Войти
Сборка активной зоны Экспериментального реактора-размножителя I в Айдахо, США, 1951 год A реактор-размножитель - это ядерный реактор, который производит делящегося материала, чем потребляет. Реакторы-размножители достигают этого, потому что их экономия нейтронов достаточно высока для создания большего количества делящегося топлива, чем они используют, путем облучения воспроизводящего материала, такого как уран-238 или торий-232, который загружается в реактор вместе с делящимся топливом. Поначалу селекционеры были сочтены привлекательными, поскольку они более полно использовали урановое топливо, чем легководные реакторы, но интерес снизился после 1960-х годов, когда были обнаружены новые запасы урана и новые методы обогащения урана снижение затрат на топливо.
| Изотоп | Тепловое деление. сечение | Тепловое деление% | Быстрое деление. сечение | Быстрое деление % |
|---|---|---|---|---|
| Th-232 | нил | 1 (неделящийся) | 0,350 барн | 3 (неделящийся) |
| U -232 | 76,66 сарай | 59 | 2,370 сарай | 95 |
| U-233 | 531,2 сарай | 89 | 2,450 сарай | 93 |
| U-235 | 584,4 сарай | 81 | 2,056 сарай | 80 |
| U-238 | 11,77 микробар | 1 (неделящийся) | 1,136 сарай | 11 |
| Np-237 | 0,02249 сарай | 3 (неделящийся) | 2,247 сарай | 27 |
| Pu-238 | сарай 17,89 | 7 | 2,721 сарай | 70 |
| Pu-239 | 747,4 сарай | 63 | 2,338 сарай | 85 |
| Pu-240 | 58,77 сарай | 1 (неделящийся) | 2,253 сарай | 55 |
| Pu-241 | 1012 сарай | 75 | 2,298 сарай | 87 |
| Pu-242 | 0,002557 сарай | 1 (неделящийся) | 2,027 сарай | 53 |
| Am-241 | 600,4 сарай | 1 (неделящийся) | 0,2299 микробарн | 21 |
| Am-242m | 6409 barn | 75 | 2,550 barn | 94 |
| Am-243 | 0,1161 barn | 1 (неделящийся) | 2.140 сарай | 23 |
| Cm-242 | 5,064 сарай | 1 (неделящийся) | 2.907 сарай | 10 |
| см-243 | 617,4 сарай | 78 | 2,500 сарай | 94 |
| см-244 | 1,037 сарай | 4 (неделящийся) | 0. 08255 microbarn | 33 |
Реакторы-размножители могут, в принципе, извлекать почти всю энергию, содержащуюся в уране или тории, снижая потребность в топливе в раз 100 по сравнению с широко используемыми прямоточными легководными реакторами, которые извлекают менее 1% энергии урана, добытого из земли. Высокая топливная эффективность реакторов-размножителей может значительно снизить озабоченность по поводу поставок топлива или энергии, используемой в горнодобывающей промышленности. Приверженцы утверждают, что с добычей урана в морской воде для реакторов-размножителей будет достаточно топлива, чтобы удовлетворить наши потребности в энергии в течение 5 миллиардов лет при общем уровне потребления энергии в 1983 году, что делает ядерную энергию по сути возобновляемой энергией.
Ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность к 1990-м годам. В широком смысле отработанное ядерное топливо состоит из двух основных компонентов. Первый состоит из продуктов деления, оставшихся фрагментов атомов топлива после того, как они были разделены для высвобождения энергии. Продукты деления состоят из десятков элементов и сотен изотопов, все они легче урана. Второй основной компонент отработавшего топлива - это трансурановые соединения (атомы тяжелее урана), которые образуются из урана или более тяжелых атомов в топливе, когда они поглощают нейтроны, но не подвергаются делению. Все трансурановые изотопы попадают в серию актинидов в периодической таблице, и поэтому их часто называют актинидами.
Физическое поведение продуктов деления заметно отличается от поведения трансурановых соединений. В частности, продукты деления сами по себе не подвергаются делению и поэтому не могут быть использованы для ядерного оружия. Кроме того, только семь долгоживущих изотопов продуктов деления имеют период полураспада более ста лет, что делает их геологическое хранение или утилизацию менее проблематичным, чем для трансурановых материалов.
С усилением обеспокоенности по поводу ядерные отходы, воспроизводящие топливные циклы снова стали интересными, потому что они могут уменьшить количество отходов актинидов, особенно плутония и минорных актинидов. Реакторы-размножители предназначены для расщепления актинидных отходов в качестве топлива и, таким образом, их преобразования в большее количество продуктов деления.
После того, как отработавшее ядерное топливо удалено из легководного реактора, оно претерпевает сложный профиль распада, поскольку каждый нуклид распадается с разной скоростью. Из-за физической странности, упомянутой ниже, существует большой разрыв в периодах полураспада продуктов деления по сравнению с трансурановыми изотопами. Если трансурановые элементы останутся в отработанном топливе, через 1000–100000 лет, медленный распад этих трансурановых элементов приведет к возникновению большей части радиоактивности в этом отработанном топливе. Таким образом, удаление трансурановых элементов из отходов устраняет большую часть долговременной радиоактивности отработавшего ядерного топлива.
