مفاعل المولد

📅 آخر تحديث: ٤ أغسطس ٢٠٢٦
✍️ نُشر في: ٤ أغسطس ٢٠٢٦
📷 يحتوي على 15 صور
الموسوعة الحرة

تجميع قلب المفاعل المولد التجريبي الأول في أيداهو ، الولايات المتحدة ، 1951

المفاعل المولد هو مفاعل نووي ينتج مواد انشطارية أكثر مما يستهلك. [1] يمكن تزويد هذه المفاعلات بالنظائر الأكثر شيوعًا المتاحة من اليورانيوم والثوريوم ، مثل اليورانيوم 238 والثوريوم 232 ، على عكس اليورانيوم النادر 235 المستخدم في المفاعلات التقليدية. تسمى هذه المواد مواد خصبة حيث يمكن تحويلها إلى وقود بواسطة هذه المفاعلات المولدة.

تحقق المفاعلات المولدة هذا الهدف لأن اقتصادها من النيوترونات مرتفع بما يكفي لإنتاج المزيد من الوقود الانشطاري أكثر مما تستخدمه. يتم امتصاص هذه النيوترونات الزائدة بواسطة المادة الخصبة المحملة في المفاعل مع الوقود الانشطاري. تتحول هذه المادة الخصبة المشعة بدورها إلى مادة انشطارية يمكن أن تخضع لتفاعلات انشطارية .

في البداية، كانت المولدات جذابة لأنها استخدمت وقود اليورانيوم بشكل أكثر اكتمالاً من مفاعلات الماء الخفيف ، لكن الاهتمام انخفض بعد ستينيات القرن العشرين مع اكتشاف المزيد من احتياطيات اليورانيوم [2] وخفضت الطرق الجديدة لتخصيب اليورانيوم تكاليف الوقود.

أنواع

إنتاج الأكتينيدات الثقيلة عبر اليورانيوم في مفاعلات الانشطار الحراري النيوتروني الحالية من خلال التقاط النيوترونات وتحللها. بدءًا من اليورانيوم 238، يتم إنتاج نظائر البلوتونيوم والأمريسيوم والكوريوم. في مفاعل توليد النيوترونات السريع، يمكن حرق كل هذه النظائر كوقود.

هناك العديد من أنواع المفاعلات المولدة:

"المولد" هو ببساطة مفاعل نووي مصمم لتحقيق اقتصاد نيوتروني مرتفع للغاية مع معدل تحويل مرتبط أعلى من 1.0. من حيث المبدأ، يمكن تعديل أي تصميم مفاعل تقريبًا ليصبح مولدًا. على سبيل المثال، تطور مفاعل الماء الخفيف ، وهو تصميم حراري معتدل بشدة، إلى مفهوم المفاعل السريع [3] ، باستخدام الماء الخفيف في شكل فوق حرج منخفض الكثافة لزيادة اقتصاد النيوترون بما يكفي للسماح بالتكاثر.

بصرف النظر عن المبرد بالماء، هناك العديد من الأنواع الأخرى من المفاعلات المولدة التي يُتصور أنها ممكنة حاليًا. وتشمل هذه التصميمات المبردة بالملح المنصهر ، والمبردة بالغاز ، والمبردة بالمعدن السائل في العديد من الاختلافات. يمكن تشغيل أي من هذه الأنواع الأساسية من التصميم تقريبًا باليورانيوم أو البلوتونيوم أو العديد من الأكتينيدات الثانوية أو الثوريوم ، وقد تكون مصممة لأهداف مختلفة عديدة، مثل إنشاء المزيد من الوقود الانشطاري، أو التشغيل الثابت طويل الأمد، أو الحرق النشط للنفايات النووية .

تنقسم تصميمات المفاعلات النووية الموجودة في بعض الأحيان إلى فئتين عريضتين بناءً على طيف النيوترونات الخاص بها، والذي يفصل بشكل عام بين تلك المصممة لاستخدام اليورانيوم واليورانيوم فوق اليورانيوم في المقام الأول وتلك المصممة لاستخدام الثوريوم وتجنب اليورانيوم فوق اليورانيوم. وهذه التصميمات هي:

  • المفاعلات المولدة السريعة (FBRs) التي تستخدم النيوترونات "السريعة" (أي غير المعتدلة) لتوليد البلوتونيوم الانشطاري (وربما اليورانيوم الأعلى فوق اليورانيوم) من اليورانيوم 238 الخصيب . الطيف السريع مرن بما يكفي بحيث يمكنه أيضًا توليد اليورانيوم 233 الانشطاري من الثوريوم، إذا رغب في ذلك.
  • مفاعلات التوليد الحراري التي تستخدم "الطيف الحراري" أو "النيوترونات البطيئة" (أي المعتدلة ) لتوليد اليورانيوم الانشطاري 233 من الثوريوم . ونظرًا لسلوك أنواع الوقود النووي المختلفة، يُعتقد أن المفاعلات التوليد الحراري مجدية تجاريًا فقط باستخدام وقود الثوريوم، مما يتجنب تراكم اليورانيوم الثقيل.

مفاعل المولد السريع

رسم تخطيطي يوضح الفرق بين أنواع الحلقات والمجمعات في LMFBR

كانت جميع محطات توليد الطاقة الحالية الكبيرة الحجم من نوع FBR عبارة عن مفاعلات مولدة سريعة للمعادن السائلة (LMFBR) مبردة بالصوديوم السائل . وقد كانت هذه المحطات من أحد التصميمين التاليين: [1] : 43 

  • نوع الحلقة ، حيث يتم تداول المبرد الأساسي من خلال المبادلات الحرارية الأولية خارج خزان المفاعل (ولكن داخل الدرع البيولوجي بسبب المواد المشعة)24
    (نا     في سائل التبريد الأساسي)
    المفاعل المولد التجريبي الثاني ، والذي كان بمثابة النموذج الأولي للمفاعل السريع المتكامل
  • نوع المسبح ، حيث يتم غمر المبادلات الحرارية والمضخات الأولية في خزان المفاعل

يوجد مفاعلان مولدان تجاريان فقط اعتبارًا من عام 2017 : مفاعل BN-600 ، بقدرة 560 ميجاوات كهربائية، ومفاعل BN-800 ، بقدرة 880 ميجاوات كهربائية. وكلاهما مفاعلان روسيان مبردان بالصوديوم. تستخدم التصميمات المعدن السائل كمبرد أساسي، لنقل الحرارة من القلب إلى البخار المستخدم لتشغيل توربينات توليد الكهرباء. تم بناء مفاعلات المولدات الرغوية مبردة بمعادن سائلة غير الصوديوم - استخدمت بعض مفاعلات المولدات الرغوية المبكرة الزئبق ؛ استخدمت مفاعلات تجريبية أخرى سبيكة صوديوم وبوتاسيوم . يتمتع كلاهما بميزة كونهما سائلين في درجة حرارة الغرفة، وهو أمر مناسب للمنصات التجريبية ولكنه أقل أهمية لمحطات الطاقة التجريبية أو الكاملة.

ثلاثة من أنواع المفاعلات المقترحة من الجيل الرابع هي مفاعلات مفاعلات الوقود النووي: [4]

تستخدم مفاعلات الوقود المدعم عادةً قلب وقود أكسيد مختلط يحتوي على ما يصل إلى 20% من ثاني أكسيد البلوتونيوم (PuO2 ) وما لا يقل عن 80% من ثاني أكسيد اليورانيوم ( UO2 ). وهناك خيار آخر للوقود وهو السبائك المعدنية ، وهي عادةً مزيج من اليورانيوم والبلوتونيوم والزركونيوم ( تُستخدم لأنها "شفافة" للنيوترونات). ويمكن استخدام اليورانيوم المخصب بمفرده.

تحيط العديد من التصميمات بقلب المفاعل ببطانية من الأنابيب التي تحتوي على اليورانيوم غير الانشطاري 238، والذي يتحول عن طريق التقاط النيوترونات السريعة من التفاعل في القلب إلى بلوتونيوم انشطاري 239 (كما هو الحال مع بعض اليورانيوم في القلب)، والذي تتم معالجته بعد ذلك واستخدامه كوقود نووي. تعتمد تصميمات أخرى لمفاعل الوقود النووي على هندسة الوقود (الذي يحتوي أيضًا على اليورانيوم 238)، مرتبة لتحقيق التقاط النيوترونات السريع الكافي. يكون المقطع العرضي الانشطاري للبلوتونيوم 239 (أو اليورانيوم الانشطاري 235) أصغر بكثير في الطيف السريع منه في الطيف الحراري، كما هي الحال بالنسبة للنسبة بين المقطع العرضي الانشطاري 239 Pu / 235 U والمقطع العرضي لامتصاص 238 U. وهذا يزيد من تركيز 239 Pu / 235 U اللازم للحفاظ على تفاعل متسلسل ، بالإضافة إلى نسبة التكاثر إلى الانشطار. [5] من ناحية أخرى، لا يحتاج المفاعل السريع إلى أي مُهدئ لإبطاء النيوترونات على الإطلاق، مستفيدًا من إنتاج النيوترونات السريعة لعدد أكبر من النيوترونات لكل انشطار مقارنة بالنيوترونات البطيئة. لهذا السبب، يُعد الماء السائل العادي ، باعتباره مُهدئًا وممتصًا للنيوترونات ، مبردًا أوليًا غير مرغوب فيه للمفاعلات السريعة. نظرًا لأن كميات كبيرة من الماء في القلب مطلوبة لتبريد المفاعل، فإن إنتاج النيوترونات وبالتالي تكاثر 239 Pu يتأثر بشدة. تم إجراء عمل نظري على مفاعلات الماء المُهدئ المُخفض ، والتي قد يكون لها طيف سريع بما يكفي لتوفير نسبة تكاثر تزيد قليلاً عن 1. من المرجح أن يؤدي هذا إلى خفض تصنيف الطاقة بشكل غير مقبول وتكاليف عالية في مفاعل مبرد بالماء السائل، لكن مبرد الماء فوق الحرج لمفاعل الماء فوق الحرج (SCWR) لديه سعة حرارية كافية للسماح بالتبريد المناسب بكمية أقل من الماء، مما يجعل المفاعل المبرد بالماء سريع الطيف إمكانية عملية. [3]

إن نوع سوائل التبريد ودرجات الحرارة وطيف النيوترونات السريعة يضع مادة تغليف الوقود (عادةً الفولاذ المقاوم للصدأ الأوستنيتي أو الفولاذ الفريتي المارتنسيتي) تحت ظروف قاسية. إن فهم الضرر الإشعاعي وتفاعلات سوائل التبريد والإجهادات ودرجات الحرارة ضروري للتشغيل الآمن لأي قلب مفاعل. جميع المواد المستخدمة حتى الآن في المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم لها حدود معروفة. [6] يُنظر إلى الفولاذ السبائكي المقوى بالتشتت الأكسيدي على أنه مادة تغليف الوقود المقاومة للإشعاع على المدى الطويل والتي يمكنها التغلب على أوجه القصور في خيارات المواد اليوم.

