Azərbaycanca AzərbaycancaБеларускі БеларускіDansk DanskDeutsch DeutschEspañola EspañolaFrançais FrançaisIndonesia IndonesiaItaliana Italiana日本語 日本語Қазақ ҚазақLietuvos LietuvosNederlands NederlandsPortuguês PortuguêsРусский Русскийසිංහල සිංහලแบบไทย แบบไทยTürkçe TürkçeУкраїнська Українська中國人 中國人United State United StateAfrikaans Afrikaans
Підтримка
www.wikidata.uk-ua.nina.az

Реактори четвертого покоління це набір конструкцій ядерних реакторів які зараз досліджуються для комерційного застосуван

Реактор IV покоління

Реактор IV покоління

Реактори четвертого покоління — це набір конструкцій ядерних реакторів, які зараз досліджуються для комерційного застосування Міжнародним форумом покоління IV. Їх мотивують різноманітні цілі, включаючи підвищення безпеки, стійкості, ефективності та вартості.

Найбільш розроблена конструкція реактора IV покоління, [en], отримала найбільшу частку фінансування протягом багатьох років, оскільки в Росії працювали ряд демонстраційних установок, а також два комерційні реактори. Одна з них знаходиться в комерційній експлуатації з 1981 року Основний аспект проекту реактора четвертого покоління стосується розробки сталого замкнутого паливного циклу для реактора. Реактор на розплавах солей, менш розвинена технологія, вважається потенційно найбільш [en] серед шести моделей.

Конструкції дуже високотемпературних реакторів працюють при набагато вищих температурах. Це дозволяє проводити [en] або сірко-йодний цикл для ефективного виробництва водню та синтезу палива з нейтральним вмістом вуглецю.

Перші комерційні установки очікуються не раніше 2040—2050 років, хоча Всесвітня ядерна асоціація припускає, що деякі з них можуть ввести в експлуатацію до 2030 року.

На даний момент більшість реакторів, що експлуатуються в усьому світі, вважаються [en], оскільки переважна більшість систем були виведені з експлуатації деякий час тому, а станом на 2021 рік є лише кілька [en]. відносяться до реакторів, які є чисто теоретичними, і тому ще не вважаються можливими в короткостроковій перспективі, що призводить до обмеженого фінансування НДДКР.

Міжнародний форум покоління IV

Міжнародний форум покоління IV (GIF) був ініційований у січні 2000 року Управлінням ядерної енергетики Міністерства енергетики США (DOE) «як спільне міжнародне зусилля, яке прагне розробити дослідження, необхідні для перевірки доцільності та продуктивність ядерних систем четвертого покоління та зробити їх доступними для промислового розгортання до 2030 року». Він був офіційно заснований у 2001 році.

Станом на 2021 рік активними членами Міжнародного форуму покоління IV (GIF) є: Австралія, Канада, Китай, Європейське співтовариство з атомної енергії (Євратом), Франція, Японія, Росія, Південна Африка, Південна Корея, Швейцарія, Велика Британія та Сполучені Штати. Неактивними членами є Аргентина та Бразилія. Швейцарія приєдналася до форуму в 2002 році, Євратом у 2003 році, Китай і Росія в 2006 році, а Австралія приєдналася до форуму в 2016 році. Решта країни були членами-засновниками.

36-та зустріч GIF у Брюсселі відбулася в листопаді 2013 року Надано короткий огляд конструкцій реактора та діяльності кожного учасника форуму. У січні 2014 року було опубліковано оновлення технологічної дорожньої карти, яка детально описує цілі досліджень і розробок на наступне десятиліття.

Терміни системи IV покоління

Форум GIF представив різні часові рамки для кожної з шести систем. Дослідження та розробки поділяються на три етапи:

  • життєздатність: Перевірка основних понять у відповідних умовах; виявлення та усунення всіх «потенційних технічних перешкод»;
  • продуктивність: Перевірка та оптимізація «процесів, явищ і матеріалів інженерного масштабу» в умовах прототипу;
  • демонстрація: Завершення і ліцензування детального проекта і виконання будівництва та експлуатації прототипу або демонстраційної системи з метою доведення її до стадії комерційного розгортання.

У 2000 році GIF заявив, що «Після завершення фази продуктивності для кожної системи знадобиться щонайменше шість років і кілька мільярдів доларів США для детального проектування та будівництва демонстраційної системи». У оновленні «дорожньої карти» 2013 року етапи продуктивності та демонстрації були значно перенесені на більш пізні дати, а цілі для етапів комерціалізації не встановлені. Згідно з GIF, «Пройде щонайменше два-три десятиліття до розгортання комерційних систем IV покоління».

Типи реакторів

Спочатку було розглянуто багато типів реакторів; однак список було скорочено, щоб зосередитися на найбільш перспективних технологіях і тих, які, швидше за все, могли б відповідати цілям ініціативи Gen IV. Три системи номінально є тепловими реакторами, а чотири — реакторами на швидких нейтронах. Дуже високотемпературний реактор (VHTR) також досліджується на предмет потенційного забезпечення високоякісного технологічного тепла для . Реактори на швидких нейтронах пропонують можливість спалювання актиноїдів, щоб ще більше зменшити кількість відходів і мати можливість «виробляти більше палива», ніж вони споживають. Ці системи забезпечують значний прогрес у стійкості, безпеці та надійності, економіці, стійкості до розповсюдження ядерної зброї (залежно від перспективи) та фізичному захисту.

Реактори на теплових нейтронах

Реактор на теплових нейтронах — це ядерний реактор, який використовує повільні або теплові нейтрони. Сповільнювач нейтронів використовується для уповільнення нейтронів, що випускаються в результаті поділу, щоб зробити більш імовірним їх захоплення паливом.

Високотемпературний реактор з газовим охолодженням (HTGR)

Китайський уряд розпочав будівництво демонстраційного високотемпературного реактора на гранульованому паливі [en] 200-МВт у 2012 році як наступника свого HTR-10.

Дуже високотемпературний реактор (VHTR)

image
Дуже високотемпературний реактор

Концепція дуже високотемпературного реактора (VHTR) використовує активну зону з графітовим сповільнювачем з одноразовим урановим паливним циклом з використанням гелію або розплавленої солі як теплоносія. Така конструкція реактора передбачає температуру на виході 1000 °C. Активна зона реактора може бути як призматично-блочною, так і конструкцією реактора на гранульованому паливі. Високі температури дають змогу застосовувати, наприклад, технологічне тепло або виробництво водню за допомогою термохімічного сірко-йодного циклу.

Заплановане будівництво першого VHTR, південноафриканського [en] (PBMR), втратило державне фінансування в лютому 2010 року. Помітне зростання витрат і занепокоєння щодо можливих несподіваних технічних проблем знеохотили потенційних інвесторів і клієнтів.

У 2012 році в рамках конкурсу [en][en] схвалила проект, подібний до призматичного блокового реактора Антарес від Areva, який буде розгорнутий як прототип до 2021 року.

Реактор на розплавах солей (MSR)

image
Реактор на розплавах солей (MSR)
Докладніше: Реактор на розплавах солей
Див. також: [en]

Реактор на розплавах солей — це тип ядерного реактора, в якому первинний теплоносій або навіть саме паливо є сумішшю розплавлених солей. Для цього типу реакторів було запропоновано багато проектів і створено кілька прототипів.

Принцип MSR можна використовувати для теплових, епітеплових реакторів і реакторів на швидких нейтронах. З 2005 року фокус перемістився на MSR на швидких нейтронах (MSFR).

Сучасні концептуальні проекти включають реактори з нейтронами теплового спектра (наприклад IMSR), а також реактори з нейтронами швидкого спектра (наприклад MCSFR).

Ранні концепції теплового спектру та багато сучасних ґрунтуються на ядерному паливі, можливо, [en] (UF4) або [en] (ThF4), розчиненому в розплавлених фторидах. Рідина досягне критичності, потрапивши в активну зону, де графіт буде служити сповільнювачем. Багато сучасних концепцій покладаються на паливо, яке диспергується в графітовій матриці з розплавленою сіллю, що забезпечує охолодження низького тиску та високої температури. Ці концепції Gen IV MSR часто точніше називають , ніж реактором на теплових нейтронах, через середню швидкість нейтронів, які викликають події поділу в його паливі, швидші, ніж теплові нейтрони.

Концептуальні проекти MSR швидкого спектру (наприклад MCSFR) усувають графітовий сповільнювач. Вони досягають критичності, маючи достатній обсяг солі з достатньою кількістю матеріалу, що розщеплюється. Будучи реакторами на швидких нейтронах, вони можуть споживати набагато більше палива і залишати лише короткочасні відходи.

У той час як більшість проектів MSR в основному отримані від [en] (MSRE) 1960-х років, варіанти технології розплавленої солі включають концептуальний [en], який проектується зі свинцем як теплоносієм, але розплавленим солевим паливом, зазвичай як хлорид металу напр. [en] для збільшення можливостей замкненого паливного циклу «ядерних відходів». Інші помітні підходи, які суттєво відрізняються від MSRE, включають концепцію [en] (SSR), яку просуває MOLTEX, яка містить розплавлену сіль у сотнях звичайних твердопаливних стрижнів, які вже добре зарекомендували себе в ядерній промисловості. Цей останній британський проект був визнаний найбільш конкурентоспроможним для розробки малого модульного реактора британською консалтинговою фірмою Energy Process Development у 2015 році.

