| NuclearMeeting | il forum di ArchivioNucleare.com |
Small Modular Reactor - Versione stampabile

+- | NuclearMeeting | il forum di ArchivioNucleare.com | (http://www.nuclearmeeting.com/forum)
+-- Forum: Argomenti (/forumdisplay.php?fid=1)
+--- Forum: Nucleare e Radioprotezione (/forumdisplay.php?fid=2)
+--- Discussione: Small Modular Reactor (/showthread.php?tid=253)


Small Modular Reactor - Cher - 27-05-2011 20:16

http://www.world-nuclear.org/info/inf33.html
Piccole centrali nucleari

(Aggiornato Maggio 2011 )

Non vi è ripresa di interesse in piccole unità e più semplice per la generazione di elettricità da energia nucleare, e per calore di processo.
Questo interesse per le piccole e medie centrali nucleari è guidato sia da un desiderio di ridurre i costi di capitale e per fornire alimentazione lontano dai sistemi di rete di grandi dimensioni.
Le tecnologie coinvolte sono molto diverse.
Poiché la produzione di energia nucleare si è consolidata dal 1950, la dimensione di reattori è cresciuta da 60 MWe a più di 1600 MWe, con economie di scala corrispondente in funzione. Allo stesso tempo ci sono state molte centinaia di reattori di potenza più piccola costruita sia per uso navale (fino a 190 MW termici) e come sorgenti di neutroni uno , ottenendo un enorme know-how nella progettazione di piccole unità. L'Agenzia internazionale dell'energia atomica (AIEA) definisce 'piccolo' come inferiore a 300 MWe, e fino a 700 MWe come 'medium' - tra cui molte unità operative dal 20 ° secolo. Insieme, essi sono diventati di cui le piccole e medie reattori come (SMR).

Oggi, in parte a causa del costo elevato degli investimenti di reattori di potenza di grandi dimensioni che produce energia elettrica attraverso il ciclo di vapore e in parte alla necessità di servizio alle reti elettriche di piccole sotto di circa 4 GWe, b è una mossa per sviluppare unità più piccole. Questi possono essere costruiti in modo indipendente o come moduli all'interno di un complesso più ampio, con una capacità incrementale aggiunto come richiesto (vedere la sezione in basso a costruzione modulare con unità piccolo reattore ). Le economie di scala sono forniti da i numeri prodotti. Ci sono anche iniziative volte a sviluppare le piccole unità per i siti remoti.

Questo documento si concentra su progetti avanzati nella categoria delle piccole, cioè quelle attualmente in costruzione per la prima volta o ancora sul tavolo da disegno. Da notare che molti dei progetti qui descritti non sono ancora effettivamente prendendo forma. Tre opzioni principali sono perseguiti: reattori ad acqua leggera, reattori a neutroni veloci e moderato a grafite reattori ad alta temperatura. Il primo ha il più basso rischio tecnologico, ma il secondo sono più piccole, più semplici e con più operazioni prima del rifornimento.



In generale, moderno piccoli reattori per la produzione di energia sono tenuti ad avere una maggiore semplicità del design, dell'economia di produzione di massa, e ridotti costi di posa. La maggior parte sono anche progettati per un elevato livello di sicurezza passiva o inerente in caso di malfunzionamento c . A 2010 rapporto di una speciale commissione costituita dal Nuclear Society ha dimostrato che molte disposizioni di sicurezza necessarie, o almeno prudente, in reattori di grandi dimensioni non sono necessari in piccoli disegni prossimo d .

A 2009 la valutazione da parte dell'AIEA sotto la sua innovativa Reattori nucleari di potenza e del ciclo del combustibile (INPRO) programma concluso che ci potrebbero essere 96 piccoli reattori modulari (SMR) in funzione in tutto il mondo entro il 2030 nel suo caso 'alta', e 43 unità nel caso 'low', nessuno di loro negli Stati Uniti.

Il progetto più avanzato è modulare in Cina, dove Chinergy si sta preparando a costruire il 210 MWe HTR-PM, che consiste di due reattori di 250 MWt. In Sud Africa, Pebble Bed Modular Reactor (Pty) Limited e Eskom stavano sviluppando il reattore di ghiaia letto modulare (PBMR) di 200 MWt (80 MWe), con combustibile simile. Un gruppo americano guidato da General Atomics sta sviluppando un altro progetto - la turbina a gas elio reattore modulare (GT-MHR) - con 600 MWt (285 MWe) i moduli alla guida di una turbina a gas direttamente, utilizzando elio come refrigerante e il funzionamento a temperature molto elevate. Tutti e tre sono reattori raffreddati a gas ad alta temperatura (HTRs) che si basano sulle esperienze di diversi reattori innovativi nel 1960 e 1970.

Un'altra linea di sviluppo significativi in ​​reattori veloci è molto piccolo di meno di 50 MWe. Alcuni sono concepiti per le zone lontano da reti di trasmissione e con piccoli carichi, altri sono progettati per operare in gruppi in concorrenza con grandi unità.

Che già operano in un angolo remoto della Siberia sono quattro piccole unità presso l'impianto di Bilibino di co-generazione. Questi quattro 62 MWt (termici) le unità sono un insolito design moderato a grafite acqua bollente con l'acqua dei canali / vapore attraverso il moderatore. Esse producono vapore per il teleriscaldamento e 11 MWe (netta) di energia elettrica ciascuno. Hanno funzionato bene dal 1976, molto più a buon mercato rispetto alle alternative di combustibili fossili nella regione artica.

Anche nella categoria piccolo reattore sono la Indian 220 MWe reattori ad acqua pressurizzata pesante (PHWRs) basati sulla tecnologia canadese, e la cinese 300-325 MWe PWR come costruito alla Fase I e Qinshan a Chashma in Pakistan, e ora si chiama CNP-300 . Questi disegni non sono descritti in questo documento solo perché sono ben consolidati. La Nuclear Power Corporation of India (NPCIL) si concentra ora sulle versioni 540 MWe e 700 MWe della sua PHWR, e offre sia le versioni 220 e 540 MWe a livello internazionale. Questi piccoli disegni stabilito rilevanti per situazioni che richiedono piccole e medie unità, anche se non sono lo stato dell'arte della tecnologia.

Altri, più nuovi disegni in gran parte sono descritte nella pagina delle informazioni su Advanced Reattori nucleari di potenza .

reattori di media e piccola (25 MWe in su) con lo sviluppo in fase avanzata

Segue tabella visibile sul link.

KLT-40S 35 MWe PWR OKBM, Russia

VK-300 300 MWe BWR Atomenergoproekt, Russia


Carem 27 MWe PWR CNEA & INVAP, Argentina

IRIS 100-335 MWe PWR Westinghouse-led, internazionale

Westinghouse SMR 200 MWe PWR Westinghouse, USA

mPower 125 MWe PWR Babcock & Wilcox, USA

SMART 100 MWe PWR KAERI, Corea del Sud

NuScale 45 MWe PWR NuScale Power, USA

HTR-PM 2x105 MWe HTR INET & Huaneng, Cina

PBMR 80 MWe HTR Eskom, Sud Africa


GT-MHR 285 MWe HTR General Atomics (USA), Rosatom (Russia)


BREST 300 MWe FNR RDIPE, Russia

SVBR-100 100 MWe FNR Rosatom / En +, Russia

Hyperion PM 25 MWe FNR Hyperion, Stati Uniti d'America

Prisma 311 MWe FNR GE-Hitachi, USA

FUJI 100 MWe MSR ITHMSO, Giappone-Russia-USA


Reattori ad acqua leggera

Questi hanno il più basso rischio tecnologico, essendo simile al potere più operativo e reattori navali oggi, per lo più uso di combustibile arricchito a meno del 5% di U-235 con non più di 6 anni rifornimento intervallo, e ostacoli di carattere normativo sono probabilmente meno di qualsiasi CGO.


l'esperienza statunitense di piccoli reattori ad acqua leggera (LWR) è stato di molto piccole centrali militare, come i 11 MWt, 1,5 MWe (netta) del reattore PM-3A che hanno operato a McMurdo Sound in Antartide 1962-1972, generando un totale di 78 milioni di kWh. C'è stato anche un programma per lo sviluppo dell'esercito piccolo reattore, e alcuni piccoli reattori di successo dal programma principale nazionale avviato nel 1950. Uno era il Big Rock Point BWR di 67 MWe che ha operato per 35 anni al 1997. Vi è ora un revival di interesse per reattori ad acqua leggera minori negli Stati Uniti, e alcuni aiuti di bilancio in licenza due disegni è proposto.

Dei disegni seguenti, la KLT e VBER sono recipienti a pressione convenzionale più generatori di vapore (PV / disegno del ciclo). Gli altri hanno per lo più il sistema di alimentazione vapore all'interno del recipiente a pressione del reattore (design 'integrale' PWR). Tutti hanno migliorato le caratteristiche di sicurezza rispetto a reattori ad acqua leggera in corso. Tutti richiedono il raffreddamento convenzionale del condensatore di vapore.

Due nuovi concetti sono alternative ai tradizionali impianti a terra l'energia nucleare. pianta galleggiante Russia nucleari (FNPP) con un paio di PWR derivati ​​da rompighiaccio, e la francese sommerso Flexblue centrale elettrica, utilizzando un reattore 50-250 MWe che forse potrebbe essere derivato da ultimo disegno navale Areva. Il primo è descritto brevemente qui di seguito e nel documento di Russia, la seconda è principalmente descritti nel documento di Francia, dato che i dettagli del reattore reale sono scarse.

KLT-40S

KLT Russia-40S da OKBM Afrikantov tratta di un reattore di provata efficacia in rompighiaccio e ora - con carburante a basso arricchimento - proposte per un più ampio utilizzo in desalinizzazione e, su chiatte, per l'alimentazione remota zona di alimentazione. Ecco una 150 unità MWt produce il 35 MWe (lordo) e fino a 35 MW di calore per la dissalazione di teleriscaldamento (o 38,5 MWe lordi se il potere solo). Queste sono progettate per funzionare 3-4 anni tra il rifornimento di carburante con capacità di rifornimento di carburante a bordo e di stoccaggio del carburante utilizzato. Alla fine di un ciclo operativo di 12 anni l'intero impianto viene portato in un impianto centralizzato per la revisione e lo stoccaggio di combustibile utilizzato. Due unità sarà montata su una chiatta 20.000 tonnellate per consentire interruzioni (70% fattore di capacità).

Anche se il nocciolo del reattore viene normalmente raffreddato con circolazione forzata (4-loop), il progetto si basa sulla convezione per il raffreddamento di emergenza. Il carburante è in alluminio siliciuro uranio con livelli di arricchimento fino al 20%, rinunciando a intervalli di rifornimento di quattro anni. Una variante di questo è la KLT-20, specificamente progettato per FNPP. Si tratta di una versione a 2 loop con l'arricchimento, ma lo stesso di 10 anni intervallo di rifornimento.

La prima centrale nucleare galleggiante, la Lomonosov Akademik , ha iniziato la costruzione nel 2007 e dovrebbe essere situato vicino al Vilyuchinsk. L'impianto dovrebbe essere completato nel 2011. 2 Cfr. anche (vedi Floating centrali nucleari sezione nella pagina di informazioni sul nucleare in Russia ).


RITM-200

OKBM Afrikantov sta sviluppando un nuovo reattore rompighiaccio - RITM-200 - per sostituire i reattori KLT e servire in virgola mobile centrali nucleari. Si tratta di un integrale 210 MWt, PWR 55 MWe, con caratteristiche di sicurezza intrinseca. Un unico compatto RITM-200 potrebbe sostituire gemello KLT-40S (ma producendo meno energia totale). Una sfida importante è l'affidabilità dei generatori di vapore e relative apparecchiature che sono molto meno accessibili quando all'interno del recipiente a pressione del reattore.


VBER-150, VBER-300

Una maggiore unità russa costruita in fabbrica e montate su chiatte (che richiede una nave da 12.000 tonnellate) è il VBER-150, di 350 MWt, 110 MWe. Essa ha struttura modulare ed è derivata da OKBM da disegni navale, con due generatori di vapore. combustibile ad ossido di uranio arricchito al 4,7% è veleno bruciabile, ma ha una bassa burn-up (31 GWD / t media, 41,6 Gwd / massimo t) e di otto anni l'intervallo di rifornimento.

Afrikantov di grandi OKBM VBER PWR-300 è una unità di 295 MWe, la prima delle quali dovrebbe essere costruita in Kazakhstan. E 'stato inizialmente previsto in coppia come centrale nucleare galleggiante, spostando 49.000 tonnellate. Come un impianto di cogenerazione è stimato a 200 MWe e 1900 GJ / ora. Il reattore è stato progettato per anni di vita di 60 e fattore di capacità 90%. Ha quattro generatori di vapore e un nucleo cassetta con 85 elementi di combustibile arricchito al 5% e 48 Gwd / tU burn-up. Versioni con due generatori di vapore e tre sono anche previsti, di 230 e 150 MWe rispettivamente. Inoltre, con sofisticate e di alto arricchito (18%) più combustibile nel nocciolo, l'intervallo di rifornimento di carburante può essere spinto da due anni fuori a 15 anni con burn-fino a 125 Gwd / TU. A 2006 joint venture tra Atomstroyexport e Kazatomprom imposta questo su sviluppo come fonte di energia di base in Kazakistan, poi per l'esportazione di posta .


