Reator de nêutrons rápidos - Fast-neutron reactor

Reator nuclear rápido Shevchenko BN350 e usina de dessalinização situada na costa do Mar Cáspio . A planta gerou 135 MW e e forneceu vapor para uma planta de dessalinização associada. Vista do interior da sala do reator.

Um reator de nêutrons rápidos ( FNR ) ou simplesmente um reator rápido é uma categoria de reator nuclear em que a reação em cadeia de fissão é sustentada por nêutrons rápidos (carregando energias acima de 0,5 MeV ou mais, em média), em oposição aos nêutrons térmicos usados ​​em reatores de nêutrons térmicos . Tal reator não precisa de moderador de nêutrons , mas requer combustível que é relativamente rico em material físsil quando comparado ao necessário para um reator de nêutron térmico.

Introdução

O urânio natural consiste principalmente em três isótopos :238
U
,235
U
, e traços de234
U
(um produto de decadência de238
U
).238
U é
responsável por cerca de 99,3% do urânio natural e sofre fissão apenas por nêutrons rápidos. Cerca de 0,7% do urânio natural é235
U
, que sofre fissão por nêutrons de qualquer energia, mas particularmente por nêutrons de baixa energia. Quando qualquer um desses isótopos sofre fissão, ele libera nêutrons com um pico de distribuição de energia em torno de 1 a 2 MeV. O fluxo de nêutrons de fissão de alta energia (> 2 MeV) é muito baixo para criar fissão suficiente em238
U
, e o fluxo de nêutrons de fissão de baixa energia (<2 MeV) é muito baixo para fazer tão facilmente em235
U
.

A solução comum para esse problema é desacelerar os nêutrons usando um moderador de nêutrons , que interage com os nêutrons para desacelerá-los. O moderador mais comum é a água, que atua por espalhamento elástico até que os nêutrons atinjam o equilíbrio térmico com a água, ponto em que os nêutrons tornam-se altamente reativos com o235
U
.

Embora 238
U
não sofre fissão pelos nêutrons liberados na fissão, nêutrons térmicos podem ser capturados pelo núcleo para transmutar o urânio em239
Pu
.239
Pu
tem uma seção transversal de nêutrons semelhante à de235
U
, e a maioria dos átomos criados desta forma sofrerão fissão dos nêutrons térmicos. Na maioria dos reatores, isso representa até ⅓ da energia gerada. Algum239
O Pu
permanece, e o restante, junto com o urânio não reagido, pode ser reciclado durante o reprocessamento nuclear .

A água tem desvantagens como moderador. Ele pode absorver um nêutron e removê-lo da reação. Ele faz isso apenas o suficiente para que a concentração de235
U
no urânio natural é muito baixo para sustentar a reação em cadeia; os nêutrons perdidos por absorção na água e238
U
, junto com aqueles perdidos para o meio ambiente, resulta em muito pouco combustível restante. A solução mais comum para este problema é concentrar ligeiramente a quantidade de235
U
no combustível para produzir urânio enriquecido , com o restante238
U
conhecido como urânio empobrecido . Outros projetos usam moderadores diferentes, como água pesada , que têm muito menos probabilidade de absorver nêutrons, permitindo que funcionem com combustível não enriquecido. Em ambos os casos, a economia de nêutrons do reator é baseada em nêutrons térmicos .

Fissão rápida, criadores

Embora 235
Vc
e239
Pu
são menos sensíveis a nêutrons de alta energia, eles ainda permanecem um tanto reativos bem na faixa de MeV. Se o combustível for enriquecido, eventualmente um limite será alcançado onde há átomos físseis suficientes no combustível para manter uma reação em cadeia mesmo com nêutrons rápidos.