Інший проект, який розробляється, — реактор на швидких нейтронах із розплавленим хлоридом, запропонований американською компанією з ядерної енергетики та науки TerraPower. Ця концепція реактора змішує рідкий природний уран і розплавлений хлоридний теплоносій разом в активній зоні реактора, досягаючи дуже високих температур, зберігаючи при атмосферний тиск.

Іншою примітною особливістю MSR є можливість використання ядерного спальника теплового спектру. Зазвичай лише реактори швидкого спектру вважалися життєздатними для утилізації або скорочення відпрацьованих ядерних запасів. Теплове спалювання відходів було досягнуто шляхом заміни частини урану у відпрацьованому ядерному паливі на торій. Чистий рівень виробництва трансуранового елемента (наприклад, плутонію та америцію) зменшується нижче норми споживання, таким чином зменшуючи масштаби проблеми зберігання радіоактивних відходів, без проблем [en] та інших технічних проблем, пов'язаних з реактором на швидких нейтронах.

Реактор на надкритичній воді (SCWR)

image
Реактор на надкритичній воді (SCWR)
Докладніше: Реактор з надкритичною водою

Реактор з надкритичною водою (SCWR) — це концепція [en], що через середню швидкість нейтронів, які викликають події поділу в паливі, є швидшими, ніж теплові нейтрони, його точніше називають ніж тепловим реактором. У якості робочої рідини використовується надкритична вода. SCWR — це в основному легководяні реактори (LWR), що працюють при більш високому тиску і температурах з прямим, одноразовим циклом теплообміну. Як зазвичай передбачається, він буде працювати в прямому циклі, подібно до киплячого реактора (BWR), але оскільки він використовує надкритичну воду (не плутати з критичною масою) як робочу рідину, він матиме лише одну водну фазу. що робить надкритичний метод теплообміну більш схожим на водно-водяний реактор (PWR). Він міг працювати при набагато вищих температурах, ніж сучасні PWR і BWR.

Реактори з надкритичною водою (SCWR) є перспективними передовими ядерними системами через їх високий [en] (тобто близько 45 % проти приблизно 33 % ККД для поточних LWR) і значне спрощення установки.

Основна місія SCWR — виробництво недорогої електроенергії. Він побудований на двох перевірених технологіях: LWR, які є найбільш поширеними генеруючими реакторами в світі, і котлах, що працюють на викопному паливі, велика кількість яких також використовується в усьому світі. Концепцію SCWR досліджують 32 організації в 13 країнах. 

Оскільки SCWR є водяними реакторами, вони також мають небезпеку парового вибуху та викиду радіоактивної пари, як BWR і LWR, а також потребу у надзвичайно дорогих важких посудинах під тиском, трубах, клапанах і насосах. Ці спільні проблеми за своєю суттю є більш серйозними для SCWR через роботу при більш високих температурах.

Розробляється проект SCWR ВВЕР -1700/393 (ВВЕР-SCWR або ВВЕР-СКД) — російський реактор із надкритичною водою із подвійним входом активної зони та коефіцієнтом розмноження 0,95.

Реактори на швидких нейтронах

Реактор на швидких нейтронах безпосередньо використовує швидкі нейтрони, що випромінюються при поділі, без сповільнення. На відміну від реакторів на теплових нейтронах, реактори на швидких нейтронах можуть бути налаштовані на «спалювання» або поділ всіх актинідів і приділити достатньо часу, отже, різко зменшити частку актинідів у відпрацьованому ядерному паливі, що виробляється сучасним світовим парком легководних реакторів на теплових нейтронах, таким чином замикаючи ядерний паливний цикл. Крім того, якщо вони налаштовані інакше, вони також можуть виробляти більше актинідного палива, ніж вони споживають.

Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR)

image
Реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR)
Докладніше: [en]

Система реактора на швидких нейтронах з газовим охолодженням (GFR) має спектр швидких нейтронів і замкнутий паливний цикл для ефективного перетворення урану для відтворення та управління актинідами. Реактор охолоджується гелієм і має температуру на виході 850 °C це еволюція дуже високотемпературного реактора (VHTR) до більш стійкого паливного циклу. Він використовуватиме [en] прямого циклу Брайтона для високої теплової ефективності. Розглядаються кілька форм палива для їхньої здатності працювати при дуже високих температурах і забезпечувати відмінне утримання продуктів поділу: композитне керамічне паливо, передові паливні частинки або керамічні покриті елементами актинідних сполук. Розглядаються конфігурації активної зони на основі штирькових або пластинчастих паливних збірок або призматичних блоків.

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива профінансувала три реакторні системи четвертого покоління, одна з яких — реактор на швидких нейтронах з газовим охолодженням під назвою Allegro, 100 МВт(т), який планується побудувати в країні Центральної або Східної Європи. Центральноєвропейська Вишеградська група прагне розвивати цю технологію. У 2013 році німецькі, британські та французькі інститути завершили 3-річне спільне дослідження щодо наступного проектування в промисловому масштабі, відомого як GoFastR. Вони були профінансовані 7-ю рамковою програмою ЄС FWP з метою створення стійкого VHTR.

Реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм (SFR)

Докладніше: [en]
Див. також: [en], [[[en]]], Toshiba 4S та [[CFR-600 ]]
image
Конструкція басейнового реактора на швидких нейтронах з натрієвим охолодженням (SFR)

Два найбільших комерційних реактора на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм знаходяться в Росії, [en] і БН-800 (800 МВт). Найбільшим з коли-небудь експлуатованих був реактор Superphénix з потужністю понад 1200 МВт, який успішно працював протягом кількох років у Франції, перш ніж був виведений з експлуатації в 1996 році. В Індії [en] (FBTR) досяг критичності в жовтні 1985 року. У вересні 2002 року ефективність вигоряння палива в FBTR вперше досягла позначки 100 000 мегават-днів на метричну тонну урану (MWd/MTU). Це вважається важливою віхою в індійській технології реакторів-розмножувачів. Використовуючи досвід, отриманий в результаті експлуатації FBTR, [en], будується реактор на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм потужністю 500 МВт вартістю 5677 крор індійських рупій (~900 мільйонів доларів США). Після численних затримок уряд повідомив у березні 2020 року, що реактор може запрацювати лише в грудні 2021 року. Після PFBR будуть ще шість комерційних реакторів-розмножувачів на швидких нейтронах (CFBR) по 600 МВт кожен.

Gen IV SFR є проектом, який базується на двох існуючих проектах для FBR з натрієвим теплоносієм, реактора-розмножувача на швидких нейтронах розмноження на оксидному паливі та [en] з металевим паливом.

Цілі полягають у тому, щоб підвищити ефективність використання урану шляхом розмноження плутонію та усунути потребу в тому, щоб трансуранові ізотопи залишали це місце. У конструкції реактора використовується незагальмована активна зона, що працює на швидких нейтронах, що дозволяє споживати будь-який трансурановий ізотоп (а в деяких випадках використовувати його як паливо). На додаток до переваг видалення трансуранів із довгим періодом напіврозпаду з циклу відходів, паливо SFR розширюється, коли реактор перегрівається, і ланцюгова реакція автоматично сповільнюється. Таким чином, він пасивно безпечний.

Одна концепція реактора SFR охолоджується рідким натрієм і живиться металевим сплавом урану і плутонію або відпрацьованим ядерним паливом, «ядерними відходами» легководних реакторів. Паливо SFR міститься в сталевій оболонці з рідким натрієвим наповнювачем у просторі між плакованими елементами, які утворюють паливну збірку. Однією з проблем проектування SFR є ризики поводження з натрієм, який реагує вибухово, якщо контактує з водою. Однак використання рідкого металу замість води в якості теплоносія дозволяє системі працювати при атмосферному тиску, зменшуючи ризик витоку.

image
Сталий паливний цикл, запропонований у 1990-х концепція Інтегрального реактора на швидких нейтронах (колір), також доступна анімація технології .
image
Концепція IFR (чорно-біла з більш чітким текстом)

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива профінансувала три реакторні системи IV покоління, однією з яких був реактор на швидких нейтронах з натрієвим охолодженням під назвою [en], передовий натрієвий технічний реактор для промислової демонстрації. Проект ASTRID було скасовано в серпні 2019 року

Численні родоначальники Gen IV SFR існують у всьому світі, а [en] потужністю 400 МВт успішно працювала протягом десяти років на заводі Хенфорд у штаті Вашингтон.

20 МВт [en] успішно працював понад тридцять років у Національній лабораторії Айдахо, поки не був закритий у 1994 році.

