а Юн Чанг был его заместителем. Тилль работал в Айдахо, а Чанг - в Иллинойсе.

Отмена [ править ]

С избранием президентом Биллом Клинтоном в 1992 году, и назначением Хейзел О'Лири в качестве министра энергетики , было давление сверху , чтобы отменить IFR. [3] Сенатор Джон Керри (штат Массачусетс) и О'Лири возглавили оппозицию реактору, утверждая, что он будет угрозой для усилий по нераспространению, и что он является продолжением проекта реактора-размножителя в Клинч-Ривер, который был отменен Конгрессом. [4]

Одновременно в 1994 году министр энергетики О'Лири наградил ведущего ученого по IFR 10 000 долларов и золотой медалью, указав, что его работа по разработке технологии IFR обеспечила «повышенную безопасность, более эффективное использование топлива и меньшее количество радиоактивных отходов». [5]

Противники IFR также представили отчет [6] Управления ядерной безопасности Министерства энергетики США относительно утверждений бывшего сотрудника Аргонна о том, что Аргонн отомстил ему за то, что он высказал опасения по поводу безопасности, а также по поводу качества исследований, проведенных в рамках программы IFR. Отчет получил международное внимание с заметной разницей в освещении в крупных научных публикациях. Британский журнал Nature озаглавил свою статью «Отчет поддерживает информатора», а также отметил конфликт интересов со стороны комиссии Министерства энергетики, которая оценивала исследования IFR. [7] Напротив, статья, появившаяся в Science, была озаглавлена ​​«Действительно ли разоблачитель из Аргонны пускал дым?». [8]Примечательно, что статья не раскрывает , что директор Арагонской национальной лаборатории, Алан Schriesheim, был членом совета директоров наука «с головной организацией, Американская ассоциация содействия развитию науки. [9]

Несмотря на поддержку реактора тогдашней республикой Ричард Дурбин (штат Иллинойс) и сенаторы США Кэрол Мозли Браун (штат Иллинойс) и Пол Саймон (штат Иллинойс), финансирование реактора было урезано, и в конечном итоге он был отменен в 1994 году, что дороже, чем его завершение. Когда это было доведено до сведения президента Клинтона, он сказал: «Я знаю; это символ».

С 2000 г. [ править ]

В 2001 году в рамках дорожной карты поколения IV Министерство энергетики поручило группе ученых из 242 человек из Министерства энергетики, Калифорнийского университета в Беркли, Массачусетского технологического института, Стэнфорда, ANL, LLNL, Toshiba, Westinghouse, Duke, EPRI и других организаций оценить 19 из них. лучшие конструкции реакторов по 27 различным критериям. IFR занял первое место в их исследовании, опубликованном 9 апреля 2002 г. [10]

В настоящее время интегральные быстрые реакторы не находятся в промышленной эксплуатации, однако очень похожий реактор на быстрых нейтронах, работающий как сжигатель запасов плутония, реактор БН-800 , был введен в промышленную эксплуатацию в 2014 году.

Технический обзор [ править ]

ППП охлаждается жидким натрием или свинцом [ сомнительным - обсудить ] и подогреваются в сплаве из урана и плутония . Топливо находится в стальной оболочке с жидким натрием, заполняющим пространство между топливом и оболочкой. Пустота над топливом позволяет безопасно собирать гелий и радиоактивный ксенон без значительного увеличения давления внутри топливного элемента, а также позволяет топливу расширяться без нарушения оболочки, что делает практичным металлическое, а не оксидное топливо.

В реакторах нескольких советских подводных лодок класса «Альфа » в качестве теплоносителя использовался эвтектический сплав свинца и висмута. Преимущество свинца перед натрием состоит в том, что он не вступает в химические реакции, особенно с водой или воздухом. Недостатки заключаются в том, что жидкий свинец намного более плотный и более вязкий, чем жидкий натрий (что увеличивает расходы на перекачку), и существует множество продуктов активации радиоактивных нейтронов, в то время как натрия практически нет.

Основные проектные решения [ править ]

Металлическое топливо [ править ]

Металлическое топливо с заполненной натрием полостью внутри оболочки для обеспечения возможности расширения топлива было продемонстрировано в EBR-II. Металлическое топливо делает пиропроцессинг предпочтительной технологией переработки. [ необходима цитата ]

Производство металлического топлива проще и дешевле, чем керамическое (оксидное) топливо, особенно в условиях удаленного обращения. [11] [ необходима ссылка ]

Металлическое топливо имеет лучшую теплопроводность и меньшую теплоемкость, чем оксид, что имеет преимущества в безопасности. [11] [ необходима ссылка ]

Натриевая охлаждающая жидкость [ править ]

Использование жидкометаллического теплоносителя устраняет необходимость в сосуде высокого давления вокруг реактора. Натрий обладает превосходными ядерными характеристиками, высокой теплоемкостью и теплопередачей, низкой плотностью, низкой вязкостью, достаточно низкой температурой плавления и высокой температурой кипения, а также отличной совместимостью с другими материалами, включая конструкционные материалы и топливо. Высокая теплоемкость теплоносителя и удаление воды из активной зоны повышают безопасность активной зоны. [11] [ необходима ссылка ]

Дизайн бассейна, а не петля [ править ]

Содержание всего теплоносителя первого контура в бассейне дает несколько преимуществ в плане безопасности и надежности. [11] [ необходима ссылка ]

Обработка на месте с использованием пиропроцессинга [ править ]

Переработка необходима для достижения большинства преимуществ быстрого реактора, улучшения использования топлива и сокращения радиоактивных отходов на несколько порядков. [11] [ необходима ссылка ]

Обработка на месте - вот что делает IFR неотъемлемой частью . Это и использование пиропроцессинга снижает риск распространения. [12] [11] [ необходим лучший источник ]

Пиропроцессинг (с использованием электрорафинера) был продемонстрирован на EBR-II как практичный в требуемом масштабе. По сравнению с процессом на водной основе PUREX , он экономичен по капитальным затратам и непригоден для производства оружейных материалов, опять же, в отличие от PUREX, который был разработан для программ производства оружия. [ необходима цитата ]

