Hızlı nötron reaktörü - Fast-neutron reactor

Hazar Denizi kıyısında yer alan Shevchenko BN350 nükleer hızlı reaktör ve tuzdan arındırma tesisi . Tesis 135 MW _e üretti ve ilgili bir tuzdan arındırma tesisi için buhar sağladı. Reaktör salonunun iç görünümü.

Bir hızlı nötron reaktörü ( FNR ) veya sadece hızlı bir reaktör , kullanılan termal nötronların aksine , fisyon zincir reaksiyonunun hızlı nötronlar ( ortalama olarak 0,5 MeV veya daha fazla enerji taşıyan) tarafından sürdürüldüğü bir nükleer reaktör kategorisidir. termal-nötron reaktörleri . Böyle bir reaktör nötron moderatörüne ihtiyaç duymaz , ancak bir termal nötron reaktörü için gerekli olanla karşılaştırıldığında bölünebilir malzeme bakımından nispeten zengin yakıt gerektirir .

Tanıtım

Doğal uranyum çoğunlukla üç izotoptan oluşur :²³⁸
u ,²³⁵
U ve eser miktarları²³⁴
U (bir bozunma ürünü²³⁸
U ).²³⁸
U , doğal uranyumun kabaca %99,3'ünü oluşturur ve yalnızca hızlı nötronlar tarafından fisyona uğrar. Doğal uranyumun yaklaşık %0.7'si²³⁵
Herhangi bir enerjinin nötronları tarafından, özellikle de düşük enerjili nötronlar tarafından fisyona uğrayan U. Bu izotoplardan herhangi biri fisyona uğradığında, 1 ila 2 MeV civarında bir enerji dağılımına sahip nötronları serbest bırakır. Daha yüksek enerjili fisyon nötronlarının (> 2 MeV) akışı, yeterli fisyon yaratmak için çok düşüktür.²³⁸
U , ve düşük enerjili fisyon nötronlarının akışı (< 2 MeV) bunu kolayca yapmak için çok düşüktür.²³⁵
Ü .

Bu sorunun ortak çözümü, nötronları yavaşlatmak için nötronlarla etkileşime giren bir nötron moderatörü kullanarak nötronları yavaşlatmaktır. En yaygın moderatör, nötronlar su ile termal dengeye ulaşana kadar elastik saçılma ile hareket eden sudur, bu noktada nötronlar su ile oldukça reaktif hale gelir.²³⁵
Ü .

Rağmen ²³⁸
U , fisyonda salınan nötronlar tarafından fisyona uğramaz, termal nötronlar, uranyumu dönüştürmek için çekirdek tarafından yakalanabilir.²³⁹
Pu .²³⁹
Pu'nunkine benzer bir nötron kesiti vardır.²³⁵
U ve bu şekilde oluşturulan atomların çoğu termal nötronlardan fisyona uğrayacaktır. Çoğu reaktörde bu, üretilen enerjinin ⅓ kadarını oluşturur. Biraz²³⁹
Pu kalıntıları ve artık, reaksiyona girmemiş uranyum ile birlikte nükleer yeniden işleme sırasında geri dönüştürülebilir .

Suyun moderatör olarak dezavantajları vardır. Bir nötronu emebilir ve reaksiyondan çıkarabilir. Bunu, konsantrasyonun yeterli olmasına yetecek kadar yapar.²³⁵
U içinde doğal uranyum zincir reaksiyonu sürdürmek için çok düşük olduğu; sudaki absorpsiyon yoluyla kaybolan nötronlar ve²³⁸
U , çevreye kaybedilenlerle birlikte, yakıtta çok az kalmasına neden olur. Bu sorunun en yaygın çözümü, miktarı biraz konsantre etmektir.²³⁵
Zenginleştirilmiş uranyum üretmek için yakıtta U , arta kalanlarla²³⁸
U olarak da bilinen tükenmiş uranyum . Diğer tasarımlar, ağır su gibi nötronları emme olasılığı çok daha düşük olan ve zenginleştirilmemiş yakıtla çalışmasına izin veren farklı moderatörler kullanır . Her iki durumda da, reaktörün nötron ekonomisi termal nötronlara dayanmaktadır .

Hızlı fisyon, yetiştiriciler

Rağmen ²³⁵
U ve²³⁹
Pu , daha yüksek enerjili nötronlara karşı daha az duyarlıdır, yine de MeV aralığında bir şekilde reaktif kalırlar. Yakıt zenginleştirilirse, hızlı nötronlarda bile zincirleme reaksiyonu sürdürmek için yakıtta yeterli bölünebilir atomun bulunduğu bir eşiğe eninde sonunda ulaşılacaktır.