Реактор [en] від GE Hitachi — це модернізована та комерційна реалізація технології, розробленої для інтегрального реактора на швидких нейтронах (IFR), розробленого Аргоннською національною лабораторією між 1984 і 1994 роками. Основною метою PRISM є спалювання відпрацьованого ядерного палива з інших реакторів, а не створення нового палива. Представлена як альтернатива захороненню відпрацьованого палива/відходів, ця конструкція зменшує період напіврозпаду елементів, що розщеплюються, присутніх у відпрацьованому ядерному паливі, одночасно виробляючи електроенергію в основному як побічний продукт.

Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм (LFR)

image
Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм
Докладніше: Реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм
Див. також:

Реактор швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм має свинцевий теплоносій або свинцево-вісмутову евтектику (англ. Lead-bismuth eutectic, LBE) реактор із рідкометалевим теплоносієм із замкненим паливним циклом. Варіанти включають діапазон номінальних характеристик заводу, включаючи «батарею» від 50 до 150 МВт електроенергії, яка має дуже довгий інтервал заправки, модульна система розрахована на 300—400 МВт і великий варіант монолітної установки на 1200 МВт (Термін батарея відноситься до довговічного, виготовленого на заводі сердечника, а не до будь-яких засобів для електрохімічного перетворення енергії). Паливо є металевим або на основі нітриду, що містить уран для відтворення і трансуранові елементи. Реактор охолоджується природною конвекцією з температурою теплоносія на виході з реактора 550 °C, можливо, до 800 °C із сучасними матеріалами. Вища температура дозволяє отримувати водень за допомогою [en].

Європейська стійка ядерна промислова ініціатива фінансує три реакторні системи четвертого покоління, одна з яких є реактором на швидких нейтронах із свинцевим охолодженням, який також є підкритичним реактором керованим прискорювачем під назвою [en], 100 МВт(т), який буде побудовано в Бельгія, будівництво очікується до 2036 року. Модель Мірри зі зменшеною потужністю під назвою Guinevere була запущена в Мол у березні 2009 року У 2012 році дослідницька група повідомила, що Guinevere працює.

Два інших реактора на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм, які розробляються, — це СВБР-100, модульна концепція реактора на швидких нейтронах із свинцевим теплоносієм потужністю 100 МВт, розроблена ОКБ Гідропрес в Росії, і [en] (реактор на швидких нейтронах зі свинцевим теплоносієм) 300 МВт, який буде розроблений після SVBR-100, він обійдеться без покриття для відтворення навколо активної зони і замінить конструкцію реактора БН-600 з натрієвим теплоносієм, щоб нібито забезпечити підвищену стійкість до розповсюдження. У травні 2020 року розпочато підготовчі будівельні роботи

Переваги і недоліки

Форум GEN IV переходить від парадигми про те, що ядерні аварії можуть статися і їх слід «опанувати» до принципу «виключення аварій». Вони стверджують, що комбінація систем активної та [en] в системах покоління IV була б принаймні такою ж ефективною, як системи покоління III, і зробила б найважчу аварію фізично неможливою, оскільки вони мають притаманну безпеку.

Щодо сучасних технологій атомної електростанції, заявлені переваги реакторів 4-го покоління включають:

  • Ядерні відходи, які залишаються радіоактивними протягом кількох століть замість тисячоліть
  • У 100—300 разів більше енергії від тієї ж кількості ядерного палива
  • Розширений асортимент палива, і навіть неінкапсульоване сире паливо (MSR з негранульованим паливом, [en]).
  • У деяких реакторах можливість споживати наявні ядерні відходи при виробництві електроенергії, тобто замкнутий ядерний паливний цикл. Це підсилює аргументи щодо визнання ядерної енергії відновлюваною енергією.
  • Покращені функції безпеки експлуатації, такі як (залежно від конструкції) уникнення роботи під тиском, автоматичне пасивне (без живлення, без керування) зупинки реактора, уникнення водяного охолодження та пов'язаних з цим ризиків втрати води (витоку або кипіння) та утворення/вибуху водню та забруднення охолоджуючої води.

Ядерні реактори не виділяють CO 2 під час роботи, хоча, як і всі джерела енергії з [en], фаза видобутку та будівництва може призвести до викидів CO 2, якщо джерела енергії, які не є нейтральними до вуглецю (наприклад, викопне паливо), або цементи, що виділяють CO 2 використовуються в процесі будівництва. У огляді Єльського університету 2012 року, опублікованому в Journal of Industrial Ecology, аналізуючи CO2 за [en] (LCA) від ядерної енергетики, сказано, що «сукупна література LCA вказує, що викиди ПГ [парникових газів] життєвого циклу ядерної енергетики становлять лише частку від традиційних викопних джерел і порівнянних з відновлюваними технологіями». Хоча стаття в основному розглядала дані з [en] і не аналізувала CO2 до 2050 року з [en], які тоді будувались, у ній йдеться про реактори-розмножувачі на швидких нейтронах: "Обмежена література, яка оцінює цю потенційну технологію майбутнього повідомляє про середній життєвий цикл викидів парникових газів… подібний або нижчий, ніж у легководних реакторів покоління II, і нібито споживає мало або зовсім не споживає [en] ".

Специфічний ризик реактора на швидких нейтронах з натрієвим теплоносієм пов'язаний з використанням металевого натрію як теплоносія. У разі порушення натрій вибухонебезпечно реагує з водою. Виправлення порушень також може виявитися небезпечним, оскільки найдешевший благородний газ аргон також використовується для запобігання окислення натрію. Аргон, як і гелій, може витісняти кисень у повітрі і може викликати занепокоєння [en], тому працівники можуть піддаватися цьому додатковому ризику. Це актуальна проблема, як продемонстрували події на [en] в Цурузі, Японія. Використання свинцю або розплавлених солей пом'якшує цю проблему, роблячи теплоносій менш реакційною і забезпечуючи високу температуру замерзання та низький тиск у разі витоку. Недоліками свинцю порівняно з натрієм є набагато вища в'язкість, набагато вища щільність, менша теплоємність і більше продуктів радіоактивної нейтронної активації.

У багатьох випадках вже є великий досвід, накопичений численними доказами концептуальних проектів покоління IV. Наприклад, реактори на [en] і HTR-10 подібні до запропонованих проектів VHTR покоління IV, а реактор-розмножувач [en], [en], і БН-800 схожий на запропонований реактор. Проектуються реактори на швидких нейтронах покоління IV з натрієвим теплоносієм.

Інженер-атомник [en] попереджає, що ризики для безпеки можуть бути більшими на перших порах, оскільки оператори реакторів мають мало досвіду з новою конструкцією «проблема з новими реакторами та аваріями є подвійною: виникають сценарії, які неможливо спланувати під час моделювання; і люди роблять помилки». Як сказав один директор дослідницької лабораторії США, «виготовлення, будівництво, експлуатація та обслуговування нових реакторів зіткнеться з крутою кривою навчання: передові технології будуть мати підвищений ризик аварій і помилок. Технологія може бути доведена, але люди ні»

Таблиця конструкцій

Резюме проектів реакторів IV покоління
система Нейтронний спектр Охолоджуюча рідина Температура (°C) Паливний цикл Розмір (МВт) Приклад розробників
VHTR Теплові гелій 900–1000 відкритий 250–300 JAEA (HTTR), Університет Цінхуа (HTR-10), Університет Цінхуа та Китайська ядерна інженерна корпорація (HTR-PM),[en]
SFR Швидкі натрій 550 закритий 30–150, 300—1500, 1000—2000 TerraPower (TWR), Toshiba (4S), GE Hitachi Nuclear Energy (PRSM), ОКБМ Африкантова (БН-1200), Китайська національна ядерна корпорація (CNNC) (CFR-600),[en] ([en])
SCWR Теплові або швидкі Вода 510–625 Відкритий або закритий 300–700, 1000—1500
GFR Швидкі гелій 850 закритий 1200 Модуль підсилення енергії
LFR Швидкі Вести 480–800 закритий 20–180, 300—1200, 600—1000 Росатом (БРЕСТ-ОД-300)
MSR Швидкі або теплові Фторидні або хлоридні солі 700–800 закритий 250, 1000 Seaborg Technologies, TerraPower, Elysium Industries, Moltex Energy, Flibe Energy (LFTR), Transatomic Power, Thorium Tech Solution (FUJI MSR), Terrestrial Energy (IMSR), Southern Company
DFR Швидкі Вести 1000 закритий 500–1500 Інститут ядерної фізики твердого тіла