Пиропроцессинг делает металлическое топливо предпочтительным топливом. Эти два решения дополняют друг друга. [11] [ необходима ссылка ]

Резюме [ править ]

Четыре основных решения - металлическое топливо, натриевый теплоноситель, конструкция бассейна и переработка на месте электроочисткой - дополняют друг друга и создают топливный цикл, устойчивый к распространению и эффективный с точки зрения использования топлива, и реактор с высоким уровнем внутренней безопасности, в то время как минимизация образования высокоактивных отходов. Практичность этих решений продемонстрирована многолетней эксплуатацией EBR-II. [11]

Преимущества [ править ]

Реакторы-размножители (такие как IFR) в принципе могут извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории , снижая потребность в топливе почти на два порядка по сравнению с традиционными прямоточными реакторами, которые извлекают менее 0,65% энергии в добытого урана и менее 5% обогащенного урана, которым они заправляются. Это может значительно снизить озабоченность по поводу поставок топлива или энергии, используемой в горнодобывающей промышленности .

Сегодня более важно, почему быстрые реакторы являются топливно-эффективными: потому что быстрые нейтроны могут расщепить или «сжечь» все компоненты отходов трансурановых отходов (ТРУ) ( актиниды : реакторный плутоний и второстепенные актиниды ), многие из которых служат десятками тысячи лет или дольше и делают обычную утилизацию ядерных отходов такой проблематичной. Большинство радиоактивных продуктов деления (ПД), производимых реактором, имеют гораздо более короткие периоды полураспада: они очень радиоактивны в краткосрочной перспективе, но быстро распадаются. IFR извлекает и перерабатывает 99,9% урана и трансурановых элементов.в каждом цикле и использует их для производства энергии; поэтому его отходы - это просто продукты деления; через 300 лет их радиоактивность упадет ниже, чем у исходной урановой руды. [13] [14] [ ненадежный источник? ] [15] [ необходим лучший источник ] Тот факт, что реакторы 4-го поколения проектируются для использования отходов станций 3-го поколения, может фундаментально изменить историю ядерной энергетики - потенциально делая комбинацию станций 3-го и 4-го поколений более привлекательным вариантом энергии, чем 3-е. само по себе было бы возможным, как с точки зрения управления отходами, так и с точки зрения энергетической безопасности.

«Интегральный» относится к переработке на месте электрохимической пирообработкой . При этом отработавшее топливо разделяется на 3 фракции: 1. Уран, 2. Изотопы плутония и другие трансурановые элементы , и 3. Продукты ядерного деления.. Уран и трансурановые элементы перерабатываются в новые топливные стержни, а продукты деления в конечном итоге превращаются в стеклянные и металлические блоки для более безопасной утилизации. Поскольку фракции 2 и 3 (объединенные трансурановые элементы и продукты деления) являются высокорадиоактивными, в операциях по перемещению и переработке твэлов используется роботизированное или дистанционно управляемое оборудование. Также утверждается, что это особенность; не ошибка; поскольку делящийся материал, который никогда не покидает установку (и при обращении с ним было бы смертельным исходом), значительно снижается потенциал распространения возможного переключения делящегося материала.

Безопасность [ править ]

В традиционных легководных реакторах (LWR) активная зона должна поддерживаться под высоким давлением, чтобы вода оставалась жидкой при высоких температурах. Напротив, поскольку IFR представляет собой реактор с жидкометаллическим охлаждением, активная зона может работать при давлении, близком к атмосферному, что резко снижает опасность аварии с потерей теплоносителя . Вся активная зона реактора, теплообменники и насосы первичного охлаждения погружены в бассейн с жидким натрием или свинцом, что делает потерю теплоносителя первого контура крайне маловероятной. Контуры охлаждающей жидкости предназначены для охлаждения за счет естественной конвекции.Это означает, что в случае потери мощности или неожиданного останова реактора тепла от активной зоны реактора будет достаточно для поддержания циркуляции теплоносителя даже в случае выхода из строя насосов охлаждения первого контура.

IFR также имеет преимущества пассивной безопасности по сравнению с обычными LWR. Топливо и оболочка спроектированы таким образом, что, когда они расширяются из-за повышения температуры, большее количество нейтронов может покинуть активную зону, что снижает скорость цепной реакции деления. Другими словами, повышение температуры ядра будет действовать как механизм обратной связи, который снижает мощность ядра. Этот атрибут известен как отрицательный температурный коэффициент реактивности.. Большинство LWR также имеют отрицательные коэффициенты реактивности; однако в случае IFR этот эффект достаточно силен, чтобы предотвратить повреждение активной зоны реактора без внешнего воздействия со стороны операторов или систем безопасности. Это было продемонстрировано в серии испытаний на безопасность прототипа. Пит Планшон, инженер, проводивший испытания для международной аудитории, пошутил: «Еще в 1986 году мы дали небольшому [20 МВт] прототипу усовершенствованного быстрого реактора пару шансов расплавиться. Оба раза он вежливо отказался». [16]

Жидкий натрий представляет собой проблему с безопасностью, поскольку он самовоспламеняется при контакте с воздухом и может вызвать взрыв при контакте с водой. Так было на АЭС Мондзю во время аварии и пожара в 1995 году. Чтобы снизить риск взрывов в результате утечки воды из паровых турбин, конструкция IFR (как и другие быстрые реакторы с натриевым теплоносителем)) включает промежуточный контур жидкометаллического теплоносителя между реактором и паровыми турбинами. Назначение этого контура - гарантировать, что любой взрыв в результате случайного смешения натрия и турбинной воды будет ограничен вторичным теплообменником и не будет представлять опасности для самого реактора. В альтернативных конструкциях в качестве теплоносителя первого контура используется свинец вместо натрия. Недостатками свинца являются его более высокая плотность и вязкость, что увеличивает затраты на перекачку, и продукты радиоактивной активации, возникающие в результате поглощения нейтронов. Эвтектат свинца-висмута, используемый в некоторых российских реакторах подводных лодок, имеет более низкие вязкость и плотность, но могут возникнуть те же проблемы с продуктами активации.