Moderatörü kaldırarak, reaktörün boyutu büyük ölçüde azaltılabilir ve bir dereceye kadar karmaşıklık azaltılabilir. Bu, boyut ve ağırlığın önemli endişeler olduğu birçok erken denizaltı reaktör sistemi için yaygın olarak kullanıldı. Hızlı reaksiyonun dezavantajı, yakıt zenginleştirmenin pahalı bir süreç olmasıdır, bu nedenle bu genellikle elektrik üretimi veya maliyetin boyuttan daha önemli olduğu diğer roller için uygun değildir.

Hızlı reaktörler, yakıtı "üretmek" için kullanılabilir. üzerinde koşanlar²³⁹
Pu , diğerlerinden daha fazla nötron üretir, çünkü en yaygın fisyon döngüsü, serbest bırakılan 2-3 nötron yerine üç nötron üretir.²³⁵
Ü . Nötronları yavaşlatmak için reaktör çekirdeğini bir moderatörle ve ardından²³⁸
Onları yakalayan U , ekstra nötronlar daha fazla ürer²³⁹
Pu .

Battaniye malzemesi daha sonra çıkarmak için işlenebilir. ²³⁹
Pu , daha sonra geleneksel yavaş nötron reaktörlerine beslenebilen MOX yakıtı üretmek için uranyum ile karıştırılır . Tek bir hızlı reaktör böylece birkaç yavaş reaktörü besleyebilir ve doğal uranyumdan çıkarılan enerji miktarını büyük ölçüde artırır: normal bir kez geçişli çevrimde %1'den az , mevcut en iyi hızlı reaktör çevrimlerinde ise %60'a kadar.

1960'larda bilinen sınırlı uranyum cevheri rezervleri ve nükleer gücün temel yük üretimini devralmasının beklendiği oran göz önüne alındığında, 1960'lar ve 1970'ler boyunca hızlı üreme reaktörleri dünyanın enerji ihtiyacına çözüm olarak kabul edildi. Hızlı bir üretici, iki aşamalı işlemeyi kullanarak, bilinen cevher yataklarının enerji kapasitesini artırır, bu da mevcut cevher kaynaklarının yüzlerce yıl dayanacağı anlamına gelir. Bu yaklaşımın dezavantajı, damızlık reaktörünün pahalı, yüksek oranda zenginleştirilmiş yakıtla beslenmesi gerekmesidir. Talep arttıkça ve bilinen kaynaklar azaldıkça bunun hala zenginleştirilmiş uranyum fiyatının altında olması bekleniyordu.

1970'ler boyunca, özellikle ABD, Fransa ve SSCB'de deneysel damızlık tasarımları incelenmiştir. Ancak bu, uranyum fiyatlarındaki bir çöküşle aynı zamana denk geldi. Beklenen artan talep, madencilik şirketlerini tedarik kanallarını genişletmeye yöneltti ve bu, tam da 1970'lerin ortalarında reaktör inşaat hızının durmasıyla birlikte devreye girdi. Ortaya çıkan arz fazlası, yakıt fiyatlarının 1980'de pound başına yaklaşık 40 ABD Dolarından 1984'e kadar 20 ABD Dolarının altına düşmesine neden oldu. Yetiştiriciler, 100 ila 160 ABD Doları arasında çok daha pahalı yakıt ürettiler ve ticari faaliyete geçen az sayıdaki birim, yakıt fiyatlarının daha ucuz olduğunu kanıtladı. ekonomik olarak felaket olur.

Damızlık reaktörlerine olan ilgi, Jimmy Carter'ın Nisan 1977'de ABD'de üreme endişeleri ve Fransa'nın Superphénix reaktörünün korkunç işletme sicili nedeniyle yetiştiricilerin inşasını erteleme kararıyla daha da azaldı .