VK-300

Un altro russo reattore più grande è l'acqua VK-reattore bollente 300 in fase di sviluppo in particolare per la cogenerazione di entrambi e di teleriscaldamento di potenza o di energia termica per la desalinizzazione (150 MWe, più 1.675 GJ / ora) dal Dollezhal NA ricerca e lo sviluppo dell'Istituto di Power Engineering (NIKIET) . Essa si è evoluta da 50 MWe (netta) VK-50 BWR a Dimitrovgrad f , ma utilizza componenti standard per quanto possibile, e di elementi di combustibile simile al VVER. Il raffreddamento è passivo, per convezione, e tutti i sistemi di sicurezza passiva. Fuel burn-up è di 41 Gwd / TU. E 'in grado di produrre 250 MWe, se solo elettrico. Nel settembre 2007 è stato annunciato che sei sarebbe stata costruita a Kola e Primorskaya nel lontano oriente, per iniziare le attività 2.017-20. 3

VKT-12

Un disegno più piccolo BWR russa è il 12 MWe trasportabile VKT-12, descritta come simile a BWR-50 prototipo VK a Dimitrovgrad, con un loop. Ha un centro di ceramica-metallo con uranio arricchito al 2,4-4,8%, e 10 anni, intervallo di rifornimento. Il reattore è 2.4m di diametro interno e 4,9 m di altezza.

ABV

Una più piccola russo OKBM Afrikantov unità PWR in fase di sviluppo è l'ABV, con una gamma di dimensioni da 45 MWt (ABV-6M), fino a 18 MWt (ABV-3), dando 4-18 uscite MWe. Le unità sono compatte, con generatore di vapore integrato. L'intera unità sarà prodotta in fabbrica per terra o chiatta di montaggio - il-6M ABV richiederebbe una chiatta 3.500 t; la ABV-3, 1600 tonnellate. Il nucleo è simile a quella della KLT-40, salvo che l'arricchimento è 16,5% e del burn-up medio di 95 GWD / t. intervallo di rifornimento di carburante è di circa 8-10 anni, e la durata di circa 50 anni.

Carem

Il reattore Carem sviluppato da INVAP in Argentina g , sotto contratto con la Nazionale argentina Atomic Energy Commission (CNEA), è un sistema modulare di 100 MWt (27 MWe) reattore ad acqua pressurizzata con generatori di vapore integrale progettato per essere utilizzato per la generazione di energia elettrica o come reattore di ricerca o per la dissalazione dell'acqua (con 8 MWe in configurazione cogenerazione). Carem ha il suo sistema di raffreddamento primario intero all'interno del recipiente a pressione del reattore, l'auto-pressurizzati e basandosi interamente su convezione. Il carburante è standard 3,4% arricchito PWR carburante, con il veleno bruciabile ed è rifornito ogni anno. È un disegno adulti che potrebbero essere implementate entro un decennio, e scalato fino a 300 MWe o più. Il prototipo verrà costruito in provincia nordoccidentale di Formosa Argentina 4 .


SMART

Su una scala più ampia, della Corea del Sud SMART (Sistema integrato modulare Advanced Reactor) è un reattore ad acqua 330 MWt pressurizzato con generatori di vapore integrato e funzioni di sicurezza avanzate. E 'stato progettato dalla Atomic Energy Research Institute Corea (KAERI) per la produzione di energia elettrica (fino a 100 MWe) e / o applicazioni termiche come la desalinizzazione dell'acqua di mare. Vita attesa è di 60 anni, con un ciclo di tre anni il rifornimento. Mentre il disegno di base è completa, l'assenza di tutti gli ordini di una unità di riferimento iniziale di sviluppo si è arrestato. KAERI è ora l'intenzione di procedere alla concessione di licenze alla progettazione entro il 2012.

MRX

Il Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI) ha progettato il MRX, un piccolo (50-300 MWt) reattore PWR integrale per propulsione navale o fornitura di energia locale (30 MWe). L'intero impianto sarà costruita in fabbrica. Ha convenzionale del 4,3% arricchito PWR a combustibile ad ossido di uranio con un intervallo di 3,5 anni, il rifornimento e ha un contenimento pieno d'acqua per aumentare la sicurezza. Poco si è sentito parlare sin dall'inizio del millennio.

NP-300

Technicatome (Areva TA) in Francia ha sviluppato il design NP-PWR 300 da centrali elettriche sottomarine e la puntò su mercati di esportazione di energia, calore e la desalinizzazione. Ha sistemi di sicurezza passiva e potrebbe essere costruito per le applicazioni da 100 a 300 MWe o più con fino a 500.000 m 3 / giorno di dissalazione. Areva TA rende il reattore navale K15 di 150 MW, in esecuzione su arricchita di combustibile basso, e la terra a base di equivalenti: d'essais à terre Réacteur (RES) una versione di prova di cui è in costruzione a Cadarache, a causa di operare circa 2.011 .

Sembra che una qualche versione di questo reattore sarà utilizzato in Flexblue sommerso centrale nucleare proposto da DCNS in Francia. Oggetto di una valutazione di mercato, DCNS potrebbe iniziare a costruire una unità Flexblue prototipo nel 2013 nel suo cantiere a Cherbourg per il lancio e la distribuzione nel 2016. Il concetto elimina la necessità di ingegneria civile e servizio di rifornimento o importanti possono essere intraprese dalla rimessa a galla e il ritorno al cantiere navale.

NHR-200

I cinesi NHR-200 (Nuclear Riscaldamento Reactor), sviluppato dalla University's Institute Tsingua of Nuclear Energy Technology (oggi l'Istituto di nucleare e New Energy Technology), è un semplice 200 PWR progetto integrale MWt di teleriscaldamento o di dissalazione. Esso si basa su il NHR-5 che è stata commissionata nel 1989, e funziona a temperatura più bassa rispetto alla precedente disegni h . combustibile utilizzato è archiviato attorno al nucleo del recipiente a pressione. Nel 2008, il governo cinese è stato segnalato per avere accettato di costruire un effetto di distillazione multi (MED) impianto di dissalazione di utilizzare questo, sulla penisola di Shandong.


CAP 100

Si tratta di un 100-150 MWe PWR promosso dalla China National Nuclear Corporation (CNNC), che mira a iniziare la costruzione di un impianto dimostrativo di due moduli entro il 2015. Si tratta di una joint venture di tre aziende per l'impianto pilota: CNNC come proprietario e gestore, l'Istituto centrale nucleare della Cina come il progettista e la Cina reattore nucleare Engineering Group essere responsabile per la costruzione dell'impianto. Nessuna posizione per l'impianto pilota è stato deciso. La PAC-100 è progettato per l'energia elettrica, calore o dissalazione.


IRIS

Westinghouse IRIS (International Reactor Innovative & Secure) è un avanzato reattore di terza generazione. A 335 MWe di capacità viene proposta, anche se 100 MWe e 50MWe disegni sono stati esplorati. IRIS è un reattore modulare ad acqua pressurizzata con sistema integrale di refrigerante primario e la circolazione per convezione. Fuel è simile a quello presente reattori ad acqua leggera e (almeno per la versione 335 MWe) elementi di combustibile sono identiche a quelle in AP1000, secondo la Westinghouse. L'arricchimento del 5% con il veleno bruciabile e intervallo di rifornimento di quattro anni (o più con maggiore arricchimento). certificazione di progettazione degli Stati Uniti è in fase di pre-iscrizione.


Westinghouse piccolo reattore modulare

Questa è una classe 200 MWe reattore ad acqua pressurizzata integrante di sistemi di sicurezza passiva e di interni di reattori compresi gli elementi di combustibile basato strettamente su quelli del AP1000. Il generatore di vapore è superiore il nucleo alimentato da pompe di raffreddamento a flusso assiale. Sarà realizzati in fabbrica e spedite al sito per ferrovia, poi installato sotto il livello del suolo. Sembra che questo può assumere da IRIS come piccolo reattore della società, dato che il reattore intero comprende un modulo in fabbrica, a quanto pare circa 25 metri di altezza e 4 metri di diametro. Ha un 18 - a 24 mesi, del ciclo di rifornimento. Una domanda di design Westinghouse certificazione è prevista entro il NST alla fine del 2012, apparentemente per questo, anche se forse per IRIS.


mPower

A metà del 2009, Babcock & Wilcox (B & W) ha annunciato il suo reattore mPower B & W, a 125 integrante PWR MWe progettati per essere realizzati in fabbrica e inveito al sito io . Il recipiente a pressione contenenti nucleo del reattore di metri 2x2 e generatore di vapore è quindi solo 3,6 metri di diametro e 22 m di altezza e il diametro di 4,5 m di tutto unità e 23 m di altezza. Sarebbe installato sotto il livello del terreno, hanno un condensatore raffreddato ad aria dando il 31% di efficienza termica, e sistemi di sicurezza passiva. Con la fonte di acqua fredda per condensatori gli aumenti di efficienza e di capacità fino a 136 MWe. Il generatore di vapore integrale è derivato dal design navale, come è il controllo asta set-up. Dispone di un "nucleo convenzionale e carburante standard" j (<20 t) arricchito al 5%, con veleni masterizzabile, per dare un quinquennale ciclo operativo tra il rifornimento di carburante, che comporterà la sostituzione del nucleo come se fosse una singola cartuccia. Burn-up è inferiore a 40 GWD / t. (B & W attinge da oltre 50 anni di esperienza nella produzione di sistemi di propulsione nucleare per la US Navy, coinvolgendo reattori compatti con la vita fondamentale, a lungo.) Un anno di servizio vita-60 è previsto, come sufficiente stoccaggio di combustibile usato sarebbe stato costruito in loco per questo.

Il reattore mPower è modulare, nel senso che ogni unità è una unità in fabbrica il modulo e diversi sarebbero combinati in una centrale elettrica di qualsiasi dimensione, ma molto probabilmente 500-750 MWe e l'utilizzo di generatori a turbina 250 MWe (anche spedito come moduli completi ), costruita in tre anni. capacità produttiva attuale B & W in Nord America in grado di produrre queste unità, e ha istituito B & W modulare Nuclear Energy LLC al mercato del design. L'azienda intende applicare per la certificazione di progettazione in ritardo nel 2013, e un combinati di costruzione e licenza di esercizio (COL) domanda per il sito di TVA Clinch River nel 2012, seguita da avviare nel 2015 la costruzione e l'esercizio della prima unità nel 2018. Nel frattempo, il disegno è la fase 1 della Canadian Nuclear Safety licenze processo Commissione.

Quando B & W ha annunciato il lancio del progetto mPower, ha detto che la Tennessee Valley Authority (TVA) inizierà il processo di valutazione Clinch Fiume a Oak Ridge come un sito di piombo potenziale per il reattore mPower, e che un protocollo d'intesa è stato firmato da B & W , IVA e un consorzio di cooperative regionali e di aziende municipalizzate per esplorare la costruzione di una flotta di reattori mPower. E 'stato poi riferito che degli altri firmatari dell'accordo sono First Energy e Oglethorpe Power 5 . Nel novembre 2010, TVA ha informato la Commissione di regolamentazione nucleare che era "in considerazione la presentazione di una domanda per i permessi di costruzione per un massimo di sei moduli mPower 125 SMR megawatt presso gli Clinch River sito TVA in Roane County, nel Tennessee." 6


NuScale

L'unità più piccola è la multi-applicazione NuScale piccolo reattore, a 160 MWt e 45 MWe PWR integrale che apparentemente è simile a IRIS, ma con circolazione naturale. Sarà costruita in fabbrica con 3 metri di diametro recipiente a pressione e di raffreddamento a convezione, con le uniche parti in movimento è l'unità delle barre di controllo. Esso utilizza combustibile arricchito al PWR standard <4,95% in condizioni normali gli elementi di combustibile PWR (ma che sono solo 1,8 m di lunghezza), con 24 mesi di ciclo di rifornimento. Installato in una piscina piena d'acqua sotto il livello del suolo, il 4,3 m di diametro, 18 m di altezza modulo cilindrico vaso di contenimento pesa 450 tonnellate e contiene il reattore e il generatore di vapore. Una centrale elettrica standard avrebbe 12 moduli insieme dando circa 500 MWe. Un carroponte gru avrebbe ciascun modulo dalla sua piscina a una parte separata della pianta per il rifornimento.

La domanda di certificazione di progettazione degli Stati Uniti è prevista per l'inizio nel 2012 e ci sono speranze per una unità operativa prima del 2018. La società NuScale Power era filata da Oregon State University nel 2007, anche se la tecnologia ha origine presso il Dipartimento dell'Energia degli Stati Uniti. La società stima per il 2010 che il costo del capitale durante la notte per un modulo di 12, 540 MWe NuScale impianto è di circa 4.000 dollari per kilowatt. Tuttavia, la società ha avuto dei problemi per il finanziamento del suo sviluppo.


