Sunday, February 10, 2019

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Züchterreaktor - Wikipedia




Ein Züchterreaktor ist ein Kernreaktor, der mehr spaltbares Material erzeugt als verbraucht. [1] Züchterreaktoren erreichen dies, weil ihre Neutronenökonomie hoch genug ist, um durch die Bestrahlung mehr spaltbaren Brennstoff zu erzeugen, als sie verbrauchen eines fruchtbaren Materials wie Uran-238 oder Thorium-232, das zusammen mit spaltbarem Brennstoff in den Reaktor geladen wird. Züchter wurden zunächst als attraktiv empfunden, weil sie Uran als Treibstoff vollständiger nutzten als Leichtwasserreaktoren, aber nach den 1960er Jahren sank das Interesse, da mehr Uranreserven gefunden wurden [2] und neue Methoden der Urananreicherung die Brennstoffkosten senkten.




Kraftstoffeffizienz und Arten von nuklearen Abfällen [ edit ]











































































Spaltwahrscheinlichkeiten ausgewählter Actiniden, thermisch vs. schnelle Neutronen [3][4][5][6][7]
Isotop Wärmespaltung
Querschnitt 		Thermische Spaltung% Schnelle Spaltung
Querschnitt 		Schnelle Spaltung%
Th-232 null 1 (nicht spaltbar) 0,350 Scheune 3 (nicht spaltbar)
U-232 76,66 Scheune 59 2.370 Scheune 95
U-233 531.2 Barn 89 2.450 Barn 93
U-235 584,4 Scheune 81 2.056 Scheune 80
U-238 11,77 Mikrobarn 1 (nicht spaltbar) 1.136 Scheune 11
Np-237 0.02249 Scheune 3 (nicht spaltbar) 2.247 Scheune 27
Pu-238 17,89 Scheune 7 2,721 Scheune 70
Pu-239 747.4 Scheune 63 2.338 Scheune 85
Pu-240 58,77 Scheune 1 (nicht spaltbar) 2,253 Scheune 55
Pu-241 1012 Scheune 75 2.298 Scheune 87
Pu-242 0,002557 Scheune 1 (nicht spaltbar) 2.027 Scheune 53
Am-241 600,4 Scheune 1 (nicht spaltbar) 0,2299 Mikrobarn 21
Am-242m 6409 Scheune 75 2.550 Scheune 94
Am-243 0,1161 Scheune 1 (nicht spaltbar) 2.140 Scheune 23
Cm-242 5.064 Scheune 1 (nicht spaltbar) 2.907 Scheune 10
Cm-243 617,4 Scheune 78 2.500 Scheune 94
Cm-244 1.037 Scheune 4 (nicht spaltbar) 0,08255 Mikrobarn 33

Züchterreaktoren könnten im Prinzip fast die gesamte in Uran oder Thorium enthaltene Energie extrahieren und den Brennstoffbedarf um den Faktor 100 verringern, verglichen mit den häufig verwendeten Durchlauf-Leichtwasserreaktoren, die weniger als 1% der Energie gewinnen in dem aus der Erde gewonnenen Uran. [8] Die hohe Brennstoffeffizienz von Züchterreaktoren könnte die Bedenken hinsichtlich der Brennstoffzufuhr oder der im Bergbau eingesetzten Energie stark reduzieren. Anhänger behaupten, dass mit der Meerwasser-Urangewinnung genügend Brennstoff für Züchterreaktoren zur Verfügung stehe, um unseren Energiebedarf für einen Zeitraum von fünf Milliarden Jahren bei einem Gesamtenergieverbrauch von 1983 zu decken, wodurch die Kernenergie effektiv zu einer erneuerbaren Energie werden würde in den 1990er Jahren. Der Kernbrennstoff besteht im Wesentlichen aus zwei Hauptkomponenten. Die erste besteht aus Spaltprodukten, den verbleibenden Fragmenten von Brennstoffatomen, nachdem diese zur Energiefreisetzung gespalten wurden. Spaltprodukte bestehen aus Dutzenden von Elementen und Hunderten von Isotopen, die alle leichter als Uran sind. Die zweite Hauptkomponente von abgebrannten Brennelementen sind Transuranics (Atome, die schwerer als Uran sind), die aus Uran oder schwereren Atomen im Brennstoff erzeugt werden, wenn sie Neutronen absorbieren, aber nicht gespalten werden. Alle transuranen Isotope fallen in die Actinidenreihe des Periodensystems und werden daher häufig als Actiniden bezeichnet.

Das physikalische Verhalten der Spaltprodukte unterscheidet sich deutlich von dem der Transurane. Insbesondere werden Spaltprodukte nicht selbst gespalten und können daher nicht für Atomwaffen verwendet werden. Darüber hinaus haben nur sieben langlebige Spaltproduktisotope Halbwertszeiten von mehr als hundert Jahren, wodurch ihre geologische Lagerung oder Entsorgung weniger problematisch ist als für transurane Materialien. [11]

Mit zunehmender Besorgnis über Atommüll- und Brennstoffzirkulationszyklen wurden wieder interessant, weil sie Aktinidabfälle, vor allem Plutonium und kleinere Actinide, reduzieren können. [12] Brutreaktoren sollen die Aktinidabfälle als Brennstoff spalten und somit zu mehr Spaltprodukten umwandeln.

Nachdem "verbrauchter Kernbrennstoff" aus einem Leichtwasserreaktor entfernt wurde, erlebt er ein komplexes Zerfallsprofil, da jedes Nuklid mit unterschiedlicher Geschwindigkeit zerfällt. Aufgrund einer physikalischen Seltsamkeit, auf die im Folgenden Bezug genommen wird, besteht eine große Diskrepanz in den Zerfallshalbwertzeiten von Spaltprodukten im Vergleich zu transuranen Isotopen. Wenn die Transurane nach 1.000 bis 100.000 Jahren im verbrauchten Brennstoff verbleiben, würde der langsame Zerfall dieser Transuranics den größten Teil der Radioaktivität in diesem abgebrannten Brennstoff erzeugen. Das Entfernen der Transuranics aus dem Abfall beseitigt somit einen Großteil der langfristigen Radioaktivität von abgebranntem Kernbrennstoff. [13]

Heutige kommerzielle Leichtwasserreaktoren züchten neues spaltbares Material, meist in Form von Plutonium. Da kommerzielle Reaktoren nie als Züchter konzipiert wurden, wandeln sie nicht genug Uran-238 in Plutonium um, um das verbrauchte Uran-235 zu ersetzen. Trotzdem stammt mindestens ein Drittel der von kommerziellen Kernreaktoren erzeugten Energie aus der Spaltung von Plutonium, das im Brennstoff erzeugt wird. [14] Selbst bei diesem Plutoniumverbrauch verbrauchen Leichtwasserreaktoren nur einen Teil des von ihnen erzeugten Plutoniums und kleiner Actinide und nicht-spaltbare Isotope des Plutoniums bilden sich zusammen mit signifikanten Mengen anderer kleinerer Aktinide. [15]


Umwandlungsverhältnis, Break Even, Zuchtverhältnis, Verdopplungszeit und Abbrand


Ein Maß für die Leistung eines Reaktors ist das "Umwandlungsverhältnis", definiert als das Verhältnis der erzeugten neuen spaltbaren Atome zu den verbrauchten spaltbaren Atomen. Alle vorgeschlagenen Kernreaktoren mit Ausnahme speziell entwickelter und betriebener Actinidbrenner [16] unterliegen einem gewissen Umwandlungsgrad. Solange sich innerhalb des Neutronenflusses des Reaktors irgendeine Menge eines fruchtbaren Materials befindet, wird immer etwas neues spaltbares Material erzeugt. Wenn das Umwandlungsverhältnis größer als 1 ist, wird es oft als "Zuchtverhältnis" bezeichnet.
Üblicherweise verwendete Leichtwasserreaktoren weisen beispielsweise ein Umwandlungsverhältnis von ungefähr 0,6 auf. Mit Natururan betriebene Druckwasser-Schwerwasserreaktoren (PHWR) haben ein Umwandlungsverhältnis von 0,8. [17] In einem Brüterreaktor ist das Umwandlungsverhältnis höher als 1. "Break-even" wird erreicht, wenn das Umwandlungsverhältnis 1,0 und der Reaktor erreicht produziert so viel spaltbares Material wie es verwendet.