Див. також

Примітки

  1. Locatelli, Giorgio; Mancini, Mauro; Todeschini, Nicola (1 жовтня 2013). Generation IV nuclear reactors: Current status and future prospects. Energy Policy. 61: 1503—1520. doi:10.1016/j.enpol.2013.06.101.
  2. PRIS - Reactor Details.
  3. Moir, Ralph; Teller, Edward (2005). Thorium-Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology. Nuclear Technology. 151 (3): 334—340. doi:10.13182/NT05-A3655. Процитовано 22 березня 2012.
  4. Can Sodium Save Nuclear Power? Scientific American, 13 Oct 2014
  5. . www.world-nuclear.org. Архів оригіналу за 13 серпня 2015. Процитовано 21 травня 2022.
  6. Origins of the GIF. GEN IV International Forum Nov 2021)
  7. GIF Portal - Home - Public. www.gen-4.org. Процитовано 25 липня 2016.
  8. GIF Membership. gen-4.org. Процитовано 24 травня 2020.
  9. GIF Portal - Australia joins the Generation IV International Forum. 7 вересня 2016. Архів оригіналу за 7 September 2016.
  10. Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration. Energy.gov.
  11. The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels.{{}}: Обслуговування CS1: Сторінки з параметром url-status, але без параметра archive-url ()
  12. (PDF). January 2014. Архів оригіналу (PDF) за 8 July 2014.
  13. (PDF). January 2014. Архів оригіналу (PDF) за 25 June 2014.
  14. , p. 79-82 (4.5 MB). U.S. DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF, Dec 2002
  15. FAQ 2: When will Gen IV reactors be built? GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021)
  16. China Begins Construction Of First Generation IV HTR-PM Unit. NucNet. 7 січня 2013. Процитовано 4 червня 2019.
  17. . Power Engineering International. 3 січня 2010. Архів оригіналу за 3 червня 2019. Процитовано 4 червня 2019.
  18. Areva modular reactor selected for NGNP development. . 15 лютого 2012. Процитовано 4 червня 2019.
  19. US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). (PDF). GIF-002-00. Архів оригіналу (PDF) за 29 листопада 2007.
  20. H. Boussier, S. Delpech, V. Ghetta et Al. : The Molten Salt Reactor (MSR) in Generation IV: Overview and Perspectives, GIF SYMPOSIUM PROCEEDINGS/2012 ANNUAL REPORT, NEA No. 7141, pp95
  21. . Архів оригіналу за 9 листопада 2014. Процитовано 21 травня 2022.
  22. Europe: Moltex' Stable Salt Reactor. 20 квітня 2015.
  23. Moltex Energy sees UK, Canada SMR licensing as springboard to Asia - Nuclear Energy Insider. analysis.nuclearenergyinsider.com.
  24. Tennenbaum, Jonathan (4 лютого 2020). Molten salt and traveling wave nuclear reactors. Asia Times.
  25. . 24 березня 2010. Архів оригіналу за 1 травня 2015. Процитовано 4 грудня 2013.
  26. . Архів оригіналу за 9 жовтня 2013.
  27. The V4G4 Centre of Excellence for performing joint research, development and innovation in the field of Generation-4 (G4) nuclear reactors have been established. www.alphagalileo.org.
  28. . Архів оригіналу за 13 грудня 2013.
  29. . Архів оригіналу за 10 червня 2016. Процитовано 4 грудня 2013.
  30. India's First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline. Should We Trust It?.
  31. David Baurac. Passively safe reactors rely on nature to keep them cool.
  32. . Nuclear Engineering at Argonne. Архів оригіналу за 21 травня 2022. Процитовано 21 травня 2022.
  33. UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement. POWER Magazine. 22 лютого 2012.
  34. Nucléaire : la France abandonne la quatrième génération de réacteurs. Le Monde.fr. 29 серпня 2019.
  35. Hellemans, Alexander (12 січня 2012). Reactor-Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run. Science Insider. Процитовано 29 грудня 2014.
  36. Preparatory construction for Brest-300 reactor begins in Russia, Nuclear Engineering International. 22 May 2020
  37. What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design? GEN IV International Forum (accessed Nov. 2021).
    «The aim of Generation IV systems is to maintain the high level of safety achieved by today's reactors, while shifting from the current principle of „mastering accidents“ (i.e. accepting that accidents can occur, but taking care that the population is not affected) to the principle of „excluding accidents“.»
  38. Strategies to Address Global Warming (PDF).
  39. . www.ossfoundation.us. Архів оригіналу за 1 лютого 2021. Процитовано 21 травня 2022.
  40. Warner, Ethan S; Heath, Garvin A (2012). Life Cycle Greenhouse Gas Emissions of Nuclear Electricity Generation. Journal of Industrial Ecology. 16: S73—S92. doi:10.1111/j.1530-9290.2012.00472.x.
  41. Tabuchi, Hiroko (17 червня 2011). Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake. The New York Times.
  42. Benjamin K. Sovacool (August 2010). A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia. Journal of Contemporary Asia. 40 (3): 381.
  43. GIF R&D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF). 21 серпня 2009. Процитовано 30 серпня 2018.
  44. Key components of second HTR-PM reactor connected. World Nuclear News. Процитовано 15 липня 2021.
  45. Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors…. US Department of Energy. Процитовано 16 січня 2016.
  46. China begins building pilot fast reactor. World Nuclear News. Процитовано 15 липня 2021.
  47. Dual Fluid Reactor - IFK (PDF). festkoerper-kernphysik.de. Berlin, Germany: Institut für Festkörper-Kernphysik. 16 червня 2013. Процитовано 28 серпня 2017.

Посилання

  • Article from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen. IV reactors.
  • Generation IV International Forum (GIF)
  • Science or Fiction — Is there a Future for Nuclear? (Nov. 2007) — A publication from the Austrian Ecology Institute about 'Generation IV' and Fusion reactors.
  • Gail H. Marcus (December 2011). Nuclear Power After Fukushima. Mechanical Engineering (the magazine of ASME). Процитовано 23 січня 2012. «In the wake of a severe plant accident, advanced reactor designs are getting renewed attention.»
  • International Thorium Energy Organisation — www.IThEO.org
  • International Thorium Energy Committee — iThEC

Вікіпедія, Українська, Україна, книга, книги, бібліотека, стаття, читати, завантажити, безкоштовно, безкоштовно завантажити, mp3, відео, mp4, 3gp, jpg, jpeg, gif, png, малюнок, музика, пісня, фільм, книга, гра, ігри, мобільний, телефон, android, ios, apple, мобільний телефон, samsung, iphone, xiomi, xiaomi, redmi, honor, oppo, nokia, sonya, mi, ПК, web, Інтернет