Avantajlar

Hızlı nötron reaktörleri, atığın tamamını veya neredeyse tamamını yakıt olarak kullanarak nükleer atıkların toplam radyotoksisitesini azaltabilir. Hızlı nötronlar ile arasındaki oran bölme ve yakalama ve nötron ile plütonyum ve minör aktinidler nötronlar yavaş, termal ya da yakın termal "epi-" hızlarda zaman genellikle daha büyüktür. Dönüştürülen çift sayılı aktinitler (örn.²⁴⁰
pu ,²⁴²
Pu ) hızlı reaktörlerde neredeyse tek sayılı aktinitler kadar kolay bölünür. Ayrıldıktan sonra, aktinitler bir çift " fisyon ürünü " haline gelir . Bu elementler daha az toplam radyotoksisiteye sahiptir. Fisyon ürünlerinin atılmasında en çok radyotoksik fisyon ürünleri , yarı ömrü 28.8 yıl olan stronsiyum-90 ve yarı ömrü 30.1 yıl olan sezyum-137 baskın olduğu için , sonuç nükleer atık ömürlerini azaltmaktır. onlarca bin yıldan (transuranik izotoplardan) birkaç yüzyıla kadar. Süreçler mükemmel değil, ancak kalan transuranikler önemli bir problemden toplam atığın küçük bir yüzdesine indirgeniyor, çünkü çoğu transuranik yakıt olarak kullanılabilir.

Hızlı reaktörler, keşfedilmemiş rezervleri varsaymadan veya granit veya deniz suyu gibi seyreltik kaynaklardan ekstraksiyon yapmadan uranyum yakıtlı reaktörlere karşı "yakıt sıkıntısı" argümanını teknik olarak çözer. Bilinen, bol miktarda tükenmiş uranyum ve toryum kaynakları ve hafif su reaktör atıkları dahil olmak üzere neredeyse tüm aktinitlerden nükleer yakıtların üretilmesine izin verirler . Ortalama olarak, hızlı nötronlar tarafından, termal nötronlardan daha fazla fisyon başına daha fazla nötron üretilir . Bu, zincirleme reaksiyonu sürdürmek için gerekenlerin ötesinde daha büyük bir nötron fazlası ile sonuçlanır. Bu nötronlar , Fransa'nın Marcoule kentindeki Phénix reaktöründe yapıldığı gibi, ekstra yakıt üretmek veya uzun yarı ömürlü atıkları daha az zahmetli izotoplara dönüştürmek için kullanılabilir veya bazıları her amaç için kullanılabilir. Geleneksel termal reaktörler fazla nötron üretse de, hızlı reaktörler tükettiklerinden daha fazla yakıt üretmeye yetecek kadar nötron üretebilir. Bu tür tasarımlar hızlı üreme reaktörleri olarak bilinir .

Dezavantajları

Hızlı nötron reaktörlerinin ana dezavantajı, bugüne kadar inşa etmenin ve çalıştırmanın maliyetli olduğunu kanıtlamış olmaları ve uranyum fiyatı önemli ölçüde artmadığı sürece hiçbirinin termal nötron reaktörleriyle maliyet açısından rekabet edebileceğini kanıtlamamış olmasıdır.

Diğer bazı dezavantajlar bazı tasarımlara özgüdür.

Sodyum genellikle hızlı reaktörlerde soğutucu olarak kullanılır, çünkü nötron hızlarını fazla düşürmez ve yüksek ısı kapasitesine sahiptir. Ancak havada yanar ve köpürür. Bu reaktör içinde zorluklara neden olmuştur (örneğin, USS Seawolf (SSK-575) , Monju ), bir miktar sodyum soğutmalı hızlı reaktörler uzun süre (özellikle güvenle çalıştırılabilir olmasına rağmen Phénix ve EBR-II 30 yıl veya BN-600 hala birkaç küçük sızıntı ve yangına rağmen 1980'den beri faaliyette).

Başka bir sorun nötron aktivasyonu ile ilgilidir. Lityum ve berilyum dışındaki sıvı metallerin düşük moderasyon kabiliyeti olduğundan, nötronların hızlı reaktör soğutucusu ile birincil etkileşimi, soğutucuda radyoaktiviteyi indükleyen (n,gamma) reaksiyonudur. Nötron ışıması, yüksek güçlü hızlı reaktörlerde soğutma sıvısının önemli bir bölümünü harekete geçirir; bu , sabit işletimde soğutucunun kilogramı başına yaklaşık bir terabekerel beta bozunması yapar. Sodyum soğutmalı reaktörlerin ayrı bir sodyum havuzu içinde gömülü bir birincil soğutma döngüsüne sahip olmasının nedeni budur. Sodyum-24 nötron yakalama sonucu beta çürüme uğradığını magnezyum-24 on beş saatlik bir yarılanma ömrü ile; Magnezyum soğuk bir tuzakta uzaklaştırılır.