Эффективность и топливный цикл [ править ]

Среднесрочные жили
продукты деления
Реквизит:
Единица:		t ½
( а )		Доходность
( % )		Q *
( кэВ )		βγ *
155 евро4,760,0803252βγ
85 кр10,760,2180687βγ
113м кд14.10,0008316β
90 Sr28,94,5052826β
137 Cs30,236,3371176β γ
121 м Sn43,90,00005390βγ
151 см88,80,531477β

Цели проекта IFR заключались в повышении эффективности использования урана за счет воспроизводства плутония и устранения необходимости когда-либо покидать территорию объекта трансурановыми изотопами. Реактор имел немодерируемую конструкцию, работающую на быстрых нейтронах , позволяющую потреблять любой трансурановый изотоп (а в некоторых случаях использовать его в качестве топлива).

По сравнению с нынешними легководными реакторами с прямоточным топливным циклом, который вызывает деление (и получает энергию) из менее 1% урана, обнаруженного в природе, реактор-размножитель, такой как IFR, имеет очень эффективный (99,5% урана подвергается деление [ необходима цитата ] ) топливный цикл. [14] В базовой схеме использовалось пироэлектрическое разделение, распространенный метод в других металлургических процессах, для удаления трансурановых соединений и актинидов из отходов и их концентрирования. Затем это концентрированное топливо было преобразовано на месте в новые топливные элементы.

Доступные топливные металлы никогда не отделялись ни от изотопов плутония, ни от всех продуктов деления [12] [ необходим лучший источник ], и поэтому их относительно трудно использовать в ядерном оружии. Кроме того, плутонию никогда не приходилось покидать площадку, и поэтому он был менее уязвим для несанкционированной утечки. [17]

Еще одно важное преимущество удаления трансурановых элементов с длительным периодом полураспада из цикла отходов заключается в том, что оставшиеся отходы становятся гораздо более краткосрочной опасностью. После переработки актинидов ( переработанный уран , плутоний и второстепенные актиниды ) оставшиеся изотопы радиоактивных отходов представляют собой продукты деления с периодом полураспада 90 лет ( Sm-151 ) или меньше, или 211100 лет ( Tc-99 ) и более ; плюс любые продукты активации нетопливных компонентов реактора.

Сравнения с легководными реакторами [ править ]

Накопление тяжелых актинидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах [18], которые не могут расщеплять актинидные нуклиды с четным числом нейтронов, и, таким образом, они накапливаются и обычно рассматриваются как трансурановые отходы после традиционной переработки. Аргументом в пользу быстрых реакторов является то, что они могут расщеплять все актиниды.

Ядерные отходы [ править ]

Реакторы типа IFR производят гораздо меньше отходов, чем реакторы типа LWR, и даже могут использовать другие отходы в качестве топлива.

Главный аргумент в пользу использования технологии в стиле IFR сегодня заключается в том, что она обеспечивает лучшее решение существующей проблемы ядерных отходов, поскольку быстрые реакторы можно заправлять из отходов существующих реакторов, а также из плутония, используемого в оружии, как это имеет место. в действующем, по состоянию на 2014 г., реакторе БН-800 . Отходы обедненного урана (DU) также могут использоваться в качестве топлива в быстрых реакторах.

Отходы реакторов IFR имеют либо короткий период полураспада, что означает, что они быстро распадаются и становятся относительно безопасными, либо длительный период полураспада, что означает, что они лишь незначительно радиоактивны. Из-за пиропроцессинга общий объем истинных отходов / продуктов деления составляет 1/20 объема отработавшего топлива, произведенного установкой по производству легкой воды с такой же выходной мощностью, и часто все они считаются отходами. 70% продуктов деления либо стабильны, либо имеют период полураспада менее одного года. Технеций-99 и йод-129, которые составляют 6% продуктов деления, имеют очень длительный период полураспада, но могут быть преобразованы в изотопы с очень коротким периодом полураспада (15,46 секунды и 12,36 часа) путем поглощения нейтронов в реакторе, эффективно разрушая их ( увидеть больше Долгоживущие продукты деления). Цирконий-93, еще 5% продуктов деления, в принципе может быть переработан в оболочку твэла, где не имеет значения, что он радиоактивен. Исключая вклад трансурановых отходов (TRU), которые представляют собой изотопы, образующиеся, когда U-238 захватывает медленный тепловой нейтрон в LWR, но не делится, все оставшиеся высокоактивные отходы / продукты деления (FP), оставшиеся от переработки топливо TRU менее радиотоксично (в зивертах ), чем природный уран (в сравнении граммов с граммами) в течение 400 лет, и после этого оно продолжает снижаться. [15] [19] [20] [14] [ ненадежный источник? ] [нужен лучший источник ]

Эдвин Сэйр подсчитал, что тонна продуктов деления (включая очень слаборадиоактивный палладий-107 и т. Д.), Превращенных в металл, имеет рыночную стоимость в 16 миллионов долларов. [21]

Две формы производимых отходов ППП не содержат плутония или других актинидов . Радиоактивность отходов снижается до уровней, аналогичных исходной руде, примерно через 300–400 лет. [20] [14] [ ненадежный источник? ] [15] [ нужен лучший источник ]

Переработка топлива на площадке означает, что объем высокоактивных ядерных отходов, покидающих завод, крошечный по сравнению с отработавшим топливом LWR. [22] [ необходима цитата ] Фактически, в США большая часть отработавшего топлива LWR осталась в хранилище на площадке реактора, вместо того, чтобы транспортироваться для переработки или размещения в геологическом хранилище . Небольшие объемы высокоактивных отходов от переработки могут оставаться на площадках реакторов в течение некоторого времени, но они сильно радиоактивны из -за среднеактивных продуктов деления (MLFP) и требуют надежного хранения, как в нынешних емкостях для хранения сухих контейнеров . В первые несколько десятилетий использования, до того, как MLFPраспадаться снизить тепловые уровни производства , геологическое хранилище емкость ограничена не по объему , но за счет генерирования тепла, а также распад тепла генерации от среднего сроком продуктов деления примерно одинакова на единицу мощности от любого вида реактора деления, ограничивая заложения раннего хранилища.

