Reactor nuclear cu plumb rapid

De la Wikipedia, enciclopedia liberă.
Salt la navigare Salt la căutare
Tehnologie în dezvoltare
Acest articol sau secțiune conține informații despre o tehnologie în curs de dezvoltare.
Conținutul s-ar putea schimba dramatic pe măsură ce vor fi disponibile mai multe informații. Vă rugăm să nu adăugați speculații la zvon.
Diagrama unui reactor nuclear rapid răcit cu plumb de mare putere (aproximativ 1 GW e)

Reactorul nuclear cu neutron rapid răcit cu plumb sau, mai pe scurt, LFR (acronim din engleză Fast-cooled Fast Reactor ) este un reactor nuclear rapid din generația IV cu ciclu închis la etapa de proiectare și pre-ardere, care, ca agent frigorific, poate utilizare:

Principalele beneficii

Unul dintre principalele avantaje ale acestui tip de reactor este că o posibilă scurgere de lichid de răcire în timpul funcționării sale (de exemplu un LOCA ) ar provoca o emisiune modestă de radiație, rezultând un flux de lichid de răcire (plumb) capabil de el însuși să protejeze cel mai mult a radiației. În plus, avantajul utilizării plumbului este că, spre deosebire de ceea ce s-ar întâmpla în reactoarele de sodiu , acesta s-ar solidifica relativ rapid și, prin urmare, nu ar putea fi dispersat în mediu, așa cum se poate întâmpla în cazul accidentelor unui reactor răcit în apă (de ex. PWR și BWR ), ca în incidentul Three Mile Island sau Fukushima . Datorită acțiunii de protecție a plumbului, miezul are nevoie de un ecran biologic cu greutate mai mică decât uraniul tradițional, care reduce pierderile de neutroni, mărește omogenitatea fluxului și oferă un coeficient de vid negativ ridicat .

Deoarece reactorul răcit cu plumb funcționează la presiunea atmosferică și fără a fi necesară reglarea presiunii, în cazul ruperii circuitului de răcire nu ar fi nevoie să completeze lichidul de răcire și în caz de accident (precum și la sfârșitul durata de viață utilă a reactorului) aceasta s-ar solidifica în jurul miezului, etanșându-l, protejându-l astfel de coroziune și evitând contaminarea mediului. Riscul formării unei mase critice în timpul topirii miezului este, de asemenea, complet evitat, deoarece densitatea ridicată și mișcările convective ale acestei clase de agenți frigorifici tind să scadă densitatea combustibilului.

De asemenea, este posibil să circulați lichidul de răcire fără o creștere corespunzătoare a dimensiunii miezului, datorită diferenței dintre nivelurile de intrare și ieșire libere, care creează condiții pentru separarea vaporilor în timpul depresurizării generatorului de abur și exclud intrarea acestuia în miez în cantități periculoase.

Lățimea mai mare a canalelor permite agentului frigorific de la o rată de absorbție scăzută și moderarea scade prevalența necesară a pompelor și, în unele cazuri, resetarea: în acest din urmă caz ​​este posibil să se practice o circulație naturală (fără a fi nevoie de pompe), pe care este intrinsec sigur. Reducerea consecventă a riscului de supraîncălzire face posibilă utilizarea oțelurilor comerciale pentru teaca combustibilului sau chiar, în cazul reactoarelor cu putere redusă, pentru a-l scoate din proiect, eliminând astfel riscul supraîncălzirii acestuia în timpul oricăror blocaje locale ale fluxul de lichid de răcire.

Comparația agenților frigorifici

Amestecul eutectic plumb-bismut are proprietăți nucleare aproape identice cu plumbul pur, în timp ce cele termice sunt la nivel global destul de diferite: densitatea (4%), conductivitatea termică (5%) în schimb considerabil vâscozitatea (33%) și numărul de Prandtl (30%), în plus față de temperatura de topire mai mică de aproximativ 200 ° C: cel mai simplu de- solidificarea inițial a favorizat în domeniul propulsive.