Arızalı bir hızlı reaktör tasarımı, pozitif boşluk katsayısına sahip olabilir : bir kazada soğutucunun kaynaması, soğutucu yoğunluğunu ve dolayısıyla emilim oranını azaltır; ticari hizmet için bu tür tasarımlar önerilmemektedir. Bu, güvenlik ve kaza açısından tehlikeli ve istenmeyen bir durumdur. Bu, gaz soğutmalı bir reaktörle önlenebilir , çünkü bir kaza sırasında böyle bir reaktörde boşluklar oluşmaz; bununla birlikte, soğutma sıvısında aktivasyon bir problem olmaya devam etmektedir. Bir helyum esnek saçılma ve toplam enine kesitleri yaklaşık olarak eşit olduğundan Soğutulmuş reaktör, her iki sorunu da önlemek, yani birkaç (n, y) reaksiyonları nötronlar az olduğu tipik bir çalışma koşulları vasıtasıyla soğutkan ve helyum düşük yoğunlukta mevcut olan soğutucu ile etkileşimler.

Çoğu malzemenin yüksek nötron enerjilerindeki düşük kesitleri nedeniyle, hızlı bir reaktördeki kritik kütle , bir termal reaktörden çok daha yüksektir. Pratikte bu, önemli ölçüde daha yüksek zenginleştirme anlamına gelir : tipik termal reaktörlerdeki <%5 zenginleştirme ile karşılaştırıldığında hızlı bir reaktörde >%20 zenginleştirme.

reaktör tasarımı

Soğutucu

Termal reaktörlerde en yaygın soğutucu olan su , bir nötron moderatörü olarak hareket ettiği için genellikle hızlı bir reaktör için uygun değildir . Bununla birlikte, azaltılmış soğutucu yoğunluğuna sahip süper kritik su reaktörü olarak bilinen IV . Nesil reaktör , hızlı bir reaktör olarak kabul edilecek kadar sert bir nötron spektrumuna ulaşabilir . Hızlı termal reaktörlere göre birincil avantajı olan üreme, ~%90'a kadar zenginleştirilmiş uranyum kullanılarak termal, hafif su soğutmalı ve ılımlı bir sistemle gerçekleştirilebilir.

Çalışan tüm hızlı reaktörler sıvı metal soğutmalı reaktörlerdir . Erken Clementine reaktör kullanılan civa soğutucu ve plütonyum metal yakıt. İnsanlar için toksisitesine ek olarak, cıva, (n,gama) reaksiyonu için yüksek bir kesite sahiptir, soğutucuda aktivasyona neden olur ve aksi takdirde yakıtta absorbe edilebilecek nötronları kaybeder, bu yüzden artık cıva olarak kabul edilmemektedir. soğutucu. Erimiş kurşun ve kurşun - bizmut ötektik alaşımları, deniz sevk birimlerinde, özellikle Sovyet Alfa sınıfı denizaltılarında ve ayrıca bazı prototip reaktörlerde kullanılmıştır. Sodyum-potasyum alaşımı (NaK), düşük erime noktası nedeniyle test reaktörlerinde popülerdir . Tüm büyük ölçekli hızlı reaktörlerde erimiş sodyum soğutucu kullanılmıştır .

Önerilen bir başka hızlı reaktör, tuzun yumuşatıcı özelliklerinin önemsiz olduğu bir erimiş tuz reaktörüdür . (Örneğin, bu tipik olarak hafif metal florürler değiştirilmesi ile elde edilir , lityum fluorür - LIF, berilyum florür BeF - ₂ (örneğin, ağır metal klorürler ile tuz taşıyıcı içinde) potasyum klorür - KCI, rubidyum klorür - RbCl, zirkonyum klorür ZrCl - ₄ ) . Moltex Energy, Kararlı Tuz Reaktörü adı verilen hızlı nötron reaktörü inşa etmeyi teklif ediyor . Bu reaktör tasarımında nükleer yakıt erimiş bir tuz içinde çözülür. Tuz, katı yakıt reaktörlerinde kullanılanlara benzer paslanmaz çelik borularda bulunur. Reaktör, başka bir erimiş tuz soğutucusunun doğal konveksiyonu kullanılarak soğutulur. Moltex, tasarımlarının inşa edilmesinin kömürle çalışan bir elektrik santralinden daha ucuz olduğunu ve geleneksel katı yakıt reaktörlerinden gelen nükleer atıkları tüketebileceğini iddia ediyor.

Gaz soğutmalı hızlı reaktörler , yaygın olarak küçük absorpsiyon ve saçılma kesitlerine sahip olan helyumun kullanıldığı, böylece soğutucuda önemli nötron absorpsiyonu olmadan hızlı nötron spektrumunu koruyan araştırma konusu olmuştur.