Reaktori chetvertogo pokolinnya ce nabir konstrukcij yadernih reaktoriv yaki zaraz doslidzhuyutsya dlya komercijnogo zastosuvannya Mizhnarodnim forumom pokolinnya IV Yih motivuyut riznomanitni cili vklyuchayuchi pidvishennya bezpeki stijkosti efektivnosti ta vartosti Najbilsh rozroblena konstrukciya reaktora IV pokolinnya en otrimala najbilshu chastku finansuvannya protyagom bagatoh rokiv oskilki v Rosiyi pracyuvali ryad demonstracijnih ustanovok a takozh dva komercijni reaktori Odna z nih znahoditsya v komercijnij ekspluataciyi z 1981 roku Osnovnij aspekt proektu reaktora chetvertogo pokolinnya stosuyetsya rozrobki stalogo zamknutogo palivnogo ciklu dlya reaktora Reaktor na rozplavah solej mensh rozvinena tehnologiya vvazhayetsya potencijno najbilsh en sered shesti modelej Konstrukciyi duzhe visokotemperaturnih reaktoriv pracyuyut pri nabagato vishih temperaturah Ce dozvolyaye provoditi en abo sirko jodnij cikl dlya efektivnogo virobnictva vodnyu ta sintezu paliva z nejtralnim vmistom vuglecyu Pershi komercijni ustanovki ochikuyutsya ne ranishe 2040 2050 rokiv hocha Vsesvitnya yaderna asociaciya pripuskaye sho deyaki z nih mozhut vvesti v ekspluataciyu do 2030 roku Na danij moment bilshist reaktoriv sho ekspluatuyutsya v usomu sviti vvazhayutsya en oskilki perevazhna bilshist sistem buli vivedeni z ekspluataciyi deyakij chas tomu a stanom na 2021 rik ye lishe kilka en vidnosyatsya do reaktoriv yaki ye chisto teoretichnimi i tomu she ne vvazhayutsya mozhlivimi v korotkostrokovij perspektivi sho prizvodit do obmezhenogo finansuvannya NDDKR Mizhnarodnij forum pokolinnya IVMizhnarodnij forum pokolinnya IV GIF buv inicijovanij u sichni 2000 roku Upravlinnyam yadernoyi energetiki Ministerstva energetiki SShA DOE yak spilne mizhnarodne zusillya yake pragne rozrobiti doslidzhennya neobhidni dlya perevirki docilnosti ta produktivnist yadernih sistem chetvertogo pokolinnya ta zrobiti yih dostupnimi dlya promislovogo rozgortannya do 2030 roku Vin buv oficijno zasnovanij u 2001 roci Stanom na 2021 rik aktivnimi chlenami Mizhnarodnogo forumu pokolinnya IV GIF ye Avstraliya Kanada Kitaj Yevropejske spivtovaristvo z atomnoyi energiyi Yevratom Franciya Yaponiya Rosiya Pivdenna Afrika Pivdenna Koreya Shvejcariya Velika Britaniya ta Spolucheni Shtati Neaktivnimi chlenami ye Argentina ta Braziliya Shvejcariya priyednalasya do forumu v 2002 roci Yevratom u 2003 roci Kitaj i Rosiya v 2006 roci a Avstraliya priyednalasya do forumu v 2016 roci Reshta krayini buli chlenami zasnovnikami 36 ta zustrich GIF u Bryusseli vidbulasya v listopadi 2013 roku Nadano korotkij oglyad konstrukcij reaktora ta diyalnosti kozhnogo uchasnika forumu U sichni 2014 roku bulo opublikovano onovlennya tehnologichnoyi dorozhnoyi karti yaka detalno opisuye cili doslidzhen i rozrobok na nastupne desyatilittya Termini sistemi IV pokolinnyaForum GIF predstaviv rizni chasovi ramki dlya kozhnoyi z shesti sistem Doslidzhennya ta rozrobki podilyayutsya na tri etapi zhittyezdatnist Perevirka osnovnih ponyat u vidpovidnih umovah viyavlennya ta usunennya vsih potencijnih tehnichnih pereshkod produktivnist Perevirka ta optimizaciya procesiv yavish i materialiv inzhenernogo masshtabu v umovah prototipu demonstraciya Zavershennya i licenzuvannya detalnogo proekta i vikonannya budivnictva ta ekspluataciyi prototipu abo demonstracijnoyi sistemi z metoyu dovedennya yiyi do stadiyi komercijnogo rozgortannya U 2000 roci GIF zayaviv sho Pislya zavershennya fazi produktivnosti dlya kozhnoyi sistemi znadobitsya shonajmenshe shist rokiv i kilka milyardiv dolariv SShA dlya detalnogo proektuvannya ta budivnictva demonstracijnoyi sistemi U onovlenni dorozhnoyi karti 2013 roku etapi produktivnosti ta demonstraciyi buli znachno pereneseni na bilsh pizni dati a cili dlya etapiv komercializaciyi ne vstanovleni Zgidno z GIF Projde shonajmenshe dva tri desyatilittya do rozgortannya komercijnih sistem IV pokolinnya Tipi reaktorivSpochatku bulo rozglyanuto bagato tipiv reaktoriv odnak spisok bulo skorocheno shob zosereditisya na najbilsh perspektivnih tehnologiyah i tih yaki shvidshe za vse mogli b vidpovidati cilyam iniciativi Gen IV Tri sistemi nominalno ye teplovimi reaktorami a chotiri reaktorami na shvidkih nejtronah Duzhe visokotemperaturnij reaktor VHTR takozh doslidzhuyetsya na predmet potencijnogo zabezpechennya visokoyakisnogo tehnologichnogo tepla dlya Reaktori na shvidkih nejtronah proponuyut mozhlivist spalyuvannya aktinoyidiv shob she bilshe zmenshiti kilkist vidhodiv i mati mozhlivist viroblyati bilshe paliva nizh voni spozhivayut Ci sistemi zabezpechuyut znachnij progres u stijkosti bezpeci ta nadijnosti ekonomici stijkosti do rozpovsyudzhennya yadernoyi zbroyi zalezhno vid perspektivi ta fizichnomu zahistu Reaktori na teplovih nejtronah Reaktor na teplovih nejtronah ce yadernij reaktor yakij vikoristovuye povilni abo teplovi nejtroni Spovilnyuvach nejtroniv vikoristovuyetsya dlya upovilnennya nejtroniv sho vipuskayutsya v rezultati podilu shob zrobiti bilsh imovirnim yih zahoplennya palivom Visokotemperaturnij reaktor z gazovim oholodzhennyam HTGR Kitajskij uryad rozpochav budivnictvo demonstracijnogo visokotemperaturnogo reaktora na granulovanomu palivi en 200 MVt u 2012 roci yak nastupnika svogo HTR 10 Duzhe visokotemperaturnij reaktor VHTR Duzhe visokotemperaturnij reaktor Koncepciya duzhe visokotemperaturnogo reaktora VHTR vikoristovuye aktivnu zonu z grafitovim spovilnyuvachem z odnorazovim uranovim palivnim ciklom z vikoristannyam geliyu abo rozplavlenoyi soli yak teplonosiya Taka konstrukciya reaktora peredbachaye temperaturu na vihodi 1000 C Aktivna zona reaktora mozhe buti yak prizmatichno blochnoyu tak i konstrukciyeyu reaktora na granulovanomu palivi Visoki temperaturi dayut zmogu zastosovuvati napriklad tehnologichne teplo abo virobnictvo vodnyu za dopomogoyu termohimichnogo sirko jodnogo ciklu Zaplanovane budivnictvo pershogo VHTR pivdennoafrikanskogo en PBMR vtratilo derzhavne finansuvannya v lyutomu 2010 roku Pomitne zrostannya vitrat i zanepokoyennya shodo mozhlivih nespodivanih tehnichnih problem zneohotili potencijnih investoriv i kliyentiv U 2012 roci v ramkah konkursu en en shvalila proekt podibnij do prizmatichnogo blokovogo reaktora Antares vid Areva yakij bude rozgornutij yak prototip do 2021 roku Reaktor na rozplavah solej MSR Reaktor na rozplavah solej MSR Dokladnishe Reaktor na rozplavah solej Div takozh en Reaktor na rozplavah solej ce tip yadernogo reaktora v yakomu pervinnij teplonosij abo navit same palivo ye sumishshyu rozplavlenih solej Dlya cogo tipu reaktoriv bulo zaproponovano bagato proektiv i stvoreno kilka prototipiv Princip MSR mozhna vikoristovuvati dlya teplovih epiteplovih reaktoriv i reaktoriv na shvidkih nejtronah Z 2005 roku fokus peremistivsya na MSR na shvidkih nejtronah MSFR Suchasni konceptualni proekti vklyuchayut reaktori z nejtronami teplovogo spektra napriklad IMSR a takozh reaktori z nejtronami shvidkogo spektra napriklad MCSFR Ranni koncepciyi teplovogo spektru ta bagato suchasnih gruntuyutsya na yadernomu palivi mozhlivo en UF4 abo en ThF4 rozchinenomu v rozplavlenih ftoridah Ridina dosyagne kritichnosti potrapivshi v aktivnu zonu de grafit bude sluzhiti spovilnyuvachem Bagato suchasnih koncepcij pokladayutsya na palivo yake disperguyetsya v grafitovij matrici z rozplavlenoyu sillyu sho zabezpechuye oholodzhennya nizkogo tisku ta visokoyi temperaturi Ci koncepciyi Gen IV MSR chasto tochnishe nazivayut nizh reaktorom na teplovih nejtronah cherez serednyu shvidkist nejtroniv yaki viklikayut podiyi podilu v jogo palivi shvidshi nizh teplovi nejtroni Konceptualni proekti MSR shvidkogo spektru napriklad MCSFR usuvayut grafitovij spovilnyuvach Voni dosyagayut kritichnosti mayuchi dostatnij obsyag soli z dostatnoyu kilkistyu materialu sho rozsheplyuyetsya Buduchi reaktorami na shvidkih nejtronah voni mozhut spozhivati nabagato bilshe paliva i zalishati lishe korotkochasni