Die Verdopplungszeit ist die Zeit, die ein Brutreaktor benötigt, um genug neues spaltbares Material herzustellen, um den ursprünglichen Brennstoff zu ersetzen und zusätzlich eine äquivalente Menge Brennstoff für einen anderen Kernreaktor zu erzeugen. Dies wurde als wichtiger Maßstab für die Züchterleistung in frühen Jahren angesehen, als Uran als knapp angesehen wurde. Da Uran in den Anfängen der Entwicklung von Kernreaktoren jedoch reichlich vorhanden ist als gedacht, und angesichts der verfügbaren Plutoniummenge in verbrauchtem Reaktorbrennstoff, ist die Verdopplungszeit im modernen Brüter-Reaktor-Design zu einer weniger wichtigen Messgröße geworden. [18] [19]

"Abbrennen" ist ein Maß dafür, wie viel Energie aus einer bestimmten Schwermetallmasse im Brennstoff gewonnen wurde, die oft (für Leistungsreaktoren) ausgedrückt wird Gigawatt-Tage pro Tonne Schwermetall. Der Abbrand ist ein wichtiger Faktor bei der Bestimmung der Arten und der Häufigkeit von Isotopen, die von einem Spaltreaktor erzeugt werden. Züchterreaktoren weisen im Vergleich zu herkömmlichen Reaktoren einen extrem hohen Abbrand auf, da Züchterreaktoren viel mehr Abfall in Form von Spaltprodukten produzieren, während die meisten oder alle Aktinide gespalten und zerstört werden sollen. [20]

In der Vergangenheit konzentrierte sich die Züchter-Reaktor-Entwicklung auf Reaktoren mit niedrigen Zuchtverhältnissen von 1,01 für den Shippingport-Reaktor [21][22] der mit Thoriumbrennstoff betrieben wurde und mit konventionellem Leichtwasser auf über 1,2 für den Sowjet abgekühlt wurde BN-350 flüssigmetallgekühlter Reaktor. [23] Theoretische Modelle von Züchtern, bei denen flüssiges Natriumkühlmittel durch Rohre in Brennelementen fließt ("Tube-in-Shell" -Konstruktion), lassen vermuten, dass Brutverhältnisse von mindestens 1,8 im industriellen Maßstab möglich sind [24] Der sowjetische BR-1-Testreaktor erreichte unter nicht kommerziellen Bedingungen ein Züchtungsverhältnis von 2,5. [25]


Arten von Züchterreaktoren [ edit


Herstellung von schweren transuranischen Actiniden im derzeitige thermische Neutronenspaltungsreaktoren durch Neutroneneinfang und -zerfall. Ab Uran-238 werden Isotope von Plutonium, Americium und Curium produziert. In einem schnellen Neutronenzüchterreaktor können alle diese Isotope als Brennstoff verbrannt werden.

Viele Arten von Züchterreaktoren sind möglich:

Ein „Züchter“ ist einfach ein Reaktor, der für sehr hohe Neutronenökonomie mit einer zugehörigen Konversionsrate von mehr als 1,0 ausgelegt ist. Im Prinzip könnte fast jedes Reaktordesign zu einem Züchter verändert werden. Ein Beispiel für diesen Prozess ist die Entwicklung des Leichtwasserreaktors, eines sehr stark moderierten thermischen Designs, zum Super-Fast-Reactor-Konzept [26] bei dem leichtes Wasser in überkritischer Form mit extrem niedriger Dichte verwendet wird, um die Wirtschaftlichkeit der Neutronen hoch genug zu erhöhen Zucht zulassen.

Abgesehen von wassergekühltem Wasser gibt es viele andere Arten von Brutreaktoren, die derzeit als möglich betrachtet werden. Dazu gehören geschmolzenes Salz, gasgekühlte und flüssigmetallgekühlte Ausführungen in vielen Variationen. Nahezu jede dieser grundlegenden Konstruktionsarten kann durch Uran, Plutonium, viele kleinere Actinide oder Thorium betrieben werden, und sie können für viele verschiedene Zwecke konzipiert werden, z. B. für die Erzeugung von mehr spaltbarem Brennstoff, für einen langfristigen stationären Betrieb oder für das aktive Brennen von nuklearen Abfällen.

Entwürfe von externen Reaktoren werden manchmal in zwei große Kategorien unterteilt, basierend auf ihrem Neutronenspektrum, das im Allgemeinen diejenigen unterscheidet, die primär für die Verwendung von Uran und Transuranics konzipiert sind, von solchen, die Thorium verwenden und Transuranics vermeiden. Diese Designs sind:


  • Schneller Brüterreaktor (FBR), der schnelle (d. H. Unmoderierte) Neutronen verwendet, um spaltbares Plutonium und möglicherweise höhere Transurane aus fruchtbarem Uran-238 zu züchten. Das schnelle Spektrum ist so flexibel, dass es auf Wunsch auch spaltbares Uran-233 aus Thorium züchten kann.

  • Thermischer Brüterreaktor der thermische Spektren (dh moderierte) Neutronen verwendet, um spaltbares Uran-233 aus Thorium zu züchten ( Thorium-Brennstoffkreislauf). Aufgrund des Verhaltens der verschiedenen Kernbrennstoffe ist ein thermischer Brüter nur mit Thoriumbrennstoff kommerziell durchführbar, wodurch der Aufbau der schwereren Transurane vermieden wird.

Wiederaufbereitung


Die Spaltung des Kernbrennstoffs in einem Reaktor erzeugt Neutronen absorbierende Spaltprodukte. Aufgrund dieses unvermeidbaren physikalischen Prozesses ist es erforderlich, das fruchtbare Material aus einem Züchterreaktor erneut aufzubereiten, um diese Neutronengifte zu entfernen. Dieser Schritt ist erforderlich, um die Fähigkeit, mehr oder mehr Kraftstoff zu züchten, als verbraucht wird, voll auszunutzen. Jede Wiederaufbereitung kann ein Problem der Vermehrung darstellen, da sie waffenverwertbares Material aus abgebrannten Brennelementen entnimmt. [27] Das am häufigsten verwendete Wiederaufbereitungsverfahren, PUREX, ist besonders besorgniserregend, da es ausdrücklich dafür vorgesehen war, reines Plutonium abzutrennen. Erste Vorschläge für den Brennstoffkreislauf zwischen Züchter und Reaktor stellten ein noch größeres Problem in Bezug auf die Verbreitung dar, da mit PUREX Plutonium in einer hochattraktiven isotopischen Form für den Einsatz in Atomwaffen getrennt werden sollte. [28]

Mehrere Länder entwickeln Wiederaufbereitungsmethoden, bei denen das Plutonium nicht von den anderen Aktiniden getrennt wird. Beispielsweise hinterlässt der pyrometallurgische Elektrowinnprozess auf Wasserbasis, der zur Wiederaufbereitung von Brennstoff aus einem integrierten Schnellreaktor verwendet wird, große Mengen an radioaktiven Actiniden im Reaktortreibstoff. [8] Zu den herkömmlicheren Wiederaufbereitungssystemen auf Wasserbasis gehören SANEX und UNEX , DIAMEX, COEX und TRUEX sowie Vorschläge zur Kombination von PUREX mit Co-Prozessen.