Yakıt

Uygulamada, bir fizyon sürdürülmesi zincir reaksiyonu ile hızlı nötronlar nispeten kullanılarak aracı zenginleştirilmiş uranyum veya plütonyum . Bunun nedeni, ısıl enerjilerde bölünebilir tepkimelerin tercih edilmesidir.²³⁹
Pu fisyon kesiti ve²³⁸
U absorpsiyon kesiti , termal spektrumda ~100 ve hızlı spektrumda 8'dir. Her ikisi için de fisyon ve absorpsiyon kesitleri düşüktür.²³⁹
pu ve²³⁸
U yüksek (hızlı) enerjilerde, yani hızlı nötronların, termal nötronlardan daha fazla etkileşime girmeden yakıttan geçme olasılığı daha yüksektir; bu nedenle, daha fazla bölünebilir malzemeye ihtiyaç vardır. Bu nedenle hızlı bir reaktör doğal uranyum yakıtıyla çalışamaz . Bununla birlikte, hızlı bir reaktör bu oluşturmak mümkündür ırkları daha tükettiğinden daha üreterek yakıt. İlk yakıt yüklemesinden sonra, böyle bir reaktör yeniden işlenerek yeniden doldurulabilir . Fisyon ürünleri , daha fazla zenginleştirmeden doğal veya hatta tükenmiş uranyum eklenerek değiştirilebilir. Bu, hızlı çoğaltıcı reaktör veya FBR'nin konseptidir .

Şimdiye kadar, çoğu hızlı nötron reaktörü ya MOX (karışık oksit) ya da metal alaşımlı yakıt kullandı. Sovyet hızlı nötron reaktörleri (yüksek²³⁵
U ile zenginleştirilmiş) uranyum yakıtı. Hint prototip reaktörü uranyum karbür yakıt kullanıyor.

Hızlı enerjilerde kritiklik, yüzde 5,5 (ağırlık) uranyum-235 ile zenginleştirilmiş uranyum ile elde edilebilirken, çekirdek ömrü de dahil olmak üzere nedenlerle yüzde 20 aralığında zenginleştirmelerle hızlı reaktör tasarımları önerilmiştir: kritik kütle, o zaman reaktör ilk fisyondan sonra kritik altı hale gelecektir. Bunun yerine, reaktivite kontrolü, reaktörü süperkritikten kritik hale getirmek için yaşamın başlangıcında tam olarak yerleştirilecek şekilde, reaktivite kontrol mekanizmalarıyla fazla yakıt eklenir; yakıt tükendiğinde, devam eden fisyonun desteklenmesi için reaktivite kontrolü geri çekilir. Hızlı bir üreme reaktöründe , yukarıdakiler geçerlidir, ancak yakıt tükenmesinden kaynaklanan reaktivite de üreme ile telafi edilir.²³³
U veya²³⁹
pu ve²⁴¹
Toryum-232'den Pu veya²³⁸
U , sırasıyla.

Kontrol

Termal reaktörler gibi, hızlı nötron reaktörleri , reaktörün kritikliğini , nötron emici kontrol çubuklarından veya bıçaklarından büyük kontrol ile gecikmeli nötronlara bağımlı tutarak kontrol edilir .

Ancak moderatör olmadığı için moderatörlerinde yapılan değişikliklere güvenemezler. Bu nedenle , moderatörde termal nötronları etkileyen Doppler genişlemesi çalışmaz, moderatörün negatif boşluk katsayısı da çalışmaz . Her iki teknik de sıradan hafif su reaktörlerinde yaygındır .

Yakıtın moleküler hareketinden, ısısından genişleyen Doppler, hızlı negatif geri besleme sağlayabilir. Bölünebilir maddelerin moleküler hareketi, yakıtın göreceli hızını optimal nötron hızından uzaklaştırabilir. Yakıtın termal genleşmesi olumsuz geri besleme sağlayabilir. Denizaltılardaki gibi küçük reaktörler, nötron reflektörlerinin Doppler genişlemesini veya termal genleşmesini kullanabilir.