Сегодняшние коммерческие легководные реакторы действительно производят некоторый новый делящийся материал, в основном в форме плутония. Поскольку коммерческие реакторы никогда не проектировались как воспроизводящие, они не преобразуют достаточно урана-238 в плутоний, чтобы заменить израсходованный уран-235. Тем не менее, по крайней мере, одна треть энергии, производимой коммерческими ядерными реакторами, происходит за счет деления плутония, образующегося в топливе. Даже при таком уровне потребления плутония легководные реакторы потребляют только часть производимого плутония и второстепенных актинидов, при этом накапливаются неделящиеся изотопы плутония вместе со значительными количествами других второстепенных актинидов.
Одним из показателей производительности реактора является «коэффициент преобразования», определяемый как отношение новых делящихся атомов производится до делящихся атомов израсходовано. Все предлагаемые ядерные реакторы, за исключением специально разработанных и эксплуатируемых актинидных горелок, подвергаются некоторой степени конверсии. До тех пор, пока в нейтронном потоке реактора имеется какое-либо количество воспроизводящего материала, всегда создается новый делящийся материал. Когда коэффициент преобразования больше 1, его часто называют «коэффициентом разведения».
Например, обычно используемые легководные реакторы имеют коэффициент конверсии приблизительно 0,6. Реакторы с тяжелой водой под давлением (PHWR ), работающие на природном уране, имеют коэффициент конверсии 0,8. В реакторе-размножителе степень конверсии выше 1. «Безубыточность» достигается, когда степень конверсии достигает 1,0 и реактор производит столько делящегося материала, сколько он использует.
время удвоения - это время, которое потребуется реактору-размножителю для производства достаточного количества нового делящегося материала для замены исходного топлива и дополнительного производства эквивалентного количества топлива для другого ядерного реактора.. В первые годы, когда считалось, что урана в дефиците, это считалось важным показателем производительности заводчиков. Однако, поскольку урана больше, чем предполагалось в первые дни разработки ядерных реакторов, и с учетом количества плутония, доступного в отработавшем топливе реактора, время удвоения стало менее важным показателем в современной конструкции реактора-размножителя.
"Выгорание "- это мера того, сколько энергии было извлечено из заданной массы тяжелого металла в топливе, часто выражаемое (для энергетических реакторов) в гигаватт-сутках на тонну тяжелого металла. Выгорание является важным фактором при определении типы и количество изотопов, производимых реактором деления. Реакторы-размножители по своей конструкции имеют чрезвычайно высокое выгорание по сравнению с обычными реакторами, поскольку реакторы-размножители производят гораздо больше своих отходов в виде продуктов деления, в то время как большая часть или все актиниды предназначены для расщепления и уничтожения.
В прошлом при разработке реакторов-размножителей основное внимание уделялось реакторам с низким коэффициентом воспроизводства, начиная с 1,01 для реактора шиппорта, работающего на ториевом топливе и охлаждаемого за счет созывать легкая вода до более 1,2 для советского реактора с жидкометаллическим теплоносителем БН-350. Теоретические модели размножителей с жидким натриевым теплоносителем, протекающим через трубы внутри топливных элементов (конструкция «труба в оболочке»), предполагают, что в промышленном масштабе возможны коэффициенты воспроизводства не менее 1,8. Советский испытательный реактор БР-1 достиг коэффициента воспроизводства 2,5 в некоммерческих условиях.
Производство тяжелых трансурановых актиноидов в современных реакторах деления на тепловых нейтронах путем захвата и распада нейтронов. Начиная с урана-238, производятся изотопы плутония, америция и кюрия. В реакторе-размножителе на быстрых нейтронах все эти изотопы могут сжигаться в качестве топлива. Возможны многие типы реакторов-размножителей:
«размножитель» - это просто реактор, спроектированный для очень высокой экономии нейтронов с соответствующий коэффициент конверсии выше 1.0. В принципе, почти любую конструкцию реактора можно изменить, чтобы она стала размножающей. Примером этого процесса является преобразование легководного реактора, тепловой конструкции с очень сильным замедлителем, в концепцию сверхбыстрого реактора с использованием легкой воды в сверхкритической форме с чрезвычайно низкой плотностью для увеличения нейтронной экономии. достаточно высокий, чтобы позволить размножение.
Помимо водяного охлаждения, в настоящее время рассматривается как возможное множество других типов реакторов-размножителей. К ним относятся конструкции с солевым охлаждением, с газовым охлаждением и с жидкометаллическим охлаждением во многих вариантах. Почти любой из этих основных типов конструкции может работать на уране, плутонии, многих второстепенных актинидах или тории, и они могут быть разработаны для множества различных целей, таких как создание большего количества делящегося топлива, долгосрочная стационарная работа или активное сжигание. ядерных отходов.