Alle diese Systeme weisen eine geringfügig bessere Proliferationsresistenz als PUREX auf, obwohl ihre Adoptionsrate niedrig ist. [30] [31] [19459904] [32] [1945650100] Im Thoriumzyklus brütet Thorium-232, indem es zuerst in Protactinium-233 umgewandelt wird, das dann in Uran-233 zerfällt. Wenn das Protactinium im Reaktor verbleibt, werden auch geringe Mengen an Uran-232 produziert, das den starken Gammastrahler Thallium-208 in seiner Zerfallskette aufweist. Ähnlich wie bei mit Uran betriebenen Konstruktionen bilden sich umso mehr unerwünschte Elemente, je länger Brennstoff und fruchtbares Material im Reaktor verbleiben. In den in Betracht gezogenen kommerziellen Thoriumreaktoren könnten sich hohe Uran-232-Gehalte ansammeln, was zu extrem hohen Gammastrahlungsdosen von aus Thorium stammendem Uran führen würde. Diese Gammastrahlen erschweren die sichere Handhabung einer Waffe und das Design ihrer Elektronik. Dies erklärt, warum Uran-233 nie für Waffen jenseits von Proof-of-Concept-Demonstrationen verfolgt wurde. [33]

Während der Thoriumzyklus möglicherweise hinsichtlich der Uran-233-Gewinnung aus Treibstoff proliferationsresistent ist (Aufgrund des Vorhandenseins von Uran-232) besteht ein anderes Risiko bei der Extraktion von Uran-233, bei dem Protactinium-233 chemisch extrahiert wird und in reines Uran-233 außerhalb des Reaktors zerfällt. Dieser Prozess könnte über die Aufsicht von Organisationen wie der Internationalen Atomenergiebehörde (IAEA) hinausgehen. [34]


Abfallreduzierung [ edit


Nukleare Abfälle wurden in den 1990er Jahren zu einem größeren Problem. Züchtungsbrennstoffzyklen stießen aufgrund ihres Potenzials zur Reduzierung von Aktinidenabfällen, insbesondere von Plutonium und kleinen Aktiniden, auf neues Interesse. [12] Da Brüterreaktoren in einem geschlossenen Brennstoffkreislauf fast alle der ihnen zugeführten Aktinide als Treibstoff verwenden würden, wäre dies ein Brennstoffbedarf um den Faktor 100 reduziert. Die Menge an Abfall, die sie erzeugen, würde sich ebenfalls um den Faktor 100 verringern. Während das Abfallvolumen aus einem Züchterreaktor stark abgenommen hat, ist die Aktivität des Abfalls ungefähr die gleiche wie die eines Leichtwasserreaktors. [40]

Außerdem weist der Abfall eines Züchterreaktors ein anderes Zerfallsverhalten auf, da er aus unterschiedlichen Materialien besteht. Züchterreaktorabfälle sind meist Spaltprodukte, während bei Leichtwasserreaktorabfällen eine große Menge an Transuranen vorhanden ist. Nachdem verbrauchter Kernbrennstoff länger als 100.000 Jahre aus einem Leichtwasserreaktor entfernt wurde, wären diese Transurane die Hauptquelle der Radioaktivität. Ihre Beseitigung würde einen Großteil der Langzeit-Radioaktivität aus den abgebrannten Brennelementen beseitigen. [13]

Prinzipiell können Brüdenbrennstoffzyklen alle Aktiniden recyceln und verbrauchen, [9] wobei nur Spaltprodukte verbleiben. Wie aus der Grafik in diesem Abschnitt hervorgeht, weisen Spaltprodukte eine besondere "Lücke" in ihrer Gesamthalbwertzeit auf, so dass keine Spaltprodukte eine Halbwertzeit von mehr als 91 Jahren und weniger als zweihunderttausend Jahren haben. Infolge dieser physikalischen Seltsamkeit würde die Aktivität der radioaktiven Abfälle eines Schnellbrüterreaktors nach mehreren hundert Jahren Lagerung schnell auf den niedrigen Stand der langlebigen Spaltprodukte abfallen. Um diesen Vorteil zu erreichen, ist es jedoch erforderlich, die Transurane von abgebrannten Brennstoffen hoch effizient zu trennen. Wenn die angewendeten Brennstoffaufbereitungsmethoden einen großen Teil der Transuranics im endgültigen Abfallstrom belassen, würde dieser Vorteil stark verringert. [8]

Beide Arten von Brutzyklen können Aktinidabfälle reduzieren:


  • Die schnellen Neutronen des schnellen Brüterreaktors können Aktinidkerne mit einer geraden Anzahl von Protonen und Neutronen spalten. Solche Kerne haben normalerweise keine "thermischen Neutronen" -Resonanzen von Spaltbrennstoffen, die in LWRs verwendet werden. [41]

  • Der Thoriumbrennstoffzyklus führt inhärent zu niedrigeren Konzentrationen an Aktiniden. Das fruchtbare Material im Thoriumbrennstoffzyklus hat ein Atomgewicht von 232, während das fruchtbare Material im Uranbrennstoffzyklus ein Atomgewicht von 238 hat. Dieser Massenunterschied bedeutet, dass Thorium-232 sechs weitere Neutroneneinfangereignisse pro Kern vor dem Transuransäure erfordert Elemente können produziert werden. Zusätzlich zu dieser einfachen Massendifferenz hat der Reaktor zwei Möglichkeiten, die Kerne mit zunehmender Masse zu spalten: Zuerst als effektive Brennstoffkerne U233 und als er zwei weitere Neutronen absorbiert, wiederum als Brennstoffkerne U235. [42][43]

Ein Reaktor dessen Hauptzweck es ist, Aktiniden zu zerstören, anstatt spaltbare Brennstoffe zu vergrößern, wird manchmal als Brennerreaktor bezeichnet. Sowohl das Züchten als auch das Brennen hängen von einer guten Neutronenökonomie ab, und viele Entwürfe können dies tun. Zuchendesign umgibt den Kern mit einer Zuchtdecke aus fruchtbarem Material. Abfallbrenner umgeben den Kern mit nicht fruchtbaren Abfällen, die zerstört werden sollen. Einige Konstruktionen fügen Neutronenreflektoren oder -absorber hinzu. [16]


Breeder Reactor Concepts [ edit ]


Es gibt verschiedene Konzepte für Züchterreaktoren; Die zwei wichtigsten sind:


  • Reaktoren mit einem schnellen Neutronenspektrum werden als schnelle Brutreaktoren (FBR) bezeichnet - diese verwenden typischerweise Uran-238 als Brennstoff.

  • Reaktoren mit einem thermischen Neutronenspektrum werden thermische Brutreaktoren genannt - diese verwenden typischerweise Thorium-232 als Brennstoff

Schnellbrüterreaktor [ edit ]


Schematisches Diagramm, das den Unterschied zwischen den Loop- und Pool-Typen von LMFBR zeigt.

2006 alle großen Schnellbrüterreaktoren (FBR) ) Kraftwerke wurden Flüssigmetall-Schnellbrüterreaktoren ( LMFBR ) mit flüssigem Natrium gekühlt. Diese waren einer von zwei Ausführungen: [1]


  • Loop - Typ, bei dem das Primärkühlmittel durch Primärwärmetauscher außerhalb des Reaktorbehälters (jedoch innerhalb des biologischen Reaktors) zirkuliert Abschirmung durch radioaktives Natrium-24 im primären Kühlmittel)

  • Typ Pool bei dem die primären Wärmetauscher und Pumpen in den Reaktortank eingetaucht werden

Bei allen gängigen Konstruktionen mit schnellen Neutronenreaktoren wird flüssiges Metall als Primärmetall verwendet Kühlmittel, um Wärme vom Kern auf Dampf zu übertragen, der zur Stromversorgung der Turbinen zur Stromerzeugung verwendet wird. FBRs wurden mit anderen flüssigen Metallen als Natrium gekühlt gebaut - einige frühe FBRs verwendeten Quecksilber, andere experimentelle Reaktoren verwendeten eine Natrium-Kalium-Legierung namens NaK. Beide haben den Vorteil, dass sie bei Raumtemperatur flüssig sind, was für Experimentieranlagen praktisch ist, für Pilot- oder Großkraftwerke jedoch weniger wichtig ist. Blei und Blei-Wismut-Legierung wurden ebenfalls verwendet.