مفاعل سريع متكامل

كان أحد تصميمات مفاعل النيوترونات السريعة، والذي تم تصميمه خصيصًا لمعالجة قضايا التخلص من النفايات والبلوتونيوم، هو المفاعل السريع المتكامل (IFR، المعروف أيضًا باسم مفاعل المولد السريع المتكامل، على الرغم من أن المفاعل الأصلي صُمم لعدم توليد فائض صافٍ من المواد الانشطارية). [7] [8]

لحل مشكلة التخلص من النفايات، كان لدى IFR وحدة إعادة معالجة وقود الاستخلاص الكهربائي في الموقع والتي أعادت تدوير اليورانيوم وجميع مركبات ما بعد اليورانيوم (وليس فقط البلوتونيوم) عن طريق الطلاء الكهربائي ، ولم يتبق سوى منتجات انشطارية قصيرة العمر في النفايات. يمكن فصل بعض منتجات الانشطار هذه لاحقًا للاستخدامات الصناعية أو الطبية وإرسال الباقي إلى مستودع النفايات. يستخدم نظام المعالجة الحرارية IFR كاثودات الكادميوم المنصهرة والمصافي الكهربائية لإعادة معالجة الوقود المعدني مباشرة في الموقع في المفاعل. [9] تخلط مثل هذه الأنظمة جميع الأكتينيدات الثانوية مع كل من اليورانيوم والبلوتونيوم. الأنظمة مدمجة ومكتفية ذاتيًا، بحيث لا يلزم نقل أي مادة تحتوي على البلوتونيوم بعيدًا عن موقع المفاعل المولد. من المرجح أن يتم تصميم مفاعلات التكاثر التي تتضمن مثل هذه التكنولوجيا بنسب تكاثر قريبة جدًا من 1.00، بحيث بعد التحميل الأولي لليورانيوم المخصب و/أو وقود البلوتونيوم، سيتم إعادة تزويد المفاعل بالوقود فقط بكميات صغيرة من اليورانيوم الطبيعي . ستكون كمية من اليورانيوم الطبيعي تعادل كتلة بحجم صندوق حليب يتم تسليمها مرة واحدة شهريًا هي كل الوقود الذي يحتاجه مفاعل بقوة 1 جيجاوات. [10] يُتصور حاليًا أن مثل هذه المفاعلات التكاثرية المستقلة هي الهدف النهائي المستقل والمدعم ذاتيًا لمصممي المفاعلات النووية. [11] [5] تم إلغاء المشروع في عام 1994 من قبل وزير الطاقة الأمريكي هازل أوريلي . [12] [13]

مفاعلات سريعة أخرى

نواة الجرافيت في تجربة مفاعل الملح المنصهر

كان أول مفاعل سريع تم بناؤه وتشغيله هو مفاعل البلوتونيوم السريع في لوس ألاموس (" كليمنتين ") في لوس ألاموس، نيو مكسيكو. [14] تم تزويد مفاعل كليمنتين بالبلوتونيوم المستقر في طور دلتا وتم تبريده بالزئبق. كان يحتوي على "نافذة" من الثاليوم-232 تحسبًا لتجارب التكاثر، ولكن لم يتم تقديم أي تقارير بخصوص هذه الميزة.

مفاعل سريع آخر مقترح هو مفاعل الملح المنصهر السريع ، حيث تكون خصائص التهدئة للملح المنصهر غير مهمة. يتم تحقيق ذلك عادةً عن طريق استبدال فلوريدات المعادن الخفيفة (مثل LiF وBeF2 ) في حامل الملح بكلوريدات معدنية أثقل (مثل KCl وRbCl وZrCl4 ) .

تم بناء العديد من النماذج الأولية لمفاعلات المولدات السريعة، والتي تتراوح في الناتج الكهربائي من ما يعادل بضعة مصابيح كهربائية ( EBR-I ، 1951) إلى أكثر من 1000  ميغاواط كهربائي . اعتبارًا من عام 2006، لم تعد التكنولوجيا قادرة على المنافسة اقتصاديًا مع تكنولوجيا المفاعلات الحرارية، لكن الهند واليابان والصين وكوريا الجنوبية وروسيا تلتزم جميعًا بأموال بحثية كبيرة لمزيد من تطوير مفاعلات المولدات السريعة، متوقعة أن أسعار اليورانيوم المتزايدة ستغير هذا على المدى الطويل. في المقابل، تخلت ألمانيا عن التكنولوجيا بسبب مخاوف تتعلق بالسلامة. تم الانتهاء من مفاعل المولدات السريعة SNR-300 بعد 19 عامًا على الرغم من تجاوز التكاليف التي بلغت 3.6 مليار يورو ، ليتم التخلي عنه بعد ذلك. [15]

مفاعل توليد حراري

مفاعل شيبينغ بورت، الذي استُخدم كنموذج أولي لمولد الماء الخفيف لمدة خمس سنوات بدءًا من أغسطس 1977

إن مفاعل الماء الثقيل المتقدم هو أحد الاستخدامات القليلة المقترحة للثوريوم على نطاق واسع. [16] تعمل الهند على تطوير هذه التكنولوجيا، مدفوعة باحتياطيات الثوريوم الكبيرة؛ حيث يوجد ما يقرب من ثلث احتياطيات الثوريوم في العالم في الهند، التي تفتقر إلى احتياطيات كبيرة من اليورانيوم.

كان القلب الثالث والأخير لمفاعل محطة الطاقة الذرية شيبينغ بورت 60 ميجاوات كهربائي عبارة عن مولد ثوريوم يعمل بالماء الخفيف، والذي بدأ تشغيله في عام 1977. [17] وقد استخدم حبيبات مصنوعة من ثاني أكسيد الثوريوم وأكسيد اليورانيوم 233؛ في البداية، كان محتوى اليورانيوم 233 في الحبيبات 5-6٪ في منطقة البذرة، و1.5-3٪ في منطقة الغطاء، ولا شيء في منطقة العاكس. وقد عمل عند 236 ميجاوات كهربائية، مما أدى إلى توليد 60 ميجاوات كهربائية، وأنتج في النهاية أكثر من 2.1 مليار كيلووات ساعة من الكهرباء. بعد خمس سنوات، تمت إزالة القلب ووجد أنه يحتوي على ما يقرب من 1.4٪ من المواد الانشطارية أكثر مما كان عليه عندما تم تركيبه، مما يدل على حدوث التكاثر من الثوريوم. [18] [19]

ومن المخطط أيضًا إنشاء مفاعل فلوريد سائل ثوريوم كمولد حراري للثوريوم. وقد تتمتع مفاعلات الفلوريد السائل بخصائص جذابة، مثل السلامة المتأصلة، وعدم الحاجة إلى تصنيع قضبان الوقود، وربما إعادة معالجة أبسط للوقود السائل. وقد تم التحقيق في هذا المفهوم لأول مرة في تجربة مفاعل الملح المنصهر في مختبر أوك ريدج الوطني في ستينيات القرن العشرين. ومنذ عام 2012 أصبح موضوع اهتمام متجدد في جميع أنحاء العالم. [20]

مصادر الوقود

من حيث المبدأ، يمكن للمفاعلات المولدة استخراج كل الطاقة الموجودة في اليورانيوم أو الثوريوم تقريبًا، مما يقلل متطلبات الوقود بعامل 100 مقارنة بمفاعلات الماء الخفيف ذات الاستخدام الواسع النطاق، والتي تستخرج أقل من 1٪ من الطاقة الموجودة في معدن الأكتينيد (اليورانيوم أو الثوريوم) المستخرج من الأرض. [11] يمكن أن تقلل كفاءة الوقود العالية للمفاعلات المولدة بشكل كبير من المخاوف بشأن إمدادات الوقود والطاقة المستخدمة في التعدين وتخزين النفايات المشعة. مع استخراج اليورانيوم من مياه البحر (مكلف للغاية بحيث لا يكون اقتصاديًا حاليًا)، يوجد وقود كافٍ للمفاعلات المولدة لتلبية احتياجات العالم من الطاقة لمدة 5 مليارات عام بمعدل استهلاك الطاقة الإجمالي لعام 1983، مما يجعل الطاقة النووية طاقة متجددة فعليًا . [21] [22] بالإضافة إلى مياه البحر، تحتوي صخور الجرانيت القشرية المتوسطة على كميات كبيرة من اليورانيوم والثوريوم والتي يمكن أن توفر طاقة وفيرة لبقية عمر الشمس في التسلسل الرئيسي لتطور النجوم باستخدام مفاعلات المولدات. [23]

النفايات النووية

الأكتينيدات ومنتجات الانشطار حسب عمر النصف
  • ف
  • ت
  • هـ
الأكتينيدات [24] عن طريق سلسلة الاضمحلال مدى نصف العمر
( أ ) 		نواتج انشطار اليورانيوم 235 حسب العائد [25 ]
4 ن 4 ن + 1 4 ن + 2 4 ن + 3 4.5-7% 0.04-1.25% <0.001%
228 رارقم 4-6 أ 155 يورو​
248 كتاب[26] > 9 أ
244 سم​ 241 بو​ 250 قدم مكعب 227 أكترقم 10-29 أ 90 ريال 85 كرونا 113م كد
232 وحدة​ 238 بو​ 243 سم​ 29–97 أ 137 س 151 سممكعب 121م سن
249 قدممكعب 242 مصباحا 141-351 أ

لا يوجد لمنتجات الانشطار عمر نصف
يتراوح بين 100 ألف و210 ألف كيلو.

241 صباحًا​ 251 μf[27] 430–900 أ
226 رارقم 247 بك 1.3–1.6 ألف سنة
240 بو 229 ث 246 سم​ 243 صباحًا​ 4.7–7.4 ألف سنة
245 سم​ 250 سم 8.3–8.5 ألف سنة
239 بو​ 24.1 كيلو
230 ثرقم 231 باسكالرقم 32–76 ألف سنة
236 نيوتن.متر​ 233 وحدة​ 234 يورقم 150-250 ألف كيلو 99 تيرابايت 126 قصدير
248 سم 242 بو 327–375 ألف سنة 79 س₡
1.33 مليون 135 سيز₡
237 نيوتن.متر​ 1.61–6.5 مليون سنة 93 زر 107 د
236 يو 247 سم​ 15-24 مليون سنة 129 جنيهاسترليني
244 بو 80 مليون

... ولا يتجاوز 15.7 مليون سنة [28]

232 ثرقم 238 يورقم 235 يو​ 0.7–14.1 جيجا

بالمعنى الواسع، يحتوي الوقود النووي المستنفد على ثلاثة مكونات رئيسية. يتكون المكون الأول من نواتج الانشطار ، وهي الشظايا المتبقية من ذرات الوقود بعد انقسامها لإطلاق الطاقة. تأتي نواتج الانشطار في عشرات العناصر ومئات النظائر، وكلها أخف من اليورانيوم. المكون الرئيسي الثاني للوقود المستنفد هو ذرات اليورانيوم (ذرات أثقل من اليورانيوم)، والتي تتولد من اليورانيوم أو ذرات أثقل في الوقود عندما تمتص النيوترونات ولكنها لا تخضع للانشطار. تقع جميع نظائر اليورانيوم ضمن سلسلة الأكتينيدات في الجدول الدوري ، لذلك يشار إليها غالبًا باسم الأكتينيدات. المكون الأكبر هو اليورانيوم المتبقي والذي يتكون من حوالي 98.25٪ يورانيوم-238، و1.1٪ يورانيوم-235، و0.65٪ يورانيوم-236. يأتي اليورانيوم 236 من تفاعل الالتقاط غير الانشطاري حيث يمتص اليورانيوم 235 النيوترون ولكنه يطلق فقط أشعة غاما عالية الطاقة بدلاً من الخضوع للانشطار.