Существующие конструкции реакторов иногда делятся на две широкие категории в зависимости от их нейтронного спектра, который обычно отделяет реакторы, предназначенные для использования в основном урана и трансурановых элементов, от реакторов, предназначенных для использования тория и избегания трансурановых элементов. Этими конструкциями являются:
Деление ядерного топлива в любом реакторе приводит к нейтронопоглощающие продукты деления. Из-за этого неизбежного физического процесса необходимо переработать плодородный материал из реактора-размножителя для удаления этих нейтронных ядов. Этот шаг необходим для того, чтобы полностью использовать способность воспроизводить столько или больше топлива, сколько потребляется. Любая переработка может вызвать проблему распространения, поскольку она позволяет извлекать оружейный материал из отработавшего топлива. Наиболее распространенный метод переработки, PUREX, вызывает особую озабоченность, поскольку он был специально разработан для отделения чистого плутония. Ранние предложения по топливному циклу реактора-размножителя вызвали еще большую озабоченность с точки зрения распространения, поскольку в них использовался бы PUREX для выделения плутония в очень привлекательной изотопной форме для использования в ядерном оружии.
Некоторые страны разрабатывают методы переработки, которые этого не делают. отделить плутоний от других актинидов. Например, безводный пирометаллургический процесс электровыделения, когда он используется для переработки топлива из встроенного быстрого реактора, оставляет большие количества радиоактивных актинидов в реакторное топливо. Более традиционные системы переработки на водной основе включают SANEX, UNEX, DIAMEX, COEX и TRUEX, а также предложения по объединению PUREX с сопроцессорами.
Все эти системы имеют немного лучшую устойчивость к распространению, чем PUREX, хотя скорость их принятия низкая.
В ториевом цикле торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается. к урану-233. Если протактиний остается в реакторе, также образуются небольшие количества урана-232, который имеет в своей цепочке распада сильный гамма-излучатель таллий-208. Как и в конструкциях с урановым топливом, чем дольше топливо и воспроизводящий материал остаются в реакторе, тем больше накапливается этих нежелательных элементов. В предполагаемых коммерческих ториевых реакторах будет допущено накопление высоких уровней урана-232, что приведет к чрезвычайно высоким дозам гамма-излучения от любого урана, полученного из тория. Эти гамма-лучи усложняют безопасное обращение с оружием и конструкцию его электроники; это объясняет, почему уран-233 никогда не использовался для оружия, кроме демонстрации концепции.
Хотя ториевый цикл может быть устойчивым с точки зрения распространения в отношении извлечения урана-233 из топлива (из-за присутствия уран-232), он представляет опасность распространения из-за альтернативного способа извлечения урана-233, который включает химическое извлечение протактиния-233 и его распад до чистого урана-233 вне реактора. Этот процесс может происходить вне контроля таких организаций, как Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ).
Актиниды и продукты деления по периоду полураспада
| ||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Актиниды по цепочка распада | период полураспада. диапазон (a ) | Продукты деления U на выход | ||||||
| 4n | 4n + 1 | 4n + 2 | 4n + 3 | |||||
| 4,5–7% | 0,04–1,25% | <0.001% | ||||||
| Ra | 4–6 a | † | Eu | |||||
| Cm | Pu | Cf | Ac | 10–29 a | Sr | Kr | Cd | |
| U | Pu | Cm | 29–97 a | Cs | Sm | Sn | ||
| Bk | Cf | Am | 141–351 a | Никакие продукты деления. не имеют период полураспада. в диапазоне. 100–210 тыс. Лет... | ||||
| Am | Cf | 430– 900 a | ||||||
| Ra | Bk | 1,3–1,6 тыс. Лет назад | ||||||
| Pu | Th | Cm | Am | 4,7–7,4 тыс. Лет назад | ||||
| Cm | Cm | 8,3–8,5 тыс. Лет назад | ||||||
| Pu | 24,1 тыс. Лет назад | |||||||
| Th | Pa | 32–76 тыс. Лет | ||||||
| Np | U | U | 150–250 тыс. Лет | ‡ | Tc | Sn | ||
| Cm | Pu | 327–375 тыс. Лет назад | Se | |||||
| 1,53 млн лет | Zr | |||||||
| Np | 2,1–6,5 млн лет | Cs | Pd | |||||
| U | Cm | 15–24 млн лет | I | |||||
| Pu | 80 млн лет | ... и не более 15,7 млн лет | ||||||
| Th | U | U | 0,7–14,1 млрд лет | |||||
Условные обозначения для надстрочных символов. ₡ имеют термическое значение сечение захвата нейтрона в диапазоне 8–50 барн. ƒ делящийся. m метастабильный изомер. № в первую очередь радиоактивный материал природного происхождения (NORM). þ нейтронный яд (сечение захвата тепловых нейтронов более 3 тыс. Барн). † диапазон 4 –97 a: Средноживущий продукт деления. ‡ более 200 тыс. Лет назад: Долгоживущий продукт деления | ||||||||
Ядерные отходы стали вызывать большую озабоченность к 1990-м годам. Разведение топливных циклов привлекло новый интерес из-за их способности сокращать отходы актинидов, особенно плутония и второстепенных актинидов. Поскольку реакторы-размножители в замкнутом топливном цикле будут использовать почти все подаваемые в них актиниды в качестве топлива, их потребность в топливе будет снижена примерно в 100 раз. Объем производимых ими отходов будет уменьшен примерно в 100 раз, поскольку Что ж. Хотя объем отходов из реактора-размножителя значительно сокращается, активность отходов примерно такая же, как и в легководном реакторе.