Vier der vorgeschlagenen Reaktortypen der Generation IV sind FBRs: [44]


FBRs verwenden normalerweise einen Mischoxid-Brennstoffkern aus bis zu 20% Plutoniumdioxid (PuO 2 ) und mindestens 80% Urandioxid ( UO 2 ). Eine andere Brennstoffoption sind Metalllegierungen, typischerweise eine Mischung aus Uran, Plutonium und Zirkonium (verwendet, weil es für Neutronen "transparent" ist). Angereichertes Uran kann auch alleine verwendet werden.

Viele Konstruktionen umgeben den Kern in einer Decke aus Rohren, die nicht spaltbares Uran-238 enthalten, das durch die Aufnahme schneller Neutronen aus der Reaktion im Kern in spaltbares Plutonium-239 umgewandelt wird (wie auch ein Teil des Urans im Uran) Kern), der dann wiederaufbereitet und als Kernbrennstoff verwendet wird. Andere FBR-Konstruktionen basieren auf der Geometrie des Brennstoffs selbst (der auch Uran-238 enthält), das ausreichend schnell Neutronen einfängt. Der Spaltquerschnitt von Plutonium-239 (oder des spaltbaren Uran-235) ist in einem schnellen Spektrum viel kleiner als in einem thermischen Spektrum, ebenso wie das Verhältnis zwischen dem 239 Pu / 235 U-Spaltquerschnitt und der Absorptionsquerschnitt von 238 U. Dies erhöht die Konzentration von 239 Pu / 235 U, die erforderlich ist, um eine Kettenreaktion aufrechtzuerhalten, sowie das Verhältnis von Züchtung zu Spaltung. [16]
Auf der anderen Seite ein schneller Reaktor Es braucht keinen Moderator, um die Neutronen zu verlangsamen, wobei die schnellen Neutronen genutzt werden, die eine größere Anzahl von Neutronen pro Spaltung erzeugen als langsame Neutronen. Aus diesem Grund ist gewöhnliches flüssiges Wasser als Moderator und Neutronenabsorber ein unerwünschtes primäres Kühlmittel für schnelle Reaktoren. Da zur Kühlung des Reaktors große Wassermengen im Kern erforderlich sind, ist die Ausbeute an Neutronen und damit die Züchtung von Pu 239 stark beeinträchtigt. Theoretische Arbeit wurde an Wasserreaktoren mit verminderter Moderation geleistet, die ein ausreichend schnelles Spektrum aufweisen können, um ein Brutverhältnis von etwas über 1 zu erreichen. Dies würde wahrscheinlich zu einem inakzeptablen Leistungsrückgang und hohen Kosten in einem mit Wasser und Wasser gekühlten Reaktor führen Das überkritische Wasserkühlmittel des überkritischen Wasserreaktors (SCWR) hat eine ausreichende Wärmekapazität, um eine ausreichende Kühlung mit weniger Wasser zu ermöglichen, wodurch ein wassergekühlter Schnellspektrum-Reaktor eine praktische Möglichkeit wird. [26]

Der Typ Kältemittel, Temperaturen und ein schnelles Neutronenspektrum stellen den Brennstoffmantelwerkstoff (normalerweise austenitische rostfreie oder ferritisch-martensitische Stähle) unter extremen Bedingungen. Das Verständnis der Strahlungsschäden, der Kühlmittelwechselwirkungen, der Spannungen und der Temperaturen ist für den sicheren Betrieb eines Reaktorkerns erforderlich. Alle bisher in natriumgekühlten Schnellreaktoren verwendeten Materialien haben bekannte Grenzwerte, wie im ONR-RRR-088-Test beschrieben. [45] Oxide Dispersion Strified (ODS) -Stahl wird als langlebiges strahlungsresistentes Brennstoff-Mantel-Material angesehen die Mängel der heutigen materiellen Entscheidungen.

Ab 2017 gibt es nur zwei kommerziell betriebene Züchterreaktoren : den BN-600-Reaktor mit 560 MWe und den BN-800-Reaktor mit 880 MWe. Beide sind russische natriumgekühlte Reaktoren.


Integral-Schnellreaktor [ edit ]


Eine Konstruktion eines schnellen Neutronenreaktors, der speziell für die Entsorgung und Plutoniumprobleme konzipiert wurde, war der Integral-Schnellreaktor (IFR, auch bekannt als ein integraler Schnellbrüterreaktor, obwohl der ursprüngliche Reaktor nicht dazu gedacht war, einen Nettoüberschuss an spaltbarem Material zu erzeugen. [46] [47]

Zur Lösung des Entsorgungsproblems Das IFR verfügte über eine vor Ort befindliche Anlage zur Wiedergewinnung von Brennstoffen, die das Uran und alle Transurane (nicht nur Plutonium) über die Galvanisierung recycelt hat und nur kurze Halbwertsspaltprodukte im Abfall hinterließ. Einige dieser Spaltprodukte könnten später für industrielle oder medizinische Zwecke getrennt und der Rest in ein Abfalllager gebracht werden. Das IFR-Pyroverarbeitungs-System verwendet geschmolzene Cadmiumkathoden und Elektrorefinierer, um metallischen Brennstoff direkt vor Ort im Reaktor aufzubereiten. [48] Solche Systeme vermischen nicht nur alle kleinen Aktiniden mit Uran und Plutonium, sie sind kompakt und in sich geschlossen. so dass kein plutoniumhaltiges Material vom Aufstellungsort des Züchterreaktors abtransportiert werden muss. Züchterreaktoren, die eine solche Technologie enthalten, würden höchstwahrscheinlich mit Züchtungsverhältnissen von nahezu 1,00 entworfen, so dass der Reaktor nach einer anfänglichen Beladung mit angereichertem Uran und / oder Plutoniumbrennstoff nur mit geringen Mengen an natürlichem Uranmetall wieder befüllt werden würde. Eine Menge Natururanmetall, die einem Block von etwa der Größe einer Milchkiste entspricht, die einmal im Monat geliefert wird, wäre der gesamte Brennstoff, den ein 1-Gigawatt-Reaktor benötigt. [49] Solche in sich geschlossenen Züchter sind derzeit als der endgültige Selbstzweck vorgesehen. Endgültiges Ziel von Atomreaktor-Designern. "Das Projekt wurde 1994 vom US-Energieminister Hazel O'Leary abgebrochen. [50][51]


Weitere schnelle Reaktoren [ edit ]



Ein weiterer vorgeschlagener schneller Reaktor ist ein schneller Salzschmelze-Reaktor, bei dem die moderierenden Eigenschaften des geschmolzenen Salzes unbedeutend sind. Dies wird typischerweise durch Ersetzen der Leichtmetallfluoride (z. B. LiF, BeF 2 ) im Salzträger durch schwerere Metallchloride (z. B. KCl, RbCl, ZrCl 4 ) erreicht.