Astăzi, însă, este mai puțin considerat decât celelalte, deoarece are patru dezavantaje: primul este că bismutul natural 209 prin absorbția unui neutron produce bismutul 210 prin captare radiativă, care rapid (cu un timp de înjumătățire de 5 zile) poloniu 210 cu o activitate de masă de echilibru de aproximativ 370 GBq / kg , de 20.000 de ori mai mare decât poloniul 210 care provine din plumb 208 ( 1,85 MBq / kg ) [3] , din care doar 0,2% rămâne elementar în timp ce restul formează PbPo cu plumbul amestecului și astfel devine reactiv cu apa pentru a forma gazul PoH 2 : PbPo + H 2 O → PoH 2 + PbO . Dacă luăm în considerare o pierdere de gaz de 0,01% din cantitatea sa totală pe zi, eliberarea în camera centrală ar atinge de aproximativ 200 de ori concentrația maximă admisibilă fără a fi îndepărtată ( 344 EBq / m³ ), în timp ce pentru plumb am ajunge la doar 1% [4] Pentru a evita acest lucru, îndepărtarea continuă a plonului-poloniu este necesară, dar până în prezent tehnologiile existente [5] nu sunt suficiente pentru cantitățile care ar fi se formează într-un reactor de putere și oricum ar fi extrem de scumpe.

Mai mult, bismutul nu este foarte disponibil și mai scump: rezervele evaluate la 1972 pentru plumb erau aproximativ 100 Tg cu o rată de extracție de 3 zile / an la un preț de aprox 1 € / kg , în timp ce pentru bismut au fost respectiv de 625 și de 1000 de ori mai mici (aprox 160 Gg în 3 Mg / y ) și fluctuează de preț între 7-14 € / kg : cu o cerere pentru un reactor comercial de la 1 GW de 15 Gg, chiar și cu tot bismutul disponibil, poate fi alimentat doar cu douăzeci de eutectice centrale de plumb-bismut. Așadar, așteptând acest agent frigorific este automat întrerupt din producția pe scară largă și are o influență semnificativă asupra viitorului peisaj energetic, cu excepția cazului în care aceste estimări se dovedesc a fi greșite. [4]

La nivelul coroziunii din metalele lichide (cu același substrat), trebuie făcută o distincție: la aceeași temperatură, bismutul este de aproximativ 40 de ori mai coroziv decât plumbul la fier (formând ferită de bismut care accelerează foarte mult dizolvarea), crom și nichel care sunt principalele componente ale unui oțel inoxidabil ; considerând totuși că necesită o temperatură de funcționare mai scăzută, în condițiile de funcționare respective plumbul este de fapt mai coroziv: acest lucru se datorează în primul rând creșterii solubilității oxigenului [6] . Rata de dizolvare a plumbului este considerabil mai mică decât în ​​PbBie la temperatură scăzută, dar mai mare dincolo de un prag: acest lucru se datorează în principal solubilității mai scăzute a O la aceeași temperatură, ceea ce explică, de asemenea, de ce în Bi pur este de aproximativ 40 de ori mai mare decât egal temperatura [6] .

În cele din urmă, chiar dacă are loc la o temperatură mai scăzută, solidificarea plumbului, spre deosebire de eutecticul plumb-bismut, nu implică o creștere semnificativă a volumului, riscând mai puțin să rupă conductele primare, dar are o conductivitate termică mai mică: 14,3 W / m K versus Șablon: Vaò .

Un reactor comercial ar trebui să aibă o temperatură de ieșire de 800 ° C , prin urmare solidificarea nu mai este considerată unul dintre cele mai grave riscuri la primele submarine rusești și se crede că o va rezolva cu un număr redundant de încălzitoare electrice.

Clasificarea combustibililor

Materialele combustibile candidate sunt uraniu fertil și compuși transuranici sub formă de 4 compuși în ordinea compatibilității (toate, cu excepția metalelor, sunt compatibile cu amestecurile de Pb Bi):

Combustibil densitate (Mg / m 3 ) densitate fisibilă (Mg / m 3 ) conductivitate termică (W / mK) solidus (° C) lichid (° C)
(U, Pu) N 14.3 13.5 19,8 2720 2780
(U, Pu) O 2 [8] 11.0 9.7 [9] 2.9 2740 2775
(U, Pu) C. 13.6 12.9 19.6 2325 2480
(U, Pu) Zr [10] 15.6 14 35 850 1160