Потенциальное полное удаление плутония из потока отходов реактора снижает обеспокоенность, которая существует в настоящее время в отношении отработавшего ядерного топлива из большинства других реакторов, которая возникает при захоронении или хранении их отработавшего топлива в геологическом хранилище, поскольку они могут быть использованы в качестве плутония. моя когда- нибудь в будущем. [23] «Несмотря на миллионное снижение радиотоксичности, предлагаемое этой схемой, [24] некоторые полагают, что удаление актинидов принесет мало, если вообще даст какие-либо существенные преимущества для захоронения в геологическом хранилище, потому что некоторые из нуклидов продуктов деления вызывают наибольшую озабоченность в сценариях например, выщелачивание грунтовых вод фактически имеют более длительный период полураспада, чем радиоактивные актиниды. Эти опасения не учитывают план хранения таких материалов в нерастворимом Synroc и не измеряют опасность пропорционально опасностям от естественных источников, таких как медицинские рентгеновские лучи, космические лучи или природные радиоактивные горные породы (например, гранит ). Эти люди обеспокоены радиоактивными продуктами деления, такими как технеций-99 , йод-129 и цезий-135, с периодом полураспада от 213000 до 15,7 миллионов лет » [23]. Некоторые из них нацелены на трансмутацию, чтобы застраховать даже эти сравнительно низкие проблемы, например, положительный коэффициент недействительности IFRможет быть снижен до приемлемого уровня путем добавления технеция в ядро, помогая разрушить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. [25] (см. Больше Долгоживущие продукты деления )

Эффективность [ править ]

IFR использует практически всю энергию, содержащуюся в урановом топливе, тогда как традиционный легководный реактор использует менее 0,65% энергии в добытом уране и менее 5% энергии в обогащенном уране.

Углекислый газ [ править ]

Основная статья: Жизненный цикл выбросов парниковых газов источников энергии

И IFR, и LWR не выделяют CO 2 во время работы, хотя строительство и переработка топлива приводят к выбросам CO 2 , если в процессе строительства используются источники энергии, не являющиеся углеродно-нейтральными (например, ископаемое топливо), или цементы, выделяющие CO 2 .

Обзор Йельского университета 2012 года, опубликованный в Journal of Industrial Ecology, анализирующий CO
2 Оценка жизненного цикла выбросов от ядерной энергетики определила, что: [26]

«Коллективная литература по ОЖЦ показывает, что выбросы парниковых газов [парниковых газов] в течение жизненного цикла от ядерной энергетики составляют лишь небольшую часть от традиционных ископаемых источников и сравнимы с возобновляемыми технологиями».

Хотя в статье в основном рассматривались данные по реакторам поколения II , а не анализировались выбросы CO.
2Если выбросить к 2050 году реакторы третьего поколения, которые в настоящее время строятся , он суммировал результаты оценки жизненного цикла разрабатываемых реакторных технологий.

Теоретические FBR [ быстрые реакторы-размножители ] были оценены в литературе LCA. В ограниченной литературе, в которой оценивается эта потенциальная технология будущего, сообщается о медианных выбросах парниковых газов за жизненный цикл ... аналогичных или меньших, чем у LWR [ легководных реакторов ], и предполагается, что они потребляют мало или совсем не потребляют урановую руду .

Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
  • v
  • т
  • е
Актиниды [27] по цепочке распадовПериод полураспада
( а )		Продукты деления из 235 U по доходности [28]
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 [29]249 Cfƒ242m Amƒ141–351 а

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

241 Amƒ251 Cfƒ [30]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 [31]

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

Топливный цикл [ править ]

Смотрите также: Ядерный топливный цикл

Топливо реакторов на быстрых нейтронах должно быть по крайней мере на 20% делящимся, что больше, чем у низкообогащенного урана, используемого в LWR. Первоначально делящийся материал может включать высокообогащенный уран или плутоний из отработавшего топлива LWR , списанного ядерного оружия или других источников. Во время работы реактор производит больше делящегося материала из воспроизводящего материала , максимум примерно на 5% больше из урана и на 1% больше из тория.

Воспроизводящим материалом в топливе быстрых реакторов может быть обедненный уран (в основном U-238 ), природный уран , торий или переработанный уран из отработавшего топлива традиционных легководных реакторов [14] и даже включать неделящиеся изотопы плутония и второстепенные изотопы актинидов . Если допустить отсутствие утечки актиноидов в поток отходов во время переработки, реактор типа IFR мощностью 1 ГВт потребляет около 1 тонны плодородного материала в год и производит около 1 тонны продуктов деления .

Переработка топливного цикла IFR путем пиропроцессинга (в данном случае электрорафинирования ) не требует получения чистого плутония, свободного от радиоактивности продуктов деления, как это было сделано в процессе PUREX . Целью переработки в топливном цикле IFR является просто снижение уровня тех продуктов деления, которые являются нейтронными ядами ; даже их не нужно полностью удалять. Электроочищенное отработавшее топливо очень радиоактивно, но поскольку новое топливо не нужно точно производить, как топливные таблетки LWR, а просто отливать, можно использовать дистанционное изготовление, что снижает воздействие на рабочих.

Как и любой реактор на быстрых нейтронах, изменив материал, из которого изготовлены бланкеты, IFR может работать в широком диапазоне от реактора-размножителя до самодостаточного для горелки. В режиме размножения (с использованием бланкетов из U-238 ) он будет производить больше делящегося материала, чем потребляет. Это полезно для обеспечения делящегося материала для запуска других заводов. Используя стальные отражатели вместо бланкетов из U-238, реактор работает в режиме чистой горелки и не является чистым источником делящегося материала; в конечном итоге он будет потреблять делящийся и воспроизводимый материал и, предполагая переработку без потерь, производить не актиниды, а только продукты деления и продукты активации. Количество необходимого делящегося материала может быть ограничивающим фактором для очень широкого развертывания быстрых реакторов, если запасов избыточного оружейного плутония и плутония из отработавшего топлива LWR будет недостаточно. Чтобы максимально увеличить скорость развертывания быстрых реакторов, их можно эксплуатировать в режиме максимального воспроизводства.