Кроме того, отходы из реактора-размножителя имеют разное поведение при распаде, потому что они состоят из разных материалов. Отходы реакторов-размножителей - это в основном продукты деления, тогда как отходы легководных реакторов содержат большое количество трансурановых соединений. После того, как отработавшее ядерное топливо было извлечено из легководного реактора более чем на 100 000 лет, эти трансурановые соединения стали бы основным источником радиоактивности. Их устранение позволит устранить значительную часть долговременной радиоактивности отработавшего топлива.
В принципе, топливные циклы-размножители могут повторно использовать и потреблять все актиниды, оставляя только продукты деления. Как видно из рисунка в этом разделе, продукты деления имеют своеобразный «промежуток» в их совокупных периодах полураспада, так что ни один из продуктов деления не имеет период полураспада от 91 года до двухсот тысяч лет. В результате этой физической странности после нескольких сотен лет хранения активность радиоактивных отходов из реактора-размножителя на быстрых нейтронах быстро упадет до низкого уровня долгоживущих продуктов деления. Однако для получения этого преимущества требуется высокоэффективное отделение трансурановых элементов от отработавшего топлива. Если используемые методы переработки топлива оставляют большую долю трансурановых соединений в конечном потоке отходов, это преимущество будет значительно уменьшено.
Оба типа циклов воспроизводства могут сократить количество отходов актинидов: <549 Быстрый реактор-размножитель быстрые нейтроны могут делить актинидные ядра с четным числом как протонов, так и нейтронов. У таких ядер обычно отсутствуют низкоскоростные "тепловые нейтроны " резонансы делящегося топлива, используемого в LWR.
Реактор основная цель которого состоит в уничтожении актинидов, а не в увеличении запасов делящегося топлива, иногда называют реактором-горелкой . И воспроизводство, и сжигание зависят от хорошей нейтронной экономии, и многие конструкции могут делать то и другое. Конструкции разведения окружают ядро одеялом из плодородного материала. Горелки для отходов окружают активную зону с нефертильными отходами, подлежащими уничтожению. В некоторых конструкциях добавляются отражатели или поглотители нейтронов.
Существует несколько концепций реакторов-размножителей; два основных:
Схематическая диаграмма, показывающая разницу между петлевым и пуловым типами LMFBR. В 2006 г. все электростанции с крупномасштабными реакторами-размножителями (FBR) были жидкометаллическими реакторами-размножителями (LMFBR ), охлаждаемыми жидким натрием. Они были одной из двух конструкций:
Экспериментальный реактор-размножитель II, который послужил прототипом интегрального быстрого реактора Все текущие реакторы на быстрых нейтронах используют жидкий металл в качестве теплоносителя первого контура для передачи тепла от активной зоны к пару, используемому для питания турбин, генерирующих электричество. В реакторах FBR использовались жидкие металлы, отличные от натрия - в некоторых ранних реакторах FBR использовалась ртуть, в других экспериментальных реакторах использовался сплав натрий -калий называется NaK. Оба имеют то преимущество, что они являются жидкостями при комнатной температуре, что удобно для экспериментальных установок, но менее важно для пилотных или полномасштабных электростанций. Свинец и сплав свинца и висмута также использовались.
Три из предложенных типов реакторов поколения IV относятся к FBR:
В реакторах FBR обычно используется смешанный оксид топливная активная зона до 20% диоксида плутония (PuO 2) и не менее 80% диоксида урана (UO 2). Другой вариант топлива - это металлические сплавы, обычно смесь урана, плутония и циркония (используется, потому что она «прозрачна» для нейтронов). Обогащенный уран также может использоваться сам по себе.