Cele mai bune ar fi nitrurile, care izolează mai bine unele produse de fisiune corozive pentru înveliș decât oxizii. Etapele esențiale ale sintezei ar fi reducerea carbotermică a oxigenului a 1 150 ° C sub azot curgător, cum ar fi:

0,8 UO 2 + 0,2 PuO 2 + 2 C + 0,5 N 2 → U 0,8 Pu 0,2 N + 2 CO 2 [11]

centrifugarea și sinterizarea ulterioară a peletelor. Din păcate, în stadiul tehnicii, impuritățile de oxid și carbură sunt inevitabile și cresc umflarea și eliberarea produselor de fisiune gazoase. Posibila eliminare a azotului 14 care absoarbe neutronii care formează carbonul 14 este foarte costisitoare, prin urmare este planificată reciclarea azotului-15 în ciclul de îmbogățire [7] .

Cercetarea este în prezent dezvoltată la KTH .

Istorie

Din 1950 până în 1990

Ideea utilizării eutecticii plumb-bismut a fost concepută de Lejpunskij în 1950. În 1953 Cygan [12] a construit mai întâi [13] două circuite de convecție în 1015 și 400 de oțel carbon pentru a studia coroziunea diferitelor oțeluri în aliajul cu viteză redusă. eutectică ( 33-88 mm / s ) între 450 și 177 ° C , folosind o capcană magnetică pentru a funcționa continuu timp de 15 luni. În 1958, sovieticii au construit reactorul experimental 27 / VT , iar în 1963, faza experimentală a început de marina sovietică pe submarinul 645. La începutul celei de-a doua runde, în 1968, aceasta a avut un accident de solidificare și problemele au fost detectate și la 27 / VT, care analize ulterioare atribuite ocluziei zgurii [14] (în principal oxizi) acumulate în punctele mai puțin fierbinți ale circuitului, care, printre altele, au scăzut îndepărtarea căldurii din miez, deoarece nu au fost dezvoltate mijloace de monitorizare și reglare a purității a agentului frigorific. Prin urmare, s-a decis limitarea vieții plantelor și continuarea studiului termochimic al plumb-bismutului. [15]

Din 1977, reactorul cu plumb de bismut a echipat faimoasa clasă Alpha, deoarece viteza și alte performanțe foarte ridicate au necesitat un reactor rapid mult mai puțin voluminos și greu pentru aceeași putere în comparație cu un reactor nuclear cu apă sub presiune (care a fost și este încă tehnologia relativ mai răspândită și în sectorul naval), iar cerința ridicată de siguranță împotriva posibilului contact cu apa exclude tehnologia de sodiu, cu excepția cazului în care un circuit intermediar suplimentar este prea voluminos și penalizează eficiența și reglementarea. Proiectele OK-550 și BM-40A au fost capabile să producă 155 M W t . Acestea erau semnificativ mai ușoare decât reactoarele tipice răcite cu apă și aveau avantajul de a putea trece de la modul de funcționare la putere minimă și zgomot minim la putere maximă (foarte zgomotoasă), chiar dacă s-au dovedit a fi fiabile, din moment ce solidificarea plumb-bismutului amestecul a făcut reactorul inoperant. Odată cu tehnologia dezvoltată, nu au existat probleme de răcire în operațiile clasei Alpha pe toată durata lor de viață (80 de ani de reactor) [15] .

Din 1990 până în 2005

Cu toate acestea, în ultimii ani, deoarece problemele precum tratarea deșeurilor foarte active și proliferarea armelor nucleare legate de problemele de terorism sunt mult mai simțite, acest tip a revenit pentru a fi considerat promițător și este studiat în diferite proiecte experimentale, candidați ca posibile reactoare de generația IV. Acest lucru se datorează unor caracteristici specifice ale siguranței intrinseci (atât din punctul de vedere al accidentelor, cât și al posibilei scăderi a materialului fisil) și capacității de a trata o mare parte a deșeurilor ca combustibil fisibil, reducând pericolul și cantitatea acestora.