Так как текущая стоимость из обогащенного урана является низким по сравнению с ожидаемой стоимостью крупномасштабных пирометаллургическими и электролитическим оборудованием и стоимостью строительства вторичного контура охлаждающей жидкости, более высокие затраты на топливо из в тепловом реакторе в течение ожидаемого срока эксплуатации станции смещены за счет увеличения капитальных затрат . (В настоящее время в Соединенных Штатах коммунальные предприятия платят правительству фиксированную ставку в размере 1/10 цента за киловатт-час за захоронение высокоактивных радиоактивных отходов в соответствии с Законом о политике в области ядерных отходов . Если бы эта плата была основана на продолжительности жизни отходы, замкнутые топливные циклы могут стать более конкурентоспособными с финансовой точки зрения. Поскольку запланированное геологическое хранилище в видеYucca Mountain не продвигается вперед, этот фонд собирал за эти годы, и в настоящее время у правительства накопилось 25 миллиардов долларов на то, что они не доставили, то есть на снижение опасности, создаваемой отходами. [32]

Переработка ядерного топлива с использованием пиропроцессинга и электроочистки еще не была продемонстрирована в промышленных масштабах, поэтому инвестирование в крупную установку типа IFR может быть более высоким финансовым риском, чем в обычный легководный реактор .

Концепция IFR (цвет), также доступна анимация цикла пиропроцессинга. [33]
Концепция IFR (черно-белое с более четким текстом)

Пассивная безопасность [ править ]

В IFR используется топливо из металлических сплавов (уран / плутоний / цирконий), которое является хорошим проводником тепла, в отличие от оксида урана LWR (и даже некоторых реакторов на быстрых нейтронах), который плохо проводит тепло и достигает высоких температур в центре топливные пеллеты. IFR также имеет меньший объем топлива, поскольку делящийся материал разбавлен воспроизводящим материалом в соотношении 5 или меньше, по сравнению с примерно 30 для топлива LWR. Активная зона IFR требует большего отвода тепла на объем активной зоны во время работы, чем активная зона LWR; но с другой стороны, после отключения остается гораздо меньше тепла, которое все еще рассеивается и которое необходимо удалить. Однако остаточное теплогенерация из короткоживущих продуктов деления и актинидов сопоставима в обоих случаях, начиная с высокого уровня и уменьшаясь со временем, прошедшим после остановки. Большой объем жидкого натриевого теплоносителя первого контура в конфигурации бассейна предназначен для поглощения остаточного тепла без достижения температуры плавления топлива. Первичные натриевые насосы имеют маховики, поэтому при отключении питания они будут медленно выбегать (90 секунд). Такой останов способствует дальнейшему охлаждению активной зоны при останове. Если бы первичный контур охлаждения каким-либо образом внезапно остановили или если бы стержни управления были внезапно удалены, металлическое топливо может расплавиться, как это было случайно продемонстрировано в EBR-I,однако плавящееся топливо затем экструдируется вверх по стальным оболочкам топливных трубок и из активной зоны, что приводит к постоянной остановке реактора и прекращению дальнейшего выделения тепла при делении или плавления топлива.[34] В случае металлического топлива оболочка не нарушается, и радиоактивность не выделяется даже при экстремальных переходных режимах.

Саморегулирование уровня мощности IFR зависит в основном от теплового расширения топлива, которое позволяет большему количеству нейтронов улетучиваться, подавляя цепную реакцию . LWR имеют меньший эффект от теплового расширения топлива (поскольку большая часть активной зоны является замедлителем нейтронов ), но имеют сильную отрицательную обратную связь от доплеровского уширения (которое действует на тепловые и надтепловые нейтроны, а не на быстрые нейтроны) и отрицательный коэффициент пустот.от закипания водяного замедлителя / теплоносителя; менее плотный пар возвращает в топливо меньшее количество нейтронов с меньшей термализованностью, которые с большей вероятностью будут захвачены U-238, чем вызывают деление. Однако положительный пустотный коэффициент IFR можно снизить до приемлемого уровня, добавив технеций в ядро, помогая уничтожить долгоживущий продукт деления технеций-99 путем ядерной трансмутации в процессе. [25]

IFR способны выдерживать как потерю потока без SCRAM, так и потерю радиатора без SCRAM . Помимо пассивного останова реактора, конвекционный ток, генерируемый в системе теплоносителя первого контура, предотвратит повреждение топлива (расплавление активной зоны). Эти возможности были продемонстрированы в EBR-II . [1] Конечная цель - исключить выброс радиоактивных веществ ни при каких обстоятельствах.

Воспламеняемость натрия представляет опасность для операторов. Натрий легко горит на воздухе и самовоспламеняется при контакте с водой. Использование промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами сводит к минимуму риск возгорания натрия в активной зоне реактора.

При нейтронной бомбардировке образуется натрий-24. Он очень радиоактивен, излучает энергетический гамма-луч с энергией 2,7 МэВ, за которым следует бета-распад с образованием магния-24. Период полураспада составляет всего 15 часов, так что этот изотоп не представляет долговременной опасности. Тем не менее, присутствие натрия-24 дополнительно требует использования промежуточного контура теплоносителя между реактором и турбинами.

Распространение [ править ]

См. Также: плутоний реакторного качества

И IFR, и легководные реакторы (LWR) производят плутоний реакторного качества , и даже при высоких температурах выгорания он остается пригодным для использования в качестве оружия [35], но топливный цикл IFR имеет некоторые конструктивные особенности, которые сделают распространение более трудным, чем текущая переработка отработавшего топлива LWR PUREX. . Во- первых , он может работать при более высоком выгорании и, следовательно, увеличивать относительное содержание неделящегося , но фертильного изотопов плутония-238 , плутония-240 и плутония-242 . [36]