Es wurden mehrere Prototyp-FBRs gebaut, deren elektrische Leistung von einigen Glühlampenäquivalenten (EBR-I, 1951) bis über 1.000 MWe reicht. Seit 2006 ist die Technologie in Bezug auf die thermische Reaktortechnologie nicht wirtschaftlich konkurrenzfähig, aber Indien, Japan, China, Südkorea und Russland stellen beträchtliche Forschungsgelder für die Weiterentwicklung der Schnellbrüterreaktoren bereit und gehen davon aus, dass steigende Uranpreise dies ändern werden langfristig. Dagegen hat Deutschland die Technologie aus Sicherheitsgründen aufgegeben. Der Schnellbrüterreaktor SNR-300 wurde nach 19 Jahren fertiggestellt, obwohl die Kostenüberschreitungen sich auf insgesamt 3,6 Mrd. EUR summierten, um dann aufgegeben zu werden. [52]

Indien entwickelt auch FBR-Technologie unter Verwendung von sowohl Uran- als auch Thorium-Beschickungen. [ Zitat benötigt


Thermischer Brüterreaktor [


Der Shippingport-Reaktor, der als Prototyp-Leichtwasser verwendet wurde Züchter seit fünf Jahren, beginnend im August 1977

Der fortgeschrittene Schwerwasserreaktor (AHWR) ist einer der wenigen vorgeschlagenen großtechnischen Anwendungen von Thorium. [53] Indien entwickelt diese Technologie, die durch erhebliche Thoriumreserven motiviert ist; Fast ein Drittel der weltweiten Thoriumreserven befindet sich in Indien, wo es an Uranreserven mangelt.

Der dritte und letzte Kern des Reaktors Shippingport Atomic Power Station 60 MWe war ein Leichtwasser-Thoriumbrüter, der 1977 in Betrieb ging. [54] Er verwendete Pellets aus Thoriumdioxid und Uran-233-Oxid; Ursprünglich betrug der U-233-Gehalt der Pellets im Samenbereich 5–6%, im Deckenbereich 1,5–3% und im Reflektorbereich keinen. Es wurde mit 236 MWt betrieben, erzeugte 60 MWe und produzierte letztendlich über 2,1 Milliarden Kilowattstunden Strom. Nach fünf Jahren wurde der Kern entfernt und enthielt fast 1,4% mehr Spaltmaterial als bei seiner Installation, was zeigt, dass die Zucht aus Thorium stattgefunden hatte. [55] [56] [56]

Der Flüssigfluorid-Thoriumreaktor (LFTR) ist auch als thermischer Thoriumbrüter geplant. Flüssigfluoridreaktoren können attraktive Merkmale aufweisen, wie z. B. die inhärente Sicherheit, keine Notwendigkeit, Brennstäbe herzustellen, und möglicherweise eine einfachere Wiederaufbereitung des flüssigen Brennstoffs. Dieses Konzept wurde erstmals in den 1960er Jahren im Oak Ridge National Laboratory-Test für Salzschmelze untersucht. Ab 2012 wurde es weltweit erneut interessiert. [57] Japan, Indien, China, Großbritannien sowie private US-amerikanische, tschechische und australische Unternehmen haben die Absicht bekundet, die Technologie zu entwickeln und zu kommerzialisieren. [ Zitat benötigt ]


Diskussion [ edit ]


Wie viele Aspekte der Atomenergie waren auch schnelle Brüterreaktoren im Laufe der Jahre viel umstritten. Im Jahr 2010 sagte das Internationale Gremium für spaltbare Materialien: "Nach sechs Jahrzehnten und den Ausgaben in Höhe von mehreren zehn Milliarden Dollar bleibt das Versprechen von Züchterreaktoren weitgehend unerfüllt und die Bemühungen um deren Kommerzialisierung sind in den meisten Ländern stetig zurückgegangen". In Deutschland, dem Vereinigten Königreich und den Vereinigten Staaten wurden die Programme zur Entwicklung von Züchterreaktoren eingestellt. [58][59] Die Gründe für die Verfolgung von Züchterreaktoren - manchmal explizit und manchmal implizit - beruhten auf den folgenden Schlüsselannahmen: [59] [60]


  • Es wurde erwartet, dass Uran knapp werden würde und hochgradige Ablagerungen schnell erschöpft wären, wenn die Spaltkraft in großem Umfang eingesetzt würde; Die Realität ist jedoch, dass Uran seit dem Ende des Kalten Krieges viel billiger und reichhaltiger war, als die frühen Designer erwarteten. [61]

  • . Es wurde erwartet, dass Brutreaktoren rasch wirtschaftlich werden Mit den heute in der Kernkraft vorherrschenden Leichtwasserreaktoren ist sie zwar konkurrenzfähig, in der Realität sind die Kapitalkosten jedoch um mindestens 25% höher als bei wassergekühlten Reaktoren.

  • Man glaubte, dass Züchterreaktoren so sicher und verlässlich sein könnten wie Lichtreaktoren. Wasserreaktoren, aber Sicherheitsprobleme werden als Besorgnis bei schnellen Reaktoren angeführt, die ein Natriumkühlmittel verwenden, bei dem ein Leck zu einem Natriumbrand führen könnte.

  • Es wurde erwartet, dass die Proliferationsrisiken von Züchtern und ihrem "geschlossenen" Brennstoffkreislauf bestehen , in dem Plutonium recycelt werden würde, könnte verwaltet werden. Da Plutonium-Züchtungsreaktoren jedoch Plutonium aus U238 und Thoriumreaktoren spaltbares U233 aus Thorium produzieren, könnten theoretisch alle Brutzyklen Proliferationsrisiko darstellen. [62] Allerdings ist U232, das in Züchterreaktoren immer vorhanden ist, ein starkes Alpha -emitter und würde das Handling der Waffe extrem gefährlich machen und die Waffe leicht erkennen. [63]

Es gibt einige Anti-Atom-Befürworter der Vergangenheit, die sich als saubere Elektrizitätsquelle für nukleare Energie eingesetzt haben Züchterreaktoren recyceln den Großteil ihres Abfalls Dies löst eines der wichtigsten negativen Probleme der Kernenergie. In der Dokumentation Pandora's Promise wird gegen Züchterreaktoren vorgegangen, weil sie eine echte Alternative zu fossilen Brennstoffen darstellen. Laut dem Film liefert ein Pfund Uran so viel Energie wie 5.000 Barrel Öl. [64] [65]

FBRs wurden in den Vereinigten Staaten gebaut und betrieben Großbritannien, Frankreich, Frankreich, die ehemalige UdSSR, Indien und Japan. [1] Das Experimental-FBR SNR-300 wurde in Deutschland gebaut, wurde jedoch nie betrieben und schloss nach politischen Unruhen nach der Tschernobyl-Katastrophe. Derzeit werden in Russland zwei FBRs zur Stromerzeugung betrieben. Several reactors are planned, many for research related to the Generation IV reactor initiative.[66][67][68]


Development and notable breeder reactors[edit]





















































































































































































































































Notable breeder reactors[3][69][70][71]
ReactorCountry
when built		StartedShutdownDesign
MWe		Final
MWe		Thermal
Power MWt		Capacity
factor		No of
leaks		Neutron
temperature		CoolantReactor class
DFRUK1962197714116534%7FastNaKTest
BN-350Soviet Union197319991355275043%15FastSodiumPrototype
RapsodieFrance196719830–40–2FastSodiumTest
PhénixFrance1975201023313056340.5%31FastSodiumPrototype
PFRUK1976199423423465026.9%20FastSodiumPrototype
KNK IIGermany1977199118175817.1%21FastSodiumResearch/Test
SNR-300Germany1985 (partial operation)1991327––––FastSodiumPrototype/Commercial
BN-600Soviet Union1981operating560560147074.2%27FastSodiumPrototype/Commercial(Gen2)
FFTFUS198219930–400–1FastSodiumTest
SuperphénixFrance198519981200120030007.9%7FastSodiumPrototype/Commercial(Gen2)
FBTRIndia1985operating13–40–6FastSodiumTest
PFBRIndiacommissioningcommissioning500–1250––FastSodiumPrototype/Commercial(Gen3)
JōyōJapan1977operating0–150––FastSodiumTest
MonjuJapan19952017246246714trial only1FastSodiumPrototype
BN-800Russia2015operating789880210073.4%–FastSodiumPrototype/Commercial(Gen3)
MSREUS196519690–7.4––EpithermalMolten Salt(FLiBe)Test
ClementineUS194619520–0.025––FastMercuryWorld's First Fast Reactor
EBR-1US195119640.20.21.4––FastNaKWorld's First Power Reactor
Fermi-1US196319726666200––FastSodiumPrototype
EBR-2US19641994191962.5––FastSodiumExperimental/Test
ShippingportUS1977
as breeder		19826060236––ThermalLight WaterExperimental-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.