إن السلوك الفيزيائي لمنتجات الانشطار يختلف بشكل ملحوظ عن سلوك الأكتينيدات. وعلى وجه الخصوص، لا تخضع منتجات الانشطار للانشطار وبالتالي لا يمكن استخدامها كوقود نووي. والواقع أن منتجات الانشطار غالباً ما تكون سموماً نيوترونية (تمتص النيوترونات التي يمكن استخدامها لدعم التفاعل المتسلسل)، وبالتالي فإن منتجات الانشطار تُعَد "رماداً" نووياً متبقياً من استهلاك المواد الانشطارية. وعلاوة على ذلك، فإن سبعة نظائر فقط من منتجات الانشطار طويلة العمر لها نصف عمر أطول من مائة عام، وهو ما يجعل تخزينها أو التخلص منها جيولوجياً أقل إشكالية من تخزين المواد فوق اليورانيوم. [29]

مع تزايد المخاوف بشأن النفايات النووية، تجدد الاهتمام بدورات الوقود المولدة لأنها يمكن أن تقلل من نفايات الأكتينيدات، وخاصة البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية. [30] تم تصميم مفاعلات المولدات لتقسيم نفايات الأكتينيدات كوقود وبالتالي تحويلها إلى المزيد من منتجات الانشطار. بعد إزالة الوقود النووي المستنفد من مفاعل الماء الخفيف، فإنه يخضع لنمط تحلل معقد حيث يتحلل كل نويد بمعدل مختلف. هناك فجوة كبيرة في نصف عمر تحلل منتجات الانشطار مقارنة بنظائر ما بعد اليورانيوم. إذا تركت ما بعد اليورانيوم في الوقود المستنفد، فبعد 1000 إلى 100000 عام فإن التحلل البطيء لهذه ما بعد اليورانيوم من شأنه أن يولد معظم النشاط الإشعاعي في ذلك الوقود المستنفد. وبالتالي، فإن إزالة ما بعد اليورانيوم من النفايات يزيل الكثير من النشاط الإشعاعي الطويل الأمد للوقود النووي المستنفد. [31]

إن مفاعلات الماء الخفيف التجارية اليوم تنتج بعض المواد الانشطارية الجديدة، أغلبها في هيئة البلوتونيوم. ولأن المفاعلات التجارية لم تُصمم قط لتكون مولدات، فإنها لا تحول ما يكفي من اليورانيوم 238 إلى بلوتونيوم ليحل محل اليورانيوم 235 المستهلك. ومع ذلك، فإن ثلث الطاقة التي تنتجها المفاعلات النووية التجارية على الأقل تأتي من انشطار البلوتونيوم المتولد داخل الوقود. [32] وحتى مع هذا المستوى من استهلاك البلوتونيوم، فإن مفاعلات الماء الخفيف تستهلك جزءًا فقط من البلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية التي تنتجها، وتتراكم نظائر البلوتونيوم غير الانشطارية ، جنبًا إلى جنب مع كميات كبيرة من الأكتينيدات الثانوية الأخرى. [33]

وقد اجتذبت دورات الوقود المولدة اهتمامًا متجددًا بسبب قدرتها على تقليل نفايات الأكتينيدات، وخاصة النظائر المختلفة للبلوتونيوم والأكتينيدات الثانوية (النبتونيوم والأمريسيوم والكوريوم، إلخ). [30] ونظرًا لأن المفاعلات المولدة التي تعمل بدورة وقود مغلقة ستستخدم جميع نظائر هذه الأكتينيدات تقريبًا التي يتم تغذيتها بها كوقود، فإن متطلباتها من الوقود ستنخفض بعامل يبلغ حوالي 100. كما سينخفض ​​حجم النفايات التي تولدها بعامل يبلغ حوالي 100. وفي حين يوجد انخفاض كبير في حجم النفايات من مفاعل المولد، فإن نشاط النفايات هو تقريبًا نفس النشاط الناتج عن مفاعل الماء الخفيف. [34]

تختلف سلوكيات تحلل النفايات الناتجة عن المفاعلات المولدة لأنها تتكون من مواد مختلفة. تتكون نفايات المفاعلات المولدة في الغالب من نواتج انشطارية، في حين تتكون نفايات مفاعلات الماء الخفيف في الغالب من نظائر اليورانيوم غير المستخدمة وكمية كبيرة من اليورانيوم فوق اليورانيوم. بعد إزالة الوقود النووي المستنفد من مفاعل الماء الخفيف لأكثر من 100000 عام، تصبح اليورانيوم فوق اليورانيوم المصدر الرئيسي للإشعاع. والتخلص منها من شأنه أن يقضي على قدر كبير من الإشعاع طويل الأمد من الوقود المستنفد. [31]

من حيث المبدأ، يمكن لدورات الوقود المولد إعادة تدوير واستهلاك جميع الأكتينيدات، [21] مع ترك منتجات الانشطار فقط. وكما يشير الرسم البياني في هذا القسم، فإن منتجات الانشطار لها "فجوة" غريبة في نصف عمرها الإجمالي، بحيث لا يكون لأي منتج انشطار نصف عمر بين 91 و200000 عام. ونتيجة لهذه الغرابة الفيزيائية، بعد عدة مئات من السنين في التخزين، فإن نشاط النفايات المشعة من مفاعل المولد سوف ينخفض ​​بسرعة إلى المستوى المنخفض لمنتجات الانشطار طويلة العمر . ومع ذلك، يتطلب الحصول على هذه الفائدة الفصل عالي الكفاءة لليورانيوم فوق اليورانيوم عن الوقود المستنفد. إذا تركت طرق إعادة معالجة الوقود المستخدمة جزءًا كبيرًا من اليورانيوم فوق اليورانيوم في مجرى النفايات النهائي، فإن هذه الميزة ستقل بشكل كبير. [11]

يمكن للنيوترونات السريعة في مفاعل FBR أن تنشطر نوى الأكتينيدات ذات الأعداد الزوجية من البروتونات والنيوترونات. تفتقر هذه النوى عادةً إلى الرنينات "النيوترونية الحرارية" منخفضة السرعة للوقود الانشطاري المستخدم في مفاعلات الماء الخفيف. [35] تنتج دورة وقود الثوريوم بطبيعتها مستويات أقل من الأكتينيدات الثقيلة. يبلغ الوزن الذري للمادة الخصبة في دورة وقود الثوريوم 232، بينما يبلغ الوزن الذري للمادة الخصبة في دورة وقود اليورانيوم 238. يعني هذا الاختلاف في الكتلة أن الثوريوم 232 يتطلب ستة أحداث أخرى لالتقاط النيوترونات لكل نواة قبل أن يتم إنتاج العناصر عبر اليورانيوم. بالإضافة إلى هذا الاختلاف البسيط في الكتلة، يحصل المفاعل على فرصتين لانشطار النوى مع زيادة الكتلة: أولاً كنواة وقود فعالة U233، ومع امتصاصه لنيوترونين آخرين، مرة أخرى كنواة وقود U235. [36] [37]

المفاعل الذي يهدف بشكل أساسي إلى تدمير الأكتينيدات بدلاً من زيادة مخزونات الوقود الانشطاري يُعرف أحيانًا باسم مفاعل الحرق . يعتمد كل من التكاثر والحرق على الاقتصاد الجيد في النيوترونات، ويمكن للعديد من التصميمات القيام بأي منهما. تحيط تصميمات التكاثر بالنواة بغطاء تكاثر من المواد الخصبة. تحيط حارقات النفايات بالنواة بالنفايات غير الخصبة التي يجب تدميرها. تضيف بعض التصميمات عاكسات أو ماصات للنيوترونات. [5]

تصميم

احتمالات انشطار الأكتينيدات المختارة، الحرارية مقابل النيوترونات السريعة. [38] [39] تشير النسب المئوية للانشطار الحراري والسريع إلى نسبة النوى المنشطرة عند اصطدامها بنيوترون معين. يخضع الباقي لالتقاط النيوترون.
النظير
مقطع الانشطار الحراري
الانشطار الحراري
%
مقطع عرضي للانشطار السريع
الانشطار السريع
%
ث-232 53.71 ميكروبارن 1 ن 79.94 مليبارن 3 ن
يو-232 76.52 حظيرة 59 2.063 حظيرة 95
يو-233 531.3 حظيرة 89 1.908 حظيرة 93
يو-235 585.1 حظيرة 81 1.218 حظيرة 80
يو-238 16.8 ميكروبارن 1 ن 306.4 مليون برميل 11
رقم 237 20.19 مليبارن 3 ن 1.336 حظيرة 27
البلوتونيوم-238 17.77 حظيرة 7 1.968 حظيرة 70
البلوتونيوم 239 747.4 حظيرة 63 1.802 حظيرة 85
البلوتونيوم 240 36.21 مليبار 1 ن 1.328 حظيرة 55
البلوتونيوم 241 حظيرة 1012 75 1.626 حظيرة 87
البلوتونيوم 242 2.436 مليبارن 1 ن 1.151 حظيرة 53
أم-241 3.122 حظيرة 1 ن 1.395 حظيرة 21
أم-242م حظيرة 6401 75 1.834 حظيرة 94
أم-243 81.58 مليون برميل 1 ن 1.081 حظيرة 23
سم-242 4.665 حظيرة 1 ن 1.775 حظيرة 10
سم-243 587.4 حظيرة 78 2.432 حظيرة 94
سم-244 1.022 حظيرة 4 ن 1.733 حظيرة 33
ن=غير قابل للانشطار

نسبة التحويل

أحد مقاييس أداء المفاعل هو "نسبة التحويل"، والتي تُعرَّف بأنها نسبة الذرات الانشطارية الجديدة المنتجة إلى الذرات الانشطارية المستهلكة. تخضع جميع المفاعلات النووية المقترحة باستثناء حارقات الأكتينيد المصممة والمُشغَّلة خصيصًا [5] لدرجة معينة من التحويل. طالما كان هناك أي قدر من المادة الخصبة داخل تدفق النيوترونات في المفاعل، يتم دائمًا إنشاء بعض المواد الانشطارية الجديدة. عندما تكون نسبة التحويل أكبر من 1، غالبًا ما يطلق عليها "نسبة التكاثر".

على سبيل المثال، تتمتع مفاعلات الماء الخفيف المستخدمة بشكل شائع بنسبة تحويل تبلغ حوالي 0.6. تتمتع مفاعلات الماء الثقيل المضغوطة التي تعمل باليورانيوم الطبيعي بنسبة تحويل تبلغ 0.8. [40] في مفاعل المولد، تكون نسبة التحويل أعلى من 1. يتم تحقيق "نقطة التعادل" عندما تصل نسبة التحويل إلى 1.0 وينتج المفاعل نفس كمية المواد الانشطارية التي يستخدمها.