Holtec HI-SMUR

Holtec internazionale nel febbraio 2011 ha detto di aver creato una società controllata - SMR LLC - per commercializzare un reattore da 140 MWe concetto chiamato Holtec integrando la sicurezza nella metropolitana di Modular Reactor (HI-SMUR 140). Si tratta di un reattore ad acqua pressurizzata con generatore di vapore esterno, utilizzando carburante simile a quella dei più grandi PWR. E 'pieno di raffreddamento passivo in funzione e dopo l'arresto. Il reattore intero sistema sarà installato sotto il livello del suolo. Un periodo di costruzione di 24 mesi è previsto per ogni unità. Holtec prevede di presentare una domanda di certificazione di progettazione per NRC entro la fine del 2012


TRIGA

Il TRIGA Power System è un concetto PWR basato su design di ricerca ben collaudata General Atomics 'del reattore. Essa è concepita come un 64 MWt, 16.4 del sistema operativo MWe piscina-tipo ad una temperatura relativamente bassa. Il liquido refrigerante secondario è perfluorocarburi. Il carburante è idruro di uranio-zirconio arricchito al 20% e con un po 'di veleno bruciabile e che richiedono il rifornimento di carburante ogni 18 mesi. combustibile utilizzato è memorizzato all'interno del reattore.


reattori raffreddati a gas ad alta temperatura


Sulla base dell'esperienza di numerosi reattori innovativi costruito negli anni 1960 e 1970 k , nuovo-temperatura raffreddati a gas reattori ad alta (HTRs) sono in fase di sviluppo, che sarà in grado di fornire alte temperature (fino a circa 1000 ° C) sia per l'elio industriale applicazione tramite uno scambiatore di calore, o per produrre vapore convenzionalmente tramite un generatore di vapore, o direttamente a guidare una turbina a gas a ciclo Brayton per l'energia elettrica con quasi il 50% di efficienza termica) possibile l'efficienza (aumenta di circa 1,5% con 50 ° C ogni incremento. metallurgia e migliorata tecnologia sviluppata negli ultimi dieci anni HTRs rende più pratico rispetto al passato, anche se il ciclo diretto significa che ci deve essere alta integrità di componenti del reattore e combustibile. Tutti tranne uno di quelli descritti di seguito sono la moderazione dei neutroni da grafite, si tratta di un reattore a neutroni veloci.

Carburante per questi reattori è in forma di TRISO (tristructural-isotropo) particelle di meno di un millimetro di diametro. Ognuno ha un kernel ( ca. 0,5 mm) di oxycarbide uranio (o biossido di uranio), con l'uranio arricchito fino al 20% di U-235, anche se normalmente meno. Questo è circondato da strati di carbonio e carburo di silicio, dando un contenimento per prodotti di fissione che è stabile ad oltre 1600 ° C.

Ci sono due modi in cui sono disposte queste particelle: in blocchi - esagonali 'prismi' di grafite, o in ciottoli palla da biliardo di dimensioni, di grafite, racchiusa in carburo di silicio, ciascuno con circa 15.000 particelle di carburante e 9g uranio. Vi è una maggiore quantità di combustibile utilizzato che dalla stessa capacità in un reattore ad acqua leggera. Il moderatore è grafite.

HTRs potenzialmente in grado di utilizzare combustibili a base di torio, come arricchimento o basso arricchimento uranio altamente con Th, U-233 con Gio, e Pu con Dil. La maggior parte delle esperienze con i combustibili torio è stato in HTRs (vedi informazioni sulla carta di torio ).

Con coefficiente di temperatura negativo di reattività (la reazione di fissione rallenta con l'aumentare della temperatura) e passiva la rimozione del calore di decadimento, i reattori sono intrinsecamente sicuri. HTRs quindi non richiedono alcun edificio di contenimento per la sicurezza. Sono sufficientemente piccolo da consentire la fabbricazione di fabbrica, e di solito è installato sotto il livello del suolo.

Tre disegni HTR in particolare - PBMR, GT-MHR e Antares - sono contendenti per il (NGNP) progetto Next Generation Nuclear Plant negli USA (vedi Next Generation Nuclear Plant sezione nella pagina informazioni su US Nuclear Power Policy).

HTTR, GTHTR

Japan Atomic Energy Research Institute (JAERI's) ad alta temperatura Test Reactor (HTTR) del 30 MWt avviato alla fine del 1998 ed è stato eseguito con successo a 850 ° C per 30 giorni. Nel 2004 ha raggiunto 950 ° C, temperatura di uscita. Il suo carburante è in prismi e il suo scopo principale è quello di sviluppare termochimico mezzi di produzione di idrogeno dall'acqua.

Sulla base delle HTTR, JAERI sta sviluppando il turbine a gas ad alta temperatura del reattore (GTHTR) fino a 600 MWt per modulo. Esso utilizza una migliore HTTR elementi di combustibile con il 14% di uranio arricchito ottenere elevati burn-up (112 GWD / t). Elio a 850 ° C, aziona una turbina orizzontale al 47% di efficienza per produrre fino a 300 MWe. Il nucleo è composto da 90 colonne di combustibile esagonale 8 metri di altezza disposti ad anello, con riflettori. Ogni colonna è composto da otto elementi di un metro di altezza 0,4 m tra i pin 57 e detenzione di carburante costituita da particelle di carburante con diametro di 0,55 millimetri kernel e 0,14 millimetri buffer layer. In ogni rifornimento ogni due anni, strati alternati di elementi vengono sostituite in modo che ogni rimane per quattro anni.


HTR-10

Cina HTR-10, un 10 MWt ad alta temperatura raffreddato a gas del reattore sperimentale presso l'Istituto di Nuclear & New Energy Technology (INET) a nord Tsinghua University di Pechino ha iniziato nel 2000 ed ha raggiunto piena potenza nel 2003. Essa ha il suo carburante come 'letto di ghiaia' (27.000 elementi) di combustibile di ossido di burn-up medio di 80 GWday / t U. Ogni elemento di combustibile è di ghiaia 5 g di uranio arricchito al 17% in circa 8300 particelle TRISO rivestite. Il reattore funziona a 700 ° C (potenzialmente 900 ° C) ed ha scopi di ricerca ampio. Alla fine sarà accoppiato ad una turbina a gas, ma nel frattempo è stato alla guida di una turbina a vapore.

Nel 2004, il piccolo reattore HTR-10 è stato oggetto di una prova estrema della sua sicurezza quando la pompa di circolazione di elio è stato deliberatamente spento il reattore, senza essere arrestato. La temperatura è aumentata costantemente, ma la fisica del carburante ha fatto sì che la reazione progressivamente ridotta e infine morì lontano più di tre ore. In questa fase è stato raggiunto un equilibrio tra calore di decadimento nella dissipazione del nucleo e del calore attraverso le pareti in acciaio del reattore, la temperatura non ha mai superato una cassetta di sicurezza 1600 ° C, e non c'era nessun guasto carburante. Questa era una delle sei prove di sicurezza dimostrazione condotto allora. La superficie elevata rispetto al volume, e la bassa densità di potenza nel nucleo, anche le caratteristiche delle unità di fondo scala (che sono comunque molto più piccolo della maggior parte dei tipi di acqua leggera).

HTR-PM

Costruzione di una versione più grande del HTR-10, cinese HTR-PM, è stato approvato in linea di principio nel novembre 2005, con la costruzione di avviare nel 2010 (ma ora in ritardo). Questa doveva essere una singola di 200 MWe (450 MWt) unità, ma ora avranno due reattori, ciascuno di 250 MWt alla guida di una singola turbina a vapore da 210 MWe. Il carburante è del 9% arricchito (520 mila elementi) dando 80 Gwd / scarico t burn-up. temperatura di uscita Core è di 750 º C. La dimensione è stata ridotta a 250 MWt da precedenti 458 MWt moduli, al fine di mantenere la stessa configurazione di base come il prototipo HTR-10 ed evitare di passare a un design anulare come il Sud Africa PBMR (vedere la sezione su PBMR sotto). Questa 210 MWe impianto dimostrativo Shidaowan a Rongcheng nella provincia di Shandong è quello di spianare la strada ad un ragazzo di 18 unità (3x6x210MWe) scala centrale elettrica-pieno sullo stesso sito, utilizzando anche il ciclo di vapore. La vegetazione è previsto come 60 anni con fattore di carico 85%.

China Huaneng Group, uno dei principali produttori della Cina, è la principale organizzazione coinvolta nella unità dimostrativa con il 47,5% di share; China Nuclear Engineering & Construction (CNEC) avrà una partecipazione del 32,5% e la Tsinghua University INET 20% - che sia la principale attività di R & S contribuente. costo previsto è di US $ 430.000.000 (ma più tardi le unità che rientrano a US $ 1500/kW con la generazione di costo di circa 5 ¢ / kWh). Start-up è stato programmato per il 2013. La logica HTR-PM è sia infine per sostituire la tecnologia dei reattori convenzionali per il potere, e di prevedere anche la produzione di idrogeno futuro. INET è responsabile della R & S, e si propone di aumentare le dimensioni del modulo di 250 MWt e anche utilizzare il torio nel carburante. Alla fine di una serie di HTRs, possibilmente con il ciclo Brayton guida direttamente le turbine a gas, sarebbe stata costruita in fabbrica e ampiamente installata in tutta la Cina.

Performance di ciò e in Africa del Sud PBMR include una grande flessibilità nel carico (40-100%) senza perdita di efficienza termica, e con rapido cambiamento nelle impostazioni di risparmio energia. densità di potenza nel nocciolo è circa un decimo di quella in un reattore ad acqua leggera, e se la circolazione del liquido di raffreddamento cessa il carburante iniziale sopravvivere alle alte temperature, mentre il reattore si spegne - dare sicurezza intrinseca. la regolazione della potenza variando la pressione del liquido refrigerante, e quindi a defluire. (Vedere anche la sezione su Shidaowan HTR-PM nella pagina informativa sul nucleare in Cina e la ricerca e lo sviluppo sezione nella pagina informazioni sulla Cina ciclo del combustibile nucleare.)


PBMR

letto di ghiaia reattore modulare gli Africa del Sud (PBMR) è basata sulla esperienza tedesca e mira a realizzare una svolta in materia di sicurezza, economia e resistenza alla proliferazione. scala di produzione di unità-Full erano state programmate per essere di 400 MWt (165 MWe), il prototipo è conosciuta come la dimostrazione PBMR Power Plant (DPP), che avrebbe dovuto iniziare la costruzione di Koeberg nel 2009 e raggiungere la criticità nel 2013. A seguito di una serie di ritardi sul progetto DPP, si è deciso di passare ad una MWt 200 (80 MWe) progettazione 7 . I vincoli finanziari ha comportato ulteriori ritardi 8 e dopo, nel settembre 2010, il governo sud-africano ha confermato che sarebbe interrompere il finanziamento del progetto 9 .

I piani in precedenza per il 400 MWt PBMR previsto un ciclo diretto (ciclo Brayton) generatore della turbina a gas e l'efficienza termica circa il 41%, il liquido di raffreddamento dell'elio lasciando la parte inferiore del nucleo a circa 900 ° C e alla guida di una turbina. Il potere è regolato modificando la pressione nel sistema. L'elio è passato attraverso un raffreddamento ad acqua di pre-raffreddamento e intercooler, prima di essere restituito al reattore.

Le 200 MWt (80 MWe) design poi usa un ciclo Rankine convenzionale, consentendo di fornire il PBMR-riscaldato a vapore super tramite un generatore di vapore e generare energia elettrica. Questo disegno "si propone di calore di processo a vapore applicazioni che operano a 720 ° C, che fornisce la base per penetrare il calore mercato nucleare come una valida alternativa per il carbonio-che brucia, le fonti di emissione di calore-alto. " 10 Un accordo con Mitsubishi Heavy Industries per portare avanti le attività di R & D su questo progetto è stato firmato nel febbraio 2010. MHI era stato coinvolto nel progetto sin dal 2001, dopo aver fatto il disegno di base e R & D del turbo-driven sistema generatore di elio e montaggio carotiere, i principali componenti del MWt diretta del ciclo di progetto 400.

Il PBMR ha un reattore verticale recipiente a pressione in acciaio, che contiene e sostiene il barile metallico core, che supporta a sua volta il nucleo cilindrico di carburante di ghiaia. Questo nucleo è circondato sul lato da un riflettore di grafite esterno e sulla parte superiore e inferiore da strutture grafite che fornisce simili inferiori e superiori le funzioni di riflessione neutroni. fori verticali nel riflettore laterale sono previste per gli elementi di controllo della reattività. Alcuni 360.000 ciottoli di carburante (carburo di silicio rivestite di biossido di uranio arricchito al 9,6% delle particelle racchiusi in sfere di grafite del diametro di 60 mm), il ciclo attraverso il reattore continuo (circa sei volte ciascuna) fino a che non sono spesi, dopo circa tre anni. Ciò significa che un reattore avrebbe richiesto 12 carichi di carburante totale nella sua durata di vita.