Shevchenko BN350 tuzdan arındırma ünitesi, dünyadaki tek nükleer ısıtmalı tuzdan arındırma ünitesi

Tarih

Bir Hızlı Reaktör Bilgi Koruma Sistemi için 2008 IAEA önerisi şunları kaydetti:

Geçtiğimiz 15 yıl boyunca, daha önceleri bu alanın yoğun gelişimine dahil olan sanayileşmiş ülkelerde hızlı reaktörlerin geliştirilmesinde bir durgunluk yaşandı. Almanya, İtalya, İngiltere ve Amerika Birleşik Devletleri gibi ülkelerde hızlı reaktörlerle ilgili tüm çalışmalar durdurulmuş ve yapılan tek çalışma hızlı reaktörlerin devreden çıkarılması ile ilgili. Bu ülkelerde bu alandaki çalışmalar ve geliştirme çalışmalarında yer alan birçok uzman zaten emekli olmuş veya emekli olmaya yakındır. Fransa, Japonya ve Rusya Federasyonu gibi hala aktif olarak hızlı reaktör teknolojisinin evrimini sürdürmekte olan ülkelerde, bu nükleer enerji dalına giren genç bilim adamları ve mühendislerin eksikliği, durumu daha da kötüleştiriyor.

hızlı reaktörlerin listesi

Devre dışı bırakılan reaktörler

Amerika Birleşik Devletleri

• Clementine , 1946'da Los Alamos Ulusal Laboratuvarı'nda inşa edilen ilk hızlı reaktördü . Plütonyum metal yakıtı, cıva soğutucusu kullandı, 25 kW termal elde etti ve özellikle hızlı bir nötron kaynağı olarak araştırma için kullanıldı.
• Argonne West'teki Deneysel Damızlık Reaktörü I (EBR-I), 1951'de Arco, Idaho yakınlarındaki Idaho Ulusal Laboratuvarı , önemli miktarda güç üreten ilk reaktör oldu. 1964 yılında hizmet dışı bırakıldı.
• Detroit yakınlarındaki Fermi 1 , 1957'de açılan ve 1972'de kapanan bir prototip hızlı üreme reaktörüydü.
• Idaho , Arco yakınlarındaki Idaho Ulusal Laboratuvarı'ndaki Deneysel Damızlık Reaktörü II (EBR-II) , 1965–1994 arası İntegral Hızlı Reaktör için bir prototipti.
• Arkansas'taki SEFOR , 1969'dan 1972'ye kadar işletilen 20 MWt'lik bir araştırma reaktörüydü.
• Hızlı Akı Test Tesisi (FFTF), 400 MWt, 1982'den 1992'ye kadar Hanford Washington'da kusursuz bir şekilde çalıştı . Bakım ve bakım altında argon dolgusu ile süzülmüş sıvı sodyum kullanılmıştır.
• Kaliforniya'daki SRE , 1957'den 1964'e kadar işletilen 20 MWt , 6.5 MWe'lik bir ticari reaktördü.
• LAMPRE-1 , erimiş bir plütonyum yakıtlı 1 MWth reaktördü. 1961-1963 yılları arasında Los Alamos Ulusal Laboratuvarı'nda bir araştırma reaktörü olarak çalıştı.

Avrupa

• Dounreay Döngü tipi Hızlı Reaktör (DFR), 1959-1977, 14 MWe olup idi Prototip Hızlı Reaktör içinde (PFR), 1974-1994, 250 MWe, Caithness içinde, Highland bölgesinde İskoçya .
• Dounreay Havuz tipi Hızlı Reaktör (PFR), 1975–1994, karışık oksit (MOX) yakıt kullanan 600 MWt, 234 MWe idi.
• Rapsodie , Cadarache , Fransa'da (daha sonra 20 MW) 1967 ve 1982 yılları arasında işletildi.
• Superphénix , Fransa'da, 1200 MWe, siyasi bir karar ve yüksek maliyetler nedeniyle 1997'de kapandı.
• Phénix , 1973, Fransa, 233 MWe, altı yıl boyunca nükleer atıkların dönüştürülmesine ilişkin deneyler için 2003'ü 140 MWe'de yeniden başlattı, Mart 2009'da elektrik üretimini durdurdu, ancak CEA tarafından test işletimine ve sonuna kadar araştırma programlarına devam edecek. 2009. 2010'da durduruldu.
• KNK-II, Almanya'da Ekim 1977-Ağustos 1991 arasında çalıştırılan 21 MWe deneysel kompakt sodyum soğutmalı hızlı reaktör. Deneyin amacı, enerji üretirken nükleer atıkları ortadan kaldırmaktı. Tesisin kapatılmasıyla sonuçlanan halk protestoları ile birlikte küçük sodyum sorunları vardı.