vidhodi U toj chas yak bilshist proektiv MSR v osnovnomu otrimani vid en MSRE 1960 h rokiv varianti tehnologiyi rozplavlenoyi soli vklyuchayut konceptualnij en yakij proektuyetsya zi svincem yak teplonosiyem ale rozplavlenim solevim palivom zazvichaj yak hlorid metalu napr en dlya zbilshennya mozhlivostej zamknenogo palivnogo ciklu yadernih vidhodiv Inshi pomitni pidhodi yaki suttyevo vidriznyayutsya vid MSRE vklyuchayut koncepciyu en SSR yaku prosuvaye MOLTEX yaka mistit rozplavlenu sil u sotnyah zvichajnih tverdopalivnih strizhniv yaki vzhe dobre zarekomenduvali sebe v yadernij promislovosti Cej ostannij britanskij proekt buv viznanij najbilsh konkurentospromozhnim dlya rozrobki malogo modulnogo reaktora britanskoyu konsaltingovoyu firmoyu Energy Process Development u 2015 roci Inshij proekt yakij rozroblyayetsya reaktor na shvidkih nejtronah iz rozplavlenim hloridom zaproponovanij amerikanskoyu kompaniyeyu z yadernoyi energetiki ta nauki TerraPower Cya koncepciya reaktora zmishuye ridkij prirodnij uran i rozplavlenij hloridnij teplonosij razom v aktivnij zoni reaktora dosyagayuchi duzhe visokih temperatur zberigayuchi pri atmosfernij tisk Inshoyu primitnoyu osoblivistyu MSR ye mozhlivist vikoristannya yadernogo spalnika teplovogo spektru Zazvichaj lishe reaktori shvidkogo spektru vvazhalisya zhittyezdatnimi dlya utilizaciyi abo skorochennya vidpracovanih yadernih zapasiv Teplove spalyuvannya vidhodiv bulo dosyagnuto shlyahom zamini chastini uranu u vidpracovanomu yadernomu palivi na torij Chistij riven virobnictva transuranovogo elementa napriklad plutoniyu ta americiyu zmenshuyetsya nizhche normi spozhivannya takim chinom zmenshuyuchi masshtabi problemi zberigannya radioaktivnih vidhodiv bez problem en ta inshih tehnichnih problem pov yazanih z reaktorom na shvidkih nejtronah Reaktor na nadkritichnij vodi SCWR Reaktor na nadkritichnij vodi SCWR Dokladnishe Reaktor z nadkritichnoyu vodoyu Reaktor z nadkritichnoyu vodoyu SCWR ce koncepciya en sho cherez serednyu shvidkist nejtroniv yaki viklikayut podiyi podilu v palivi ye shvidshimi nizh teplovi nejtroni jogo tochnishe nazivayut nizh teplovim reaktorom U yakosti robochoyi ridini vikoristovuyetsya nadkritichna voda SCWR ce v osnovnomu legkovodyani reaktori LWR sho pracyuyut pri bilsh visokomu tisku i temperaturah z pryamim odnorazovim ciklom teploobminu Yak zazvichaj peredbachayetsya vin bude pracyuvati v pryamomu cikli podibno do kiplyachogo reaktora BWR ale oskilki vin vikoristovuye nadkritichnu vodu ne plutati z kritichnoyu masoyu yak robochu ridinu vin matime lishe odnu vodnu fazu sho robit nadkritichnij metod teploobminu bilsh shozhim na vodno vodyanij reaktor PWR Vin mig pracyuvati pri nabagato vishih temperaturah nizh suchasni PWR i BWR Reaktori z nadkritichnoyu vodoyu SCWR ye perspektivnimi peredovimi yadernimi sistemami cherez yih visokij en tobto blizko 45 proti priblizno 33 KKD dlya potochnih LWR i znachne sproshennya ustanovki Osnovna misiya SCWR virobnictvo nedorogoyi elektroenergiyi Vin pobudovanij na dvoh perevirenih tehnologiyah LWR yaki ye najbilsh poshirenimi generuyuchimi reaktorami v sviti i kotlah sho pracyuyut na vikopnomu palivi velika kilkist yakih takozh vikoristovuyetsya v usomu sviti Koncepciyu SCWR doslidzhuyut 32 organizaciyi v 13 krayinah Oskilki SCWR ye vodyanimi reaktorami voni takozh mayut nebezpeku parovogo vibuhu ta vikidu radioaktivnoyi pari yak BWR i LWR a takozh potrebu u nadzvichajno dorogih vazhkih posudinah pid tiskom trubah klapanah i nasosah Ci spilni problemi za svoyeyu suttyu ye bilsh serjoznimi dlya SCWR cherez robotu pri bilsh visokih temperaturah Rozroblyayetsya proekt SCWR VVER 1700 393 VVER SCWR abo VVER SKD rosijskij reaktor iz nadkritichnoyu vodoyu iz podvijnim vhodom aktivnoyi zoni ta koeficiyentom rozmnozhennya 0 95 Reaktori na shvidkih nejtronah Reaktor na shvidkih nejtronah bezposeredno vikoristovuye shvidki nejtroni sho viprominyuyutsya pri podili bez spovilnennya Na vidminu vid reaktoriv na teplovih nejtronah reaktori na shvidkih nejtronah mozhut buti nalashtovani na spalyuvannya abo podil vsih aktinidiv i pridiliti dostatno chasu otzhe rizko zmenshiti chastku aktinidiv u vidpracovanomu yadernomu palivi sho viroblyayetsya suchasnim svitovim parkom legkovodnih reaktoriv na teplovih nejtronah takim chinom zamikayuchi yadernij palivnij cikl Krim togo yaksho voni nalashtovani inakshe voni takozh mozhut viroblyati bilshe aktinidnogo paliva nizh voni spozhivayut Reaktor na shvidkih nejtronah z gazovim oholodzhennyam GFR Reaktor na shvidkih nejtronah z gazovim oholodzhennyam GFR Dokladnishe en Sistema reaktora na shvidkih nejtronah z gazovim oholodzhennyam GFR maye spektr shvidkih nejtroniv i zamknutij palivnij cikl dlya efektivnogo peretvorennya uranu dlya vidtvorennya ta upravlinnya aktinidami Reaktor oholodzhuyetsya geliyem i maye temperaturu na vihodi 850 C ce evolyuciya duzhe visokotemperaturnogo reaktora VHTR do bilsh stijkogo palivnogo ciklu Vin vikoristovuvatime en pryamogo ciklu Brajtona dlya visokoyi teplovoyi efektivnosti Rozglyadayutsya kilka form paliva dlya yihnoyi zdatnosti pracyuvati pri duzhe visokih temperaturah i zabezpechuvati vidminne utrimannya produktiv podilu kompozitne keramichne palivo peredovi palivni chastinki abo keramichni pokriti elementami aktinidnih spoluk Rozglyadayutsya konfiguraciyi aktivnoyi zoni na osnovi shtirkovih abo plastinchastih palivnih zbirok abo prizmatichnih blokiv Yevropejska stijka yaderna promislova iniciativa profinansuvala tri reaktorni sistemi chetvertogo pokolinnya odna z yakih reaktor na shvidkih nejtronah z gazovim oholodzhennyam pid nazvoyu Allegro 100 MVt t yakij planuyetsya pobuduvati v krayini Centralnoyi abo Shidnoyi Yevropi Centralnoyevropejska Vishegradska grupa pragne rozvivati cyu tehnologiyu U 2013 roci nimecki britanski ta francuzki instituti zavershili 3 richne spilne doslidzhennya shodo nastupnogo proektuvannya v promislovomu masshtabi vidomogo yak GoFastR Voni buli profinansovani 7 yu ramkovoyu programoyu YeS FWP z metoyu stvorennya stijkogo VHTR Reaktor na shvidkih nejtronah z natriyevim teplonosiyem SFR Dokladnishe en Div takozh en en Toshiba 4S ta CFR 600 Konstrukciya basejnovogo reaktora na shvidkih nejtronah z natriyevim oholodzhennyam SFR Dva najbilshih komercijnih reaktora na shvidkih nejtronah z natriyevim teplonosiyem znahodyatsya v Rosiyi en i BN 800 800 MVt Najbilshim z koli nebud ekspluatovanih buv reaktor Superphenix z potuzhnistyu ponad 1200 MVt yakij uspishno pracyuvav protyagom kilkoh rokiv u Franciyi persh nizh buv vivedenij z ekspluataciyi v 1996 roci V Indiyi en FBTR dosyag kritichnosti v zhovtni 1985 roku U veresni 2002 roku efektivnist vigoryannya paliva v FBTR vpershe dosyagla poznachki 100 000 megavat dniv na metrichnu tonnu uranu MWd MTU Ce vvazhayetsya vazhlivoyu vihoyu v indijskij tehnologiyi reaktoriv rozmnozhuvachiv Vikoristovuyuchi dosvid otrimanij v rezultati ekspluataciyi FBTR en buduyetsya reaktor na shvidkih nejtronah z natriyevim teplonosiyem potuzhnistyu 500 MVt vartistyu 5677 kror indijskih rupij 900 miljoniv dolariv SShA Pislya chislennih zatrimok uryad povidomiv u berezni 2020 roku sho reaktor mozhe zapracyuvati lishe v grudni 2021 roku Pislya PFBR budut she shist komercijnih reaktoriv rozmnozhuvachiv na shvidkih nejtronah CFBR po 600 MVt kozhen Gen IV SFR ye proektom yakij bazuyetsya na dvoh isnuyuchih proektah dlya FBR z natriyevim teplonosiyem reaktora rozmnozhuvacha na shvidkih nejtronah rozmnozhennya na oksidnomu palivi ta en z metalevim palivom Cili polyagayut u tomu shob pidvishiti efektivnist vikoristannya uranu shlyahom rozmnozhennya plutoniyu ta usunuti potrebu v tomu shob transuranovi izotopi zalishali ce misce U konstrukciyi reaktora vikoristovuyetsya nezagalmovana aktivna zona sho pracyuye na shvidkih nejtronah sho dozvolyaye spozhivati bud yakij transuranovij izotop a v deyakih vipadkah vikoristovuvati jogo yak palivo Na dodatok do