Per ulteriori informazioni sul PBMR, vedere la PBMR sezione nella pagina delle informazioni sul nucleare in Sud Africa .

GT-MHR

Un disegno più grande degli Stati Uniti, la turbina a gas - Modular Helium Reactor (GT-MHR), verrà costruito in moduli fino a 600 MWt. Nella sua domanda elettrica di ciascuna sarebbe pilotare direttamente una turbina a gas al 47% l'efficienza termica, capacità di dare 285 MWe. Può anche essere utilizzato per la produzione di idrogeno (100.000 t / a di domanda) e altre applicazioni ad alta temperatura di calore di processo. Il nucleo anulare è composto da 102 colonne esagonali di elementi di combustibile di blocchi di grafite, e di canali per l'elio liquido di raffreddamento e le barre di controllo. riflettore blocchi di grafite sono dentro e intorno al nucleo. Metà del nucleo viene sostituito ogni 18 mesi. Burn-up fino a 220 Gwd / t, e temperatura di uscita del liquido di raffreddamento è di 850 ° C con un obiettivo di 1000 ° C.

La GT-MHR è sviluppato da General Atomics in partnership con la russa OKBM Afrikantov, sostenuto da Fuji (Giappone). Areva è stata precedentemente coinvolta. Inizialmente doveva essere usato per bruciare plutonio puro ex militare a Seversk (Tomsk), in Russia. Un veleno bruciabile come Er-167 è necessario per questo carburante. La fase preliminare di progettazione è stata completata nel 2001, ma il programma di costruire un prototipo in Russia ha languito allora.

General Atomics dice che lo spettro di neutroni GT-MHR è tale, e il combustibile TRISO è così stabile, che il reattore può essere alimentato completamente con separati i rifiuti transuranici (nettunio, plutonio, americio e curio) dal reattore ad acqua leggera usato carburante. Il attinidi fertile consentirebbe di controllo e di reattività molto elevata burn-up potrebbe essere raggiunto con esso - oltre 500 Gwd / t - il 'Deep Burn' concetto. Oltre il 95% del Pu-239 e il 60% degli attinidi altri sarebbero stati distrutti in un solo passaggio.

Una versione più piccola della GT-MHR, il telecomando-Site Modular Helium Reactor (RS-MHR) di 10-25 MWe è stato proposto da General Atomics. Il carburante è del 20% intervallo di arricchimento e di rifornimento sarebbero 6-8 anni.


EM2

Nel febbraio del 2010, General Atomics ha annunciato una versione modificata del suo design GT-MHR - l'energia Moltiplicatore Module (EM2). Il EM2 è una 500 MWt, 240 MWe raffreddati ad elio operativo HTR a neutroni veloci a 850 ° C e alimentato con 20 tonnellate di combustibile PWR utilizzati o all'uranio impoverito, più 22 tonnellate di uranio a basso arricchimento (~ 12% di U-235) come antipasto. combustibile utilizzato da questo viene processato per rimuovere i prodotti di fissione (circa 4 tonnellate) ed il saldo è riciclato come combustibile nei round successivi, ogni volta rabboccato con 4 tonnellate di combustibile PWR ulteriormente utilizzati. (I mezzi di ritrattamento per rimuovere i prodotti di fissione non è specificato). Ogni ciclo di rifornimento può essere fino a 30 anni. Con ripetuto riciclaggio della quantità di uranio naturale originario (prima dell'uso PWR) utilizzati sale da 0,5% al ​​50% circa del ciclo 12. Rifiuti di alto livello sono circa il 4% di quelli provenienti da PWR sul ciclo del combustibile aperto. Un 48% di efficienza termica è affermato, con ciclo di Brayton. EM2 sarebbe anche adatto per le applicazioni di calore di processo. Il recipiente a pressione principali possono essere trasportati su rotaie o al sito, e installato sotto il livello del suolo.

La società anticipa un anno di sviluppo 12 e il periodo di licenza, che è in linea con il 80 MWt sperimentale-dimostrativo reattore veloce raffreddato a gas Tecnologia (GFR) in programma Generation IV L .


Antares

Un altro HTR full-size design è il reattore Antares portati avanti da Areva. Essa si basa sulla GT-MHR e ha coinvolto anche Fuji. progetto di riferimento è di 600 MWt con carburante blocco prismatico, come la GT-MHR. temperatura interna di destinazione in uscita è 1000 ° C per un reattore ad altissima temperatura (VHTR) versione, o fino a 850 ° C per la versione HTR. Si avvale di un ciclo indiretto, possibilmente con un mix di elio-azoto nel sistema secondario, eliminando la possibilità di contaminare la generazione o l'impianto di produzione di idrogeno con radionuclidi dal nocciolo del reattore.

Motore di Adams

Un concetto HTR piccola è la Adams Atomic Engines '10 MWe diretta semplice impianto a ciclo Brayton con azoto a bassa pressione, come il liquido di raffreddamento del reattore e fluido di lavoro, e la moderazione grafite. Il nocciolo del reattore è un fisso, a letto anulare con circa 80.000 elementi di combustibile ogni 6 cm di diametro e contenente circa 9 grammi di metalli pesanti in particelle TRISO, con il previsto burn-up medio di 80 GWD / t. Le unità iniziale sarà creare un nucleo del reattore temperatura di uscita di 800 ° C e un rendimento termico vicino a 25%. La potenza è controllata da limitare il flusso del liquido refrigerante. Un impianto dimostrativo è proposto per l'esecuzione dopo il 2018. Il motore di Adams è degnato di essere competitivi con turbine a gas di combustione.

MTSPNR

Un piccolo HTR russo che è stato sviluppato dalla Dollezhal NA ricerca e sviluppo dell'Istituto di Power Engineering (NIKIET) è il reattore modulare trasportabile piccola potenza nucleare (MTSPNR) per la fornitura di calore e di elettricità delle regioni remote. E 'descritto come un unico circuito HTR raffreddato ad aria con turbina a gas a ciclo chiuso. Si utilizza il 20% del combustibile arricchito ed è progettato per funzionare per 25 anni senza rifornimento. Una pianta a due unità offre 2 MWe e / o 8 GJ / ora. Non ci sono informazioni recenti è disponibile, ma un antecedente è il Pamir, dalla Bielorussia:

Dal 2010 NIKIET è anche coinvolto con Luch Produzione scientifica Association (SPA Luch) e l'organizzazione della Bielorussia, il Joint Institute for Power Engineering e la Ricerca Nucleare (Sosny), per progettare un piccolo reattore nucleare trasportabile. Il progetto si baserà sull'esperienza Sosny nella progettazione del camion Pamir-630D-montato piccolo reattore nucleare raffreddato ad aria, due dei quali sono stati costruiti in Bielorussia dal 1976 durante l'era sovietica. Si trattava di un reattore HTR 300-600 kWe con il 45% del combustibile arricchito e alla guida di una turbina a gas con tetraossido di azoto (N2O4) attraverso il ciclo di Brayton. Dopo qualche esperienza operativa del progetto Pamir è stata abolita nel 1986. Il nuovo progetto sarà un concetto simile, ma HTR circa 2 MWe.


Metallo liquido raffreddato a neutroni veloci reattori


reattori a neutroni veloci (FNR) sono più piccoli e più semplici tipi di acqua leggera, hanno prestazioni di carburante e può avere un più lungo intervallo di rifornimento di carburante (fino a 20 anni), ma un caso di sicurezza nuovo deve essere fatta per loro, almeno nel ovest. Essi sono progettati per utilizzare appieno il potenziale energetico dell'uranio, piuttosto che circa l'uno per cento di essa che i reattori convenzionali uso. Essi non hanno alcun moderatore, un flusso di neutroni superiore e sono normalmente raffreddati con metallo liquido come il sodio, il piombo o piombo-bismuto, ad alta conducibilità e punto di ebollizione. Esse operano in prossimità o pressione atmosferica e hanno caratteristiche di sicurezza passiva (la maggior parte hanno convezione circolazione del refrigerante primario). regolazione automatica della potenza si ottiene grazie al feedback reattività - la perdita di flusso del liquido refrigerante porta a più alta temperatura al cuore che rallenta la reazione. reattori veloci utilizzano in genere carburo di boro barre di controllo.

I carburanti sono per lo più del 15-20% e può essere arricchito di nitruro di uranio - Nazioni Unite, (U, Pu) N, (U, transuranici) N, U-Zr, o (U, Pu) Zr. La maggior parte del liquido di raffreddamento è corrosiva (Pb o eutettico piombo-bismuto) o infiammabili (Na). Negli Stati Uniti nessun impianto di arricchimento è progettato per oltre il 10% di arricchimento, ma il governo dispone di 26 tonnellate di uranio altamente arricchito non allocato, e questo potrebbe essere miscelati giù per i reattori veloci.

FNRS di piccola taglia sono progettati per essere fattore di costruzione e spediti in sito su camion, in treno o in battello e poi spediti di nuovo o di un centro regionale del ciclo del combustibile alla fine della vita. Sarebbero per lo più essere installati sotto il livello del suolo e con superficie elevato rapporto volume hanno un buon potenziale di raffreddamento passivo. Smaltimento è previsto come unità intere, senza separare stoccaggio del combustibile esaurito, o dopo la rimozione del combustibile per il ritrattamento.

Un raffreddato a gas Fast Reactor (GFR) concetto - la EM2 - è stato annunciato da General Atomics ed è descritto nella sezione HTR sopra.


Hyperion Power Module

La Hyperion Power Module è un MWt/25 70 MWe-bismuto raffreddato concetto di reattore piombo utilizzare il 20% di uranio arricchito nitruro di carburante. Il reattore è stato originariamente concepito come auto-regolazione 'nucleare batteria' a-potassio raffreddato alimentato da uranio idruro m . Tuttavia, nel 2009, Hyperion Power cambiato il design al nitruro di combustibile uranio e piombo-bismuto raffreddamento ad accelerare la certificazione di progettazione 12 . Questo ora è classi come un reattore a neutroni veloci, senza moderazione. Hyperion sostiene che il combustibile nitruro di ceramica è superiore e la neutronica proprietà termiche rispetto a ossido di uranio. Sarebbe installato sotto il livello del suolo.

L'alloggiamento del reattore e il nucleo principale del circuito di scambio di calore è di circa 1,5 metri di larghezza e 2,5 metri di altezza. E 'facilmente trasportabile, sigillato e non ha parti in movimento. Un circuito di raffreddamento secondario trasferisce il calore a un generatore di vapore. Il modulo reattore è progettato per operare per l'energia elettrica o di calore di processo (o di cogenerazione) in modo continuo fino a 10 anni senza rifornimento. Un altro modulo reattore potrebbe quindi prendere il suo posto nella pianta generale. Il vecchio modulo, con il carburante bruciato per circa il 15% di arricchimento, sarebbe stato messo in stoccaggio a secco presso la sede di raffreddare fino a due anni prima di essere inviato alla fabbrica.

Nel marzo del 2010, Hyperion ha notificato alla US Nuclear Regulatory Commission l'intenzione di presentare una domanda di certificazione di design nel 2012. La società dice che ha molte espressioni di interesse per l'ordinazione unità. Nel settembre del 2010, la società ha firmato un accordo con Savannah River Solutions nucleare per costruire eventualmente una unità dimostrativa presso il Dipartimento di Energia del sito lì. (Over 1953-1991, questo era il luogo dove un certo numero di reattori per la produzione di plutonio e trizio sono state costruite e gestite.) Hyperion ha detto che progetta di costruire un prototipo entro il 2015, possibilmente con combustibile ossido di uranio se la nitruro non è quindi disponibile.


Encapsulated Nuclear Heat-Source

L'Encapsulated Nuclear Heat-Source (ENHS) è un concetto di reattore in metallo liquido raffreddato da 50 MWe sviluppato dalla University of California, Berkeley. Il nucleo è in fondo a un modulo di metallo pieno di seduta in una grande piscina di refrigerante secondario metallo fuso che ospita anche gli otto generatori di vapore separati e non collegati. Vi è la circolazione del refrigerante primario di convezione all'interno del modulo e del liquido di raffreddamento secondario di fuori di esso. Al di fuori del pool secondario la pianta è raffreddato ad aria. barre di controllo dovrebbe essere adeguato ogni anno o così e carico dopo sarebbe automatica. Il reattore si trova tutto in un silo di 17 metro di profondità. Fuel è una lega uranio-zirconio con il 13% di arricchimento (o U-Pu-Zr con 11% Pu) con un tempo di 15-20 anni. Dopo questo il modulo è rimosso, stoccati in loco fino a quando il piombo primario (o Pb-Bi) del liquido di raffreddamento si solidifica, e sarebbe poi essere spedito come un elemento autonomo e schermati. Un nuovo modulo alimentato sarebbe fornito completo di refrigerante primario. Il ENHS è progettato per i paesi in via di sviluppo ed è altamente resistente alla proliferazione ma non è ancora prossime alla commercializzazione.