Ao remover o moderador, o tamanho do reator pode ser bastante reduzido e, em certa medida, a complexidade. Isso era comumente usado para muitos dos primeiros sistemas de reatores submarinos, onde o tamanho e o peso são as principais preocupações. A desvantagem da reação rápida é que o enriquecimento de combustível é um processo caro, portanto, geralmente não é adequado para geração elétrica ou outras funções em que o custo é mais importante do que o tamanho.

Reatores rápidos podem ser usados ​​para "gerar" combustível. Aqueles que correm239
O Pu
produz mais nêutrons do que o contrário, porque seu ciclo de fissão mais comum produz três nêutrons em vez dos 2-3 nêutrons liberados de235
U
. Ao circundar o núcleo do reator com um moderador para desacelerar nêutrons e, em seguida, um cobertor de238
U
que os captura, os nêutrons extras se reproduzem mais239
Pu
.

O material da manta pode então ser processado para extrair o 239
Pu
, que é então misturado com urânio para produzir combustível MOX que pode ser alimentado em reatores de nêutrons lentos convencionais. Um único reator rápido pode, assim, alimentar vários reatores lentos, aumentando muito a quantidade de energia extraída do urânio natural: de menos de 1% em um ciclo de uma única vez normal a até 60% nos melhores ciclos de reator rápido existentes.

Dadas as reservas limitadas de minério de urânio conhecidas na década de 1960, e a taxa com que se esperava que a energia nuclear assumisse a geração de carga de base , durante as décadas de 1960 e 1970 os reatores reprodutores rápidos eram considerados a solução para as necessidades mundiais de energia. Usando o processamento duplo, um reprodutor rápido aumenta a capacidade de energia de depósitos de minério conhecidos, o que significa que as fontes de minério existentes durariam centenas de anos. A desvantagem dessa abordagem é que o reator reprodutor deve ser alimentado com combustível caro e altamente enriquecido. Era amplamente esperado que isso ainda ficasse abaixo do preço do urânio enriquecido, à medida que a demanda aumentava e os recursos conhecidos diminuíam.

Ao longo da década de 1970, projetos de criadores experimentais foram examinados, especialmente nos Estados Unidos, França e URSS. No entanto, isso coincidiu com uma queda nos preços do urânio. O esperado aumento da demanda levou as mineradoras a expandir os canais de abastecimento, que entraram em operação no momento em que o ritmo de construção do reator estagnou em meados da década de 1970. O excesso de oferta resultante fez com que os preços dos combustíveis caíssem de cerca de US $ 40 por libra em 1980 para menos de US $ 20 em 1984. Os criadores produziam combustível que era muito mais caro, da ordem de US $ 100 a $ 160, e as poucas unidades que chegaram à operação comercial comprovaram que ser economicamente desastroso.

O interesse em reatores criadores foi ainda mais silenciado pela decisão de Jimmy Carter , em abril de 1977, de adiar a construção de criadores nos Estados Unidos devido a preocupações com a proliferação e ao péssimo histórico operacional do reator Superphénix da França .

Vantagens

Actinídeos por cadeia de decaimento
Faixa de meia-vida ( a )
Produtos de fissão de 235 U por rendimento
4 n 4 n +1 4 n +2 4 n +3
4,5-7% 0,04-1,25% <0,001%
228 Ra 4-6 a 155 Euþ
244 Cmƒ 241 Puƒ 250 Cf 227 Ac 10-29 a 90 Sr 85 Kr 113m Cdþ
232 Uƒ 238 Puƒ 243 Cmƒ 29-97 a 137 Cs 151 Smþ 121m Sn
248 Bk 249 Cfƒ 242m Amƒ 141-351 a

Nenhum produto de fissão
tem meia-vida
na faixa de
100 a-210 ka ...