perevag vidalennya transuraniv iz dovgim periodom napivrozpadu z ciklu vidhodiv palivo SFR rozshiryuyetsya koli reaktor peregrivayetsya i lancyugova reakciya avtomatichno spovilnyuyetsya Takim chinom vin pasivno bezpechnij Odna koncepciya reaktora SFR oholodzhuyetsya ridkim natriyem i zhivitsya metalevim splavom uranu i plutoniyu abo vidpracovanim yadernim palivom yadernimi vidhodami legkovodnih reaktoriv Palivo SFR mistitsya v stalevij obolonci z ridkim natriyevim napovnyuvachem u prostori mizh plakovanimi elementami yaki utvoryuyut palivnu zbirku Odniyeyu z problem proektuvannya SFR ye riziki povodzhennya z natriyem yakij reaguye vibuhovo yaksho kontaktuye z vodoyu Odnak vikoristannya ridkogo metalu zamist vodi v yakosti teplonosiya dozvolyaye sistemi pracyuvati pri atmosfernomu tisku zmenshuyuchi rizik vitoku Stalij palivnij cikl zaproponovanij u 1990 h koncepciya Integralnogo reaktora na shvidkih nejtronah kolir takozh dostupna animaciya tehnologiyi Koncepciya IFR chorno bila z bilsh chitkim tekstom Yevropejska stijka yaderna promislova iniciativa profinansuvala tri reaktorni sistemi IV pokolinnya odniyeyu z yakih buv reaktor na shvidkih nejtronah z natriyevim oholodzhennyam pid nazvoyu en peredovij natriyevij tehnichnij reaktor dlya promislovoyi demonstraciyi Proekt ASTRID bulo skasovano v serpni 2019 roku Chislenni rodonachalniki Gen IV SFR isnuyut u vsomu sviti a en potuzhnistyu 400 MVt uspishno pracyuvala protyagom desyati rokiv na zavodi Henford u shtati Vashington 20 MVt en uspishno pracyuvav ponad tridcyat rokiv u Nacionalnij laboratoriyi Ajdaho poki ne buv zakritij u 1994 roci Reaktor en vid GE Hitachi ce modernizovana ta komercijna realizaciya tehnologiyi rozroblenoyi dlya integralnogo reaktora na shvidkih nejtronah IFR rozroblenogo Argonnskoyu nacionalnoyu laboratoriyeyu mizh 1984 i 1994 rokami Osnovnoyu metoyu PRISM ye spalyuvannya vidpracovanogo yadernogo paliva z inshih reaktoriv a ne stvorennya novogo paliva Predstavlena yak alternativa zahoronennyu vidpracovanogo paliva vidhodiv cya konstrukciya zmenshuye period napivrozpadu elementiv sho rozsheplyuyutsya prisutnih u vidpracovanomu yadernomu palivi odnochasno viroblyayuchi elektroenergiyu v osnovnomu yak pobichnij produkt Reaktor na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem LFR Reaktor na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyemDokladnishe Reaktor na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem Div takozh Reaktor shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem maye svincevij teplonosij abo svincevo vismutovu evtektiku angl Lead bismuth eutectic LBE reaktor iz ridkometalevim teplonosiyem iz zamknenim palivnim ciklom Varianti vklyuchayut diapazon nominalnih harakteristik zavodu vklyuchayuchi batareyu vid 50 do 150 MVt elektroenergiyi yaka maye duzhe dovgij interval zapravki modulna sistema rozrahovana na 300 400 MVt i velikij variant monolitnoyi ustanovki na 1200 MVt Termin batareya vidnositsya do dovgovichnogo vigotovlenogo na zavodi serdechnika a ne do bud yakih zasobiv dlya elektrohimichnogo peretvorennya energiyi Palivo ye metalevim abo na osnovi nitridu sho mistit uran dlya vidtvorennya i transuranovi elementi Reaktor oholodzhuyetsya prirodnoyu konvekciyeyu z temperaturoyu teplonosiya na vihodi z reaktora 550 C mozhlivo do 800 C iz suchasnimi materialami Visha temperatura dozvolyaye otrimuvati voden za dopomogoyu en Yevropejska stijka yaderna promislova iniciativa finansuye tri reaktorni sistemi chetvertogo pokolinnya odna z yakih ye reaktorom na shvidkih nejtronah iz svincevim oholodzhennyam yakij takozh ye pidkritichnim reaktorom kerovanim priskoryuvachem pid nazvoyu en 100 MVt t yakij bude pobudovano v Belgiya budivnictvo ochikuyetsya do 2036 roku Model Mirri zi zmenshenoyu potuzhnistyu pid nazvoyu Guinevere bula zapushena v Mol u berezni 2009 roku U 2012 roci doslidnicka grupa povidomila sho Guinevere pracyuye Dva inshih reaktora na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem yaki rozroblyayutsya ce SVBR 100 modulna koncepciya reaktora na shvidkih nejtronah iz svincevim teplonosiyem potuzhnistyu 100 MVt rozroblena OKB Gidropres v Rosiyi i en reaktor na shvidkih nejtronah zi svincevim teplonosiyem 300 MVt yakij bude rozroblenij pislya SVBR 100 vin obijdetsya bez pokrittya dlya vidtvorennya navkolo aktivnoyi zoni i zaminit konstrukciyu reaktora BN 600 z natriyevim teplonosiyem shob nibito zabezpechiti pidvishenu stijkist do rozpovsyudzhennya U travni 2020 roku rozpochato pidgotovchi budivelni robotiPerevagi i nedolikiForum GEN IV perehodit vid paradigmi pro te sho yaderni avariyi mozhut statisya i yih slid opanuvati do principu viklyuchennya avarij Voni stverdzhuyut sho kombinaciya sistem aktivnoyi ta en v sistemah pokolinnya IV bula b prinajmni takoyu zh efektivnoyu yak sistemi pokolinnya III i zrobila b najvazhchu avariyu fizichno nemozhlivoyu oskilki voni mayut pritamannu bezpeku Shodo suchasnih tehnologij atomnoyi elektrostanciyi zayavleni perevagi reaktoriv 4 go pokolinnya vklyuchayut Yaderni vidhodi yaki zalishayutsya radioaktivnimi protyagom kilkoh stolit zamist tisyacholit U 100 300 raziv bilshe energiyi vid tiyeyi zh kilkosti yadernogo paliva Rozshirenij asortiment paliva i navit neinkapsulovane sire palivo MSR z negranulovanim palivom en U deyakih reaktorah mozhlivist spozhivati nayavni yaderni vidhodi pri virobnictvi elektroenergiyi tobto zamknutij yadernij palivnij cikl Ce pidsilyuye argumenti shodo viznannya yadernoyi energiyi vidnovlyuvanoyu energiyeyu Pokrasheni funkciyi bezpeki ekspluataciyi taki yak zalezhno vid konstrukciyi uniknennya roboti pid tiskom avtomatichne pasivne bez zhivlennya bez keruvannya zupinki reaktora uniknennya vodyanogo oholodzhennya ta pov yazanih z cim rizikiv vtrati vodi vitoku abo kipinnya ta utvorennya vibuhu vodnyu ta zabrudnennya oholodzhuyuchoyi vodi Yaderni reaktori ne vidilyayut CO 2 pid chas roboti hocha yak i vsi dzherela energiyi z en faza vidobutku ta budivnictva mozhe prizvesti do vikidiv CO 2 yaksho dzherela energiyi yaki ne ye nejtralnimi do vuglecyu napriklad vikopne palivo abo cementi sho vidilyayut CO 2 vikoristovuyutsya v procesi budivnictva U oglyadi Yelskogo universitetu 2012 roku opublikovanomu v Journal of Industrial Ecology analizuyuchi CO2 za en LCA vid yadernoyi energetiki skazano sho sukupna literatura LCA vkazuye sho vikidi PG parnikovih gaziv zhittyevogo ciklu yadernoyi energetiki stanovlyat lishe chastku vid tradicijnih vikopnih dzherel i porivnyannih z vidnovlyuvanimi tehnologiyami Hocha stattya v osnovnomu rozglyadala dani z en i ne analizuvala CO2 do 2050 roku z en yaki todi buduvalis u nij jdetsya pro reaktori rozmnozhuvachi na shvidkih nejtronah Obmezhena literatura yaka ocinyuye cyu potencijnu tehnologiyu majbutnogo povidomlyaye pro serednij zhittyevij cikl vikidiv parnikovih gaziv podibnij abo nizhchij nizh u legkovodnih reaktoriv pokolinnya II i nibito spozhivaye malo abo zovsim ne spozhivaye en Specifichnij rizik reaktora na shvidkih nejtronah z natriyevim teplonosiyem pov yazanij z vikoristannyam metalevogo natriyu yak teplonosiya U razi porushennya natrij vibuhonebezpechno reaguye z vodoyu Vipravlennya porushen takozh mozhe viyavitisya nebezpechnim oskilki najdeshevshij blagorodnij gaz argon takozh vikoristovuyetsya dlya zapobigannya okislennya natriyu Argon yak i gelij mozhe vitisnyati kisen u povitri i mozhe viklikati zanepokoyennya en tomu pracivniki mozhut piddavatisya comu dodatkovomu riziku Ce aktualna problema yak prodemonstruvali podiyi na en v Curuzi Yaponiya Vikoristannya svincyu abo rozplavlenih solej pom yakshuye cyu problemu roblyachi teplonosij mensh reakcijnoyu i zabezpechuyuchi visoku temperaturu zamerzannya ta nizkij tisk u razi vitoku Nedolikami svincyu porivnyano z natriyem ye nabagato visha v yazkist nabagato visha shilnist mensha teployemnist i bilshe produktiv radioaktivnoyi nejtronnoyi aktivaciyi U bagatoh vipadkah vzhe ye