BR-1 (1955) was 100W (thermal) was followed by BR-2 at 100 kW and then the 5MW BR-5.[72]

BOR-60 (first criticality 1969) was 60 MW, with construction started in 1965.[73]

BN-600 (1981), followed by Russia's BN-800 (2016)


Future plants[edit]


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.

India has been an early leader in the FBR segment. In 2012 an FBR called the Prototype Fast Breeder Reactor was due to be completed and commissioned.[74][75][needs update]
The program is intended to use fertile thorium-232 to breed fissile uranium-233. India is also pursuing thorium thermal breeder reactor technology. India's focus on thorium is due to the nation's large reserves, though known worldwide reserves of thorium are four times those of uranium. India's Department of Atomic Energy (DAE) said in 2007 that it would simultaneously construct four more breeder reactors of 500 MWe each including two at Kalpakkam.[76][needs update]

BHAVINI, an Indian nuclear power company, was established in 2003 to construct, commission and operate all stage II fast breeder reactors outlined in India's three stage nuclear power programme.
To advance these plans, the Indian FBR-600 is a pool-type sodium-cooled reactor with a rating of 600 MWe.[citation needed][needs update]

The China Experimental Fast Reactor (CEFR) is a 25 MW(e) prototype for the planned China Prototype Fast Reactor (CFRP).[77] It started generating power on 21 July 2011.[78]

China also initiated a research and development project in thorium molten-salt thermal breeder-reactor technology (liquid fluoride thorium reactor), formally announced at the Chinese Academy of Sciences (CAS) annual conference in January 2011. Its ultimate target was to investigate and develop a thorium-based molten salt nuclear system over about 20 years.[79][80][needs update]

Kirk Sorensen, former NASA scientist and chief nuclear technologist at Teledyne Brown Engineering, has long been a promoter of thorium fuel cycle and particularly liquid fluoride thorium reactors. In 2011, Sorensen founded Flibe Energy, a company aimed to develop 20–50 MW LFTR reactor designs to power military bases.[81][82][83][84]

South Korea is developing a design for a standardized modular FBR for export, to complement the standardized PWR (pressurized water reactor) and CANDU designs they have already developed and built, but has not yet committed to building a prototype.


A cutaway model of the BN-600 reactor, superseded by the BN-800 reactor family.

Construction of the BN-800 reactor

Russia has a plan for increasing its fleet of fast breeder reactors significantly. A BN-800 reactor (800 MWe) at Beloyarsk was completed in 2012, succeeding a smaller BN-600. In June 2014 the BN-800 was started in the minimum power mode.[85] Working at 35% of nominal efficiency, the reactor contributed to the energy network on 10 December 2015.[86] It reached its full power production in August 2016.[87]

Plans for the construction of a larger BN-1200 reactor (1,200 MWe) was scheduled for completion in 2018, with two additional BN-1200 reactors built by the end of 2030.[88] However, in 2015 Rosenergoatom postponed construction indefinitely to allow fuel design to be improved after more experience of operating the BN-800 reactor, and amongst cost concerns.[89]

An experimental lead-cooled fast reactor, BREST-300 will be built at the Siberian Chemical Combine (SCC) in Seversk. The BREST (Russian: bystry reaktor so svintsovym teplonositelemEnglish: fast reactor with lead coolant) design is seen as a successor to the BN series and the 300 MWe unit at the SCC could be the forerunner to a 1,200 MWe version for wide deployment as a commercial power generation unit. The development program is as part of an Advanced Nuclear Technologies Federal Program 2010–2020 that seeks to exploit fast reactors for uranium efficiency while 'burning' radioactive substances that would otherwise be disposed of as waste.
Its core would measure about 2.3 metres in diameter by 1.1 metres in height and contain 16 tonnes of fuel. The unit would be refuelled every year, with each fuel element spending five years in total within the core. Lead coolant temperature would be around 540 °C, giving a high efficiency of 43%, primary heat production of 700 MWt yielding electrical power of 300 MWe. The operational lifespan of the unit could be 60 years. The design is expected to be completed by NIKIET in 2014 for construction between 2016 and 2020.[90]

On February 16, 2006, the U.S., France and Japan signed an "arrangement" to research and develop sodium-cooled fast reactors in support of the Global Nuclear Energy Partnership.[91]
In April 2007 the Japanese government selected Mitsubishi Heavy Industries (MHI) as the "core company in FBR development in Japan". Shortly thereafter, MHI started a new company, Mitsubishi FBR Systems (MFBR) to develop and eventually sell FBR technology.[92]



In September 2010 the French government allocated €651.6 million to the Commissariat à l'énergie atomique to finalize the design of ASTRID (Advanced Sodium Technological Reactor for Industrial Demonstration), a 600 MW fourth-generation reactor design to be operational in 2020.[93][94] As of 2013 the UK had shown interest in the PRISM reactor and was working in concert with France to develop ASTRID.

In October 2010 GE Hitachi Nuclear Energy signed a memorandum of understanding with the operators of the US Department of Energy's Savannah River Site, which should allow the construction of a demonstration plant based on the company's S-PRISM fast breeder reactor prior to the design receiving full Nuclear Regulatory Commission (NRC) licensing approval.[95] In October 2011 The Independent reported that the UK Nuclear Decommissioning Authority (NDA) and senior advisers within the Department for Energy and Climate Change (DECC) had asked for technical and financial details of PRISM, partly as a means of reducing the country's plutonium stockpile.[96]

The traveling wave reactor (TWR) proposed in a patent by Intellectual Ventures is a fast breeder reactor designed to not need fuel reprocessing during the decades-long lifetime of the reactor. The breed-burn wave in the TWR design does not move from one end of the reactor to the other but gradually from the inside out. Moreover, as the fuel's composition changes through nuclear transmutation, fuel rods are continually reshuffled within the core to optimize the neutron flux and fuel usage at any given point in time. Thus, instead of letting the wave propagate through the fuel, the fuel itself is moved through a largely stationary burn wave. This is contrary to many media reports, which have popularized the concept as a candle-like reactor with a burn region that moves down a stick of fuel. By replacing a static core configuration with an actively managed "standing wave" or "soliton" core, TerraPower's design avoids the problem of cooling a highly variable burn region. Under this scenario, the reconfiguration of fuel rods is accomplished remotely by robotic devices; the containment vessel remains closed during the procedure, and there is no associated downtime.[97]


See also[edit]




References[edit]



  1. ^ a b c Waltar, A.E.; Reynolds, A.B (1981). Fast breeder reactors. New York: Pergamon Press. p. 853. ISBN 978-0-08-025983-3.

  2. ^ Helmreich, J.E. Gathering Rare Ores: The Diplomacy of Uranium Acquisition, 1943–1954Princeton UP, 1986: ch. 10 ISBN 0-7837-9349-9

  3. ^ a b http://www.world-nuclear.org/info/Current-and-Future-Generation/Fast-Neutron-Reactors/

  4. ^ http://gsdm.u-tokyo.ac.jp/file/140528gps_chang.pdf

  5. ^ http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/FastNeutrons.htm

  6. ^ http://www.laradioactivite.com/en/site/pages/Neutrons_Capture.htm

  7. ^ http://atom.kaeri.re.kr/ton/nuc11.html

  8. ^ a b c d "Pyroprocessing Technologies: RECYCLING USED NUCLEAR FUEL FOR A SUSTAINABLE ENERGY FUTURE" (PDF). Argonne National Laboratory. Retrieved 25 December 2012.