În SUA , în ultimii ani s-a văzut nașterea proiectului pentru varianta modulară , de dimensiuni mici: proiectul S (ecure) TAR al LLNL s-a născut în 1996, în anii 1997-98 UCB a fost adăugat cu un proiect de variantă la Pb ‐ Bi al CRIEPI - TOSHIBA 4S (conceptul Super - sigur, mic și simplu). În 1998, LLNL a creat un grup de cercetare cu ANL, LANL, UCB, Texas A&M și Westinghouse pentru a dezvolta STAR. În ultima perioadă s-a împărțit în 12 propuneri cu privire la programul inițial NERI. În 1999, au fost semnate contracte de proiect pe trei ani în NERI pentru variantele STAR-LW, STAR-LM și ENHS. În 2002, SSTAR (singurul proiectat special ca reactor modular) a fost selectat ca prototip SUA pentru reactoarele de plumb-acid din a patra generație. [16]

Din 2005 până în 2010

După cum am văzut, istoria acestui tip de tehnologie a fost până în trecutul recent și continuă și este încă în mare măsură legată de Rusia astăzi, în timp ce reactorul de sodiu a fost mai mult legat de cercetarea americană și apoi și de franceză și japoneză. Formarea Comitetului de coordonare a sistemului provizoriu cu privire la reactoarele de plumb de către Uniunea Europeană, Statele Unite, Japonia și Coreea de Sud datează din 2005 și, în consecință, pregătirea unui plan de cercetare a sistemului doar pentru ELSY (al celui de-al șaptelea program-cadru european, care ulterior a devenit ELFR în 8) și SSTAR.

Din 2006 Ansaldo Nucleare a fost coordonator al proiectului ELSY, cu parteneri Del Fungo Giera Energia, Empresarios Agrupados , EDF , CESI-R, CNRS, ENEA , FZK , INR, NRG, UJV-REZ , PSI, SCK-CEN , JRC / IE- Petten, CIRTEN , KTH , AGH . La începutul anului 2009, planificarea pentru perioada de trei ani 2010-2013 a unui demonstrant european ( LEADER , care va deveni ulterior ALFRED) preliminar la ELSY a fost decisă cu coordonatorul întotdeauna Ansaldo Nuclear și 18 parteneri. [17]

La 25 decembrie 2009, pe frontul rus, a fost anunțată o întreprindere comună numită AKME Engineering, înființată de Rosatom și grupul En + , pentru a dezvolta reactorul SVBR-100 („Svintsovo-Vismutovyi Bystryi Reaktor” - reactor rapid cu plumb-bismut) [18] : reactor comercial modular de plumb-bismut care va produce 100MWe [18] aproximativ dublu față de cel produs de clasa reactor Alpha pe care se bazează, cu o eficiență de aproximativ 36%, utilizabil în baterii fiecare cu maximum 16 unități pe site. [18] Lichidul de răcire trece de la 345 ° C la 495 ° C trecând prin miez. [18] 16,5% oxid de uraniu îmbogățit ar putea fi folosit ca combustibil nuclear. Cu uraniul 235, reactorul ar trebui să fie reumplut la fiecare 7-8 ani (în loc de 6-12 luni ale reactoarelor actuale). [18] Există planuri pentru un prototip pentru 2019.

Conform declarațiilor Nuclear Engineering International , proiectarea inițială a modulului de alimentare Hyperion va fi de acest tip, folosind azotură de uraniu ca combustibil în tijele de combustibil din oțel martensitic HT-9, utilizând un reflector de cuarț și ca agent frigorific eutectic de plumb-bismut. [19]

În evaluările tehnologice din 2010, sodiul a fost încă considerat tehnologia de referință care are cea mai extinsă experiență tehnologică și feedback operațional al reactorului. Tehnologia plumbului și-a extins deja semnificativ baza tehnologică și poate fi considerată alternativa pe termen scurt la sodiu. [20]

Din 2010 până în 2013

Anii 2010-2013 au cunoscut intensificarea colaborării dintre UE și Rusia pentru acest tip de reactor și apariția Chinei, Coreei și a unor țări din Europa de Est ca observatori.