В отличие от переработки PUREX, электролитическая переработка отработавшего топлива в ИФР не позволила выделить чистый плутоний и оставила его смешанным с второстепенными актинидами и некоторыми продуктами деления редкоземельных элементов, что делает теоретическую возможность изготовления бомбы непосредственно из него весьма сомнительной. [12] [ необходим лучший источник ] Вместо того, чтобы транспортироваться с крупного централизованного завода по переработке на реакторы в других местах, как это принято сейчас во Франции, из Ла-Хага в ее рассредоточенный ядерный парк LWR , пиролизное топливо для ППП было бы гораздо дороже. устойчивы к несанкционированному перенаправлению. [17] [ необходим лучший источник ] Материал со смесьюИзотопы плутония в реакторе IFR останутся на площадке реактора, а затем будут сожжены практически на месте [17] [ необходим лучший источник ]. В качестве альтернативы, при эксплуатации в качестве реактора-размножителя часть подвергнутого пирообработке топлива может потребляться тем же или другие реакторы, расположенные в другом месте. Однако, как и в случае с традиционной водной переработкой, по-прежнему возможно химическое извлечение всех изотопов плутония из подвергнутого пирообработке / рециркуляции топлива, и это будет намного проще сделать из переработанного продукта, чем из исходного отработавшего топлива, хотя по сравнению с с другим обычным переработанным ядерным топливом, МОКС , было бы труднее, поскольку переработанное топливо ППП содержит больше продуктов деления, чем МОКС, и из-за его более высокойвыгорание , более устойчивый к распространению Pu-240, чем MOX.

Преимущество удаления и выгорания актинидов ППП (актиниды включают плутоний) из отработавшего топлива, заключается в устранении опасений по поводу оставления отработавшего топлива ППП или даже обычного, и, следовательно, сравнительно более низкого выгорания отработавшего топлива, которое может содержать изотоп плутония, пригодный для использования в оружии. концентрации в геологическом хранилище (или более распространенном хранилище сухих контейнеров ), которые затем могут быть добыты когда-нибудь в будущем с целью изготовления оружия » [23].

Поскольку реакторный плутоний содержит изотопы плутония с высокой скоростью самопроизвольного деления , и отношения этих проблемных изотопов - с точки зрения производства оружия, только возрастают по мере того, как топливо выгорает все дольше и дольше, это значительно труднее производить ядерное оружие деления, которое будет достигать существенной отдачи от отработавшего топлива с более высоким выгоранием, чем от обычного умеренно сгоревшего отработавшего топлива LWR .

Таким образом, риски распространения значительно сокращаются с помощью системы IFR по многим параметрам, но не устраняются полностью. Плутоний из переработанного топлива ALMR будет иметь изотопный состав, аналогичный тому, который получают из других источников сильно выгоревшего отработавшего ядерного топлива . Хотя это делает материал менее привлекательным для производства оружия, его можно использовать в оружии с различной степенью сложности / с усилением термоядерного синтеза .

Правительство США взорвало ядерное устройство в 1962 году, используя тогда определяемый « плутоний реакторного качества », хотя в более поздних классификациях он вместо этого будет рассматриваться как плутоний топливного качества , типичный для плутония , производимого в магнокс реакторах с низким уровнем выгорания . [37] [38]

Плутоний, производимый в топливе реактора-размножителя, обычно имеет более высокую долю изотопа плутония-240 , чем тот, который производится в других реакторах, что делает его менее привлекательным для использования в оружии, особенно в конструкциях ядерного оружия первого поколения, подобных Fat Man . Это обеспечивает внутреннюю степень устойчивости к распространению, но плутоний, произведенный в урановом бланкете, окружающем активную зону, если такой бланкет используется, обычно имеет высокое качество Pu-239 и содержит очень мало Pu-240, что делает его очень привлекательным. для использования оружия. [39]

«Хотя некоторые недавние предложения относительно будущего концепции ALMR / IFR были больше сосредоточены на ее способности преобразовывать и необратимо израсходовать плутоний, такие как концептуальный PRISM (реактор) и действующий (2014 г.) реактор БН-800 в России, разработчики IFR признают , что "неоспоримым , что IFR может быть выполнен в виде чистого производителя плутония«. [40]

Как упоминалось выше, при эксплуатации не в качестве горелки, а в качестве размножителя, IFR имеет явный потенциал распространения, «если вместо обработки отработавшего топлива система ALMR использовалась для переработки облученного фертильного ( воспроизводящего ) материала (то есть, если бланкет разведения U-238), полученный плутоний будет превосходным материалом с почти идеальным изотопным составом для производства ядерного оружия ». [41]

Проектирование и строительство реактора [ править ]

Коммерческая версия IFR, S-PRISM , может быть построена на заводе и доставлена ​​на площадку. Эта небольшая модульная конструкция (модули 311 МВт) снижает затраты и позволяет экономично строить АЭС различных размеров (311 МВт и любое целое кратное).

Оценка затрат с учетом полного жизненного цикла показывает, что быстрые реакторы могут быть не дороже, чем самые распространенные в мире реакторы - водо-водяные. [42]

Жидкометаллический Na-охлаждающий агент [ править ]

См. Также: Реактор БН-600

В отличие от реакторов, в которых используются относительно медленные (тепловые) нейтроны низкой энергии, реакторы на быстрых нейтронах нуждаются в теплоносителе ядерного реактора , который не замедляет и не блокирует нейтроны (как вода в LWR), чтобы у них было достаточно энергии для деления изотопов актинидов, которые можно расщеплять, но не делящийся . Активная зона также должна быть компактной и содержать как можно меньшее количество замедлителя нейтронов. Металлический натрий (Na) теплоноситель во многих отношениях имеет наиболее привлекательное для этой цели сочетание свойств. Помимо того, что он не является замедлителем нейтронов, желаемые физические характеристики включают:

  • Низкая температура плавления
  • Низкое давление пара
  • Высокая температура кипения
  • Отличная теплопроводность
  • Низкая вязкость
  • Легкий вес
  • Термическая и радиационная стойкость

Другие преимущества:

Обильный и недорогой материал. Очистка хлором дает нетоксичную поваренную соль. Совместим с другими материалами, используемыми в сердечнике (не реагирует и не растворяет нержавеющую сталь), поэтому никаких специальных мер защиты от коррозии не требуется. Низкая мощность откачки (от небольшого веса и низкой вязкости). Поддерживает среду, свободную от кислорода (и воды), реагируя со следовыми количествами с образованием оксида натрия или гидроксида натрия и водорода, тем самым защищая другие компоненты от коррозии. Легкий вес (низкая плотность) повышает устойчивость к сейсмоинерционным явлениям (землетрясениям).