  9. ^ a b "www.ne.anl.gov/pdfs/12_Pyroprocessing_bro_5_12_v14%5B6%5D.pdf" (PDF). Argonne National Laboratory. Archived from the original (PDF) on 14 January 2013. Retrieved 25 December 2012.

  10. ^ Weinberg, A. M., and R. P. Hammond (1970). "Limits to the use of energy," Am. Sci. 58, 412.

  11. ^ "Radioactive Waste Management". World Nuclear Association. Archived from the original on 21 September 2013. Retrieved 19 September 2013.

  12. ^ a b "Supply of Uranium". World Nuclear Association. Retrieved 11 March 2012.

  13. ^ a b Bodansky, David (January 2006). "The Status of Nuclear Waste Disposal". Physics and Society. American Physical Society. 35 (1).

  14. ^ "Information Paper 15". World Nuclear Association. Retrieved 15 December 2012.

  15. ^ U. Mertyurek; M. W. Francis; I. C. Gauld. "SCALE 5 Analysis of BWR Spent Nuclear Fuel Isotopic Compositions for Safety Studies" (PDF). ORNL/TM-2010/286. OAK RIDGE NATIONAL LABORATORY. Retrieved 25 December 2012.

  16. ^ a b c d E. A. Hoffman; W.S. Yang; R.N. Hill. "Preliminary Core Design Studies for the Advanced Burner Reactor over a Wide Range of Conversion Ratios". Argonne National Laboratory. ANL-AFCI-177.

  17. ^ Kadak, Prof. Andrew C. "Lecture 4, Fuel Depletion & Related Effects". Operational Reactor Safety 22.091/22.903. Hemisphere, as referenced by MIT. p. Table 6–1, "Average Conversion or Breeding Ratios for Reference Reactor Systems". Retrieved 24 December 2012.

  18. ^ Rodriguez, Placid; Lee, S. M. "Who is afraid of breeders?". Indira Gandhi Centre for Atomic Research, Kalpakkam 603 102, India. Retrieved 24 December 2012.

  19. ^ R. Prasad (10 October 2002). "Fast breeder reactor: Is advanced fuel necessary?". Chennai, India: The Hindu : Online edition of India's National Newspaper.

  20. ^ [1]

  21. ^ Adams, R. (1995). Light Water Breeder Reactor, Atomic Energy Insights 1.

  22. ^ Kasten, P.R. (1998) Review of the Radkowsky Thorium Reactor Concept Archived 25 February 2009 at the Wayback Machine. (PDF) Science & Global Security 7237–269.

  23. ^ Fast Breeder Reactors, Department of Physics & Astronomy, Georgia State University. Retrieved 16 October 2007.

  24. ^ Hiraoka, T., Sako, K., Takano, H., Ishii, T. and Sato, M. (1991). A high-breeding fast reactor with fission product gas purge/tube-in-shell metallic fuel assemblies. Nuclear Technology 93305–329.

  25. ^ https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf

  26. ^ a b T. Nakatsuka; et al. Current Status of Research and Development of Supercritical Water-Cooled Fast Reactor (Super Fast Reactor) in Japan. Presented at IAEA Technical Committee Meeting on SCWRs in Pisa, 5–8 July 2010.

  27. ^ R. Bari; et al. (2009). "Proliferation Risk Reduction Study ofAlternative Spent Fuel Processing" (PDF). BNL-90264-2009-CP. Brookhaven National Laboratory. Retrieved 16 December 2012.

  28. ^ C.G. Bathke; et al. (2008). "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Fuel Cycles" (PDF). Department of Energy. Archived from the original (PDF) on 4 June 2009. Retrieved 16 December 2012.

  29. ^ "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Nuclear Fuel Cycles" (PDF). 2008. Retrieved 16 December 2012.

  30. ^ Ozawa, M.; Sano, Y.; Nomura, K.; Koma, Y.; Takanashi, M. "A New Reprocessing System Composed of PUREX and TRUEX Processes For Total Separation of Long-lived Radionuclides" (PDF).

  31. ^ Simpson, Michael F.; Law, Jack D. (February 2010). "Nuclear Fuel Reprocessing" (PDF). Idaho National Laboratory.

  32. ^ "Proliferation Risk Reduction Study of Alternative Spent Fuel Processing" (PDF).

  33. ^ Kang and Von Hippel (2001). "U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel" (PDF). 0892-9882/01. Science & Global Security, Volume 9 pp 1-32. Retrieved 18 December 2012.

  34. ^ "Thorium: Proliferation warnings on nuclear 'wonder-fuel'". 2012. Retrieved 22 September 2017.

  35. ^ Plus radium (element 88). While actually a sub-actinide, it immediately precedes actinium (89) and follows a three-element gap of instability after polonium (84) where no nuclides have half-lives of at least four years (the longest-lived nuclide in the gap is radon-222 with a half life of less than four days). Radium's longest lived isotope, at 1,600 years, thus merits the element's inclusion here.

  36. ^ Specifically from thermal neutron fission of U-235, e.g. in a typical nuclear reactor.

  37. ^ Milsted, J.; Friedman, A. M.; Stevens, C. M. (1965). "The alpha half-life of berkelium-247; a new long-lived isomer of berkelium-248". Nuclear Physics. 71 (2): 299. Bibcode:1965NucPh..71..299M. doi:10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    "The isotopic analyses disclosed a species of mass 248 in constant abundance in three samples analysed over a period of about 10 months. This was ascribed to an isomer of Bk248 with a half-life greater than 9 y. No growth of Cf248 was detected, and a lower limit for the β− half-life can be set at about 104 y. No alpha activity attributable to the new isomer has been detected; the alpha half-life is probably greater than 300 y."

  38. ^ This is the heaviest nuclide with a half-life of at least four years before the "Sea of Instability".

  39. ^ Excluding those "classically stable" nuclides with half-lives significantly in excess of 232Th; e.g., while 113mCd has a half-life of only fourteen years, that of 113Cd is nearly eight quadrillion years.

  40. ^ https://fas.org/rlg/3_15_2010%20Fast%20Breeder%20Reactors%201.pdf

  41. ^ "Neutron Cross Sections4.7.2". National Physical Laboratory. Retrieved 17 December 2012.

  42. ^ David, Sylvain; Elisabeth Huffer; Hervé Nifenecker. "Revisiting the thorium-uranium nuclear fuel cycle" (PDF). europhysicsnews. Archived from the original (PDF) on 12 July 2007. Retrieved 11 November 2018.

  43. ^ "Fissionable Isotopes".

  44. ^ US DOE Nuclear Energy Research Advisory Committee (2002). "A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems" (PDF). GIF-002-00.

  45. ^ Davis, Thomas P. (2018). "Review of the iron-based materials applicable for the fuel and core of future Sodium Fast Reactors (SFR)" (PDF). Office for Nuclear Regulation.

  46. ^ "The Integral Fast Reactor". Reactors Designed by Argonne National Laboratory. Argonne National Laboratory. Retrieved 2013-05-20.

  47. ^ "National Policy Analysis #378: Integral Fast Reactors: Source of Safe, Abundant, Non-Polluting Power – December 2001". Archived from the original on 25 January 2016. Retrieved 13 October 2007.

  48. ^ Hannum, W.H., Marsh, G.E. and Stanford, G.S. (2004). PUREX and PYRO are not the same. Physics and Society, July 2004.

  49. ^ University of Washington (2004). Energy Numbers: Energy in natural processes and human consumption, some numbers. Retrieved 16 October 2007.

  50. ^ Kirsch, Steve. "The Integral Fast Reactor (IFR) project: Congress Q&A".

  51. ^ Stanford, George S. "Comments on the Misguided Termination of the IFR Project" (PDF).