241 Amƒ 251 Cfƒ 430-900 a
226 Ra 247 Bk 1,3-1,6 ka
240 Pu 229 th 246 Cmƒ 243 amƒ 4,7-7,4 ka
245 Cmƒ 250 cm 8,3-8,5 ka
239 Puƒ 24,1 ka
230 Th 231 Pa 32-76 ka
236 Npƒ 233 Uƒ 234 U 150–250 ka 99 Tc 126 Sn
248 cm 242 Pu 327-375 ka 79 Se
1,53 Ma 93 Zr
237 Npƒ 2,1-6,5 Ma 135 Cs 107 Pd
236 U 247 Cmƒ 15–24 Ma 129 I
244 Pu 80 ma

... nem além de 15,7 Ma

232 Th 238 U 235 Uƒ№ 0,7-14,1 Ga

Legenda para símbolos sobrescritos
₡ tem seção transversal de captura de nêutron térmico na faixa de 8–50 celeiros
ƒ  isômero metaestávelfissil № principalmente um material radioativo de ocorrência natural (NORM) þ  veneno de nêutron (seção transversal de captura de nêutron térmico maior que 3k celeiros) † faixa 4-97 a: Produto de fissão de vida média ‡ acima de 200 ka: Produto de fissão de vida longa




Os reatores de nêutrons rápidos podem reduzir a radiotoxicidade total dos resíduos nucleares usando todos ou quase todos os resíduos como combustível. Com nêutrons rápidos, a proporção entre a divisão e a captura de nêutrons pelo plutônio e os actinídeos menores é freqüentemente maior do que quando os nêutrons são mais lentos, em velocidades "epitérmicas" térmicas ou quase térmicas. Os actinídeos pares transmutados (por exemplo240
Pu
,242
Pu
) se divide quase tão facilmente quanto os actinídeos ímpares em reatores rápidos. Depois de se dividirem, os actinídeos se tornam um par de " produtos de fissão ". Esses elementos apresentam menor radiotoxicidade total. Como o descarte dos produtos de fissão é dominado pelos produtos de fissão mais radiotóxicos , estrôncio-90 , que tem meia-vida de 28,8 anos, e césio-137 , que tem meia-vida de 30,1 anos, o resultado é a redução da vida útil dos resíduos nucleares de dezenas de milênios (de isótopos transurânicos) a alguns séculos. Os processos não são perfeitos, mas os transurânicos restantes são reduzidos de um problema significativo a uma pequena porcentagem do desperdício total, porque a maioria dos transurânicos pode ser usada como combustível.

Os reatores rápidos resolvem tecnicamente o argumento da "escassez de combustível" contra os reatores movidos a urânio sem assumir reservas não descobertas ou extração de fontes diluídas, como granito ou água do mar. Eles permitem que os combustíveis nucleares sejam produzidos a partir de quase todos os actinídeos, incluindo fontes conhecidas e abundantes de urânio e tório empobrecidos , e resíduos de reatores de água leve. Em média, mais nêutrons por fissão são produzidos por nêutrons rápidos do que por nêutrons térmicos . Isso resulta em um excedente maior de nêutrons além dos necessários para sustentar a reação em cadeia. Esses nêutrons podem ser usados ​​para produzir combustível extra ou para transmutar resíduos de meia-vida longa em isótopos menos problemáticos, como foi feito no reator Phénix em Marcoule , França , ou alguns podem ser usados ​​para cada propósito. Embora os reatores térmicos convencionais também produzam nêutrons em excesso, os reatores rápidos podem produzir o suficiente deles para gerar mais combustível do que consomem. Esses projetos são conhecidos como reatores reprodutores rápidos .

Desvantagens

A principal desvantagem dos reatores de nêutrons rápidos é que, até o momento, eles têm se mostrado caros para construir e operar, e nenhum deles se mostrou competitivo em termos de custo com os reatores de nêutrons térmicos, a menos que o preço do urânio tenha aumentado drasticamente.

Algumas outras desvantagens são específicas de alguns projetos.