În 2010, UE și Japonia au semnat un memorandum de înțelegere (MoU). Rusia s-a alăturat PSSC în 2011. În februarie 2011, Ministerul Economiei din România a aprobat Memorandumul inițiat de Institutul Român pentru Cercetări Nucleare din Pitești pentru a găzdui reactorul demonstrator ALFRED [21] al consorțiului european din 300 MW cu o contribuție națională preconizată de 200 M € ; INR a contribuit la dezbaterea națională pe această temă [22] . În februarie 2012, a fost semnat un MoU între companiile italiene AN și ENEA și INR pentru construcția ALFRED. INR a început colaborarea cu autoritatea română de siguranță. La 29 iunie 2012, au avut o primă întâlnire cu DG Regio la Bruxelles pentru a discuta despre posibilitatea accesului ALFRED la fondurile pentru infrastructură. În data de 25 a aceleiași luni, în același loc, ca parte a conferinței privind cele 4 proiecte ESNII (inclusiv MYRRHA și ALFRED), un reprezentant guvernamental din Ungaria și-a declarat interesul pentru aceste proiecte. În aprilie 2012, au fost înființate trei grupuri de lucru pentru protocolul ALFRED (1.Roadmap; 2.Cost; 3. Mecanism de finanțare) [22] ; Rusia, reprezentanții PSSC (membri Alessandro Alemberti [21] pentru Euratom , Minoru Takahashi pentru Japonia, Valery Smirnov pentru Rusia și observatorul Craig Smith pentru SUA și secretarul Shin'ichi Toyama pentru OECD / NEA) s-au întâlnit la Pisa și a început revizuirea SRP hotărând [20] :

  • mai multe actualizări ale celor două proiecte alese
  • adăugarea unui al treilea proiect de reactor de dimensiuni intermediare.
  • Acord pentru pregătirea unui aviz PSSC cu privire la principalele beneficii ale acestui tip de reactor și la provocările de cercetare rămase
  • Începerea unei revizuiri semnificative a SRP care urmează să fie finalizată până în martie 2013
  • Pregătirea foii de parcurs a Forumului internațional din generația a IV-a cu reactoare rapide de plumb

La 19 decembrie 2013, actul de constituire a Falcon Consortium (Fostering Alfred Construction) a fost semnat la București, cu acces la finanțarea românească și UE pentru furnizarea de componente de înaltă tehnologie de către reprezentanții legali ai AN, inginerul Roberto Adinolfi, ENEA si Icn, Constantin Paunoiu, in prezenta ministrului roman al energiei, Costantin Nita. Laboratoarele ENEA Brasimone vor califica unele componente. Se intenționează să acceseze finanțarea de la Banca Europeană de Investiții și fondurile de infrastructură (fonduri de coeziune) [23] .

Ultimele luni ale anului 2012 au fost cruciale, deoarece ROSATOM a declarat în septembrie că construcția BREST va începe în 2016, astfel încât uzina să fie operațională până în 2020 (inclusiv pregătirea combustibilului). Situl a fost indicat în regiunea Tomsk unde sunt deja amplasate instalații de reprocesare. În al doilea rând, la Comitetul Ex. ESNII s-a decis să se concentreze mai degrabă pe proiectele create decât pe tehnologie, având ca criteriu principal disponibilitatea terenurilor și dificultățile tehnice ale fiecăruia. În octombrie 2012, AKME a anunțat la forumul „Atomex Europe” semnarea unui MoU cu treisprezece companii cehe pentru implementarea în comun a SVBR [24] . Se stabilește o cronologie care prevede cercetarea științifică și lucrările de proiectare experimentală și industrială pentru complexul energetic pentru 2014 și pentru 2017 lansarea fizică și energetică a proiectului, care ar putea deveni primul reactor comercial de a patra generație din lume, care ar putea ocupa astfel o cotă de 10-15% din piața mondială a producției de energie nucleară cu putere mică și medie.

La conferința Rosatom-Euratom de la Bruxelles [20] au fost :

  • ales noul coordonator științific al proiectului BREST - A. Moyssev (al IPPE din Obninsk / NIKIET ),
  • a confirmat comisia Rosatom pentru BREST și BN-800,
  • a inițiat contact bilateral între proiectele LEADER și BREST.

Reprezentanții membri Didier Haas pentru Euratom și Anton Umanskiy pentru Rusia și noi observatori din China, Coreea și SUA au fost adăugați la a doua reuniune GIF LFR PSSC de la Paris în perioada 7-8 martie 2013.