  52. ^ Werner Meyer-Larsen: Der Koloß von Kalkar. Der Spiegel 43/1981 vom 19.10.1981, S. 42-55. [["Der Koloß von Kalkar", Der Spiegel13 September]] (German)

  53. ^ "Thorium".

  54. ^ "files.asme.org/ASMEORG/Communities/History/Landmarks/5643.pdf" (PDF). Archived from the original (PDF) on 29 November 2007.

  55. ^ "atomicinsights.com/1995/10/light-water-breeder-reactor-adapting-proven-system.html". Archived from the original on 28 October 2012. Retrieved 2 October 2012.

  56. ^ Thorium information from the World Nuclear Association

  57. ^ Stenger, Victor (12 January 2012). "LFTR: A Long-Term Energy Solution?". Huffington Post.

  58. ^ M.V. Ramana; Mycle Schneider (May–June 2010). "It's time to give up on breeder reactors" (PDF). Bulletin of the Atomic Scientists.

  59. ^ a b Frank von Hippel; et al. (Februar 2010). Fast Breeder Reactor Programs: History and Status (PDF). International Panel on Fissile Materials. ISBN 978-0-9819275-6-5. Retrieved 28 April 2014.

  60. ^ M.V. Ramana; Mycle Schneider (May–June 2010). "It's time to give up on breeder reactors" (PDF). Bulletin of the Atomic Scientists.

  61. ^ "Global Uranium Supply and Demand – Council on Foreign Relations".

  62. ^ "Global Uranium Supply and Demand – Council on Foreign Relations".

  63. ^ Introduction to Weapons of Mass DestructionLangford, R. Everett (2004). Hoboken, New Jersey: John Wiley & Sons. p. 85. ISBN 0471465607. "The US tested a few uranium-233 bombs, but the presence of uranium-232 in the uranium-233 was a problem; the uranium-232 is a copious alpha emitter and tended to 'poison' the uranium-233 bomb by knocking stray neutrons from impurities in the bomb material, leading to possible pre-detonation. Separation of the uranium-232 from the uranium-233 proved to be very difficult and not practical. The uranium-233 bomb was never deployed since plutonium-239 was becoming plentiful."

  64. ^ Len Koch, pioneering nuclear engineer (2013). Pandora's Promise (Motion picture). Impact Partners and CNN Films. 11 minutes in. Archived from the original (DVD, streaming) on 18 April 2014. Retrieved 24 Apr 2014. One pound of uranium, which is the size of my fingertip, if you could release all of the energy, has the equivalent of about 5,000 barrels of oil.

  65. ^ Len Koch (2013). Pandora's Promise. NetFlix (Motion picture).

  66. ^ "Archived copy" (PDF). Archived from the original (PDF) on 4 March 2016. Retrieved 28 August 2015.CS1 maint: Archived copy as title (link)

  67. ^ A. G. Glazov, V. N. Leonov, V. V. Orlov, A. G. Sila-Novitskii, V. S. Smirnov, A. I. Filin, and V. S. Tsikunov (2007). "Brest Reactor and Plant-site Nuclear Fuel Cycle" (PDF). Atomic Energy. 103 (1): 501–508. doi:10.1007/s10512-007-0080-5.CS1 maint: Uses authors parameter (link)

  68. ^ "Generation IV Nuclear Reactors". World Nuclear Association. May 2017.

  69. ^ S. R. Pillai, M. V. Ramana (2014). "Breeder reactors: A possible connection between metal corrosion and sodium leaks". Bulletin of the Atomic Scientists. 70 (3). doi:10.1177/0096340214531178. Retrieved 15 February 2015.

  70. ^ "Database on Nuclear Power Reactors". PRIS. IAEA. Retrieved 15 February 2015.

  71. ^ http://cheekatales.weebly.com/experimental-breeder-reactor-1-ebr-1.html

  72. ^ {https://www.iaea.org/NuclearPower/Downloadable/Meetings/2014/2014-03-31-04-02-CM-INPRO/RUSSIA_PPT_MS_Presentations_1st_CM_on_RISC_.pdf

  73. ^ FSUE "State Scientific Center of Russian Federation Research Institute of Atomic Reactors". "Experimental fast reactor BOR-60". Retrieved 15 June 2012.

  74. ^ Srikanth (27 November 2011). "80% of work on fast breeder reactor at Kalpakkam over". Kalpakkam: The Hindu. Retrieved 25 March 2012.

  75. ^ Jaganathan, Venkatachari (11 May 2011). "India's new fast-breeder on track, nuclear power from September next". Chennai: Hindustan Times. Archived from the original on 13 May 2013. Retrieved 25 March 2012.

  76. ^ "Home – India Defence". Archived from the original on 24 November 2011.

  77. ^ "IAEA Fast Reactor Database" (PDF).

  78. ^ "China's experimental fast neutron reactor begins generating power". xinhuanet. July 2011. Retrieved 2011-07-21.

  79. ^ Qimin, Xu (26 January 2011). "The future of nuclear power plant safety "are not picky eaters"" (in Chinese). Archived from the original on 17 July 2012. Retrieved 30 October 2011. Yesterday, as the Chinese Academy of Sciences of the first to start one of the strategic leader in science and technology projects, "the future of advanced nuclear fission energy – nuclear energy, thorium-based molten salt reactor system" project was officially launched. The scientific goal is 20 years or so, developed a new generation of nuclear energy systems, all the technical level reached in the test and have all the intellectual property rights.

  80. ^ Clark, Duncan (16 February 2011). "China enters race to develop nuclear energy from thorium". Environment Blog. London: The Guardian (UK). Retrieved 30 October 2011.

  81. ^ "Flibe Energy".

  82. ^ "Kirk Sorensen has started a Thorium Power company Flibe Energy". The Next Bi Future. 23 May 2011. Retrieved 30 October 2011.

  83. ^ "Live chat: nuclear thorium technologist Kirk Sorensen". Environment Blog. London: The Guardian (UK). 7 September 2001. Retrieved 30 October 2011.

  84. ^ Martin, William T. (27 September 2011). "New Huntsville company to build thorium-based nuclear reactors". Huntsville Newswire. Retrieved 30 October 2011.

  85. ^ "Белоярская АЭС: начался выход БН-800 на минимальный уровень мощности". AtomInfo.ru. Retrieved 27 July 2014.

  86. ^ "Запущен первый реактор на быстрых нейтронах БН-800, построенный в России". mining24.ru. Retrieved 22 December 2015.

  87. ^ http://www.world-nuclear-news.org/NN-Russian-fast-reactor-reaches-full-power-1708165.html

  88. ^ "До 2030 в России намечено строительство трёх энергоблоков с реакторами БН-1200". AtomInfo.ru. Retrieved 27 July 2014.

  89. ^ "Russia postpones BN-1200 in order to improve fuel design". World Nuclear News. 16 April 2015. Retrieved 19 April 2015.

  90. ^ "Fast moves for nuclear development in Siberia". World Nuclear Association. Retrieved 8 October 2012.

  91. ^ "Department of Energy – Generation IV International Forum Signs Agreement to Collaborate on Sodium Cooled Fast Reactors". Archived from the original on 20 April 2008.

  92. ^ "Nuclear Engineering International". Archived from the original on 28 July 2007. Retrieved 13 March 2011.

  93. ^ World Nuclear News (16 September 2010). "French government puts up funds for Astrid". Retrieved 15 June 2012.

  94. ^ "Quatrième génération : vers un nucléaire durable" (PDF) (in French). CEA. Retrieved 15 June 2012.

  95. ^ "Prototype Prism proposed for Savannah River". World Nuclear News. 28 October 2010. Retrieved 2010-11-04.

  96. ^ Connor, Steve (28 October 2011). "New life for old idea that could dissolve our nuclear waste". The Independent. London. Retrieved 2011-10-30.

  97. ^ "TR10: Traveling Wave Reactor". Technology Review. March 2009. Retrieved 2009-03-06.


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