STAR-LM, STAR-H2, SSTAR

Il Secure trasportabili Autonoma Reactor (STAR) progetto Argonne National Laboratory è in via di sviluppo piccolo, sistemi multi-purpose che operano quasi autonomamente per il lunghissimo termine. La STAR-LM è una fabbrica-fabbricate modulari reattore a neutroni veloci raffreddati da eutettica piombo-bismuto, con caratteristiche di sicurezza passiva. Le sue dimensioni 300-400 MWt significa che può essere spedito per ferrovia. Esso utilizza combustibile uranio-nitruro transuranici in una cartuccia da 2,5 m di diametro, che viene sostituito ogni 15 anni. rimozione del calore di decadimento è da circolazione di aria esterna. La STAR-LM è stato concepito per la produzione di energia elettrica con una capacità di circa 175 MWe.

La STAR-H2 è un adattamento del reattore stesso per la produzione di idrogeno, con il calore del reattore fino a 800 ° C che si è trasportato da un circuito di elio per pilotare un impianto separato di idrogeno termochimici di produzione, mentre più in grado di calore viene sfruttato per la dissalazione (multi- stadio del processo flash). Il suo sviluppo è più lontano.

Una variante è la stella più piccola piccoli chiusi trasportabili Autonoma Reactor (SSTAR) sviluppato da Lawrence Livermore, Argonne e Los Alamos National Laboratories in collaborazione con gli altri. Ha raffreddamento piombo o Pb-Bi, 564 ° di temperatura nucleo C presa e ha generatore di vapore integrato all'interno dell'unità sigillata, che sarà installato sotto il livello del suolo. Concepito nei formati 10-100 MWe, lo sviluppo principale è ora concentrata su un 45 MWt/20 versione MWe come parte dello sforzo americano di IV generazione. Dopo una vita di 30 anni senza rifornimento di carburante, l'unità di tutto il reattore viene quindi restituito per il riciclo del combustibile. Il reattore è di 12 metri di altezza e 3,2 m di diametro (20 MWe versione). SSTAR finirà per essere accoppiato ad una turbina a ciclo Brayton con anidride carbonica supercritica. Un prototipo è previsto per il 2015, ma questo sembra improbabile.

ARC-100

Advanced Reactor Concepts LLC (ARC) sta commercializzando un 100-reattore veloce raffreddato a sodio MWe basata sul 62,5 MWt Experimental Breeder Reactor II (EBR-II). Il EBR II è stato significativo prototipo di reattore veloce in Idaho National Laboratory (ex Argonne National Laboratory - Ovest) che ha prodotto più di 19 MWe circa 30 anni. Ha usato il raffinato usato carburante pyrometallurgically da reattori ad acqua leggera come combustibile, compresa una vasta gamma di attinidi. Dopo aver operato 1963-1994 è in fase di smantellamento. EBR-II è stata la base della Integral Fast Reactor Stati Uniti (IFR) programma (in origine la Liquid Metal Reactor avanzata del programma). An-EBR III di 200-300 MWe è stato proposto ma non sviluppati (vedi anche pagina con informazioni su reattori a neutroni veloci ).

I-100 ARC sistema è costituito da un nucleo di uranio immerse in lega di sodio. Il sodio liquido viene fatto passare attraverso il centro dove viene riscaldata a 510 ° C, poi fatto passare attraverso uno scambiatore di calore dove si riscalda di sodio in un ciclo intermedio, che a sua volta riscalda il fluido di lavoro per la generazione di energia elettrica. Sarebbe un intervallo di rifornimento di carburante di 20 anni. Una versione da 50 MWe della ARC è anche in fase di sviluppo.


LSPR

Un piombo-bismuto-eutettica (LBE) reattori veloci raffreddati a 150 MWt / 53 MWe, la LSPR (LBE raffreddamento ad Long-Life Safe Simple Small-Resistant Portable proliferazione Reactor), è in fase di sviluppo in Giappone. unità Fuelled sarebbe fornita da una fabbrica e gestire per 30 anni, poi essere restituita. Il concetto è destinato ai paesi in via di sviluppo.


Rapid-L

Un disegno su piccola scala sviluppato da Toshiba Corporation, in collaborazione con il Giappone Centrale Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) e finanziato dalla Atomic Giappone Energy Research Institute (JAERI) è il 5 MWt, 200 kWe Rapid-L, con litio-6 (un veleno neutroni) come controllo del mezzo. Sarebbe 2.700 pin di carburante del 40-50% nitruro di uranio arricchito con punto di fusione 2600 ° C, integrato in una cartuccia usa e getta. Il sistema di controllo reattività è passiva, utilizzando i moduli di espansione di litio (LEMS) che danno burn-up di compensazione, il funzionamento a carico parziale, nonché la reattività feedback negativo. Durante il normale funzionamento, il litio-6 nel LEM è sospeso in un gas inerte sopra la regione di base. L'aumento della temperatura del reattore, il litio-6 si espande, spostando il gas / interfaccia liquido giù nel nucleo e, quindi, l'aggiunta di reattività negativa. Altri tipi di moduli di litio, anche integrato nella cartuccia di combustibile, arrestare e avviare il reattore. Il raffreddamento è di sodio fuso, e con il sistema di controllo LEM, la potenza del reattore è proporzionale alla velocità primaria flusso del liquido refrigerante. Il rifornimento sarà ogni 10 anni in un ambiente di gas inerte. Operazione che non richiedono abilità, a causa delle caratteristiche intrinseche progettazione della sicurezza. L'intero impianto sarà di circa 6,5 ​​metri di altezza e 2 metri di diametro.


4S

sistema di 'batteria nucleare' Il Super-Safe, Small & Simple (4S) è stato sviluppato da Toshiba e il Central Research Institute of Electric Power Industry (CRIEPI) in Giappone, in collaborazione con il lavoro SSTAR e Westinghouse (di proprietà di Toshiba) negli Stati Uniti . Esso utilizza sodio come liquido di raffreddamento (con pompe elettromagnetiche) e ha caratteristiche di sicurezza passiva, in particolare coefficiente di temperatura negativo di reattività. L'intera unità sarebbe costruita in fabbrica, trasportato al sito, installato sotto il livello del suolo, e guiderebbe un ciclo a vapore attraverso un ciclo secondario di sodio. È capace di tre decenni di funzionamento continuo senza rifornimento. carburante Metallic (169 perni diametro 10 mm) è l'uranio-zirconio arricchito a meno del 20% o in lega di U-Pu-Zr con% Pu 24 per il 30 MWt (10 MWe) versione o 11,5% Pu per il 135 MWt (50 MWe) versione. potenza di uscita costante per tutta la durata nucleo è realizzato attraverso il graduale spostamento verso l'alto di un riflettore anulare intorno al nucleo sottile (0.68m di diametro, 2 metri di altezza nella versione piccola, diametro 1,2 e 2,5 m di altezza nella versione più grande) a circa un millimetro alla settimana . Dopo 14 anni un assorbitore di neutroni al centro del nucleo viene rimosso e il riflettore ripete il suo lento movimento costituiscono il cuore per 16 anni. Burn-up saranno 34 GWday / t. In caso di perdita di potere del riflettore cade sul fondo del contenitore del reattore, rallentando la reazione, e la circolazione dell'aria esterna consente di assorbimento del calore di decadimento. Un ulteriore dispositivo di sicurezza è una canna assorbitore di neutroni che può cadere nel nucleo. Dopo 30 anni il carburante dovrebbe essere lasciato raffreddare per un anno, poi sarebbe stato rimosso e spedito per lo stoccaggio o lo smaltimento.

Entrambe le versioni del 4S sono progettati per mantenere automaticamente la temperatura del liquido di raffreddamento all'uscita del 550 º C - adatta per la produzione di energia con l'idrogeno ad alta produzione elettrolitica di temperatura. costo degli impianti è previsto a US $ 2500/kW e costo di potere 5-7 cent / kWh per le piccole unità - molto competitivo con il gasolio in molti luoghi. Il progetto ha ottenuto un sostegno notevole in Alaska e verso la fine del 2004 alla città di Galena concesso l'approvazione iniziale di Toshiba per la costruzione di 10 MWe (30 MWt) 4S reattore in quella posizione a distanza. Un pre-applicazione Nuclear Regulatory Commission (NRC) revisione è in corso in vista della richiesta di certificazione di design nel mese di ottobre 2010 (in ritardo a partire dal 2009 dal carico di lavoro NRC), e combinati di costruzione e licenza di esercizio (COL) applicazione da seguire. Il suo design è abbastanza simile a PRISM - GE 150 MWe modulare raffreddato a liquido, intrinsecamente sicuro-reattore metallico che è andato part-strada attraverso il processo di approvazione NRC (vedere la sezione in basso a PRISM ) - che essa abbia buone prospettive di licenza. Toshiba prevede un programma di marketing in tutto il mondo a vendere le unità per la produzione di energia nelle miniere a distanza, impianti di desalinizzazione e per fare idrogeno. Alla fine si aspetta vendite per la produzione di idrogeno a superare quelle per l'alimentazione.

La L-4S è un Pb-Bi raffreddato versione del progetto 4S.

PRISM

GE con i laboratori nazionali degli Stati Uniti era stato lo sviluppo di un sistema modulare raffreddato a liquido, intrinsecamente sicuro-reattore in metallo - PRISM (Power Reactor Innovative Small Module) - sotto la Liquid Metal Reactor Advanced / Fast Reactor (ALMR / IFR) programma integrato finanziato dal Dipartimento di energia. Il programma è stato annullato nel 1994 e non del reattore a neutroni veloci degli Stati Uniti è stato finora più di 66 MWe e nessuno ha fornito elettricità commercialmente. Tuttavia, la relazione 1994 preapplication valutazione di sicurezza 13 per il progetto PRISM originale ha concluso che "nessun ostacolo evidente alla concessione di licenze PRISM il disegno era stato identificato."

PRISM di oggi è una (GEH) design GE-Hitachi per la compatta reattori modulari piscina-tipo con raffreddamento passivo per la rimozione del calore di decadimento. Dopo 30 anni di sviluppo rappresenta una soluzione di GEH Generation IV a chiudere il ciclo del combustibile negli Stati Uniti. Ogni blocco di potere PRISM è costituito da due moduli di 311 MWe (840 MWt) ciascuna, che operano ad alta temperatura - oltre 500 ° C. I moduli di tipo piscina sotto il livello del terreno contiene tutto il sistema primario di raffreddamento di sodio. Il metallo carburante Pu & DU è ottenuta da combustibili utilizzati reattore ad acqua leggera. Tuttavia, tutti gli elementi transuranici vengono rimossi insieme in Electrometallurgical il ritrattamento del combustibile fresco in modo che abbia attinidi minori con il plutonio. soggiorni di combustibile nel reattore di circa sei anni, con un terzo rimossi ogni due anni, e il rapporto di riproduzione è di 0,8. PRISM combustibile usato è riciclato dopo la rimozione dei prodotti di fissione. Il concetto di impianto su scala commerciale, parte di un 'Advanced Recycling Center', avrebbe usato tre blocchi di potere (sei moduli reattore) per fornire 1.866 MWe.

La domanda di certificazione di progettazione dovrebbe essere presentata nel 2012, e una decisione da parte GEH sulla costruzione di un impianto dimostrativo era atteso subito dopo poi, anche se questo può essere portato avanti in caso di un impianto dimostrativo è costruito presso il Department of Energy's River sito Savannah n . Vedi anche 'Electrometallurgical' pyroprocessing sezione in pagina di informazioni sul trattamento del combustibile nucleare usato.

BREST

La Russia ha sperimentato con diversi progetti di reattori raffreddati al piombo, e ha usato il raffreddamento piombo-bismuto per 40 anni nella sua reattori sottomarino. (Pb-208 - il 54% di piombo in natura - è trasparente ai neutroni.) Un progetto significativo dal russo NIKIET è il digiuno reattore BREST di neutroni, di circa 300 MWe o più di piombo come refrigerante primario, a 540 ° C, fornendo generatori di vapore supercritico. Il nucleo si trova in una vasca di piombo a vicino a pressione atmosferica. E 'intrinsecamente sicuro e utilizza un nitruro di U + Pu carburante. No plutonio per uso militare può essere prodotto (poiché non vi è coperta di uranio), e il combustibile utilizzato può essere riciclato all'infinito, con servizi in loco. Un impianto pilota è stato progettato per essere costruito a Beloyarsk, e 1200 unità MWe sono in programma.

SVBR-100

Una più recente e russo design più piccolo è il piombo-bismuto Fast Reactor (SVBR) di 75-100 MWe, da Gidropress. Si tratta di un progetto integrale, con i generatori di vapore seduto in Pb-Bi stesso pool a 400-495 ° C, come il nocciolo del reattore. È progettato per essere in grado di utilizzare un'ampia varietà di combustibili, anche se il modello di riferimento utilizza uranio arricchito al 16,5%. Con-Pu combustibile MOX U sarebbe funzionare a ciclo chiuso. intervallo di rifornimento di carburante è di 7-8 anni. L'unità SVBR-100 sarebbe stato in fabbrica e trasportato in un diametro di 4.5m, 7.5m alto modulo, quindi installato in un serbatoio d'acqua che dà la rimozione del calore passivi e schermatura. Una centrale elettrica con 16 moduli è prevedibile che tale fornitura di energia elettrica a costi inferiori rispetto a qualsiasi altra russa nuove tecnologie, nonché il raggiungimento della sicurezza intrinseca e di alta resistenza alla proliferazione. (Russia costruito sette Alfa -sommergibili classe, ciascuno alimentato da un compatto 155 Pb-Bi reattore raffreddato MWt, essenzialmente un SVBR, e 70 anni-reattore di esperienza operativa è stata acquisita con questi.)