SSCB/Rusya

• Küçük, kurşun soğutmalı hızlı reaktörler , özellikle Sovyet Donanması tarafından, deniz sevkıyatı için kullanıldı .
• BR-5 - 1959-2002 yılları arasında Obninsk'teki Fizik ve Enerji Enstitüsü'nde araştırma odaklı bir hızlı nötron reaktörüydü.
• BN-350 , Sovyetler Birliği tarafından Hazar Denizi kıyısındaki Shevchenko'da (bugünkü Aktau ) inşa edildi, 130 MWe artı günde 80.000 ton tatlı su üretti.
• IBR-2 - Dubna'daki (Moskova yakınlarında) Ortak Nükleer Araştırma Enstitüsü'nde araştırma odaklı bir hızlı nötron reaktörüydü.
• RORSAT'lar - ABD'de Radar Okyanus Keşif Uydusu (RORSAT) olarak bilinen bir programın parçası olarak 1989-1990 yılları arasında Sovyetler Birliği tarafından 33 uzay hızlı reaktörü fırlatıldı. Tipik olarak, reaktörler yaklaşık 3 kWe üretti.
• BES-5 - 5 kWe üreten RORSAT programının bir parçası olarak başlatılan sodyum soğutmalı bir uzay reaktörüydü.
• BR-5 - SSCB tarafından 1961'de esas olarak malzeme testi için işletilen 5 MWt'lık bir sodyum hızlı reaktördü.
• Rus Alfa 8 PbBi - denizaltılarda kullanılan bir dizi kurşun bizmut soğutmalı hızlı reaktördü. Denizaltılar katil denizaltılar olarak işlev gördüler, denizaltı tarafından ulaşılabilen yüksek hızlar nedeniyle limanda kaldıktan sonra saldırdılar.

Asya

• Japonya'daki 300 MWe'lik Monju reaktörü , ciddi bir sodyum sızıntısı ve yangının ardından 1995 yılında kapatıldı. 6 Mayıs 2010'da yeniden başlatıldı, ancak Ağustos 2010'da düşen makinelerin karıştığı başka bir kaza reaktörü tekrar kapattı. Haziran 2011 itibariyle, reaktör yirmi yıl önceki ilk testinden bu yana sadece bir saat elektrik üretmişti.
• Kazakistan'da bulunan 150 MWe'lik Aktau Reaktörü , plütonyum üretimi, tuzdan arındırma ve elektrik için kullanıldı. Tesisin işletme ruhsatının süresinin dolmasından 4 yıl sonra kapandı.

hiç çalıştırılmamış

• Clinch River Breeder Reaktörü , Amerika Birleşik Devletleri
• İntegral Hızlı Reaktör , Amerika Birleşik Devletleri. Yerinde elektrolitik yeniden işlemeye dayalı tasarım vurgulu yakıt döngüsü. 1994 yılında inşaat yapılmadan iptal edildi.
• SNR-300 , Almanya

Aktif

• BN-600 - Beloyarsk Nükleer Santrali'nde havuz tipi sodyum soğutmalı hızlı üreme reaktörü . Orta Uralların elektrik şebekesine 560 MWe sağlar. 1980'den beri faaliyette.
• BN-800 - Beloyarsk Nükleer Santrali'nde sodyum soğutmalı hızlı üreme reaktörü. 880 MW elektrik enerjisi üreterek 2014 yılı Ekim ayında elektrik üretimine başlamıştır. 2016 yılı Ağustos ayında tam güce ulaşmıştır.
• BOR-60 - bir sodyum-soğutulmuş reaktör Rıar içinde Dimitrovgrad'da, Rusya . 1968'den beri faaliyette. Deneysel amaçlı 60MW üretiyor.
• FBTR - Hindistan'da önemli yanma seviyelerine ulaşmaya odaklanan 10.5 MW'lık deneysel bir reaktör.
• China Experimental Fast Reactor , 60 MWth, 20 MWe, 2011 yılında kritik hale gelen ve şu anda çalışır durumda olan deneysel reaktör. Gelecekteki Çin hızlı reaktörleri için malzeme ve bileşen araştırması için kullanılır.
• KiloPower/KRUSTY , Los Alamos Ulusal Laboratuvarı'nda inşa edilmiş 1-10 kWe'lik bir araştırma sodyum hızlı reaktörüdür. İlk olarak 2015'te kritikliğe ulaştı ve bir Stirling güç döngüsünün bir uygulamasını gösteriyor.

Tamir aşamasında

• JOYO (常陽) , 1977-1997 ve 2004-2007, Japonya, 140 MWt bir ışınlama deney tesisi olarak çalıştırılan bir deney bir reaktör oluşturur. 2007 yılında meydana gelen bir olaydan sonra reaktör tamir için askıya alındı, 2014 yılında yeniden çalışmaların tamamlanması planlandı.