O sódio é freqüentemente usado como refrigerante em reatores rápidos, porque não moderou muito as velocidades dos nêutrons e tem uma alta capacidade de aquecimento. No entanto, ele queima e espuma no ar. Ele causou dificuldades em reatores (por exemplo, USS Seawolf (SSN-575) , Monju ), embora alguns reatores rápidos resfriados a sódio tenham operado com segurança por longos períodos (notadamente o Phénix e o EBR-II por 30 anos, ou o BN-600 ainda em operação desde 1980, apesar de vários pequenos vazamentos e incêndios).

Outro problema está relacionado à ativação de nêutrons. Como os metais líquidos, exceto lítio e berílio, têm baixa capacidade moderadora, a interação primária dos nêutrons com o refrigerante do reator rápido é a reação (n, gama), que induz radioatividade no refrigerante. A irradiação de nêutrons ativa uma fração significativa de refrigerante em reatores rápidos de alta potência, até cerca de um terabecquerel de decaimentos beta por quilograma de refrigerante em operação estável. Esta é a razão pela qual os reatores resfriados a sódio têm um circuito primário de resfriamento embutido em um reservatório de sódio separado. O sódio-24 que resulta da captura de nêutrons sofre decaimento beta para magnésio-24 com meia-vida de quinze horas; o magnésio é removido em uma armadilha fria.

Um projeto de reator rápido defeituoso pode ter coeficiente de vazio positivo : a ebulição do refrigerante em um acidente reduziria a densidade do refrigerante e, portanto, a taxa de absorção; nenhum desses projetos é proposto para serviço comercial. Isso é perigoso e indesejável do ponto de vista de segurança e acidentes. Isso pode ser evitado com um reator refrigerado a gás , uma vez que espaços vazios não se formam em tal reator durante um acidente; entretanto, a ativação no refrigerante continua sendo um problema. Um reator resfriado com hélio evitaria ambos os problemas, uma vez que o espalhamento elástico e as seções transversais totais são aproximadamente iguais, ou seja, poucas (n, gama) reações estão presentes no refrigerante e a baixa densidade do hélio em condições operacionais típicas significa que os nêutrons têm poucos interações com refrigerante.

Devido às baixas seções transversais da maioria dos materiais com altas energias de nêutrons, a massa crítica em um reator rápido é muito maior do que em um reator térmico. Na prática, isso significa enriquecimento significativamente maior : enriquecimento > 20% em um reator rápido em comparação com o enriquecimento <5% em reatores térmicos típicos.

Projeto do reator

Refrigerante

Água , o refrigerante mais comum em reatores térmicos , geralmente não é viável para um reator rápido, porque atua como um moderador de nêutrons . No entanto, o reator de Geração IV conhecido como o reator de água supercrítica com densidade de refrigerante diminuída pode atingir um espectro de nêutrons forte o suficiente para ser considerado um reator rápido. A reprodução, que é a principal vantagem dos reatores rápidos em relação aos térmicos, pode ser realizada com um sistema térmico moderado e resfriado por água leve usando urânio enriquecido em ~ 90%.

Todos os reatores de operação rápida são reatores resfriados por metal líquido . O primeiro reator Clementine usava refrigerante de mercúrio e combustível de metal plutônio . Além de sua toxidade para os humanos, o mercúrio tem uma alta seção transversal para a reação (n, gama), causando ativação no refrigerante e perdendo nêutrons que poderiam ser absorvidos no combustível, razão pela qual não é mais considerado como um refrigerante. Chumbo derretido e chumbo - ligas eutéticas de bismuto têm sido usadas em unidades de propulsão naval, particularmente no submarino Soviético da classe Alfa , bem como em alguns reatores de protótipo. A liga de sódio-potássio (NaK) é popular em reatores de teste devido ao seu baixo ponto de fusão . Todos os reatores rápidos de grande escala usaram refrigerante de sódio fundido .