Nel dicembre 2009, Akme-Engineering, una joint venture 50-50, è stato istituito con Rosatom e la En + Group (società controllata da Basic Element Group) per sviluppare e costruire un pilota SVBR unità 14 . En + è un socio di EuroSibEnergo e un 53,8% proprietario di Rusal, che è stato in discussione con Rosatom per quanto riguarda una centrale nucleare Estremo Oriente e la Fase II della centrale nucleare di Balakovo. Il piano è quello di completare lo sviluppo di design per il 2017 e messo in linea un pilota di 100 MWe impianto entro il 2020, con un investimento complessivo da parte Russkiye Mashiny di RUR16 miliardo ($ 585 milioni). Il sito è quello di essere presso l'Istituto di Ricerca di reattori atomici in Dimotrovgrad, anche se i piani precedenti erano per dirla Obninsk. Il SVBR-100 potrebbe essere il primo reattore raffreddato da metallo pesante per essere utilizzato per generare elettricità. E 'descritto da Gidropress come una funzione a più reattori.

Un SVBR-10 è inoltre previsto, con i principi di progettazione stesso, un intervallo di 20 anni di rifornimento e di capacità di generazione di 12 MWe, anche se è troppo una unità multi-scopo.

Viaggiare reattore onda (TWR)

A seguito dei lavori da parte del DOE Lawrence Livermore Laboratory, un design 1950 riemerse nel 1996, il reattore di onda in movimento (TWR). Questa è stata considerata in passato come, genericamente, un reattore candela, o razza-burn reattore, dal momento che brucia lentamente da un capo di un nucleo all'altro, rendendo il carburante effettivamente come va. Il reattore utilizza uranio naturale o impoverito imballata all'interno di centinaia di colonne esagonali. In un 'onda' che si muove attraverso il nucleo di un solo centimetro all'anno, l'U-238 è allevato progressivamente in Pu-239, che è il carburante e subisce fissione. La reazione richiede una piccola quantità di uranio arricchito per iniziare e potrebbe funzionare per decenni senza rifornimento


RE: Small Modular Reactor - Cher - 27-05-2011 20:46

Tuttavia si tratta di un nucleo a bassa densità e deve essere relativamente grande grande - una relazione parla di un cilindro di 3 m di larghezza e 4 m di lunghezza. TerraPower dice che 8 t di uranio impoverito nel suo reattore potrebbe generare 25 miliardi di kWh, con oltre il 20% burn-up. Il reattore utilizza sodio liquido come refrigerante, e le temperature del centro sono circa 550 º C, dando alta efficienza termica. Nel 2009 questo è stato selezionato dal MIT Technology Review come una delle dieci tecnologie emergenti di nota 15 . Nel 2010, la società che promuove, Terrapower , fatto di aperture Toshiba riguardanti il suo sviluppo, sperando di avere una dimostrazione 500 MWe di funzionamento dei reattori entro il 2020. Eventuali dimensioni potrebbe variare da poche centinaia di MWe a 1000 MWe. Il fondatore di Microsoft Bill Gates sta fornendo sostegno finanziario per Terrapower, e il design è anche oggetto di ricerca da CGNPC con Università di Xiamen.


Coreano progetti di reattori veloci

In Corea del Sud, la Corea Atomic Energy Research Institute (KAERI) ha lavorato su raffreddate al sodio progetti di reattori veloci. Una seconda corrente di sviluppo dei reattori veloci è lì attraverso la trasmutazione nucleare Centro Ricerche Energia della Corea (NuTrECK) a Seoul University (SNU). Si sta lavorando su un disegno di piombo-bismuto raffreddato di 35 MW, che funzioni sul carburante piro-elaborati. E 'progettato per essere dati in locazione per 20 anni e gestite senza il rifornimento, poi restituiti al fornitore. Sarebbe poi essere ricaricato presso l'impianto di piro-trasformazione e hanno una durata di 60 anni. Essa dovrebbe operare a pressione atmosferica, l'eliminazione delle principali preoccupazioni circa la perdita di liquido refrigerante incidenti.

Sale fuso reattori

Durante il 1960, gli Stati Uniti ha sviluppato il concetto di sale fuso allevatore reattore come opzione primaria di back-up per il reattore autofertilizzante veloce (raffreddato dal metallo liquido) e un piccolo prototipo 8 MWt Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) operati a Oak Ridge nel corso di quattro anni. U-235 era in fluoruro di sodio fuso e fluoruri zirconio a 860 ° C che scorreva attraverso un moderatore di grafite. Vi è ora un rinnovato interesse per il concetto in Giappone, Russia, Francia e Stati Uniti, e uno dei sei Generation IV progetti selezionati per un ulteriore sviluppo è il reattore sali fusi (MSR).

Nel MSR, il combustibile fuso è una miscela di sali di fluoruro di berillio e litio con sciolto arricchito uranio, torio o U-233 fluoruri. Il nucleo è composto di grafite unclad moderatore disposti in modo da consentire il flusso di sale a circa 700 ° C ed a bassa pressione. Il calore è trasferito ad un circuito secondario di sale e di là a vapore o . Non è un reattore a neutroni veloci, ma con una certa moderazione da parte della grafite è epithermal (velocità di neutroni intermedi). I prodotti di fissione sciogliere il sale e si rimuovono continuamente in un loop-line ritrattamento su e sostituito con Th-232 o U-238. Attinidi restano nel reattore a fissione o fino a quando non vengono convertiti in alto attinidi che farlo. MSR hanno un coefficiente di temperatura negativo di reattività, quindi si spegne quando la temperatura aumenta oltre i limiti di progettazione.

Liquid Fluoro Reactor Torio

Il Liquid fluoro torio Reactor (LFTR) è un genere di MSR, che genera i suoi U-233 di carburante da una coltre fertile di sali di torio liquido. Alcuni dei neutroni liberati durante la fissione del sale-233 U nel nocciolo del reattore sono assorbite dal torio sale coperta. U-233 è così prodotta nella coperta, e questo è quindi trasferito al sale di carburante. LFTRs possono rapidamente cambiare la loro potenza, e quindi essere utilizzato per il carico successivo. Perché dovrebbero essere poco costoso per costruire e gestire, a 100 MWe LFTRs potrebbe essere utilizzato come punta e back-up unità di potenza di riserva.

Fuji MSR

L'MSR Fuji è un 100 MWe design per operare come un quasi-allevatore e in fase di sviluppo a livello internazionale da un giapponese, russo e consorzio degli Stati Uniti. Le caratteristiche interessanti di questo ciclo di combustibile MSR include: i rifiuti ad alto livello che comprende solo prodotti di fissione, quindi radioattività più breve durata; piccolo inventario del materiale fissile armi (Pu-242 è l'isotopo dominante Pu), uso di combustibile basso (il francese variante di auto-riproduzione crediti 50kg e 50kg di torio U-238 per miliardi di kWh) e di sicurezza a causa di raffreddamento passivo fino a qualsiasi dimensione.

AHTR

L'Advanced High-Temperature Reactor (AHTR) 16 è un reattore più grande con una particella di grafite a matrice combustibile rivestite come nella GT-MHR (vedi sopra sezione sulla GT-MHR ) e con il sale fuso fluoro come refrigerante primario. Simile al raffreddato ad HTR gas opera a bassa pressione (meno di 1 atmosfera) e temperatura più alta, e dà il trasferimento di calore meglio di elio. Il sale viene utilizzato esclusivamente come liquido di raffreddamento, e raggiunge temperature di 750-1000 ° C, mentre a bassa pressione. Questo potrebbe essere utilizzato in produzione termochimica di idrogeno. dimensioni del reattore di 1000 MWt MWe/2400 sono previsti, con costi di capitale stimato a meno di $ 1000/kW.

Acquosa reattori omogenei

Acquosa reattori omogenei (AHRS) hanno il carburante miscelato con il moderatore come un liquido. In genere, l'uranio arricchito di nitrato di basso è in soluzione acquosa. Circa 30 AHRS sono stati costruiti come reattori di ricerca e hanno il vantaggio di essere auto-regolazione e di avere i prodotti di fissione continuamente rimossi dalla circolazione del carburante. Ulteriori dettagli si trova nella ricerca Reattori di carta.

Costruzione modulare con unità piccolo reattore

Gli sviluppatori IRIS hanno delineato il caso economico per la costruzione modulare del loro design (circa 330 MWe), e l'argomento si applica in modo simile ad altre unità minori. Essi sottolineano che IRIS con le sue dimensioni e il design semplice è l'ideale per la costruzione modulare, nel senso di costruire progressivamente un grande impianto di alimentazione con più unità operative di piccole dimensioni. L'economia di scala, è qui sostituito con l'economia di produzione in serie di tanti piccoli componenti e semplici e sezioni prefabbricate. Si aspettano che la costruzione della prima unità IRIS sarà completato in tre anni, con successiva riduzione a due soli anni.

layout del sito sono state sviluppate con diverse unità singole o multiple unità gemelle. In ogni caso, le unità saranno costruite in modo che non vi è separazione fisica sufficiente per consentire la costruzione della prossima unità, mentre il precedente è in funzione e generare entrate. A dispetto di questa separazione, l'impronta pianta può essere molto compatta in modo che un sito con moduli di tre IRIS unico di capacità di 1000 MWe è simile o di dimensioni più piccole di una con analoga unità di potenza totale unico.

Alla fine IRIS dovrebbe avere un costo del capitale e dei costi di produzione comparabili con grandi piante. Ma ogni unità di piccole dimensioni come questo che, potenzialmente, avere un profilo di finanziamento e la flessibilità altrimenti impossibili con i più grandi impianti. Come un modulo è finito e inizia a produrre energia elettrica, verrà generato un cash flow positivo per il successivo modulo da compilare. Westinghouse stima che 1000 MWe consegnato da tre unità IRIS costruito a intervalli di tre anni finanziato al 10% per dieci anni, richiedono un flusso massimo di cassa negativo di meno di $ 700 milioni (rispetto a circa tre volte quello di una unità singola di 1000 MWe). Per i paesi sviluppati di piccole unità modulari offrono la possibilità di costruire, se necessario, per i paesi in via di sviluppo potrebbe essere l'unica opzione possibile, perché le loro reti elettriche non possono prendere le singole unità 1000 + MWe.

Ulteriori informazioni

Note


a. Quelli costruiti come sorgenti di neutroni non sono progettati per produrre calore o vapore, e sono meno rilevanti qui. [ Indietro ]

b. Una regola molto generale è che nessuna singola unità deve essere maggiore del 15% della capacità di rete [ Indietro ]

c. I sistemi tradizionali di sicurezza dei reattori sono 'attivi', nel senso che essi comportano o meccanico funzionamento elettrico a comando. Alcuni sistemi ingegnerizzati operare passivamente, ad esempio, valvole di sicurezza. Entrambi richiedono sistemi paralleli ridondanti. Inerente o piena sicurezza passiva dipende solo da fenomeni fisici quali la convezione, la gravità o la resistenza alle alte temperature, non sul ​​funzionamento dei componenti progettati. Perché piccoli reattori hanno una superficie superiore a volume (e calore core) il rapporto rispetto alle unità di grandi dimensioni, un sacco di ingegneria per la sicurezza (compresa la rimozione del calore nei reattori di grandi dimensioni) non è necessaria in quelle piccole. [ Indietro ]

d. Nel 2010, l'American Nuclear Society ha convocato una commissione speciale per esaminare i problemi di licenze con CGO negli Stati Uniti, dove decine di piccoli reattori basati-terra sono stati costruiti dal 1950 fino al 1980, dimostrando la sicurezza e la protezione della luce raffreddato ad acqua , raffreddato e metallo raffreddato ad SMR tecnologie-gas. La commissione aveva un notevole coinvolgimento da SMR proponenti, insieme con la Nuclear Regulatory Commission, Dipartimento dell'Energia laboratori e università - per un totale di circa 50 individui. relazione interinale del comitato Il 1 include le seguenti due tabelle, che evidenziano alcune differenze tra la sede della flotta di reattori statunitensi e SMR.