Многие конструкции окружают активную зону оболочкой из трубок, которые содержат неделящийся уран-238, который, улавливая быстрые нейтроны из реакции в активной зоне, превращается в делящийся плутоний-239 (как и часть урана в активной зоне), который затем перерабатывается и используется в качестве ядерного топлива. Другие конструкции FBR основаны на геометрии самого топлива (которое также содержит уран-238), приспособленного для достижения достаточно быстрого захвата нейтронов. Сечение деления плутония-239 (или делящегося урана-235) намного меньше в быстром спектре, чем в тепловом спектре, как и отношение между сечением деления Pu / U и сечением поглощения U. Это увеличивает концентрацию Pu / U, необходимую для поддержания цепной реакции , а также отношение воспроизводства к делению. С другой стороны, быстрый реактор не нуждается в замедлителе, чтобы вообще замедлять нейтроны, используя преимущество быстрых нейтронов, производящих большее количество нейтронов на делением, чем медленными нейтронами. По этой причине обычная жидкая вода, являясь замедлителем и поглотителем нейтронов, является нежелательным теплоносителем первого контура для быстрых реакторов. Поскольку для охлаждения реактора требуется большое количество воды в активной зоне, это сильно влияет на выход нейтронов и, следовательно, на образование Pu. Теоретическая работа была проделана по реакторам с пониженным замедлением воды, которые могут иметь достаточно быстрый спектр, чтобы обеспечить коэффициент воспроизводства немного больше 1. Это, вероятно, приведет к неприемлемому снижению мощности и высоким затратам в реактор с жидкостно-водяным охлаждением, но сверхкритический водяной теплоноситель сверхкритического водяного реактора (SCWR) имеет достаточную теплоемкость, чтобы обеспечить адекватное охлаждение с меньшим количеством воды, что делает реактор с водяным охлаждением быстрого спектра практическая возможность.
Тип теплоносителя, температура и спектр быстрых нейтронов ставят материал оболочки твэла (обычно аустенитная нержавеющая или ферритно-мартенситная сталь) в экстремальные условия. Понимание радиационного повреждения, взаимодействия теплоносителя, напряжений и температур необходимо для безопасной эксплуатации любой активной зоны реактора. Все материалы, используемые до настоящего времени в быстрых реакторах с натриевым теплоносителем, имеют известные пределы, как это было исследовано в обзоре ONR-RRR-088. Оксидно-дисперсионно-усиленная (ODS) сталь рассматривается как долговечная радиационно стойкая оболочка твэла материал, который преодолевает недостатки сегодняшнего выбора материалов.
По состоянию на 2017 год в эксплуатации находятся всего два реактора-размножителя: реактор БН-600 на 560 МВтэ и реактор БН-800 на 880 МВтэ.. Оба являются российскими реакторами с натриевым теплоносителем.
Одной из конструкций реактора на быстрых нейтронах, специально разработанной для решения проблем утилизации отходов и плутония, был интегральный быстрый реактор (IFR, также известный как интегральный реактор-размножитель на быстрых нейтронах, хотя исходный реактор был спроектирован так, чтобы не создавать излишков делящегося материала).
Для решения проблемы утилизации отходов в IFR была система электрохимического извлечения установка по переработке топлива, которая рециркулировала уран и все трансурановые материалы (не только плутоний) с помощью гальваники, оставляя лишь короткие полужизни продукты деления в отходы. Некоторые из этих продуктов деления впоследствии могут быть отделены для промышленных или медицинских целей, а остальные отправлены в хранилище отходов. В системе пиропроцессинга IFR используются расплавленные катоды кадмия и электролитические рафинеры для переработки металлического топлива непосредственно на месте в реакторе. Такие системы не только смешивают все второстепенные актиниды как с ураном, так и с плутонием, они компактны и самодостаточны, так что нет необходимости вывозить плутонийсодержащий материал с места расположения реактора-размножителя. Реакторы-размножители, включающие такую технологию, скорее всего, будут спроектированы с коэффициентами воспроизводства, очень близкими к 1,00, так что после начальной загрузки обогащенного уранового и / или плутониевого топлива реактор будет затем заправляться только небольшими партиями металлического природного урана. Количество металлического природного урана, эквивалентное блоку размером с контейнер для молока, который доставляется один раз в месяц, будет всем топливом, которое потребуется для такого реактора мощностью 1 гигаватт. Такие автономные селекционеры в настоящее время рассматриваются как конечная автономная и самодостаточная конечная цель разработчиков ядерных реакторов. Проект был отменен в 1994 г. Министром энергетики США Хейзел О'Лири.
Графитовая сердцевина Экспериментального реактора на расплавленной соли Другой Предлагаемый быстрый реактор представляет собой быстрый реактор с расплавом соли, в котором замедляющие свойства солевого расплава незначительны. Обычно это достигается заменой фторидов легких металлов (например, LiF, BeF 2) в солевом носителе на более тяжелые хлориды металлов (например, KCl, RbCl, ZrCl 4).
Было построено несколько прототипов FBR, электрическая мощность которых варьировалась от эквивалента нескольких лампочек (EBR-I, 1951) до более 1000 МВт. По состоянию на 2006 год технология экономически неконкурентоспособна по сравнению с технологией теплового реактора, но Индия, Япония, Китай, Южная Корея и Россия выделяют значительные средства на исследования для дальнейшего развития быстрых реакторов-размножителей. реакторов, ожидая, что рост цен на уран изменит это в долгосрочной перспективе. Германия, напротив, отказалась от этой технологии из соображений безопасности. Реактор-размножитель на быстрых нейтронах SNR-300 был закончен через 19 лет, несмотря на перерасход средств в сумме 3,6 миллиарда евро, но затем от него отказались.