Недостатки:

Чрезвычайная опасность пожара с любым значительным количеством воздуха (кислорода) и самовозгорание с водой, что делает опасными утечки натрия и затопление. Так было на АЭС Мондзю во время аварии и пожара в 1995 году. При реакции с водой образуется водород, который может быть взрывоопасным. Продукт активации натрия (изотоп) 24 Na при распаде выделяет опасные энергетические фотоны (однако он имеет очень короткий период полураспада - 15 часов). Конструкция реактора удерживает 24 Na в бассейне реактора и отводит тепло для производства электроэнергии с помощью вторичного натриевого контура, что увеличивает затраты на строительство и техническое обслуживание.

Исследование опубликовано UChicago Argonne [43]


См. Также [ править ]

  • Реактор на быстрых нейтронах с газовым охлаждением
  • Реактор IV поколения
  • Свинцовый реактор на быстрых нейтронах
  • Реактор с расплавленной солью
  • Реактор на бегущей волне

Ссылки [ править ]

  1. ^ a b IFR в Аргоннской национальной лаборатории
  2. ^ «GE Hitachi Nuclear Energy призывает Конгресс поддержать разработку технологии рециркуляции для превращения отработанного ядерного топлива в актив - пресс-релиз GE Energy» . Genewscenter.com. 2009-06-18. Архивировано из оригинала на 2013-12-03 . Проверено 24 января 2014 .
  3. ^ "Доктор Чарльз Тилль | Ядерная реакция | ФРОНТЛАЙН" . PBS. 2014-01-16 . Проверено 24 января 2014 .
  4. ^ "АКТ ОБ ОБОСНОВАНИИ ЭНЕРГЕТИКИ И ВОДОСНАБЖЕНИЯ 1995 г. (Сенат - 30 июня 1994 г.)" . 103-й рекорд Конгресса . Библиотека Конгресса . Проверено 16 декабря 2012 года .
  5. ^ «Топор снова нацелен на Аргонн (Chicago Tribune - 8 февраля 1994 г.)» . Чикаго Трибьюн . Проверено 18 марта 2015 года .
  6. ^ Отчет о расследовании утверждений о возмездии за повышение безопасности и качества работы в отношении проекта интегрального быстрого реактора Аргоннской национальной лаборатории, номер отчета DOE / NS-0005P, 1 декабря 1991 г. Идентификатор OSTI Идентификатор OSTI: 6030509,
  7. ↑ Report поддерживает разоблачителя, Nature 356, 469 (9 апреля 1992 г.)
  8. ^ Наука , Vol. 256, No. 5055, 17 апреля 1992 г.
  9. ^ http://www.sciencemag.org/cgi/issue_pdf/toc_pdf/256/5055.pdf
  10. ^ Дорожная карта поколения IV. Обзоры оценок. 2002 год 18 слайдов - некоторые неразборчивы
  11. ^ a b c d e f g h Обильная энергия , Чарльз Тилль и Юн Иль Чанг, ISBN 9781466384606 , стр.114 
  12. ^ a b c «Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Время ~ 19–21 минут» .
  13. ^ стр.15 см. диаграмму SV / g
  14. ^ a b c d e "Введение в ПРОГРАММУ ИНТЕГРАЛЬНЫХ БЫСТРЫХ РЕАКТОРОВ (IFR) Аргоннской национальной лаборатории" . 2007-10-09. Архивировано из оригинального 15 сентября 2008 года . Проверено 24 января 2014 .
  15. ^ a b c "Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Время ~ 13 минут" .
  16. ^ "Пассивно безопасные реакторы зависят от природы, чтобы держать их в прохладном состоянии" . Ne.anl.gov. 2013-12-13 . Проверено 24 января 2014 .
  17. ^ a b c "Роджер Бломквист из ANL (Аргоннская национальная лаборатория) по IFR (интегральный быстрый реактор) @ TEAC6. Заявлено ~ 17:30" .
  18. ^ Сасахара, Акихиро; Мацумура, Тецуо; Николау, Гиоргос; Папайоанну, Дмитрий (апрель 2004 г.). «Оценка источников нейтронов и гамма-излучения для отработавшего топлива с высоким уровнем выгорания UO2 и MOX-топлива LWR» . Журнал ядерной науки и технологий . 41 (4): 448–456. DOI : 10,3327 / jnst.41.448 . Архивировано из оригинала на 2010-11-19.
  19. ^ Профессор Дэвид Рузич. «Работа с отработанным топливом (переработка)» .
  20. ^ a b Янне Валлениус (2007-04-01). "Återanvändning av lång sluten bränslecykel möj" (PDF) . Ядро : 15. Архивировано из оригинального (PDF) 19 мая 2014 года.
  21. ^ Стоимость 1 метрической тонны использованного топлива.pdf [ мертвая ссылка ]
  22. ^ По оценкам Аргоннской национальной лаборатории, объем отходов завода мощностью 1000  МВт, работающего на 70% мощности, составляет 1700 фунтов в год.
  23. ^ a b c Технические параметры усовершенствованного жидкометаллического реактора , стр.30
  24. ^ Радиоактивность и связанные с ней опасности примерно делятся на период полураспада изотопа. Например, период полураспада технеция-99, равный 213 000 лет, в сочетании с уменьшением объема IFR на 1/20 дает около 1/4 000 000 радиотоксичности отходов легководных реакторов. Небольшой размер (около 1,5 тонны на гигаватт-год) позволяет использовать дорогостоящие методы утилизации, такие как нерастворимая синтетическая порода. Опасности намного меньше, чем от отходов ископаемого топлива или разрушения плотин.
  25. ^ a b Снижение коэффициента реакционной способности натрия и пустот за счет использования слоя технеция стр. 2
  26. ^ Уорнер, Итан S .; Хит, Гарвин А. Жизненный цикл выбросов парниковых газов атомной генерации электроэнергии: систематический обзор и гармонизация , журнал промышленной экологии , Йельского университета , опубликованыИнтернете 17 апреля 2012, DOI : 10.1111 / j.1530-9290.2012.00472.x
  27. ^ 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.
  28. ^ В частности, отделения U-235 тепловыми нейтронами , например, в типичном ядерном реакторе .
  29. ^ 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 может быть установлен на уровне примерно 10 4 [лет]. Альфа-активность, связанная с новым изомером, не обнаружена; период полураспада альфа, вероятно, превышает 300 [лет] ]. "
  30. ^ Это самый тяжелый нуклид с периодом полураспада не менее четырех лет до " моря нестабильности ".
  31. ^ 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.
  32. ↑ Мэтью Л. Уолд, Департаменту энергетики приказано прекратить сбор платы за ядерные отходы , The New York Times , 20 ноября 2013 г., стр. A20 (получено 2 апреля 2014 г.)
  33. ^ "Историческое видео о концепции интегрального быстрого реактора (IFR). Загружено - Nuclear Engineering в Аргонне" .
  34. ^ Тилль и Чанг, Чарльз Э. и Юн Иль (2011). Изобилие энергии: история интегрального быстрого реактора . CreateSpace. С. 157–158. ISBN 978-1466384606. Архивировано из оригинала на 2011-06-05 . Проверено 23 июня 2011 .
  35. ^ Управление военным ураном и плутонием в Соединенных Штатах и ​​бывшем Советском Союзе , Мэтью Банн и Джон П. Холдрен, Анну. Rev. Energy Environ. 1997. 22: 403–86.
  36. ^ http://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub37993.pdf Категоризация инвентарного списка отработавшего ядерного топлива в поддержку всеобъемлющей национальной стратегии ядерного топливного цикла. стр. 35 рисунок 21. Изотопный состав выгрузки тепловыделяющей сборки реактора с водой под давлением с исходным обогащением по U-235 4,5 мас.%, накопившей выгорание 45 ГВт · сут / MTU. Изотопный состав отработавшего ядерного топлива как функция выгорания для типовой топливной сборки PWR.
  37. ^ Участники WNA (март 2009 г.). «Плутоний» . Всемирная ядерная ассоциация . Проверено 28 февраля 2010 .
  38. ^ Технические параметры усовершенствованного жидкометаллического реактора , стр.
  39. ^ https://www.fas.org/nuke/intro/nuke/plutonium.htm Реакторы-размножители
  40. ^ Технические параметры усовершенствованного жидкометаллического реактора , стр.
  41. ^ Технические параметры усовершенствованного жидкометаллического реактора , стр.
  42. ^ Поплавский, ВМ; Чебесков, АН; Матвеев, В.И. (01.06.2004). «БН-800 - новый этап в развитии реакторов на быстрых нейтронах». Атомная энергия . 96 (6): 386–390. DOI : 10,1023 / Б: ATEN.0000041204.70134.20 .
  43. ^ "Управление ядерной энергии | Министерство энергетики" (PDF) . Ne.doe.gov. Архивировано из оригинального (PDF) 13 января 2013 года . Проверено 24 января 2014 .