Outro reator rápido proposto é um reator de sal fundido , no qual as propriedades moderadoras do sal são insignificantes. Isso é normalmente obtido substituindo os fluoretos de metal leve (por exemplo, fluoreto de lítio - LiF, fluoreto de berílio - BeF 2 ) no carreador de sal por cloretos de metais mais pesados ​​(por exemplo, cloreto de potássio - KCI, cloreto de rubídio - RbCl, cloreto de zircônio - ZrCl 4 ) . A Moltex Energy se propõe a construir um reator de nêutrons rápido denominado Reator de Sal Estável . Neste projeto de reator, o combustível nuclear é dissolvido em um sal fundido. O sal está contido em tubos de aço inoxidável semelhantes aos usados ​​em reatores de combustível sólido. O reator é resfriado usando a convecção natural de outro refrigerante de sal fundido. A Moltex afirma que seu projeto é mais barato de construir do que uma usina elétrica movida a carvão e pode consumir resíduos nucleares de reatores convencionais de combustível sólido.

Reatores rápidos resfriados a gás têm sido objeto de pesquisa comumente usando hélio, que tem pequenas seções de choque de absorção e espalhamento, preservando assim o espectro de nêutrons rápidos sem absorção significativa de nêutrons no refrigerante.

Combustível

Na prática, sustentar uma reação em cadeia de fissão com nêutrons rápidos significa usar urânio ou plutônio relativamente enriquecido . A razão para isso é que as reações físseis são favorecidas nas energias térmicas, uma vez que a relação entre as239
Seção transversal de fissão de Pu e238
A
seção transversal de absorção U é de ~ 100 em um espectro térmico e 8 em um espectro rápido. As seções transversais de fissão e absorção são baixas para ambos239
Pu
e238
U
em altas energias (rápidas), o que significa que nêutrons rápidos têm mais probabilidade de passar pelo combustível sem interagir do que nêutrons térmicos; assim, mais material físsil é necessário. Portanto, um reator rápido não pode funcionar com combustível de urânio natural . No entanto, é possível construir um reator rápido que raças de combustível, produzindo mais do que consome. Após a carga inicial de combustível, esse reator pode ser reabastecido por reprocessamento . Os produtos da fissão podem ser substituídos pela adição de urânio natural ou mesmo empobrecido sem enriquecimento posterior. Este é o conceito do reator reprodutor rápido ou FBR.

Até agora, a maioria dos reatores de nêutrons rápidos usou MOX (óxido misto) ou combustível de liga metálica . Uso de reatores soviéticos de nêutrons rápidos (alto235
Combustível de urânio enriquecido com U ). O protótipo de reator indiano usa combustível de carboneto de urânio.

Embora a criticidade em energias rápidas possa ser alcançada com urânio enriquecido a 5,5 (peso) por cento de urânio-235, projetos de reatores rápidos foram propostos com enriquecimentos na faixa de 20 por cento por razões que incluem a vida útil do núcleo: se um reator rápido fosse carregado com o mínimo massa crítica, então o reator se tornaria subcrítico após a primeira fissão. Em vez disso, um excesso de combustível é inserido com mecanismos de controle de reatividade, de modo que o controle de reatividade seja inserido totalmente no início da vida para levar o reator de supercrítico a crítico; à medida que o combustível se esgota, o controle de reatividade é retirado para dar suporte à fissão contínua. Em um reator reprodutor rápido , o acima se aplica, embora a reatividade do esgotamento do combustível também seja compensada pela reprodução ou233
Você
ou239
Pu
e241
Pu
de tório-232 ou238
U
, respectivamente.

Ao controle

Como os reatores térmicos, os reatores de nêutrons rápidos são controlados mantendo a criticidade do reator dependente de nêutrons atrasados , com controle bruto de hastes ou lâminas de controle de absorção de nêutrons.

Eles não podem, no entanto, confiar nas alterações de seus moderadores porque não há moderador. Portanto, o alargamento Doppler no moderador, que afeta nêutrons térmicos , não funciona, nem um coeficiente de vazio negativo do moderador. Ambas as técnicas são comuns em reatores de água leve comuns .