velikij dosvid nakopichenij chislennimi dokazami konceptualnih proektiv pokolinnya IV Napriklad reaktori na en i HTR 10 podibni do zaproponovanih proektiv VHTR pokolinnya IV a reaktor rozmnozhuvach en en i BN 800 shozhij na zaproponovanij reaktor Proektuyutsya reaktori na shvidkih nejtronah pokolinnya IV z natriyevim teplonosiyem Inzhener atomnik en poperedzhaye sho riziki dlya bezpeki mozhut buti bilshimi na pershih porah oskilki operatori reaktoriv mayut malo dosvidu z novoyu konstrukciyeyu problema z novimi reaktorami ta avariyami ye podvijnoyu vinikayut scenariyi yaki nemozhlivo splanuvati pid chas modelyuvannya i lyudi roblyat pomilki Yak skazav odin direktor doslidnickoyi laboratoriyi SShA vigotovlennya budivnictvo ekspluataciya ta obslugovuvannya novih reaktoriv zitknetsya z krutoyu krivoyu navchannya peredovi tehnologiyi budut mati pidvishenij rizik avarij i pomilok Tehnologiya mozhe buti dovedena ale lyudi ni Tablicya konstrukcijRezyume proektiv reaktoriv IV pokolinnya sistema Nejtronnij spektr Oholodzhuyucha ridina Temperatura C Palivnij cikl Rozmir MVt Priklad rozrobnikivVHTR Teplovi gelij 900 1000 vidkritij 250 300 JAEA HTTR Universitet Cinhua HTR 10 Universitet Cinhua ta Kitajska yaderna inzhenerna korporaciya HTR PM en SFR Shvidki natrij 550 zakritij 30 150 300 1500 1000 2000 TerraPower TWR Toshiba 4S GE Hitachi Nuclear Energy PRSM OKBM Afrikantova BN 1200 Kitajska nacionalna yaderna korporaciya CNNC CFR 600 en en SCWR Teplovi abo shvidki Voda 510 625 Vidkritij abo zakritij 300 700 1000 1500GFR Shvidki gelij 850 zakritij 1200 Modul pidsilennya energiyiLFR Shvidki Vesti 480 800 zakritij 20 180 300 1200 600 1000 Rosatom BREST OD 300 MSR Shvidki abo teplovi Ftoridni abo hloridni soli 700 800 zakritij 250 1000 Seaborg Technologies TerraPower Elysium Industries Moltex Energy Flibe Energy LFTR Transatomic Power Thorium Tech Solution FUJI MSR Terrestrial Energy IMSR Southern CompanyDFR Shvidki Vesti 1000 zakritij 500 1500 Institut yadernoyi fiziki tverdogo tilaDiv takozhYadernij reaktor Yadernij material Yaderna fizika Klasifikaciya yadernih reaktoriv en Reaktor rozmnozhuvach Malij modulnij reaktor Spisok komercijnih yadernih reaktorivPrimitkiLocatelli Giorgio Mancini Mauro Todeschini Nicola 1 zhovtnya 2013 Generation IV nuclear reactors Current status and future prospects Energy Policy 61 1503 1520 doi 10 1016 j enpol 2013 06 101 PRIS Reactor Details Moir Ralph Teller Edward 2005 Thorium Fueled Underground Power Plant Based on Molten Salt Technology Nuclear Technology 151 3 334 340 doi 10 13182 NT05 A3655 Procitovano 22 bereznya 2012 Can Sodium Save Nuclear Power Scientific American 13 Oct 2014 www world nuclear org Arhiv originalu za 13 serpnya 2015 Procitovano 21 travnya 2022 Origins of the GIF GEN IV International Forum Nov 2021 GIF Portal Home Public www gen 4 org Procitovano 25 lipnya 2016 GIF Membership gen 4 org Procitovano 24 travnya 2020 GIF Portal Australia joins the Generation IV International Forum 7 veresnya 2016 Arhiv originalu za 7 September 2016 Generation IV International Forum Updates Technology Roadmap and Builds Future Collaboration Energy gov The Generation IV international forum holds their 36th meeting on Monday 18th Nov 2013 in Brussels a href wiki D0 A8 D0 B0 D0 B1 D0 BB D0 BE D0 BD Cite web title Shablon Cite web cite web a Obslugovuvannya CS1 Storinki z parametrom url status ale bez parametra archive url posilannya PDF January 2014 Arhiv originalu PDF za 8 July 2014 PDF January 2014 Arhiv originalu PDF za 25 June 2014 p 79 82 4 5 MB U S DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee and the GIF Dec 2002 FAQ 2 When will Gen IV reactors be built GEN IV International Forum accessed Nov 2021 China Begins Construction Of First Generation IV HTR PM Unit NucNet 7 sichnya 2013 Procitovano 4 chervnya 2019 Power Engineering International 3 sichnya 2010 Arhiv originalu za 3 chervnya 2019 Procitovano 4 chervnya 2019 Areva modular reactor selected for NGNP development 15 lyutogo 2012 Procitovano 4 chervnya 2019 US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee 2002 PDF GIF 002 00 Arhiv originalu PDF za 29 listopada 2007 H Boussier S Delpech V Ghetta et Al The Molten Salt Reactor MSR in Generation IV Overview and Perspectives GIF SYMPOSIUM PROCEEDINGS 2012 ANNUAL REPORT NEA No 7141 pp95 Arhiv originalu za 9 listopada 2014 Procitovano 21 travnya 2022 Europe Moltex Stable Salt Reactor 20 kvitnya 2015 Moltex Energy sees UK Canada SMR licensing as springboard to Asia Nuclear Energy Insider analysis nuclearenergyinsider com Tennenbaum Jonathan 4 lyutogo 2020 Molten salt and traveling wave nuclear reactors Asia Times 24 bereznya 2010 Arhiv originalu za 1 travnya 2015 Procitovano 4 grudnya 2013 Arhiv originalu za 9 zhovtnya 2013 The V4G4 Centre of Excellence for performing joint research development and innovation in the field of Generation 4 G4 nuclear reactors have been established www alphagalileo org Arhiv originalu za 13 grudnya 2013 Arhiv originalu za 10 chervnya 2016 Procitovano 4 grudnya 2013 India s First Prototype Fast Breeder Reactor Has a New Deadline Should We Trust It David Baurac Passively safe reactors rely on nature to keep them cool Nuclear Engineering at Argonne Arhiv originalu za 21 travnya 2022 Procitovano 21 travnya 2022 UK and France Sign Landmark Civil Nuclear Cooperation Agreement POWER Magazine 22 lyutogo 2012 Nucleaire la France abandonne la quatrieme generation de reacteurs Le Monde fr 29 serpnya 2019 Hellemans Alexander 12 sichnya 2012 Reactor Accelerator Hybrid Achieves Successful Test Run Science Insider Procitovano 29 grudnya 2014 Preparatory construction for Brest 300 reactor begins in Russia Nuclear Engineering International 22 May 2020 What is the risk of a severe accident resembling Chernobyl or Fukushima in a Gen IV design GEN IV International Forum accessed Nov 2021 The aim of Generation IV systems is to maintain the high level of safety achieved by today s reactors while shifting from the current principle of mastering accidents i e accepting that accidents can occur but taking care that the population is not affected to the principle of excluding accidents Strategies to Address Global Warming PDF www ossfoundation us Arhiv originalu za 1 lyutogo 2021 Procitovano 21 travnya 2022 Warner Ethan S Heath Garvin A 2012 Life Cycle Greenhouse Gas Emissions of Nuclear Electricity Generation Journal of Industrial Ecology 16 S73 S92 doi 10 1111 j 1530 9290 2012 00472 x Tabuchi Hiroko 17 chervnya 2011 Japan Strains to Fix a Reactor Damaged Before Quake The New York Times Benjamin K Sovacool August 2010 A Critical Evaluation of Nuclear Power and Renewable Electricity in Asia Journal of Contemporary Asia 40 3 381 GIF R amp D Outlook for Generation IV Nuclear Energy Systems PDF 21 serpnya 2009 Procitovano 30 serpnya 2018 Key components of second HTR PM reactor connected World Nuclear News Procitovano 15 lipnya 2021 Energy Department Announces New Investments in Advanced Nuclear Power Reactors US Department of Energy Procitovano 16 sichnya 2016 China begins building pilot fast reactor World Nuclear News Procitovano 15 lipnya 2021 Dual Fluid Reactor IFK PDF festkoerper kernphysik de Berlin Germany Institut fur Festkorper Kernphysik 16 chervnya 2013 Procitovano 28 serpnya 2017 PosilannyaArticle from Idaho National Laboratory detailing some current efforts at developing Gen IV reactors Generation IV International Forum GIF Science or Fiction Is there a Future for Nuclear Nov 2007 A publication from the Austrian Ecology Institute about Generation IV and Fusion reactors Gail H Marcus December 2011 Nuclear Power After Fukushima Mechanical Engineering the magazine of ASME Procitovano 23 sichnya 2012 In the wake of a severe plant accident advanced reactor designs are getting renewed attention International Thorium Energy Organisation www IThEO org International Thorium Energy Committee iThEC

Дата публікації:
Топ