Дальнейшее чтение [ править ]

  • Том Блис (2008). Рецепт для планеты: безболезненное средство от нашего энергетического и экологического кризиса . BookSurge Publishing. ISBN 978-1-4196-5582-1.
  • Конгресс США, Управление оценки технологий (май 1994 г.). Технические варианты усовершенствованного реактора для жидких металлов (PDF) . Типография правительства США. ISBN 978-1-4289-2068-2.
  • Чарльз Э. Тилль; Юн Иль Чанг (2011). Изобилие энергии: история интегрального быстрого реактора: сложная история простой реакторной технологии с упором на ее научные основы для неспециалистов . CreateSpace. ISBN 978-1-4663-8460-6.
  • Уильям Э. Ханнум; Джеральд Э. Марш; Джордж С. Стэнфорд (декабрь 2005 г.). «Более разумное использование ядерных отходов» . Scientific American .
  • Восстановление Земли , Теодор Б. Тейлор и Чарльз С. Хэмпстон, 166 страниц, Harper & Row (1973) ISBN 978-0060142315 
  • Устойчивая энергия - без горячего воздуха , Дэвид Дж. К. Маккей , 384 страницы, UIT Cambridge (2009) ISBN 978-0954452933 
  • 2081: Обнадеживающий взгляд на будущее человека , Джерард К. О'Нил , 284 страницы, Simon & Schuster (1981) ISBN 978-0671242572 
  • Вторая ядерная эра: новый старт для ядерной энергетики , Элвин М. Вайнберг и др., 460 страниц, Praeger Publishers (1985) ISBN 978-0275901837 
  • Ториевый топливный цикл - потенциальные преимущества и проблемы , МАГАТЭ, 105 страниц (2005) ISBN 978-9201034052 
  • Ядерный императив: критический взгляд на приближающийся энергетический кризис (больше физики для президентов) , Джефф Иеркенс, 212 страниц, Springer (2010) ISBN 978-9048186662 

Внешние ссылки [ править ]

  • Интегральный быстрый реактор в Аргоннской национальной лаборатории
  • Архивные материалы с сайта IFR, ранее организованного Калифорнийским университетом в Беркли:
    • (в архиве) индекс страницы
    • (в архиве) Введение
    • (в архиве) Интегральный быстрый реактор
    • (в архиве) IFR Metallic Fuel
    • (в архиве) Характеристики безопасности
    • (в архиве) Объект топливного цикла
    • (в архиве) Завод по производству топлива
    • (в архиве) Видение IFR
    • (в архиве) Реактор сжигает отходы в качестве топлива в эксперименте по ядерной переработке
  • Интегральные быстрые реакторы: источник безопасной, обильной и экологически чистой энергии Джордж С. Стэнфорд, доктор философии.
  • Фронтальное интервью с доктором Тиллем .
  • Вопросы и ответы по IFR с Томом Блисом и Джорджем Стэнфордом
  • Интегральные быстрые реакторы Тома Близа, часть 2 из 3 Интервью с автором Томом Блисом о IFR.
  • Роль IFR в глобальном потеплении