O alargamento Doppler a partir do movimento molecular do combustível, de seu calor, pode fornecer um feedback negativo rápido. O movimento molecular dos próprios fissionáveis ​​pode ajustar a velocidade relativa do combustível para longe da velocidade ideal dos nêutrons. A expansão térmica do combustível pode fornecer feedback negativo. Reatores pequenos, como em submarinos, podem usar ampliação Doppler ou expansão térmica de refletores de nêutrons.

Unidade de dessalinização Shevchenko BN350, a única unidade de dessalinização com aquecimento nuclear do mundo

História

Uma proposta da IAEA de 2008 para um Sistema de Preservação de Conhecimento de Reator Rápido observou que:

durante os últimos 15 anos houve uma estagnação no desenvolvimento de reatores rápidos nos países industrializados que se envolveram, anteriormente, no desenvolvimento intensivo desta área. Todos os estudos sobre reatores rápidos foram interrompidos em países como Alemanha, Itália, Reino Unido e Estados Unidos da América e o único trabalho em andamento está relacionado ao descomissionamento de reatores rápidos. Muitos especialistas que realizaram estudos e trabalhos de desenvolvimento nessa área nesses países já se aposentaram ou estão perto da aposentadoria. Em países como França, Japão e Federação Russa, que ainda buscam ativamente a evolução da tecnologia de reatores rápidos, a situação é agravada pela falta de jovens cientistas e engenheiros que se dedicam a esse ramo da energia nuclear.

Lista de reatores rápidos

Reatores desativados

Estados Unidos

  • Clementine foi o primeiro reator rápido, construído em 1946 no Laboratório Nacional de Los Alamos . Usava combustível de plutônio metálico, refrigerante de mercúrio, alcançava 25 kW térmico e era usado para pesquisas, principalmente como fonte rápida de nêutrons.
  • Experimental Breeder Reactor I (EBR-I) em Argonne West, hoje Idaho National Laboratory , perto de Arco, Idaho , em 1951 se tornou o primeiro reator a gerar quantidades significativas de energia. Desativado em 1964.
  • Fermi 1, perto de Detroit, era um protótipo de reator reprodutor rápido que foi ligado em 1957 e foi desligado em 1972.
  • Experimental Breeder Reactor II (EBR-II) no Idaho National Laboratory , perto de Arco, Idaho , foi um protótipo do Integral Fast Reactor, 1965–1994.
  • SEFOR em Arkansas, foi um reator de pesquisa de 20 MWt que operou de 1969 a 1972.
  • Fast Flux Test Facility (FFTF), 400 MWt, operou perfeitamente de 1982 a 1992, em Hanford Washington. Usou sódio líquido drenado com aterro de argônio sob cuidados e manutenção.
  • SRE na Califórnia, foi um reator comercial de 20 MWt e 6,5 MWe operado de 1957 a 1964.
  • LAMPRE-1 era um reator de 1 MWth alimentado com plutônio fundido. Funcionou como um reator de pesquisa de 1961-1963 no Laboratório Nacional de Los Alamos.

Europa

  • Dounreay Loop tipo Fast Reactor (DFR), 1959–1977, foi um 14 MWe e Prototype Fast Reactor (PFR), 1974–1994, 250 MWe, em Caithness , na área das Terras Altas da Escócia .
  • Dounreay Pool type Fast Reactor (PFR), 1975-1994, era um 600 MWt, 234 MWe que usava combustível de óxido misto (MOX).
  • Rapsodie em Cadarache , França, (20 e 40 MW) operou entre 1967 e 1982.
  • A Superphénix , na França, 1200 MWe, fechou em 1997 por decisão política e custos elevados.
  • Phénix , 1973, França, 233 MWe, reiniciou 2003 a 140 MWe para experimentos de transmutação de resíduos nucleares por seis anos, cessou a geração de energia em março de 2009, embora continue em operação de teste e programas de pesquisa do CEA até o final de 2009. Parado em 2010.
  • KNK-II, na Alemanha, um reator rápido refrigerado a sódio compacto experimental de 21 MWe operou de outubro de 1977 a agosto de 1991. O objetivo do experimento era eliminar resíduos nucleares enquanto produzia energia. Houve pequenos problemas de sódio combinados com protestos públicos que resultaram no fechamento das instalações.