Subcategorii de proiecte

Diagrama Gantt a diferitelor proiecte de reactoare principale.
Graficul Gantt a furnizat proiectul ALFRED european al lui Ansaldo Nucleare , în comparație cu proiectul paralel ASTRID sodiu.

În realitate, după un prim interes general în anii cincizeci și șaizeci (atât de SUA [25], cât și de industria sovietică) pentru acest tip de reactor datorită avantajelor pe care le-au prezentat ca reactoare de reproducere, proiectele pentru dezvoltarea reactoarelor metalelor grele au fost abandonate treptat (având în vedere și disponibilitatea bună a uraniului care a favorizat utilizarea reactoarelor mai puțin fertilizante simple), atât de mult încât în ​​zilele noastre există plante care simulează cele mai interesante aspecte precum circuitele de coroziune și simulatoarele de radiații. Diferitele opțiuni includ o gamă de setări de putere, care includ unități de la 50 la 150 M W și cu nuclee prefabricate cu durată lungă de viață. [26]

Reactoare modulare

Bateria LFR este o centrală electrică din 50-150 MW și de tip la cheie folosind nuclee de casetă care funcționează într-o buclă închisă de combustibil nuclear cu intervale de reîncărcare de 15 până la 20 de ani sau sunt module de reactor complet înlocuibile. Este considerat potrivit pentru producerea distribuită (și, de asemenea, pentru producerea altor resurse, inclusiv hidrogen și apă potabilă ). Acest tip de reactor este potrivit în special țărilor în curs de dezvoltare care nu pot sau nu doresc să aibă o infrastructură nucleară completă, în special instalații de îmbogățire și o rețea electrică avansată. Proiectele includ: GENIUS [27] , SSTAR , STAR-H2 [28] , ELECTRA [27] , BORIS , CLEAR [29] . [30]

Reactoare comerciale

Reactoarele LFR de putere mai mare propuse pentru centralele nucleare ar include ansambluri modulare de la 300 la 400 MW și unul de la 1,2 GW și cu intervale de încărcare de 8 ani. Acestea ar fi refrigerate prin convecție forțată cu o pompă axială sau o pompă electromagnetică : acesta din urmă este însă dezavantajat de eficiența dinamică redusă a fluidului cu metalul lichid . Temperatura de ieșire a lichidului de răcire ar fi cu siguranță mai mare decât i 550 ° C , vizând dincolo 800 ° C cu utilizarea de noi materiale: temperaturi peste Printre altele, 830 ° C sunt suficiente pentru producerea de hidrogen datorită ciclului sulf-iod . Această tipologie include proiectele: MYRRHA [31] , ELFR ( 630 MW e), ALFRED ( 120 MW e) [21] , SUPERSTAR , LFR DEMO , SVBR -10 [32] , SVBR-100 [32] , BREST [32] .