مضاعفة الوقت

إن زمن المضاعفة هو مقدار الوقت الذي يستغرقه مفاعل التوليد لإنتاج ما يكفي من المواد الانشطارية الجديدة لتحل محل الوقود الأصلي وإنتاج كمية مكافئة من الوقود لمفاعل نووي آخر. وقد اعتُبر هذا مقياسًا مهمًا لأداء المفاعل المولد في السنوات الأولى، عندما كان يُعتقد أن اليورانيوم نادر. ومع ذلك، نظرًا لأن اليورانيوم أكثر وفرة مما كان يُعتقد في الأيام الأولى لتطوير المفاعل النووي، ونظرًا لكمية البلوتونيوم المتاحة في وقود المفاعل المستنفد، فقد أصبح زمن المضاعفة مقياسًا أقل أهمية في تصميم المفاعل المولد الحديث. [41] [42]

حرق

" الاحتراق " هو ​​مقياس لمقدار الطاقة المستخرجة من كتلة معينة من المعدن الثقيل في الوقود، والتي يتم التعبير عنها غالبًا (بالنسبة لمفاعلات الطاقة) من حيث جيجاوات-يوم لكل طن من المعدن الثقيل. الاحتراق هو عامل مهم في تحديد أنواع ووفرة النظائر التي ينتجها مفاعل الانشطار. تتميز مفاعلات المولدات من حيث التصميم باحتراق مرتفع مقارنة بالمفاعل التقليدي، حيث تنتج مفاعلات المولدات المزيد من نفاياتها في شكل منتجات انشطارية، في حين أن معظم أو كل الأكتينيدات من المفترض أن يتم انشطارها وتدميرها. [43]

في الماضي، ركز تطوير المفاعلات المولدة على المفاعلات ذات نسب التكاثر المنخفضة، من 1.01 لمفاعل شيبينغ بورت [44] [45] الذي يعمل بوقود الثوريوم والمبرد بالماء الخفيف التقليدي إلى أكثر من 1.2 للمفاعل السوفييتي BN-350 المبرد بالمعدن السائل. [46] تشير النماذج النظرية للمولدات ذات سائل تبريد الصوديوم السائل الذي يتدفق عبر أنابيب داخل عناصر الوقود (بناء "الأنبوب في الغلاف") إلى أن نسب التكاثر التي لا تقل عن 1.8 ممكنة على نطاق صناعي. [47] حقق مفاعل الاختبار السوفييتي BR-1 نسبة تكاثر 2.5 في ظل ظروف غير تجارية. [48]

إعادة المعالجة

إن انشطار الوقود النووي في أي مفاعل ينتج حتمًا نواتج انشطارية تمتص النيوترونات . ثم تحتاج المادة الخصبة من مفاعل المولد إلى إعادة المعالجة لإزالة سموم النيوترونات . هذه الخطوة مطلوبة للاستفادة الكاملة من القدرة على توليد نفس القدر أو أكثر من الوقود المستهلك. يمكن أن تشكل جميع عمليات إعادة المعالجة مصدر قلق بشأن الانتشار ، حيث يمكنها استخراج مواد صالحة للاستخدام في الأسلحة من الوقود المستنفد. [49] تشكل تقنية إعادة المعالجة الأكثر شيوعًا، PUREX ، مصدر قلق خاص لأنها مصممة خصيصًا لفصل البلوتونيوم. طرحت المقترحات المبكرة لدورة وقود المفاعل المولد مصدر قلق أكبر بشأن الانتشار لأنها ستستخدم PUREX لفصل البلوتونيوم في شكل نظيري جذاب للغاية للاستخدام في الأسلحة النووية. [50] [51]

تعمل العديد من البلدان على تطوير طرق إعادة المعالجة التي لا تفصل البلوتونيوم عن الأكتينيدات الأخرى. على سبيل المثال، تترك عملية الاستخلاص الكهربائي بالحرارة المعدنية غير القائمة على الماء ، عند استخدامها لإعادة معالجة الوقود من مفاعل سريع متكامل ، كميات كبيرة من الأكتينيدات المشعة في وقود المفاعل. [11] تشمل أنظمة إعادة المعالجة القائمة على الماء الأكثر تقليدية SANEX و UNEX و DIAMEX و COEX و TRUEX، ومقترحات لدمج PUREX مع تلك العمليات المشتركة وغيرها. تتمتع كل هذه الأنظمة بمقاومة انتشار أفضل بشكل معتدل من PUREX، على الرغم من أن معدل تبنيها منخفض. [52] [53] [54]

في دورة الثوريوم، يتكاثر الثوريوم-232 عن طريق التحويل أولاً إلى بروتكتينيوم-233، والذي يتحلل بعد ذلك إلى يورانيوم-233. إذا بقي البروتكتينيوم في المفاعل، يتم أيضًا إنتاج كميات صغيرة من اليورانيوم-232، والذي يحتوي على الثاليوم-208، وهو مصدر قوي لأشعة جاما ، في سلسلة تحلله. وعلى غرار التصميمات التي تعمل باليورانيوم، كلما طالت مدة بقاء الوقود والمواد الخصبة في المفاعل، كلما تراكمت المزيد من هذه العناصر غير المرغوب فيها. في مفاعلات الثوريوم التجارية المتوقعة ، يُسمح بتراكم مستويات عالية من اليورانيوم-232، مما يؤدي إلى جرعات عالية للغاية من إشعاع جاما من أي يورانيوم مشتق من الثوريوم. تعقد أشعة جاما هذه التعامل الآمن مع السلاح وتصميم إلكترونياته؛ وهذا يفسر لماذا لم يتم السعي إلى اليورانيوم-233 أبدًا للأسلحة باستثناء العروض التوضيحية لإثبات المفهوم. [55]

ورغم أن دورة الثوريوم قد تكون مقاومة للانتشار فيما يتصل باستخراج اليورانيوم 233 من الوقود (بسبب وجود اليورانيوم 232)، فإنها تشكل خطر انتشار من طريق بديل لاستخراج اليورانيوم 233، والذي ينطوي على استخراج البروتكتينيوم 233 كيميائياً والسماح له بالتحلل إلى يورانيوم 233 نقي خارج المفاعل. وهذه العملية هي عملية كيميائية واضحة لا تتطلبها التشغيل الطبيعي لهذه التصاميم من المفاعلات، ولكنها قد تحدث بشكل عملي خارج إشراف منظمات مثل الوكالة الدولية للطاقة الذرية، وبالتالي يجب حمايتها. [56]

إنتاج

مثل العديد من جوانب الطاقة النووية، كانت مفاعلات التوليد السريعة موضوعًا للكثير من الجدل على مر السنين. في عام 2010، قالت اللجنة الدولية للمواد الانشطارية "بعد ستة عقود وإنفاق ما يعادل عشرات المليارات من الدولارات، فإن وعد مفاعلات التوليد لا يزال غير محقق إلى حد كبير، وقد تم خفض الجهود المبذولة لتسويقها بشكل مطرد في معظم البلدان". في ألمانيا والمملكة المتحدة والولايات المتحدة، تم التخلي عن برامج تطوير مفاعلات التوليد. [57] [58] كان الأساس المنطقي وراء السعي وراء مفاعلات التوليد - صريحًا في بعض الأحيان وضمنيًا في بعض الأحيان - قائمًا على الافتراضات الرئيسية التالية: [58] [59]

  • كان من المتوقع أن يصبح اليورانيوم نادرًا وأن الرواسب عالية الجودة سوف تنفد بسرعة إذا تم نشر طاقة الانشطار على نطاق واسع؛ لكن الواقع هو أنه منذ نهاية الحرب الباردة ، أصبح اليورانيوم أرخص بكثير وأكثر وفرة مما توقعه المصممون الأوائل. [60]
  • وكان من المتوقع أن تصبح المفاعلات المولدة سريعاً قادرة على المنافسة اقتصادياً مع مفاعلات الماء الخفيف التي تهيمن على الطاقة النووية اليوم، ولكن الواقع هو أن تكاليف رأس المال أعلى بنحو 25% على الأقل من تكاليف المفاعلات المبردة بالماء.
  • كان يُعتقد أن المفاعلات المولدة يمكن أن تكون آمنة وموثوقة مثل مفاعلات الماء الخفيف، لكن قضايا السلامة تُذكر كمصدر للقلق مع المفاعلات السريعة التي تستخدم مبرد الصوديوم، حيث يمكن أن يؤدي التسرب إلى حريق الصوديوم.
  • كان من المتوقع أن يكون من الممكن إدارة مخاطر الانتشار التي تفرضها المفاعلات المولدة ودورة الوقود "المغلقة" التي يتم فيها إعادة تدوير البلوتونيوم. ولكن بما أن مفاعلات توليد البلوتونيوم تنتج البلوتونيوم من اليورانيوم 238، ومفاعلات الثوريوم تنتج اليورانيوم 233 الانشطاري من الثوريوم، فإن جميع دورات التوليد من الناحية النظرية قد تشكل مخاطر انتشار. [61] ومع ذلك، فإن اليورانيوم 232، الذي يوجد دائمًا في اليورانيوم 233 المنتج في المفاعلات المولدة، ينبعث منه أشعة جاما قوية من خلال منتجاته الفرعية، ومن شأنه أن يجعل التعامل مع الأسلحة خطيرًا للغاية ويسهل اكتشاف السلاح. [62]

لقد أصبح بعض المدافعين المناهضين للطاقة النووية في الماضي مؤيدين للطاقة النووية كمصدر نظيف للكهرباء حيث تعمل المفاعلات المولدة على إعادة تدوير معظم نفاياتها بشكل فعال. وهذا يحل واحدة من أهم القضايا السلبية للطاقة النووية. في الفيلم الوثائقي Pandora's Promise ، تم تقديم قضية لصالح المفاعلات المولدة لأنها توفر بديلاً حقيقيًا عالي الطاقة لطاقة الوقود الأحفوري. وفقًا للفيلم، يوفر رطل واحد من اليورانيوم طاقة تعادل 5000 برميل من النفط . [63] [64]