Индия также разрабатывает технологию FBR с использованием сырье как уран, так и торий.
Реактор Шиппорт, используемый в качестве прототипа легководного размножителя в течение пяти лет, начиная с августа 1977 г. усовершенствованный тяжеловодный реактор (AHWR) - одно из немногих предложенных крупномасштабных применений тория. Индия разрабатывает эту технологию, руководствуясь значительными запасами тория; почти треть мировых запасов тория находится в Индии, у которой нет значительных запасов урана.
Третьей и последней активной зоной Атомной электростанции Шиппорт 60 МВт (эл.) Был реактор для размножения легководного тория, который начал работать в 1977 году. В нем использовались таблетки, изготовленные из диоксида тория и оксид урана-233 ; Первоначально содержание U-233 в таблетках составляло 5–6% в затравочной зоне, 1,5–3% в зоне бланкета и ни разу в зоне отражателя. Он работал на мощности 236 МВт, генерировал 60 МВт и в конечном итоге произвел более 2,1 миллиарда киловатт-часов электроэнергии. Через пять лет активная зона была удалена, и было обнаружено, что она содержит почти на 1,4% больше делящегося материала, чем когда она была установлена, что свидетельствует о воспроизводстве тория.
реактор с жидким фторидом тория ( LFTR) также планируется в качестве теплового размножителя тория. Реакторы с жидким фторидом могут иметь привлекательные особенности, такие как внутренняя безопасность, отсутствие необходимости в производстве топливных стержней и, возможно, более простая переработка жидкого топлива. Эта концепция была впервые исследована в Национальной лаборатории Ок-Ридж Эксперимент с реактором на расплавленной соли в 1960-х годах. С 2012 года к нему возобновился интерес во всем мире. Япония, Индия, Китай, Великобритания, а также частные компании США, Чехии и Австралии выразили намерение развивать и коммерциализировать эту технологию.
Как и многие аспекты ядерной энергетики, быстро реакторы-размножители были предметом многочисленных споров на протяжении многих лет. В 2010 году Международная группа по расщепляющимся материалам заявила: «После шести десятилетий и затрат, эквивалентных десяткам миллиардов долларов, перспективы создания реакторов-размножителей остаются в значительной степени невыполненными, а усилия по их коммерциализации постоянно сокращаются. в большинстве стран". В Германии, Соединенном Королевстве и Соединенных Штатах от программ разработки реакторов-размножителей отказались. Обоснование использования реакторов-размножителей - иногда явных, а иногда и подразумеваемых - было основано на следующих ключевых предположениях:
Есть некоторые из прошлых антиядерных сторонников, которые стали про-ядерной энергетикой в качестве чистого источника электроэнергии, поскольку реакторы-размножители эффективно перерабатывают большую часть их отходов. Это решает одну из важнейших негативных проблем ядерной энергетики. In the documentary Pandora's Promise, a case is made for breeder reactors because they provide a real high-kW alternative to fossil fuel energy. According to the movie, one pound of uranium provides as much energy as 5,000 barrels of oil.
FBRs have been built and operated in the United States, the United Kingdom, France, the former USSR, India and Japan. The experimental FBR SNR-300 was built in Germany but never operated and eventually shut down amid political controversy following the Chernobyl disaster. As of 2019, two FBRs are being operated for power generation in Russia. Several reactors are planned, many for research related to the Generation IV reactor initiative.