Confronto tra i sistemi di impianto di generazione attuale di sicurezza per la progettazione SMR potenziale

I sistemi attuali generazioni legate alla sicurezza SMR sistemi di sicurezza
Ad alta pressione del sistema di iniezione.
A bassa pressione del sistema di iniezione. No attivo sistema di iniezione di sicurezza richiesti. di raffreddamento del nucleo viene mantenuta utilizzando sistemi passivi.
Emergenza coppa e associati testa di aspirazione netta positiva (NPSH) requisiti per le pompe di sicurezza. Niente pompe legate alla sicurezza per la mitigazione degli incidenti, di conseguenza, senza necessità di pozzetti e di protezione del loro approvvigionamento di aspirazione.
Emergenza diesel generatori. design passivo non richiede di emergenza a corrente alternata (CA) per mantenere raffreddamento del nucleo. Core calore rimosso dal trasferimento di calore attraverso il vaso.
Attiva i sistemi di contenimento di calore. Nessuna richiesta a causa del rifiuto di calore passivo fuori di contenimento.
Contenimento sistema a spruzzo. sistemi di spruzzo non sono tenuti a ridurre la pressione di vapore o di cancellare iodio radioattivo da contenimento.
Emergenza core sistema di raffreddamento (ECCS) iniziazione, strumentazione e controllo (I & C) sistemi. Sistemi complessi richiedono notevole quantità di prove in linea che contribuisce a piantare inaffidabilità e alle sfide dei sistemi di sicurezza con iniziazioni involontario. Semplici e / o sistemi di sicurezza passiva richiedono meno test e non sono così inclini a inizio involontaria.
sistema d'alimentazione di emergenza, condensa serbatoi di stoccaggio, e associato di emergenza di raffreddamento di acqua. Possibilità di rimuovere il calore core senza un sistema di acqua di alimentazione di emergenza è un miglioramento significativo della sicurezza.


Confronto tra i sistemi di impianto di generazione attuale sostegno alla progettazione SMR potenziale

Current LWR Sistemi di supporto SMR Sistemi di supporto
guarnizioni della pompa del liquido di raffreddamento del reattore. Perdita di sigilli è stata una preoccupazione per la sicurezza. Seal manutenzione e la sostituzione sono costose e che richiede tempo. disegni integrale eliminano la necessità di sigilli.
dissipatore di calore Ultimate e associati interfacciamento dei sistemi. Fluviali e dei sistemi di acqua di mare sono sistemi attivi, soggetti a perdita di funzione da cause come condizioni meteorologiche estreme e bio-fouling. disegni SMR sono passivi e respingere il calore per conduzione e convezione. rifiuto di un dissipatore di calore esterno riscaldare l'acqua non è necessaria.
Chiuso sistemi di raffreddamento ad acqua sono necessari per supportare sistemi di sicurezza per la rimozione del calore del nucleo e del calore attrezzature. N. sistemi chiusi di raffreddamento ad acqua sono necessari per i sistemi di sicurezza.
Riscaldamento, ventilazione e aria condizionata (HVAC). Obbligatorio per la funzione di sostenere il corretto funzionamento dei sistemi di sicurezza. La progettazione dell'impianto riduce o elimina la necessità di una camera di sicurezza legati raffreddamento eliminando sia il sistema HVAC e dei relativi sistemi di acqua di raffreddamento chiuso.


Alcuni dei primi (1950-1980) reattori di piccola potenza sono stati sviluppati in modo da fornire una fonte autonoma di alimentazione (cioè non prevede la fornitura continua di carburante) in aree remote. Gli Stati Uniti hanno prodotto otto reattori sperimentali quali 0,3-3 MWe, distribuito in Alaska, Groenlandia e in Antartide. L'URSS ha prodotto circa 20 anni, di molti generi, e uno (Gamma) opera ancora presso l'Istituto Kurchatov. Un altro è il Pamir Bielorussia, menzionato nella sezione HTR sopra.

[ Indietro ]

e. La prima unità VBER due-300 impianto dovrebbe essere costruito nella città di Aktau, Kazakistan occidentale, con il completamento della prima unità previste nel 2016, e 2017 per il secondo. Il Kazakhstan-Russo Nucleare, società di capitali Stazioni (JSC) è stato istituito da Kazatomprom e Atomstroyexport (su base 50:50) nell'ottobre 2006 per la progettazione, costruzione e commercializzazione internazionale del VBER-300. Vedi pagina sulla VBER-300 sul sito Kazatomprom ( www.kazatomprom.kz ) [ Indietro ]

f. Le 200 MWt (50 MWe netti) Melekess VK-50 BWR prototipo in Dimitrovgrad, entrato in funzione nel 1965 Ulyanovsk [ Indietro ]

g. Vedere il sito web Invap ( www.invap.com.ar ) [ Indietro ]

h. La pagina sul NHR-5 sul sito web dell'Università Tsingua's Institute of Nuclear Energy Technology (ora Istituto di nucleare e New Energy Technology, www.inet.tsinghua.edu.cn ) descrive la NHR-5 come "una luce tipo di nave reattore ad acqua con caratteristiche avanzate, tra cui sistemazione integrale, circolazione naturale, idraulico guida asta di controllo e sistemi di sicurezza passiva. Molti esperimenti sono stati condotti sulla NHR-5, come la cogenerazione di calore-elettricità, aria condizionata e la desalinizzazione dell'acqua di mare. " [ Indietro ]

i. Vedi la pagina su Modular reattori nucleari sul Babcock & Wilcox sito ( www.babcock.com ) [ Indietro ]

j. I 69 elementi di combustibile sono identici a quelli PWR normale, ma a circa 1,7 m di lunghezza, un po 'meno della metà della lunghezza. [ Indietro ]

k. Tra il 1966 e il 1988, l' AVR reattore sperimentale letto di ghiaia di Jülich, in Germania, operato per oltre 750 settimane a 15 MWe, la maggior parte del tempo con carburante a base di torio (mescolato con l'uranio arricchito in alto). Il combustibile costituito da circa 100.000 imprese elementi di combustibile palla da biliardo. Burn-up massimo di 150 Gwd / t sono stati raggiunti. E 'stato utilizzato per dimostrare la sicurezza intrinseca del progetto a causa di negative coefficiente di temperatura: potenza del reattore è sceso rapidamente quando flusso di elio liquido di raffreddamento è stato tagliato.

Il 300 MWe THTR (torio ad alta temperatura Reactor) in Germania è stato sviluppato dal regolatore e gestito tra il 1983 e il 1989 con 674.000 ciottoli, oltre la metà contenenti Th / combustibile di uranio altamente arricchito (la grafite resto moderatore e alcuni assorbitori di neutroni). Questi sono stati costantemente riciclati e, in media, il combustibile passati sei volte attraverso il nucleo. fabbricazione del combustibile è stata su scala industriale. Diverse caratteristiche di design fatto la THTR soccombente, anche se il concetto di base è stata nuovamente dimostrata. E ha fatto una turbina a vapore.

Le 200 MWt (72 MWe) HTR-Modul è stato poi progettato da Siemens / Interatom come unità modulare per essere costruito a coppie. E 'stato concesso in licenza nel 1989, ma non è stato costruito. Questo disegno è stato parte della tecnologia acquistata da Eskom nel 1996 ed è un antecedente diretto del reattore modulare letto di ghiaia (PBMR).

Durante il 1970 e 1980 Nukem prodotto più di 250.000 gli elementi di combustibile per l'AVR e più di un milioni di euro per il THTR. Nel 2007, Nukem ha riferito di aver recuperato la competenza per questo ed è stata messa a disposizione come supporto all'industria. [ Indietro ]

l. Il 80 MWt ALLEGRO dimostrazione GFR è prevista da Euratom per incorporare tutte le architetture e le principali materiali e dei componenti previsti per la grandezza GFR pieno, ma senza la diretta (Brayton), sistema di conversione a ciclo. È stato sviluppato principalmente da Francia, con il Giappone e la Svizzera, e il funzionamento per il 2020 è previsto. [ Indietro ]

m. La Hyperion Power Module è stato originariamente progettato da Los Alamos National Laboratory come batteria nucleare 'a MWt 70' che utilizza idruri uranio (UH 3 ) del carburante, che funge anche da moderatore. UH 3 negozi di grandi quantità di idrogeno, ma questo idrogeno immagazzinato dissocia come la temperatura supera la temperatura di funzionamento di 550 ° C. Il rilascio di gas idrogeno riduce la densità del UH 3 , che a sua volta riduce la reattività. Questo processo si inverte la temperatura scende al core, determinando il riassorbimento di idrogeno. Il conseguente aumento della densità dei risultati moderatore in un aumento della reattività di base 11 . Tutto ciò senza variazione di temperatura molto in quanto il guadagno o la perdita di energia principale è coinvolto in cambiamento di fase. [ Indietro ]

n. Nel mese di ottobre 2010, GEH ha annunciato che stava esplorando la possibilità di Savannah River Solutions nucleari di costruzione di un reattore PRISM prototipo presso il Department of Energy's Savannah River Site. [ Indietro ]

O. Come si MSR operare normalmente a temperature più elevate molto più reattori ad acqua leggera, hanno il potenziale per calore di processo. Un'altra opzione è quella di avere un elio liquido di raffreddamento secondario al fine di generare energia attraverso il ciclo di Brayton. [ Indietro ]

Riferimenti

1. Resoconto intermedio di gestione del nucleare Presidente speciale's Society Comitato americano per la Piccola e Media Reactor imprese (SMR) problemi di licenza , American Society nucleare (luglio 2010) [ Indietro ]

2. Reattori pronto per la pianta galleggiante , World Nuclear News (7 agosto 2009) [ Indietro ]

3. Russia piani di distribuzione di piccoli reattori , World Nuclear News (13 settembre 2007) [ Indietro ]

4. piccolo reattore Carem set della provincia di Formosa , World Nuclear News (1 dicembre 2009) [ Indietro ]

. 5 B & W introduce scalabile, energia nucleare pratico , Babcock & Wilcox comunicato stampa (10 giugno 2009); piccoli reattori generare grandi speranze , Wall Street Journal (18 febbraio 2010) [ Indietro ]

6. Tennessee Valley Authority (TVA) - le principali ipotesi di Lettera per il lancio possibili e costruzione di piccoli moduli Modular Reactor sul fiume Clinch Sito , lettera TVA alla Nuclear Regulatory Commission (5 novembre 2010) [ Indietro ]

7. PBMR Considerando Cambiare Product Strategy , PBMR (Pty) comunicato stampa (5 febbraio 2009) [ Indietro ]

8. PBMR rinviato , World Nuclear News (11 settembre 2009) [ Indietro ]

9. Intervento del Ministro delle imprese pubbliche, Barbara Hogan, per l'Assemblea nazionale, in materia di Bed Modular Reactor Pebble , Dipartimento delle Imprese Pubbliche comunicato stampa (16 settembre 2010) [ Indietro ]

10. Sudafrica Pebble Bed Company unisce le forze con MHI del Giappone , PBMR (Pty) comunicato stampa (4 febbraio 2010) [ Indietro ]

11. speranze per idruro , Nuclear Engineering International (gennaio 2009) [ Indietro ]

12. Hyperion lancia U2N3-alimentati, bi-reattore veloce raffreddato-Pb , Nuclear Engineering International (novembre 2009) [ Indietro ]

13. Valutazione Preapplication rapporto di sicurezza per il reattore di potenza innovativa piccolo modulo (PRISM)-Metal Reactor liquido - Rapporto finale , NUREG-1368, dell'Ufficio del regolamento dei reattori nucleari, Nuclear Regulatory Commissione (febbraio 1994) [ Indietro ]

14. Iniziativa per i reattori veloci di piccole , World Nuclear News (4 gennaio 2010); En + Group e Rosatom Forma JV di creare un veloce Neutron Reactor , + Gruppo IT Comunicato stampa (25 dicembre 2009) [ Indietro ]

15. TR10:-Wave Reattore di viaggio , Matthew L. Wald, MIT Technology Review (marzo / aprile 2009); relazione speciale: 10 tecnologie emergenti 2.009 , Technology Review del MIT [ Indietro ]

16. L'Advanced High-Temperature Reactor:-la temperatura del carburante High, sale fuso liquido refrigerante e liquido-Metal-Reactor Plant , Charles Forsberg, Oak Ridge National Laboratory, presentato alla prima Conferenza internazionale sul Innovative Nuclear Energy Systems per lo sviluppo sostenibile del Mondo (COE INES-1) presso il Tokyo Institute of Technology, Tokyo, Giappone (31 ottobre-4 novembre 2004) [ Indietro ]

Ulteriori fonti

Generale

Relazione al Convegno su Piccoli reattori nucleari modulare , Ufficio Energia Nucleare, Scienza e Tecnologia, US Department of Energy (maggio 2001)

Innovative Nuclear Reactor Sviluppo - Opportunità per la Cooperazione Internazionale , International Energy Agency - Agenzia dell'energia nucleare - Agenzia internazionale dell'energia atomica (2002)

Stato dei progetti di reattori di piccole dimensioni senza rifornimento On-Site , Agenzia Internazionale dell'Energia Atomica, Aiea-TECDOC-1536, ISBN 9.201.156,065 mila (gennaio 2007)

Il bisogno di Innovative reattori nucleari del ciclo del combustibile e dei sistemi , Victor Mourogov, presentato alla 25a Annual International Symposium 2000 L'Istituto di uranio, Londra (31 agosto - 1 settembre 2000)

Torio come fonte di energia - Opportunità per la Norvegia , Comitato torio Report, ministero norvegese del Petrolio e dell'Energia (2008)