المفاعلات البارزة

مفاعلات المولدات البارزة [14] [65] [66] [67] [68]
مفاعل البلد
عندما تم بناؤه		 بدأت اغلق تصميم
MWe
ميجاوات كهربائية نهائية
الطاقة الحرارية (MWt)
عامل القدرة		 عدد
تسربات سائل التبريد
درجة حرارة النيوترون		 سائل التبريد فئة المفاعل
دفر المملكة المتحدة 1962 1977 14 11 65 34% 7 سريع ناك امتحان
المفاعل السريع التجريبي في الصين الصين 2012 التشغيل 20 22 65 40% 8 سريع الصوديوم اختبار [69]
سي إف آر-600 الصين 2017 التشغيل/2023 642 682 1882 34% 27 سريع الصوديوم تجاري [70]
بي إن-350 الاتحاد السوفياتي 1973 1999 350 52 750 43% 15 سريع الصوديوم النموذج الأولي
رابسودي فرنسا 1967 1983 0 - 40 - 2 سريع الصوديوم امتحان
فينيكس فرنسا 1975 2010 233 130 563 40.5% 31 سريع الصوديوم النموذج الأولي
بي إف آر المملكة المتحدة 1976 1994 234 234 650 26.9% 20 سريع الصوديوم النموذج الأولي
كيه إن كيه الثاني ألمانيا 1977 1991 18 17 58 17.1% 21 سريع الصوديوم البحث/الاختبار
نسبة الإشارة إلى الضوضاء 300 ألمانيا 1985 1991 327 - - التجارب غير النووية فقط - سريع الصوديوم النموذج الأولي/التجاري
بي إن-600 الاتحاد السوفياتي 1981 التشغيل 560 560 1470 74.2% 27 سريع الصوديوم النموذج الأولي/التجاري (الجيل الثاني)
ففتف نحن 1982 1993 0 - 400 - 1 سريع الصوديوم امتحان
سوبرفينيكس فرنسا 1985 1998 1200 1200 3000 7.9% 7 سريع الصوديوم النموذج الأولي/التجاري (الجيل الثاني)
إف بي تي آر الهند 1985 التشغيل 13 - 40 - 6 سريع الصوديوم امتحان
بي اف بي ار الهند 2004 2024 500 - 1250 - - سريع الصوديوم النموذج الأولي/التجاري (الجيل الثالث)
جويو اليابان 1977 2007 0 - 150 - - سريع الصوديوم امتحان
مونجو اليابان 1995 2017 246 246 714 للتجربة فقط 1 سريع الصوديوم النموذج الأولي
رقم BN-800 روسيا 2015 التشغيل 789 880 2100 73.4% - سريع الصوديوم النموذج الأولي/التجاري (الجيل الثالث)
وزارة الموارد الطبيعية نحن 1965 1969 0 - 7.4 - - حراري الملح المنصهر ( FLiBe ) امتحان
كليمنتين نحن 1946 1952 0 - 0.025 - - سريع الزئبق أول مفاعل سريع في العالم [14]
إي بي آر-1 نحن 1951 1964 0.2 0.2 1.4 - - سريع ناك أول مفاعل للطاقة في العالم
فيرمي-1 نحن 1963 1972 66 66 200 - - سريع الصوديوم النموذج الأولي
إي بي آر-2 نحن 1964 1994 19 19 62.5 - - سريع الصوديوم تجريبي/اختباري
ميناء الشحن نحن 1977
كمربي		 1982 60 60 236 - - حراري الماء الخفيف تجريبي-Core3

قام الاتحاد السوفييتي ببناء سلسلة من المفاعلات السريعة، أولها مبرد بالزئبق ومزود بالوقود المعدني البلوتونيوم، والمفاعلات اللاحقة مبردة بالصوديوم ومزودة بأكسيد البلوتونيوم. كان المفاعل BR-1 (1955) بقوة 100 واط (حراري) ثم تبعه المفاعل BR-2 بقوة 100 كيلو واط ثم المفاعل BR-5 بقوة 5 ميجا واط. [48] كان المفاعل BOR-60 (أول مفاعل حرج عام 1969) بقوة 60 ميجا واط، وبدأ البناء في عام 1965. [71]

النباتات المستقبلية

المفاعل السريع التجريبي الصيني هو مفاعل نووي مبرد بالصوديوم على شكل بركة بقدرة 65 ميغاواط (حراري) و20 ميغاواط (كهربائي)، مع عمر تصميمي يبلغ 30 عامًا واستهلاك مستهدف يبلغ 100 ميغاواط/كجم.

الهند

تحاول الهند تطوير مفاعلات التوليد السريع منذ عقود لكنها عانت من تأخيرات متكررة. [72] بحلول ديسمبر 2024، من المقرر أن يكتمل النموذج الأولي لمفاعل التوليد السريع ويبدأ تشغيله. [73] [74] [75] يهدف البرنامج إلى استخدام الثوريوم 232 الخصب لتوليد اليورانيوم 233 الانشطاري. تسعى الهند أيضًا إلى الحصول على تقنية مفاعل التوليد الحراري بالثوريوم. يرجع تركيز الهند على الثوريوم إلى احتياطيات الأمة الكبيرة، على الرغم من أن احتياطيات الثوريوم المعروفة في جميع أنحاء العالم تبلغ أربعة أضعاف احتياطيات اليورانيوم. قالت وزارة الطاقة الذرية الهندية في عام 2007 إنها ستبني في وقت واحد أربعة مفاعلات توليد أخرى بقوة 500 ميجاوات كهربائية لكل منها بما في ذلك اثنان في كالباكام . [76] [ بحاجة لتحديث ]

تأسست شركة BHAVINI ، وهي شركة طاقة نووية هندية، في عام 2003 لبناء وتشغيل جميع مفاعلات المولدات السريعة من المرحلة الثانية الموضحة في برنامج الطاقة النووية الهندي المكون من ثلاث مراحل . ولتحقيق هذه الخطط، فإن FBR-600 عبارة عن مفاعل مبرد بالصوديوم من النوع ذي المسبح بقوة 600 ميجاوات كهربائية. [77] [78] [75]

الصين

المفاعل السريع التجريبي الصيني هو نموذج أولي بقدرة 25 ميجاوات (كهربائي) للمفاعل السريع النموذجي الصيني المخطط له. [79] بدأ توليد الطاقة في عام 2011. [80] بدأت الصين مشروعًا للبحث والتطوير في تكنولوجيا المفاعل الحراري المولد بالملح المنصهر بالثوريوم (مفاعل الثوريوم بالفلوريد السائل)، والذي تم الإعلان عنه رسميًا في المؤتمر السنوي للأكاديمية الصينية للعلوم في عام 2011. وكان هدفه النهائي هو التحقيق في وتطوير نظام نووي يعتمد على الملح المنصهر بالثوريوم على مدار حوالي 20 عامًا. [81] [82] [ بحاجة لتحديث ]

كوريا الجنوبية

وتعمل كوريا الجنوبية على تطوير تصميم لمفاعل مفاعل نووي موحد قياسي للتصدير، وذلك لاستكمال تصميمات مفاعل الماء المضغوط الموحد ومفاعلات CANDU التي طورتها وبنتها بالفعل، ولكنها لم تلتزم بعد ببناء نموذج أولي.

نموذج مقطوع من المفاعل BN-600، الذي حلت محله عائلة المفاعلات BN-800
بناء المفاعل BN-800

روسيا

لدى روسيا خطة لزيادة أسطولها من مفاعلات المولدات السريعة بشكل كبير. تم الانتهاء من مفاعل BN-800 (800 ميغاواط كهربائي) في بيلويارسك في عام 2012، خلفًا لمفاعل BN-600 الأصغر . [83] وصل إلى إنتاجه الكامل للطاقة في عام 2016. [84] كان من المقرر الانتهاء من خطط بناء مفاعل BN-1200 الأكبر (1200 ميغاواط كهربائي) في عام 2018، مع بناء مفاعلين إضافيين من طراز BN-1200 بحلول نهاية عام 2030. [85] ومع ذلك، في عام 2015، أرجأت شركة Rosenergoatom البناء إلى أجل غير مسمى للسماح بتحسين تصميم الوقود بعد المزيد من الخبرة في تشغيل مفاعل BN-800، ومن بين مخاوف التكلفة. [86]

سيتم بناء مفاعل سريع تجريبي مبرد بالرصاص، BREST-300، في مجمع سيبيريا الكيميائي في سيفيرسك . يُنظر إلى تصميم BREST ( ‹See Tfd› بالروسية : bystry reaktor so svintsovym teplonositelem ، بالإنجليزية: مفاعل سريع مع مبرد بالرصاص ) على أنه خليفة لسلسلة BN ويمكن أن تكون الوحدة التي تبلغ قدرتها 300 ميغاواط كهربائي في SCC بمثابة مقدمة لإصدار بقوة 1200 ميغاواط كهربائي للاستخدام على نطاق واسع كوحدة توليد طاقة تجارية. يعد برنامج التطوير جزءًا من البرنامج الفيدرالي للتكنولوجيا النووية المتقدمة 2010-2020 الذي يسعى إلى استغلال المفاعلات السريعة لتحقيق كفاءة اليورانيوم أثناء "حرق" المواد المشعة التي سيتم التخلص منها بخلاف ذلك كنفايات. يبلغ قياس قلبه حوالي 2.3 متر في القطر و 1.1 متر في الارتفاع ويحتوي على 16 طنًا من الوقود. سيتم إعادة تزويد الوحدة بالوقود كل عام، حيث يقضي كل عنصر وقود خمس سنوات في المجموع داخل القلب. ستكون درجة حرارة سائل التبريد الرصاصي حوالي 540 درجة مئوية، مما يعطي كفاءة عالية بنسبة 43٪، وإنتاج حراري أولي يبلغ 700 ميغاواط حراري ينتج طاقة كهربائية تبلغ 300 ميغاواط كهربائي. يمكن أن يبلغ العمر التشغيلي للوحدة 60 عامًا. ومن المتوقع أن يكتمل التصميم بواسطة NIKIET في عام 2014 للبناء بين عامي 2016 و2020. [87]

اليابان

في عام 2006، وقعت الولايات المتحدة وفرنسا واليابان "اتفاقية" للبحث والتطوير لمفاعلات سريعة مبردة بالصوديوم لدعم الشراكة العالمية للطاقة النووية . [88] في عام 2007، اختارت الحكومة اليابانية شركة ميتسوبيشي للصناعات الثقيلة "كشركة أساسية في تطوير مفاعلات FBR في اليابان". بعد ذلك بفترة وجيزة، تم إطلاق شركة Mitsubishi FBR Systems لتطوير وبيع تكنولوجيا مفاعلات FBR في النهاية. [89]

موقع ماركول النووي في فرنسا، موقع فينيكس (على اليسار)

فرنسا

في عام 2010، خصصت الحكومة الفرنسية 651.6 مليون يورو لمفوضية الطاقة الذرية لاستكمال تصميم ASTRID (مفاعل الصوديوم التكنولوجي المتقدم للتظاهر الصناعي)، وهو تصميم مفاعل من الجيل الرابع بقوة 600 ميجاوات من المقرر الانتهاء منه في عام 2020. [90] [91] اعتبارًا من عام 2013، أبدت المملكة المتحدة اهتمامها بمفاعل PRISM وكانت تعمل بالتنسيق مع فرنسا لتطوير ASTRID. في عام 2019، أعلنت CEA أن هذا التصميم لن يتم بناؤه قبل منتصف القرن. [92]

الولايات المتحدة

كان كيرك سورنسن، العالم السابق في وكالة ناسا ورئيس قسم التكنولوجيا النووية في شركة تيليدين براون للهندسة ، من رواد دورة وقود الثوريوم وخاصة مفاعلات الثوريوم بالفلوريد السائل. في عام 2011، أسس سورنسن شركة فليبي إنيرجي، وهي شركة تهدف إلى تطوير تصميمات مفاعلات LFTR بقدرة 20-50 ميجاوات لتشغيل القواعد العسكرية. [93] [94] [95] [96]