Yapım halinde

• PFBR , Kalpakkam, Hindistan, 2021 için kritikliği planlanan 500 MWe reaktör. Sodyum hızlı üreme reaktörüdür.
• CFR-600 , Çin, 600 MWe.
• MBIR Çok amaçlı hızlı nötron araştırma reaktörü. Batı Rusya'nın Ulyanovsk bölgesindeki Dimitrovgrad'daki Atomik Reaktörler Araştırma Enstitüsü (NIIAR) sahası, 150 MWt. İnşaat 2016 yılında başladı ve 2024'te tamamlanması planlanıyor.
• BREST-300 , Seversk, Rusya. İnşaat 8 Haziran 2021'de başladı

Tasarımda

• BN-1200 , Rusya , 2014'ten sonra inşa edildi ve operasyon 2018-2020 için planlandı, şimdi en az 2035'e ertelendi.
• Toshiba 4S'nin Galena, Alaska'ya (ABD) gönderilmesi planlandı , ancak ilerleme durdu (bkz. Galena Nükleer Santrali )
• KALIME, Güney Kore'de 2030 için öngörülen 600 MWe'lik bir projedir. KALIMER, Advanced Burner Reactor (2006), S-PRISM (1998 ) tarafından temsil edilen bir havuzdaki sodyum soğutmalı, metal yakıtlı, hızlı nötron reaktörünün bir devamıdır. -şimdiki), İntegral Hızlı Reaktör (1984-1994) ve EBR-II (1965-1995).
• 4. nesil reaktör ( helyum · sodyum · kurşun soğutmalı) 2030'dan sonra ABD tarafından önerilen uluslararası çaba.
• JSFR, Japonya, 1500 MWe'lik bir reaktör projesi 1998'de başladı, ancak başarılı olamadı.
• ASTRID , Fransa, 600 MWe sodyum soğutmalı reaktör projesini iptal etti.
• Mars Atmosferik Soğutmalı Reaktör (MACR), 2033'te tamamlanması planlanan 1 MWe'lik bir projedir. MACR, önerilen Mars kolonilerine güç sağlamayı amaçlayan gaz soğutmalı (karbon dioksit soğutucu) hızlı nötron reaktörüdür.
• TerraPower , Southern Company , Oak Ridge Ulusal Laboratuvarı , Idaho Ulusal Laboratuvarı , Vanderbilt Üniversitesi ve Elektrik Enerjisi Araştırma Enstitüsü ile ortaklaşa bir erimiş tuz reaktörü tasarlıyor . 2019'da bir döngü tesisini test etmeye başlamayı umuyorlar ve tuz üretim süreçlerini büyütüyorlar. Veriler, termal hidrolik ve güvenlik analiz kodlarını değerlendirmek için kullanılacaktır.
• Elysium Industries , hızlı spektrumlu bir erimiş tuz reaktörü tasarlıyor.
• ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator), İtalya'dan Ansaldo Energia tarafından tasarlanan kurşun soğutmalı hızlı reaktör göstericisidir, ELSY ve LEADER projelerinin son aşamasını temsil eder.

planlı

• Gelecek FBR, Hindistan, 600 MWe, 2025'ten sonra

Çizelge

Ayrıca bakınız

• enerji yükseltici
• Hızlı üreme reaktörü
• Gaz soğutmalı hızlı reaktör
• 4. nesil reaktör
• Kurşun soğutmalı hızlı reaktör
• nükleer yakıt döngüsü
• Sodyum soğutmalı hızlı reaktör
• Termal-nötron reaktörü

Referanslar

Dış bağlantılar

• https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009
• ERKEN SOVYET HIZLI REAKTÖRLERİ üzerine ANL raporu
• Scientific American, Aralık 2005'te hızlı nötron reaktörleri üzerine son çalışmalar hakkında makale
• IAEA Hızlı Reaktör Veritabanı
• Hızlı Reaktör Verilerinin Alınması ve Bilginin Korunması , bundan 30 ila 40 yıl sonra hızlı reaktör gelişimi için temel oluşturmak için yeterli olacak kapsamlı, uluslararası hızlı reaktör verileri ve bilgisi envanteri oluşturmayı amaçlamaktadır.
• Dünya Nükleer Birliği: Hızlı Nötron Reaktörleri
• Uluslararası Toryum Enerji Örgütü