| Reactor | Country. when built | Started | Shutdown | Design. MWe | Final. MWe | Thermal. Power MWt | Capacity. factor | No of. leaks | Neutron. temperature | Coolant | Reactor class |
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| DFR | UK | 1962 | 1977 | 14 | 11 | 65 | 34% | 7 | Fast | NaK | Test |
| BN-350 | Soviet Union | 1973 | 1999 | 135 | 52 | 750 | 43% | 15 | Fast | Sodium | Prototype |
| Rapsodie | France | 1967 | 1983 | 0 | – | 40 | – | 2 | Fast | Sodium | Test |
| Phénix | France | 1975 | 2010 | 233 | 130 | 563 | 40.5% | 31 | Fast | Sodium | Prototype |
| PFR | UK | 1976 | 1994 | 234 | 234 | 650 | 26.9% | 20 | Fast | Sodium | Prototype |
| KNK II | Germany | 1977 | 1991 | 18 | 17 | 58 | 17.1% | 21 | Fast | Sodium | Research/Test |
| SNR-300 | Germany | 1985 (partial operation) | 1991 | 327 | – | – | – | – | Fast | Sodium | Prototype/Commercial |
| BN-600 | Soviet Union | 1981 | operating | 560 | 560 | 1470 | 74.2% | 27 | Fast | Sodium | Prototype/Commercial(Gen2) |
| FFTF | US | 1982 | 1993 | 0 | – | 400 | – | 1 | Fast | Sodium | Test |
| Superphénix | France | 1985 | 1998 | 1200 | 1200 | 3000 | 7.9% | 7 | Fast | Sodium | Prototype/Commercial(Gen2) |
| FBTR | India | 1985 | operating | 13 | – | 40 | – | 6 | Fast | Sodium | Test |
| PFBR | India | commissioning | commissioning | 500 | – | 1250 | – | – | Fast | Sodium | Prototype/Commercial(Gen3) |
| Jōyō | Japan | 1977 | operating | 0 | – | 150 | – | – | Fast | Sodium | Test |
| Monju | Japan | 1995 | 2017 | 246 | 246 | 714 | trial only | 1 | Fast | Sodium | Prototype |
| BN-800 | Russia | 2015 | operating | 789 | 880 | 2100 | 73.4% | – | Fast | Sodium | Prototype/Commercial(Gen3) |
| MSRE | US | 1965 | 1969 | 0 | – | 7.4 | – | – | Epithermal | Molten Salt(FLiBe ) | Test |
| Clementine | US | 1946 | 1952 | 0 | – | 0.025 | – | – | Fast | Mercury | World's First Fast Reactor |
| EBR-1 | US | 1951 | 1964 | 0.2 | 0.2 | 1.4 | – | – | Fast | NaK | World's First Power Reactor |
| Fermi-1 | US | 1963 | 1972 | 66 | 66 | 200 | – | – | Fast | Sodium | Prototype |
| EBR-2 | US | 1964 | 1994 | 19 | 19 | 62.5 | – | – | Fast | Sodium | Experimental/Test |
| Shippingport | US | 1977. as breeder | 1982 | 60 | 60 | 236 | – | – | Thermal | Light Water | Experimental-Core3 |
The Soviet Union (comprising Russia and other countries, dissolved in 1991) constructed a series of fast reactors, the first being mercury-cooled and fueled with plutonium metal, and the later plants sodium-cooled and fueled with plutonium oxide.
(1955) was 100W (thermal) was followed by at 100 kW and then the 5MW.
(first criticality 1969) was 60 MW, with construction started in 1965.
BN-600 (1981), followed by Russia 's BN-800 (2016)
The Chinese Experimental Fast Reactor is a 65 MW (thermal), 20 MW (electric), sodium-cooled, pool-type reactor with a 30-year design lifetime and a target burnup of 100 MWd/kg.Индия была одним из первых лидеров в сегменте FBR. В 2012 году должен был быть завершен и сдан в эксплуатацию FBR Прототип реактора-размножителя на быстрых нейтронах. Программа предназначена для использования плодородного тория-232 для получения делящегося урана-233. Индия также развивает технологию реактора-размножителя на тепловом тории. Внимание Индии к торию связано с большими запасами страны, хотя известные мировые запасы тория в четыре раза превышают запасы урана. В 2007 году Министерство по атомной энергии Индии (DAE) заявило, что одновременно построит еще четыре реактора-размножителя по 500 МВт каждый, в том числе два в Калпаккаме.
BHAVINI, индийская компания по атомной энергии, была создана в 2003 году для строительства: ввести в эксплуатацию и эксплуатировать все реакторы на быстрых нейтронах второй очереди, указанные в трехэтапной программе Индии по атомной энергии. Для реализации этих планов индийский FBR-600 представляет собой реактор бассейнового типа с натриевым теплоносителем мощностью 600 МВт.
Китайский экспериментальный реактор на быстрых нейтронах ( CEFR) является прототипом 25 МВт (эл.) Для планируемого китайского прототипа быстрого реактора (CFRP). Он начал вырабатывать электроэнергию 21 июля 2011 года.
Китай также инициировал проект исследований и разработок в области технологии теплового реактора-размножителя на основе расплавленной соли тория (реактор с жидким фторидом тория), о котором было официально объявлено в Китайской академии Ежегодная конференция Sciences (CAS) в январе 2011 года. Ее конечной целью было исследование и разработка ядерной системы с расплавленной солью на основе тория в течение примерно 20 лет.
Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог в Teledyne Brown Engineering, долгое время была инициатором ториевого топливного цикла и особенно реакторов с жидким фторидом тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, целью которой было разработать конструкции реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз.
Южная Корея разрабатывает проект стандартизированного модульного FBR для экспорта, чтобы дополнить стандартизированный PWR (реактор с водой под давлением) и CANDU они уже разработали и построили, но еще не взяли на себя обязательство построить прототип.
Макет реактора БН-600 в разрезе, замененный семейством реакторов БН-800. 
Строительство реактора БН-800 У России есть план по увеличению своего парка реакторы-размножители на быстрых нейтронах. В 2012 году был построен реактор БН-800 (800 МВтэ) в Белоярске, сменивший меньший БН-600. В июне 2014 года БН-800 был запущен в режиме минимальной мощности. Работая с КПД 35% от номинального, 10 декабря 2015 года реактор внес свой вклад в энергосеть. В августе 2016 года он вышел на полную мощность.