في أكتوبر 2010، وقعت شركة جنرال إلكتريك هيتاشي للطاقة النووية مذكرة تفاهم مع مشغلي موقع نهر سافانا التابع لوزارة الطاقة الأمريكية ، والتي من شأنها أن تسمح ببناء محطة تجريبية تعتمد على مفاعل التوليد السريع S-PRISM الخاص بالشركة قبل أن يحصل التصميم على موافقة الترخيص الكاملة من لجنة التنظيم النووي . [97] في أكتوبر 2011، ذكرت صحيفة الإندبندنت أن هيئة إزالة التلوث النووي في المملكة المتحدة (NDA) وكبار المستشارين داخل وزارة الطاقة وتغير المناخ (DECC) قد طلبوا التفاصيل الفنية والمالية لمفاعل PRISM، جزئيًا كوسيلة لتقليل مخزون البلوتونيوم في البلاد. [98]

إن مفاعل الموجة المتنقلة المقترح في براءة اختراع من شركة Intellectual Ventures هو مفاعل سريع التوليد مصمم بحيث لا يحتاج إلى إعادة معالجة الوقود خلال عمر المفاعل الذي يمتد لعقود من الزمن. لا تتحرك موجة الاحتراق في تصميم مفاعل الموجة المتنقلة من أحد طرفي المفاعل إلى الطرف الآخر، بل تتحرك تدريجياً من الداخل إلى الخارج. وعلاوة على ذلك، مع تغير تركيبة الوقود من خلال التحول النووي، يتم إعادة ترتيب قضبان الوقود باستمرار داخل القلب لتحسين تدفق النيوترونات واستخدام الوقود في أي نقطة زمنية معينة. وبالتالي، بدلاً من السماح للموجة بالانتشار عبر الوقود، يتحرك الوقود نفسه عبر موجة احتراق ثابتة إلى حد كبير. وهذا يتعارض مع العديد من التقارير الإعلامية، التي روجت للمفهوم باعتباره مفاعلاً يشبه الشمعة مع منطقة احتراق تتحرك لأسفل عصا الوقود. من خلال استبدال تكوين القلب الثابت بـ "موجة ثابتة" أو قلب "سوليتون" يتم إدارته بنشاط، يتجنب تصميم TerraPower مشكلة تبريد منطقة احتراق شديدة التغير. في ظل هذا السيناريو، يتم إعادة تكوين قضبان الوقود عن بعد بواسطة أجهزة آلية؛ ويظل وعاء الاحتواء مغلقًا أثناء الإجراء، ولا يوجد وقت تعطل مرتبط بذلك. [99]