URSS / Rússia

  • Pequenos reatores rápidos resfriados a chumbo foram usados ​​para propulsão naval , particularmente pela Marinha Soviética .
  • BR-5 - foi um reator de nêutrons rápidos com foco em pesquisa no Instituto de Física e Energia em Obninsk de 1959-2002.
  • O BN-350 foi construído pela União Soviética em Shevchenko (hoje Aqtau ) no Mar Cáspio . Produziu 130 MWe mais 80.000 toneladas de água doce por dia.
  • IBR-2 - era um reator de nêutrons rápidos com foco em pesquisa no Instituto Conjunto de Pesquisa Nuclear em Dubna (perto de Moscou).
  • RORSATs - 33 reatores espaciais rápidos foram lançados pela União Soviética de 1989-1990 como parte de um programa conhecido como Radar Ocean Reconnaissance Satellite (RORSAT) nos Estados Unidos. Normalmente, os reatores produziram aproximadamente 3 kWe.
  • BES-5 - era um reator espacial refrigerado a sódio lançado como parte do programa RORSAT que produzia 5 kWe.
  • BR-5 - era um reator rápido de sódio de 5 MWt operado pela URSS em 1961 principalmente para testes de materiais.
  • Russo Alpha 8 PbBi - era uma série de reatores rápidos resfriados a bismuto de chumbo usados ​​a bordo de submarinos. Os submarinos funcionavam como submarinos assassinos, permanecendo no porto e atacando devido às altas velocidades que o submarino alcançava.

Ásia

  • O reator Monju , 300 MWe, no Japão , foi fechado em 1995 após um sério vazamento de sódio e incêndio. Foi reiniciado em 6 de maio de 2010, mas em agosto de 2010 outro acidente, envolvendo máquinas caídas, desligou o reator novamente. Em junho de 2011, o reator gerou eletricidade por apenas uma hora desde seu primeiro teste, duas décadas antes.
  • O reator Aktau , 150 MWe, no Cazaquistão , foi usado para produção de plutônio, dessalinização e eletricidade. Fechou 4 anos após a expiração da licença de operação da usina.

Nunca operou

Ativo

  • BN-600 - um reator reprodutor rápido tipo piscina refrigerado a sódio na Central Nuclear de Beloyarsk . Fornece 560 MWe para a rede elétrica do Médio Ural. Em operação desde 1980.
  • BN-800 - um reator reprodutor rápido refrigerado a sódio na Central Nuclear de Beloyarsk. Ele gera 880 MW de energia elétrica e começou a produzir eletricidade em outubro de 2014. Alcançou a potência máxima em agosto de 2016.
  • BOR-60 - um reator refrigerado a sódio no Instituto de Pesquisa de Reatores Atômicos em Dimitrovgrad, Rússia . Em operação desde 1968. Produz 60 MW para fins experimentais.
  • FBTR - um reator experimental de 10,5 MW na Índia que se concentrou em atingir níveis significativos de queima.
  • China Experimental Fast Reactor , um reator experimental de 60 MWth e 20 MWe que foi crítico em 2011 e está atualmente operacional. É usado para pesquisa de materiais e componentes para futuros reatores rápidos chineses.
  • KiloPower / KRUSTY é um reator rápido de pesquisa de sódio de 1-10 kWe construído no Laboratório Nacional de Los Alamos. Ele atingiu a criticidade pela primeira vez em 2015 e demonstra uma aplicação de um ciclo de potência Stirling.