Планы по строительству более крупного реактора БН-1200 (1,200 МВтэ) планировалось завершить в 2018 году, с двумя дополнительными реакторами БН-1200, построенными к концу 2030 года. Однако в 2015 году Росэнергоатом отложил строительство на неопределенный срок, чтобы дать возможность улучшить конструкцию топлива после больше опыта эксплуатации реактора БН-800, а также из соображений стоимости.
Опытный реактор на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем БРЕСТ-300 будет построен на Сибирском химическом комбинате (SCC) в Северске. Конструкция БРЕСТ (рус. : быстрый реактор со свинцовым теплоносителем, англ.: быстрый реактор со свинцовым теплоносителем) рассматривается как преемник серии БН, а блок мощностью 300 МВт в ЮТК может стать предшественником блока мощностью 1200 МВт. Версия MWe для широкого использования в качестве коммерческого энергоблока. Программа развития является частью Федеральной программы передовых ядерных технологий на 2010–2020 годы, которая направлена на использование быстрых реакторов для повышения эффективности использования урана при «сжигании» радиоактивных веществ, которые в противном случае утилизировались бы как отходы. Его активная зона будет иметь размеры около 2,3 метра в диаметре и 1,1 метра в высоту и будет содержать 16 тонн топлива. Дозаправка блока будет производиться ежегодно, при этом каждый топливный элемент будет находиться в активной зоне в общей сложности пять лет. Температура свинцового теплоносителя будет около 540 ° C, что даст высокий КПД 43%, производство первичного тепла составит 700 МВт, а электрическая мощность составит 300 МВт. Срок службы установки может составить 60 лет. Ожидается, что НИКИЭТ завершит проектирование и строительство в период с 2016 по 2020 годы.
16 февраля 2006 года США, Франция и Япония подписали «соглашение» об исследовании и разработке быстрых реакторов с натриевым теплоносителем. в поддержку Глобального партнерства в области ядерной энергии. В апреле 2007 года правительство Японии выбрало Mitsubishi Heavy Industries (MHI) в качестве «ключевой компании в разработке FBR в Японии». Вскоре после этого MHI основала новую компанию, Mitsubishi FBR Systems (MFBR), для разработки и, в конечном итоге, продажи технологии FBR.
Ядерная площадка Маркуль во Франции, местонахождение Феникс (слева) и возможное будущее местоположение реактора ASTRID Gen-IV. В сентябре 2010 года французское правительство выделило Комиссариату à l '651,6 миллиона евро. énergie atomique для завершения проектирования ASTRID (усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленных демонстраций), проект реактора четвертого поколения мощностью 600 МВт, который будет завершен в 2020 году. По состоянию на 2013 год Великобритания проявила интерес к реактор ПРИЗМ и работал вместе с Францией над разработкой ASTRID. В 2019 году CEA объявил, что этот проект не будет построен раньше середины века.
В октябре 2010 года GE Hitachi Nuclear Energy подписала меморандум о взаимопонимании с операторами участка Саванна-Ривер Министерства энергетики США, что должно позволить строительство демонстрационной установки на основе S-PRISM компании fast реактор-размножитель до получения полного одобрения лицензии Комиссии по ядерному регулированию (NRC) на проектирование. В октябре 2011 года The Independent сообщила, что Управление по снятию с эксплуатации ядерных установок Великобритании (NDA) и старшие советники в Министерстве энергетики и изменения климата (DECC) запросили технические и финансовые подробности PRISM, частично как средство сокращение запасов плутония в стране.
реактор бегущей волны (TWR), предложенный в патенте Intellectual Ventures, представляет собой реактор-размножитель на быстрых нейтронах, не требующий переработки топлива во время десятилетний срок службы реактора. Волна горения в конструкции TWR движется не от одного конца реактора к другому, а постепенно изнутри наружу. Более того, по мере того, как состав топлива изменяется в результате ядерной трансмутации, топливные стержни постоянно перетасовываются в активной зоне для оптимизации нейтронного потока и использования топлива в любой заданный момент времени. Таким образом, вместо того, чтобы позволить волне распространяться через топливо, само топливо перемещается через в основном стационарную волну горения. Это противоречит сообщениям многих СМИ, которые популяризировали эту концепцию как реактор в виде свечи с зоной горения, которая перемещается вниз по топливной палочке. Благодаря замене статической конфигурации сердечника на активно управляемый сердечник с «стоячей волной» или «солитон», конструкция TerraPower позволяет избежать проблемы охлаждения сильно изменяющейся области горения. Согласно этому сценарию реконфигурация топливных стержней выполняется дистанционно с помощью роботизированных устройств; во время процедуры защитный сосуд остается закрытым, и связанного с этим простоя нет.
Энергетический портал 
Портал ядерных технологий 