انظر أيضا

مراجع

  1. ^ ab Waltar AE, Reynolds AB (1981). مفاعلات المولدات السريعة. نيويورك: مطبعة بيرغامون. ISBN 978-0-08-025983-3. مؤرشف من الأصل في 5 يناير 2014 . استرجاع 4 يونيو 2016 .
  2. ^ Helmreich, JE Gathering Rare Ores: The Diplomacy of Uranium Acquisition, 1943–1954 , Princeton UP, 1986: الفصل 10 ISBN 0-7837-9349-9 . 
  3. ^ ab T. Nakatsuka; et al. Current Status of Research and Development of Supercritical Water-Cooled Fast Reactor (Super Fast Reactor) in Japan . تم تقديمه في اجتماع اللجنة الفنية التابعة للوكالة الدولية للطاقة الذرية بشأن مفاعلات الماء البارد فائق الحرج في بيزا، 5-8 يوليو 2010 .
  4. ^ "خريطة طريق التكنولوجيا لأنظمة الطاقة النووية من الجيل الرابع" (PDF) . المنتدى الدولي للجيل الرابع . ديسمبر 2002. GIF-002-00. مؤرشف من الأصل (PDF) في 1 يوليو 2015. تم الاسترجاع في 1 يوليو 2015 .
  5. ^ abcd EA Hoffman؛ WS Yang؛ RN Hill. "دراسات التصميم الأولي للنواة للمفاعل المتطور على نطاق واسع من نسب التحويل" (PDF) . مختبر أرجون الوطني . ANL-AFCI-177.
  6. ^ ديفيس، توماس ب. (2018). "مراجعة المواد القائمة على الحديد القابلة للتطبيق كوقود ونواة مفاعلات الصوديوم السريعة المستقبلية (SFR)" (PDF) . مكتب التنظيم النووي . مؤرشف من الأصل (PDF) في 3 يناير 2019. تم الاسترجاع في 2 يناير 2019 .
  7. ^ "المفاعل السريع المتكامل". المفاعلات التي صممها مختبر أرجون الوطني . مختبر أرجون الوطني. مؤرشف من الأصل في 17 سبتمبر 2013. تم الاسترجاع في 20 مايو 2013 .
  8. ^ "تحليل السياسة الوطنية #378: المفاعلات السريعة المتكاملة: مصدر الطاقة الآمنة والوفيرة وغير الملوثة - ديسمبر 2001". مؤرشف من الأصل في 25 يناير 2016. تم الاسترجاع في 13 أكتوبر 2007 .
  9. ^ Hannum, WH, Marsh, GE, and Stanford, GS (2004). PUREX وPYRO ليسا نفس الشيء محفوظ في 23 يناير 2022 على موقع Wayback Machine . الفيزياء والمجتمع، يوليو 2004.
  10. ^ جامعة واشنطن (2004). أرقام الطاقة: الطاقة في العمليات الطبيعية والاستهلاك البشري، بعض الأرقام أرشيف 15 سبتمبر 2012 على موقع واي باك مشين . تم الاسترجاع في 16 أكتوبر 2007.
  11. ^ "تقنيات المعالجة الحرارية: إعادة تدوير الوقود النووي المستخدم من أجل مستقبل مستدام للطاقة" (PDF) . مختبر أرجون الوطني. مؤرشف من الأصل (PDF) في 19 فبراير 2013.
  12. ^ كيرش، ستيف. "مشروع المفاعل السريع المتكامل (IFR): أسئلة وأجوبة في الكونجرس". مؤرشف من الأصل في 16 ديسمبر 2012. تم الاسترجاع في 25 ديسمبر 2012 .
  13. ^ ستانفورد، جورج س. "تعليقات على الإنهاء الخاطئ لمشروع IFR" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 15 ديسمبر 2012. تم الاسترجاع في 25 ديسمبر 2012 .
  14. ^ abc Patenaude, Hannah K.; Freibert, Franz J. (3 July 2023). "Oh, My Darling Clementine: A Detailed History and Data Repository of the Los Alamos Plutonium Fast Reactor". Nuclear Technology . 209 (7): 963–1007. doi :10.1080/00295450.2023.2176686. ISSN  0029-5450.
  15. ^ فيرنر ماير لارسن: دير كولوس فون كالكار . دير شبيغل 43/1981، بتاريخ 19 أكتوبر 1981، ص 42-55. [[ "دير كولوس فون كالكار"، دير شبيجل ، 13 سبتمبر]] (الألمانية)
  16. ^ "الثوريوم". مؤرشف من الأصل في 19 أبريل 2012. اطلع عليه بتاريخ 14 يونيو 2012 .
  17. ^ "محطة الطاقة الذرية في شيبينغ بورت: معلم تاريخي وطني في مجال الهندسة الميكانيكية" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 29 نوفمبر 2007.
  18. ^ آدامز، رود (1 أكتوبر 1995). "مفاعل الماء الخفيف المولد: تكييف نظام مثبت". مؤرشف من الأصل في 28 أكتوبر 2012. تم الاسترجاع في 2 أكتوبر 2012 .
  19. ^ الثوريوم أرشيف 19 أبريل 2012 على موقع واي باك مشين معلومات من الرابطة النووية العالمية
  20. ^ ستينجر، فيكتور (12 يناير 2012). "LFTR: حل طويل الأمد للطاقة؟". هافينغتون بوست . مؤرشف من الأصل في 22 ديسمبر 2016. تم الاسترجاع في 30 سبتمبر 2012 .
  21. ^ ab Cohen, Bernard L. "Breeder reactors: A renewable energy source" (PDF) . مختبر أرجون الوطني. مؤرشف من الأصل (PDF) في 14 يناير 2013 . تم الاسترجاع في 25 ديسمبر 2012 .
  22. ^ وينبرج، إيه إم، وآر بي هاموند (1970). "حدود استخدام الطاقة"، مجلة العلوم الأمريكية 58، 412.
  23. ^ "هناك طاقة ذرية في الجرانيت". 8 فبراير 2013.
  24. ^ بالإضافة إلى الراديوم (العنصر 88). في حين أنه في الواقع من العناصر الفرعية للأكتينيدات، فإنه يسبق الأكتينيوم (89) مباشرة ويتبع فجوة عدم الاستقرار المكونة من ثلاثة عناصر بعد البولونيوم (84) حيث لا يوجد أي نويدات لها عمر نصف يبلغ أربع سنوات على الأقل (أطول نويدة عمرًا في الفجوة هي الرادون 222 بعمر نصف أقل من أربعة أيام ). وبالتالي فإن أطول نظير للراديوم عمرًا، يبلغ 1600 عام، يستحق إدراج العنصر هنا.
  25. ^ على وجه التحديد من الانشطار النيوتروني الحراري لليورانيوم 235، على سبيل المثال في مفاعل نووي نموذجي .
  26. ^ Milsted, J.; Friedman, AM; Stevens, CM (1965). "نصف عمر ألفا للبركيليوم-247؛ متزامِر جديد طويل العمر للبركيليوم-248". الفيزياء النووية . 71 (2): 299. رمز Bibcode :1965NucPh..71..299M. doi :10.1016/0029-5582(65)90719-4.
    "كشفت التحليلات النظيرية عن نوع من الكتلة 248 بوفرة ثابتة في ثلاث عينات تم تحليلها على مدى فترة تقارب 10 أشهر. وقد عُزي ذلك إلى متزامِر Bk 248 بنصف عمر أكبر من 9 [سنوات]. ولم يتم الكشف عن أي نمو لـ Cf 248 ، ويمكن تحديد حد أدنى لنصف عمر β − عند حوالي 10 4 [سنوات]. ولم يتم الكشف عن أي نشاط ألفا يمكن عزوه إلى المتزامِر الجديد؛ وربما يكون نصف عمر ألفا أكبر من 300 [سنة]."
  27. ^ هذا هو أثقل نواة بنصف عمر لا يقل عن أربع سنوات قبل " بحر عدم الاستقرار ".
  28. ^ باستثناء تلك النويدات " المستقرة كلاسيكيًا " ذات عمر النصف الذي يتجاوز 232 Th بشكل كبير؛ على سبيل المثال، بينما يبلغ عمر النصف لـ 113m Cd أربعة عشر عامًا فقط، فإن عمر النصف لـ 113 Cd هو ثمانية كوادريليون عام.
  29. ^ "إدارة النفايات المشعة". الرابطة النووية العالمية. مؤرشف من الأصل في 21 سبتمبر 2013. استرجاع 19 سبتمبر 2013 .
  30. ^ "إمدادات اليورانيوم". الرابطة النووية العالمية. مؤرشف من الأصل في 12 فبراير 2013. تم استرجاعه في 11 مارس 2012 .
  31. ^ ab Bodansky, David (January 2006). "The Status of Nuclear Waste Disposal". Physics and Society . 35 (1). American Physical Society. مؤرشف من الأصل في 16 مايو 2008. تم الاسترجاع في 30 يوليو 2012 .
  32. ^ "ورقة معلومات رقم 15". رابطة الطاقة النووية العالمية. مؤرشف من الأصل في 30 مارس 2010. تم الاسترجاع في 15 ديسمبر 2012 .
  33. ^ U. Mertyurek; MW Francis; IC Gauld. "تحليل مقياس 5 لتركيبات نظائر الوقود النووي المستهلك من مفاعلات الماء المغلي لدراسات السلامة" (PDF) . ORNL/TM-2010/286 . مختبر أوك ريدج الوطني. مؤرشف من الأصل (PDF) في 17 فبراير 2013. تم الاسترجاع في 25 ديسمبر 2012 .
  34. ^ "مفاعلات المولدات السريعة" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 29 مارس 2016. تم الاسترجاع في 4 يونيو 2016 .
  35. ^ "المقاطع العرضية للنيوترونات4.7.2". المختبر الفيزيائي الوطني. مؤرشف من الأصل في 1 يناير 2013. تم الاسترجاع في 17 ديسمبر 2012 .
  36. ^ ديفيد، سيلفان؛ إليزابيث هوفر؛ هيرفي نيفينيكر. "إعادة النظر في دورة الوقود النووي الثوريوم-اليورانيوم" (PDF) . europhysicsnews. مؤرشف من الأصل (PDF) في 12 يوليو 2007. تم الاسترجاع في 11 نوفمبر 2018 .
  37. ^ "النظائر القابلة للانشطار". مؤرشف من الأصل في 8 نوفمبر 2012. اطلع عليه بتاريخ 25 ديسمبر 2012 .
  38. ^ "طاقة وفيرة: قصة المفاعل السريع المتكامل" (PDF) . ص. 21. مؤرشف من الأصل (PDF) في 27 أكتوبر 2014. تم الاسترجاع في 2 مارس 2015 .
  39. ^ "جدول المقطع العرضي".
  40. ^ كاداك، البروفيسور أندرو سي. "المحاضرة 4، استنفاد الوقود والتأثيرات ذات الصلة". سلامة المفاعلات التشغيلية 22.091/22.903 . نصف الكرة الأرضية، كما أشار إليها معهد ماساتشوستس للتكنولوجيا. ص. الجدول 6-1، "متوسط ​​نسب التحويل أو التكاثر لأنظمة المفاعلات المرجعية". مؤرشف من الأصل في 17 أكتوبر 2015. تم الاسترجاع في 24 ديسمبر 2012 .
  41. ^ رودريجيز، بلاسيد؛ لي، إس إم "من يخاف من المربين؟". مركز إنديرا غاندي للأبحاث الذرية، كالباكام 603 102، الهند. مؤرشف من الأصل في 26 مارس 2013. تم الاسترجاع في 24 ديسمبر 2012 .
  42. ^ R. Prasad (10 أكتوبر 2002). "مفاعل المولد السريع: هل الوقود المتقدم ضروري؟". The Hindu . Chennai, India. مؤرشف من الأصل في 5 ديسمبر 2003.
  43. ^ "أنظمة المفاعلات السريعة والوقود المبتكر لإعادة تدوير الأكتينيدات الصغيرة المتجانسة" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 13 أكتوبر 2016.
  44. ^ آدامز، ر. (1995). مفاعل الماء الخفيف المولد (تم أرشفته في 15 سبتمبر 2007 على موقع واي باك مشين )، رؤى الطاقة الذرية 1 .
  45. ^ كاستن، بي آر (1998) مراجعة لمفهوم مفاعل الثوريوم رادكوفسكي (تم أرشفته في 25 فبراير 2009 على موقع واي باك مشين ). العلوم والأمن العالمي 7 ، 237-269.
  46. ^ مفاعلات المولدات السريعة (تم أرشفتها في 11 سبتمبر 2006 على موقع واي باك مشين )، قسم الفيزياء والفلك، جامعة ولاية جورجيا . تم استرجاعها في 16 أكتوبر 2007.
  47. ^ Hiraoka, T., Sako, K., Takano, H., Ishii, T., and Sato, M. (1991). مفاعل سريع عالي التكاثر مع تجميعات وقود معدنية لتنقية غاز المنتج الانشطاري/أنبوب في غلاف (تم أرشفته في 29 سبتمبر 2007 على موقع واي باك مشين ). التكنولوجيا النووية 93 ، 305-329.
  48. ^ بقلم فاليري كوروبينيكوف (31 مارس – 2 أبريل 2014). المفاهيم المبتكرة القائمة على تكنولوجيا المفاعلات السريعة (PDF) . الاجتماع الاستشاري الأول لمراجعة المفاهيم المبتكرة للمفاعلات للوقاية من الحوادث الخطيرة والتخفيف من عواقبها. الوكالة الدولية للطاقة الذرية . مؤرشف من الأصل (PDF) في 4 مارس 2016.
  49. ^ R. Bari; et al. (2009). "Proliferation Risk Reduction Study ofAlternative Spent Fuel Processing" (PDF) . BNL-90264-2009-CP . Brookhaven National Laboratory. مؤرشف من الأصل (PDF) في 21 سبتمبر 2013. تم الاسترجاع في 16 ديسمبر 2012 .
  50. ^ CG Bathke; et al. (2008). "An Assessment of the Proliferation Resistance of Materials in Advanced Fuel Cycles" (PDF) . وزارة الطاقة. مؤرشف من الأصل (PDF) في 4 يونيو 2009. تم الاسترجاع في 16 ديسمبر 2012 .
  51. ^ "تقييم مقاومة انتشار المواد في دورات الوقود النووي المتقدمة" (PDF) . 2008. مؤرشف من الأصل (PDF) في 21 سبتمبر 2013. تم الاسترجاع في 16 ديسمبر 2012 .
  52. ^ 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-lead Radionuclides" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 21 سبتمبر 2013. تم الاسترجاع في 20 سبتمبر 2013 .
  53. ^ سيمبسون، مايكل ف.؛ لو، جاك د. (فبراير 2010). "إعادة معالجة الوقود النووي" (PDF) . مختبر أيداهو الوطني. مؤرشف من الأصل (PDF) في 21 سبتمبر 2013. تم الاسترجاع في 20 سبتمبر 2013 .
  54. ^ "دراسة الحد من مخاطر الانتشار من خلال معالجة الوقود المستهلك البديلة" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 1 يناير 2017. تم استرجاعه في 1 يناير 2017 .