Notă

  1. ^ aceasta permite agentului frigorific să lucreze la presiune atmosferică și la temperaturi destul de ridicate, până la 600 K sub punctul său de fierbere; la temperaturi ridicate, pe lângă faptul că are un randament termodinamic mai bun, este de asemenea posibil să se producă cu ușurință hidrogen , dacă pe viitor este necesar pentru economia hidrogenului
  2. ^ Caracteristicile la temperaturi ridicate ale oțelurilor inoxidabile , p.28
  3. ^ aceasta prin captare formează plumbul intermediar-209 care fie declanșează lanțul anterior cu descompunere beta înjumătățit în 3,36 ore, fie cu o altă captură radiativă transmutează în plumb 210 care sare cu înjumătățire de 22,3 ani direct la bismut 210
  4. ^ a b Orlov, Leonov și colab., Lead Coolant ca componentă naturală de siguranță
  5. ^ Cap 6. Rezultatele studiilor de activare a lichidului de răcire, în: Buongiorno, Proiectarea unui reactor răcit cu plumb sau bismut de plumb cu actinidă care produce electricitate la preț redus [ legătură ruptă ] , Idaho National Laboratory 2001
  6. ^ a b James, Trotman, 1977
  7. ^ a b M. Jolkkonen, Combustibil nitridic pentru reactoarele Gen-IV
  8. ^ deoarece tehnologia este deja dezvoltată, aceasta va fi utilizată pe primele reactoare ELSY și ALFRED
  9. ^ acest lucru îl face neatractiv
  10. ^ Acest tip este denumit de obicei combustibil metalic : este aruncat deoarece nu poate face față defecțiunilor de placare
  11. ^ Albert Reynolds, Alan Waltar, Fast Breeder Reactors, Departamentul Energiei al SUA, 1981
  12. ^ R. Cygan, Circulația eutecticului de plumb-bismut la temperaturi intermediare, NAA-SR-253,1953
  13. ^ Jinsuo Zhang, A reveiw of steel corrosion by lead liquid and lead-bismuth, Corrosion Science 2009
  14. ^ produs în principal de coroziunea oțelurilor structurale ale circuitului sau introdus de gazul de protecție în timpul operațiunilor de realimentare și întreținere a generatorului de abur
  15. ^ a b ( EN ) Efanov Zrodnikov, lichid de răcire pentru metale lichide grele - plumb - bismut și plumb - tehnologie , în Energia atomică , vol. 87, nr. 2, 2004.
  16. ^ Smith, plumb - SMR-uri rapide răcite: (S) STAR, ENHS și ELSY ( PDF ), la bnrc.berkeley.edu . Adus la 4 aprilie 2013 (arhivat din original la 5 martie 2016) .
  17. ^ Alemberti, Reactoare nucleare: prezent și viitor, Ansaldo, Bari 2009 ( PDF ), pe beta.fisica.uniba.it . Adus la 7 septembrie 2013 (arhivat din original la 4 martie 2016) .
  18. ^ a b c d și Initiative for small fast reactors , world-nuclear-news.org , World Nuclear News, 4 ianuarie 2010. Accesat la 5 februarie 2010 .
  19. ^ (EN) Hyperion lansează reactorul rapid alimentat cu U2N3, Pb-Bi-cooled , în Nuclear Engineering International, Global Trade Media, 20 noiembrie 2009. Accesat la 3 decembrie 2009 (depus de „Original url 26 noiembrie 2009).
  20. ^ a b c Luca Ammirabile, Progresul și starea reactorului rapid răcit cu plumb, a șaptea întâlnire de interfață GIF / INPRO ( PDF ), pe iaea.org , sediile IAEA, 1 martie 2013.
  21. ^ a b c Alemberti - Proiectul ALFRED privind reactorul rapid răcit cu plumb Arhivat 2 decembrie 2013 la Internet Archive .
  22. ^ a b Valeca, Paunoiu, Turcu, Constantin, Ioan - ALFRED: Situația actuală și evoluțiile viitoare în România Arhivat 2 decembrie 2013 la Internet Archive .
  23. ^ Consorzio Italia-Romania per Alfred: reattore-test a fissione Archiviato il 31 dicembre 2013 in Internet Archive .
  24. ^ Andrei Reznichenko, Nucleare, patto russo-ceco, Russia Oggi [ collegamento interrotto ]
  25. ^ testimoniato dal documento desegretato Lee, Literature search on Lead-Bismuth alloys, USAEC NEPA 1316 , Oak Ridge National Laboratory 14/02/1950
  26. ^ si fa riferimento ad un documento che presenta il panorama e le problematiche attuali: Smith, Lead-Cooled Fast Reactor (LFR) Design: Safety, Neutronics, Thermal Hydraulics, Structural Mechanics, Fuel, Core, and Plant Design Archiviato il 1º febbraio 2017 in Internet Archive ., Lawrence Livermore National Laboratory 2010
  27. ^ a b Wallenius, Lead-cooled Gen.IV fast reactors in the light of Fukushima [ collegamento interrotto ]
  28. ^ Wade, Doctor, Peddicord 2002
  29. ^ ( EN ) CLEAR presentation
  30. ^ ( EN ) Presentazione sui reattori modulari
  31. ^ MYRRHA at SCK CEN
  32. ^ a b c visualizzabili al sito della Ux Consulting Company

Voci correlate

Collegamenti esterni

Estratto da " https://it.wikipedia.org/w/index.php?title=Reattore_nucleare_veloce_al_piombo&oldid=117445734 "