Sob reparo

  • Jōyō (常 陽) , 1977–1997 e 2004–2007, Japão, 140 MWt é um reator experimental, operado como uma instalação de teste de irradiação. Após um incidente em 2007, o reator foi suspenso para reparos, e os recondicionamentos estavam planejados para serem concluídos em 2014.

Em construção

  • PFBR , Kalpakkam, Índia, reator 500 MWe com criticidade planejada para 2021. É um reator reprodutor rápido de sódio.
  • CFR-600 , China, 600 MWe.
  • MBIR Reator de pesquisa rápida de nêutrons multiuso. O site do Instituto de Pesquisa de Reatores Atômicos (NIIAR) em Dimitrovgrad na região de Ulyanovsk, no oeste da Rússia, 150 MWt. A construção foi iniciada em 2016, com conclusão prevista para 2024.
  • BREST-300 , Seversk, Rússia. A construção começou em 8 de junho de 2021

Em design

  • BN-1200 , Rússia , construído a partir de 2014, com operação planejada para 2018–2020, agora adiada até pelo menos 2035.
  • O Toshiba 4S foi planejado para ser enviado para Galena, Alasca (EUA), mas o progresso estagnou (consulte a Usina Nuclear de Galena )
  • KALIME é um projeto de 600 MWe na Coréia do Sul, projetado para 2030. KALIMER é uma continuação do reator de nêutrons rápidos alimentado por metal e resfriado a sódio em uma piscina representada pelo Advanced Burner Reactor (2006), S-PRISM (1998) presente), Integral Fast Reactor (1984-1994) e EBR-II (1965-1995).
  • Reator de geração IV ( hélio · sódio · chumbo resfriado) Esforço internacional proposto pelos EUA, após 2030.
  • JSFR, Japão, um projeto para um reator de 1500 MWe começou em 1998, mas sem sucesso.
  • ASTRID , França, cancelou o projeto de um reator refrigerado a sódio de 600 MWe.
  • O reator de resfriamento atmosférico de Marte (MACR) é um projeto de 1 MWe, com conclusão prevista para 2033. O MACR é um reator de nêutrons rápido resfriado a gás (dióxido de carbono) destinado a fornecer energia às colônias propostas de Marte.
  • TerraPower está projetando um reator de sal fundido em parceria com a Southern Company , o Oak Ridge National Laboratory , o Idaho National Laboratory , a Vanderbilt University e o Electric Power Research Institute . Eles esperam começar a testar uma instalação de loop em 2019 e estão ampliando seu processo de fabricação de sal. Os dados serão usados ​​para avaliar a hidráulica térmica e os códigos de análise de segurança.
  • Elysium Industries está projetando um reator de sal fundido de espectro rápido.
  • ALFRED (Advanced Lead Fast Reactor European Demonstrator) é um demonstrador de reator rápido refrigerado a chumbo projetado pela Ansaldo Energia da Itália, que representa a última etapa dos projetos ELSY e LEADER.

Planejado

  • Futuro FBR, Índia, 600 MWe, após 2025

Gráfico

Reatores rápidos
nós Rússia Europa Ásia
Passado Clementina , EBR-I / II , SEFOR , FFTF BN-350 Dounreay , Rapsodie , Superphénix , Phénix (interrompido em 2010)
Cancelado Clinch River , IFR SNR-300
Em descomissionamento Monju
Operativo BOR-60 , BN-600 ,
BN-800
FBTR , CEFR
Sob reparo Jōyō
Em construção MBIR , BREST-300 PFBR , CFR-600
Planejado Gen IV ( Gás · sódio · chumbo · sal ), TerraPower , Elysium MCSFR, DoE VTR BN-1200 ASTRID , Moltex 4S , JSFR , KALIMER

Veja também

Referências

links externos