  55. ^ كانج وفون هيبل (2001). "U-232 ومقاومة انتشار اليورانيوم-233 في الوقود المستهلك" (PDF) . 0892-9882/01 . العلوم والأمن العالمي، المجلد 9، الصفحات 1-32. مؤرشف من الأصل (PDF) في 30 مارس 2015. تم الاسترجاع في 18 ديسمبر 2012 .
  56. ^ "الثوريوم: تحذيرات من انتشار الوقود النووي العجيب". 2012. مؤرشف من الأصل في 23 سبتمبر 2017. اطلع عليه بتاريخ 22 سبتمبر 2017 .
  57. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (May–June 2010). "لقد حان الوقت للتخلي عن المفاعلات المولدة" (PDF) . نشرة العلماء الذريين . مؤرشف من الأصل (PDF) في 6 ديسمبر 2013. تم الاسترجاع في 3 ديسمبر 2013 .
  58. ^ بواسطة فرانك فون هيبل وآخرون (فبراير 2010). برامج المفاعلات المولدة السريعة: التاريخ والحالة (PDF) . اللجنة الدولية للمواد الانشطارية. رقم ISBN 978-0-9819275-6-5. مؤرشف من الأصل (PDF) في 7 أبريل 2020 . استرجاع 28 أبريل 2014 .
  59. ^ MV Ramana ; Mycle Schneider (May–June 2010). "لقد حان الوقت للتخلي عن المفاعلات المولدة" (PDF) . نشرة العلماء الذريين . مؤرشف من الأصل (PDF) في 6 ديسمبر 2013. تم الاسترجاع في 3 ديسمبر 2013 .
  60. ^ "العرض والطلب العالمي على اليورانيوم – مجلس العلاقات الخارجية". مؤرشف من الأصل في 10 أبريل 2012. اطلع عليه بتاريخ 10 فبراير 2012 .
  61. ^ "العرض والطلب العالمي على اليورانيوم – مجلس العلاقات الخارجية". مؤرشف من الأصل في 5 مايو 2012. اطلع عليه بتاريخ 25 يوليو 2012 .
  62. ^ مقدمة لأسلحة الدمار الشامل ، لانغفورد، ر. إيفرت (2004). هوبوكين، نيو جيرسي: جون وايلي وأولاده. ص. 85. ISBN 0-471-46560-7 . "لقد اختبرت الولايات المتحدة عددًا قليلاً من قنابل اليورانيوم 233، لكن وجود اليورانيوم 232 في اليورانيوم 233 كان مشكلة؛ حيث يُعد اليورانيوم 232 مصدرًا وفيرًا للأشعة ألفا ويميل إلى "تسميم" قنبلة اليورانيوم 233 عن طريق ضرب النيوترونات الضالة من الشوائب الموجودة في مادة القنبلة، مما يؤدي إلى انفجار مسبق محتمل. ثبت أن فصل اليورانيوم 232 عن اليورانيوم 233 صعب للغاية وغير عملي. لم يتم نشر قنبلة اليورانيوم 233 أبدًا لأن البلوتونيوم 239 أصبح وفيرًا." 
  63. ^ لين كوخ، مهندس نووي رائد (2013). وعد باندورا (فيلم سينمائي). إمباكت بارتنرز وسي إن إن فيلمز. 11 دقيقة. مؤرشف من الأصل (دي في دي، بث مباشر) في 18 أبريل 2014. تم الاسترجاع في 24 أبريل 2014. رطل واحد من اليورانيوم، وهو بحجم طرف إصبعي، إذا تمكنت من إطلاق كل الطاقة، يعادل حوالي 5000 برميل من النفط.
  64. ^ لين كوخ (2013). وعد باندورا. نيتفليكس (الصورة المتحركة).[ رابط ميت دائم ]
  65. ^ "الاندماج النووي: WNA - الرابطة النووية العالمية". مؤرشف من الأصل في 16 مارس 2015. اطلع عليه بتاريخ 2 مارس 2015 .
  66. ^ SR Pillai, MV Ramana (2014). "مفاعلات المولدات: ارتباط محتمل بين تآكل المعدن وتسرب الصوديوم". نشرة العلماء الذريين . 70 (3): 49–55. Bibcode :2014BuAtS..70c..49P. doi :10.1177/0096340214531178. S2CID  144406710. مؤرشف من الأصل في 17 أكتوبر 2015. تم الاسترجاع في 15 فبراير 2015 .
  67. ^ "قاعدة بيانات مفاعلات الطاقة النووية". PRIS . الوكالة الدولية للطاقة الذرية. مؤرشف من الأصل في 2 يونيو 2013. تم استرجاعه في 15 فبراير 2015 .
  68. ^ "مفاعل المولد التجريبي 1 (EBR-1) - حكايات تشيكا". مؤرشف من الأصل في 2 أبريل 2015. تم الاسترجاع 2 مارس 2015 .
  69. ^ "المفاعل السريع الصيني يبدأ تشغيل الطاقة العالية: الأخبار النووية الجديدة - الأخبار النووية العالمية".
  70. ^ "مفاعلات المولدات الجديدة في الصين قد تنتج أكثر من مجرد واط - IEEE Spectrum".
  71. ^ FSUE "المركز العلمي الحكومي لمعهد أبحاث المفاعلات الذرية في الاتحاد الروسي". "المفاعل السريع التجريبي BOR-60". مؤرشف من الأصل في 31 ديسمبر 2012. تم الاسترجاع في 15 يونيو 2012 .
  72. ^ "أول مفاعل نووي سريع الاستيلاد في الهند له موعد نهائي جديد. هل يجب أن نثق به؟ – واير ساينس". 20 أغسطس 2020.
  73. ^ سريكانث (27 نوفمبر 2011). "انتهاء 80% من العمل في مفاعل المولد السريع في كالباكام". الهندوسية . كالباكام. مؤرشف من الأصل في 28 نوفمبر 2011. تم استرجاعه في 25 مارس 2012 .
  74. ^ جاغاناثان، فينكاتاشاري (11 مايو 2011). "المولد السريع الجديد في الهند على المسار الصحيح، الطاقة النووية من سبتمبر المقبل". صحيفة هندوستان تايمز . تشيناي. مؤرشف من الأصل في 13 مايو 2013. تم الاسترجاع في 25 مارس 2012 .
  75. ^ "أول مفاعل نووي سريع التوليد في الهند في المراحل النهائية من التشغيل". صحيفة نيو إنديان إكسبريس . مؤرشف من الأصل في 20 سبتمبر 2021. تم الاسترجاع في 20 سبتمبر 2021 .
  76. ^ "الصفحة الرئيسية – الدفاع الهندي". مؤرشف من الأصل في 24 نوفمبر 2011.
  77. ^ التصميم المفاهيمي لنواة مفاعل PFBR SM Lee, S Govindarajan, R. Indira, TM John, P. Mohanakrishnan, R. Shankar Singh, S B. Bhoje مركز إنديرا غاندي للأبحاث الذرية (IGCAR)، كالباكام، الهند https://inis.iaea.org/collection/NCLCollectionStore/_Public/28/014/28014318.pdf محفوظ في 20 سبتمبر 2021 على موقع واي باك مشين
  78. ^ "FBR-600 - مفاعل التوليد السريع التجاري من الجيل التالي في الهند [CFBR]". مؤرشف من الأصل في 20 سبتمبر 2021 . تم الاسترجاع 20 سبتمبر 2021 .
  79. ^ "قاعدة بيانات المفاعلات السريعة التابعة للوكالة الدولية للطاقة الذرية" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 28 يونيو 2011. تم استرجاعه في 13 مارس 2011 .
  80. ^ "مفاعل النيوترونات السريعة التجريبي الصيني يبدأ في توليد الطاقة". xinhuanet. يوليو 2011. مؤرشف من الأصل في 7 أبريل 2016. تم الاسترجاع 21 يوليو 2011 .
  81. ^ Qimin, Xu (26 January 2011). "The future of nuclear power station safety "are not picky eaters"" (باللغة الصينية). مؤرشف من الأصل في 17 يوليو 2012 . تم استرجاعه في 30 أكتوبر 2011 . بالأمس، وباعتبارها الأكاديمية الصينية للعلوم الأولى التي بدأت أحد القادة الاستراتيجيين في مشاريع العلوم والتكنولوجيا، تم إطلاق مشروع "مستقبل الطاقة النووية الانشطارية المتقدمة - الطاقة النووية، نظام مفاعل الملح المنصهر القائم على الثوريوم" رسميًا. الهدف العلمي هو 20 عامًا أو نحو ذلك، تم تطوير جيل جديد من أنظمة الطاقة النووية، وتم الوصول إلى جميع المستويات التقنية في الاختبار والحصول على جميع حقوق الملكية الفكرية.
  82. ^ كلارك، دنكان (16 فبراير 2011). "الصين تدخل سباق تطوير الطاقة النووية من الثوريوم". مدونة البيئة . لندن: الجارديان (المملكة المتحدة). مؤرشف من الأصل في 19 مايو 2017. تم الاسترجاع في 30 أكتوبر 2011 .
  83. ^ “Beloearskaya АЭС: بدء تشغيل BH-800 على الحد الأدنى من القوة الأوروبية”. AtomInfo.ru. مؤرشفة من الأصلي في 30 يونيو 2014 . تم الاسترجاع 27 يوليو 2014 .
  84. ^ "المفاعل الروسي السريع يصل إلى طاقته الكاملة". مؤرشف من الأصل في 27 أكتوبر 2017 . استرجاع 27 أكتوبر 2017 .
  85. ^ “حتى عام 2030 في روسيا تم إنشاء محطة طاقة عبر مفاعلات BB-1200”. AtomInfo.ru. مؤرشفة من الأصلي في 5 أغسطس 2014 . تم الاسترجاع 27 يوليو 2014 .
  86. ^ "روسيا تؤجل مشروع BN-1200 من أجل تحسين تصميم الوقود". أخبار الطاقة النووية العالمية. 16 أبريل 2015. مؤرشف من الأصل في 21 يونيو 2015. تم الاسترجاع 19 أبريل 2015 .
  87. ^ "خطوات سريعة لتطوير الطاقة النووية في سيبيريا". الرابطة النووية العالمية. مؤرشف من الأصل في 12 أكتوبر 2012. تم استرجاعه في 8 أكتوبر 2012 .
  88. ^ "وزارة الطاقة – المنتدى الدولي للجيل الرابع يوقع اتفاقية للتعاون في مجال المفاعلات السريعة المبردة بالصوديوم". مؤرشف من الأصل في 20 أبريل 2008.
  89. ^ "MHI تطلق مجموعة المولدات السريعة". مجلة الهندسة النووية الدولية . مؤرشف من الأصل في 28 يوليو 2007. تم الاسترجاع في 13 مارس 2011 .
  90. ^ World Nuclear News (16 September 2010). "French government puts up funds for Astrid". مؤرشف من الأصل في 14 يوليو 2014. استرجاع 15 يونيو 2012 .
  91. ^ “Quatrième génération: vers un nucléaire Permanent” (PDF) (بالفرنسية). CEA. أرشفة (PDF) من النسخة الأصلية في 3 يونيو 2012 . تم الاسترجاع 15 يونيو 2012 .
  92. ^ "فرنسا تتخلى عن خططها لبناء مفاعل نووي مبرد بالصوديوم". رويترز . 30 أغسطس 2019. مؤرشف من الأصل في 24 سبتمبر 2019. اطلع عليه بتاريخ 20 نوفمبر 2019 .
  93. ^ "Flibe Energy". مؤرشف من الأصل في 7 فبراير 2013. اطلع عليه بتاريخ 29 أكتوبر 2011 .
  94. ^ "كيرك سورنسن أسس شركة Flibe Energy لإنتاج الطاقة من الثوريوم". The Next Bi Future. 23 مايو 2011. مؤرشف من الأصل في 26 أكتوبر 2011. تم الاسترجاع في 30 أكتوبر 2011 .
  95. ^ "الدردشة المباشرة: خبير تكنولوجيا الثوريوم النووي كيرك سورنسن". مدونة البيئة . لندن: الجارديان (المملكة المتحدة). 7 سبتمبر 2001. مؤرشف من الأصل في 15 يوليو 2014. تم الاسترجاع في 30 أكتوبر 2011 .
  96. ^ مارتن، ويليام ت. (27 سبتمبر 2011). "شركة هانتسفيل الجديدة ستبني مفاعلات نووية تعتمد على الثوريوم". هانتسفيل نيوزواير. مؤرشف من الأصل في 6 أبريل 2012. تم الاسترجاع في 30 أكتوبر 2011 .{{cite web}}:CS1 maint: عنوان URL غير مناسب ( الرابط )
  97. ^ "اقتراح نموذج أولي لمنشور مفاعلي نهر سافانا". أخبار الطاقة النووية العالمية . 28 أكتوبر 2010. مؤرشف من الأصل في 28 يناير 2019. تم الاسترجاع 4 نوفمبر 2010 .
  98. ^ كونور، ستيف (28 أكتوبر 2011). "حياة جديدة لفكرة قديمة قد تحل نفاياتنا النووية". صحيفة الإندبندنت . لندن. مؤرشف من الأصل في 29 أكتوبر 2011. تم الاسترجاع في 30 أكتوبر 2011 .
  99. ^ "TR10: مفاعل الموجة المتنقلة". مراجعة التكنولوجيا . مارس 2009. مؤرشف من الأصل في 4 مايو 2012. تم الاسترجاع في 6 مارس 2009 .
  • "محطات المفاعلات النيوترونية السريعة من التجربة إلى الآفاق" (PDF) . مؤرشف من الأصل (PDF) في 1 أغسطس 2020 . تم الاسترجاع 29 نوفمبر 2019 .- حول ملف PDF الرسمي لشركة OKBM Afrikantov (باللغة الإنجليزية)
  • مصطلحات المربي
  • ملخص المعلومات، 2022-2023 (NUREG-1350، المجلد 34)، المجلس القومي للبحوث
  • قاعدة بيانات المفاعلات السريعة التابعة للوكالة الدولية للطاقة الذرية
  • الوثائق الفنية الصادرة عن الوكالة الدولية للطاقة الذرية بشأن المفاعلات السريعة
  • المفاعلات التي صممها مختبر أرجون الوطني: تقنية المفاعلات السريعة كانت شركة أرجون رائدة في تطوير المفاعلات السريعة وهي رائدة في تطوير المفاعلات السريعة في جميع أنحاء العالم. انظر أيضًا إرث العلوم والتكنولوجيا النووية لشركة أرجون.
  • مؤسسة التراث الذري – EBR-I
  • الحاجة المتغيرة إلى مفاعل توليدي بقلم ريتشارد ويلسون في الندوة السنوية الرابعة والعشرين لمعهد اليورانيوم، سبتمبر 1999
  • المفاعل المولد التجريبي الثاني (EBR-II): محطة طاقة نووية تجريبية متكاملة ذات مفاعل سريع
  • المنظمة الدولية لطاقة الثوريوم – www.IThEO.org
  • الطريق إلى الأمام لـ LMFBR
  • تصنيع وقود البلوتونيوم بواسطة مختبر أرجون الوطني على اليوتيوب
تم الاسترجاع من "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=مفاعل_توليد_سريع&oldid=1247975642#مفاعل_توليد_سريع"
Original text
Rate this translation
Your feedback will be used to help improve Google Translate