Evoluzione del ciclo del combustibile nucleare:, ambientale e sociale Aspetti economici , OCSE Agenzia per l'Energia Nucleare, ISBN: 9264196641 (2001)

Nucleonics Platts Settimana 4/10/01, 25/3/04, 17/4/03, 8/7/04, 6/1/05

Nuclear News, luglio e agosto 2001, giugno 2004

Reattori ad acqua leggera

Nucleare impianto di desalinizzazione dell'acqua di mare Accoppiato con 200 MW Reactor Riscaldamento , Haijun Jia Zhang e Yajun, Institute of Nuclear Energy Technology (INET), Tsinghua University, Pechino, Cina, presentata al Simposio Internazionale sulle applicazioni pacifiche della tecnologia nucleare nel Golfo Co- funzionamento del Consiglio (CCG) , Jeddah, Arabia Saudita (3-5 novembre 2008)

Floating Fonti di energia Sulla base di Impianti Nucleari Reactor , Panov et al. federale Stato unitario Enterprise federale scientifica e industriale del Centro Sperimentale II Afrikantov Design Bureau di Ingegneria Meccanica, Nizhny Novgorod, Russia, presentato alla 5 ° Conferenza Internazionale sulla cooperazione energetica asiatica: Meccanismi , rischi, gli ostacoli (AEC-2006), organizzata dalla Energy Systems Institute dell'Accademia Russa delle Scienze e tenutosi a Yakutsk, Russia (27-29 giugno 2006)

Nucleare Desalificazione complessi con VK-300-ebollizione tipo di reattore Facility , BA Gabaraev, Yu.N. Kuznetzov, Romenkov AA e Yu.A. Mishanina, presentato al mondo nel 2004 Nuclear Association Annual Symposium , Londra (8-10 settembre 2004)

Sezione sul Flexblue sul sito DCNS ( www.dcnsgroup.com )

NuScale Power sito web ( www.nuscalepower.com )

Holtec sito web (www.holtecinternational.com)

TRIGA Reattori nucleari pagina sul sito web Electronic Systems General Atomics ( www.ga-esi.com )

reattori raffreddati a gas ad alta temperatura

HTTR Home Page pagina sul sito web dell'Agenzia per l'energia atomica in Giappone ( www.jaea.go.jp )

PBMR sito web ( www.pbmr.com )

Pebble Bed Modular Reactor - Il primo reattore di IV generazione da costruire , Sue Ion, David Nicholls, Regis Matzie e Dieter Matzner, presentato al World 2003 Nuclear Association Annual Symposium , Londra (3-5 settembre 2003)

Status della GT-MHR per l'energia elettrica di produzione , MP Labar, AS Shenoy, WA Simon e EM Campbell, presentato al World 2003 Nuclear Association Annual Symposium , Londra (3-5 settembre 2003)

GT-MHR pagina sul sito web del Gruppo Energia Atomics Generale ( www.ga.com / energia )

EM2 pagina sul sito web del Gruppo Energia Atomics Generale ( www.ga.com / energia )

Alta ed altissima temperatura reattori pagina sul sito web Areva ( www.areva.com )

Adams Atomic Engines, sito Inc. ( www.atomicengines.com )

Anticipi HTGR in Cina , Yuanhui Xu, Nuclear Engineering International (marzo 2005)

Liquid reattori veloci raffreddati metallo

Hyperion Power sito web ( www.hyperionpowergeneration.com )

David Pescovitz, nuovi reattori nucleari (batterie incluse) , Note Lab , Facoltà di Ingegneria, Università di California Berkeley,, Volume 2, Numero 8 (ottobre 2002)

Heavy Liquid Metal Reactor Development pagina su Argonne National Nuclear Engineering Division sito Laboratory ( www.ne.anl.gov )

STAR-H2: Secure trasportabili Autonoma reattore per la produzione di idrogeno e di desalinizzazione , Wade et al. , presentato alla X Conferenza Internazionale su Ingegneria Nucleare (ICONE 10), tenutasi a Arlington, Virginia USA, (14-18 aprile 2002)

Rapporto sullo stato delle piccole Secure Autonoma Reactor trasportabile (SSTAR) / reattore veloce raffreddato-piombo (LFR) e sostenere la ricerca e lo sviluppo , Sienicki et al. , Argonne National Laboratory (29 settembre 2006)

L'energia nucleare a Go - un autonomo, Portable Reactor , Science & Technology , Lawrence Livermore National Laboratory (luglio / agosto 2004)

Advanced Reactor Concetti, sito web LLC ( www.advancedreactor.net )

Lead-Bismut eutettici raffreddato lunga vita semplice, piccola cassaforte portatile proliferazione Resistente Reactor (LSPR) , disponibile sul sito internet del laboratorio di ricerca per i reattori nucleari, Tokyo Institute of Technology ( www.nr.titech.ac.jp )

La Galena Project Technical Publications pagina sul sito web Burns e Roe ( www.roe.com )

Opzioni tecniche per il Liquid Metal Reactor avanzata - il documento di riferimento , US Congress, Office of Technology Assessment, OTA-BP-ENV-126, US Government Printing Office, Washington, DC, USA (maggio 1994)

Terrapower sezione sul sito web www.e-intellettuale ( www.intellectualventures.com )

Scendendo a terra , Nuclear Engineering International (ottobre 2002)

Interprete STAR , Sienicki J. et al. , Ingegneria Nucleare International (luglio 2005)

Mantenerlo semplice , A. Minato, Nuclear Engineering International (ottobre 2005)

Sale fuso reattori

Appendice 6,0 Reactor sale fuso, Generation IV Nuclear Energy Systems piano decennale di Programma - Anno fiscale 2007 , Department of Energy Office dell'energia nucleare (settembre 2007)

Liquid Reattori nucleari di presentazione del combustibile da Hargraves Robert e Ralph Moir (29 marzo 2010)

Hargraves Robert e Moir Ralph, Liquid Reattori torio fluoro , scienziato americano, vol. 98, n. 4, p. 304 (luglio-agosto 2010)

EnergyFromThorium sito web ( www.energyfromthorium.com )

Acquosa reattori omogenei

Medicina Nucleare - Medical di produzione di isotopi pagina sulla tecnica Babcock & Wilcox Group sito web Services ( www.babcock.com )


RE: Small Modular Reactor - tesla82 - 27-05-2011 23:15

ottimo cher come sempre molto preciso e dettagliato nella descrizione,singolarmente parlando molto professionale.


RE:  Small Modular Reactor - Cher - 28-05-2011 11:56

tesla82 ha Scritto:

ottimo cher come sempre molto preciso e dettagliato nella descrizione,singolarmente parlando molto professionale.


grazie , ma ho solo fatto un copia e incolla dal link.
Il mio intento è di aggiungere una componente tecnica di discussione in questo forum per controbbilanciare argomenti "filosofici" senza sbocco che si moltiplicano in modo "batterico" generando solo tossicità fra gli utentiToungue

E' mia opinione che gli SMR saranno il futuro prossimo e dopo Fukuchima avranno una accelerazione nella realizzzazione dei prototipi da parte dei detentori dei progetti.

Iniziziare una discussione che vuole essere divulgativa e di approndimento ,credo, sia quanto mai meritevole di sviluppo, sia sotto l'aspetto tecnico da parte di ha le conoscenze e sia sotto l'aspetto di risoluzione dei problemi energetici che la nostra società ne soffre in modo critico( oneroso).

L'italia è molto simile al Giappone, priva di materie prime, alta tecnologia, "isolata e non equiparabile" sotto l'aspetto politico.



RE:   Small Modular Reactor - tesla82 - 28-05-2011 13:40

Cher ha Scritto:




L'italia è molto simile al Giappone, priva di materie prime, alta tecnologia, "isolata e non equiparabile" sotto l'aspetto politico.





Mi hai letto nel pensiero,a parte che anchio ho scritto la stessa cosa da qualche parte qui nel forum siamo molto simili al giappone come caratteristiche geografiche!pero abbiamo la fortuna di avere meno terremoti che in giappone...
RE:    Small Modular Reactor - Cher - 28-05-2011 21:51

tesla82 ha Scritto:



Mi hai letto nel pensiero,a parte che anchio ho scritto la stessa cosa da qualche parte qui nel forum siamo molto simili al giappone come caratteristiche geografiche!pero abbiamo la fortuna di avere meno terremoti che in giappone...

Effetivamente tu sei l'artefice di questo paragone.
Lo ritenuto interessante e pertanto lo ripreso.
Il Giappone ha una propria politica nucleare, anche con tutte le varianti dopo Fukuscima, il nucleare sarà dominante nel loro fabisogno energetico.
Anche in questa ottica si acceleranno le licenze per SMR, non dimentichiamo che L' Hitachi ha proposto SMR molto interessante, in quanto fornisce energia elettrica direttamente dal modulo.
Come trovo il link lo posto.
RE: Small Modular Reactor - Cher - 18-06-2011 21:04

Novità alla velocità della luce:
http://futuronucleare.com/it/2011/06/18/...to-mpower/


RE: Small Modular Reactor - Cher - 10-12-2011 22:09

http://www.world-nuclear-news.org/NP_Rus...12111.html

Russia, Cina lavoro su nucleare avanzata
8 Dic 2011


Russia e Cina hanno tenuto il loro primo incontro per la cooperazione nello sviluppo della marina energia nucleare per le centrali galleggianti e, potenzialmente, per la propulsione di navi di grandi dimensioni.

Mentre centinaia di reattori nucleari sono state impiegate nelle marine militari di Cina, Francia, Russia, Regno Unito e Stati Uniti per decenni, solo la Russia ha mantenuto una flotta di navi nucleari civili: il rompighiaccio che il lavoro porti artici del paese e una nave da carico. Incursioni in altri paesi 'civili in energia marina nucleare - la NS Savannah , la Otto Hahn e il Mutsu - non continuare a lungo termine a causa di vari fattori sociali, economici o tecnici.

La Russia ha continuato ad espandere la sua leadership in questo settore con l'adattamento del reattore KLT-40S piccolo per l'installazione a coppie su una chiatta. Questo vaso potrebbe essere ormeggiata in luoghi remoti per fornire energia e calore sia per la popolazione locale o nuova industria. Il primo di tali centrale nucleare galleggiante, la Lomonosov Akademic , è in fase avanzata di costruzione presso il cantiere Baltiysky Zavod. La chiatta è completato e galla, con i sistemi di alimentazione principale già montati. Alla fine sarà manovrato lungo fiumi e canali verso il mare Artico e rimorchiata alla città di Vilyuchinsk sulla costa del Pacifico della Penisola di Kamchatka in Russia, Estremo Oriente. Un altro è previsto per Pevek, sulla costa artica.



Siti di diffusione potenziale di chiatte nucleare. La Cina non ha ancora
nome di altri siti


Interesse cinese per questo tipo di fonte di energia è cresciuta costantemente negli ultimi anni e ha ormai raggiunto il livello di cooperazione formale. Il primo incontro per questo si è tenuto alla fine di novembre a Chengdu, provincia di Sichuan. Intorno al tavolo i rappresentanti di Rosenergoatom operatore centrale elettrica, progettista OKBM Afrikantov così come la Cina National Nuclear Corporation (CNNC) e la sua controllata l'Istituto nucleare della Cina.

Rosenergoatom ha riportato un 'alto grado' di interesse da parte cinese, 'al fine di sviluppo congiunto di soluzioni progettuali per la costruzione di centrali nucleari galleggianti in Cina e la promozione congiunta di progetti in paesi terzi.'

Il gruppo di cooperazione bilaterale ha parlato della possibile direzione che potrebbe prendere. La Cina è principalmente interessati a distribuire piattaforme nucleari galleggianti per il petrolio e di gas in mare, e per il servizio delle comunità isolate. Un'altra applicazione in esame a Pechino è la propulsione delle navi da carico di grandi dimensioni, per esempio sul punto a punto itinerari trasporto di carichi pesanti come il minerale.

In base allo stato della Akademik Lomonosov , Rosenergoatom ha detto di aver a disposizione dei suoi 'un pacchetto completo di documenti di progettazione per creare un riferimento centrale nucleare galleggiante per la Cina'.

La Cina ha dato una serie di proposte in Russia per considerazione come dialogo continua in vista della prossima riunione formale nel maggio 2012. A parte i paesi stanno discutendo di cooperazione per sistemi di energia nucleare spazio, e dalla metà del 2012 la Russia fornirà radioisotopo generatori termici per il programma spaziale cinese.

In più convenzionali di energia nucleare, la Russia ha già costruito due unità centrale nucleare Tianwan nella provincia di Jiangsu, dove sono attesi altri due per essere completamente oggetto di contratti a breve. OKBM ha portato alla costruzione del 65 MWt reattore veloce sperimentale cinese nei pressi di Pechino, e di 1000 MWe di potenza di generazione versione è previsto l'inizio di costruzione nel 2017, conosciuto come il reattore veloce dimostrazione Cina. Prima di allora, tuttavia, potrebbe venire due BN-800 fast-reattore unità anche da OKBM a Sanming, la cui costruzione potrebbe iniziare nel 2013.

Sti americani

All'inizio del prossimo anno il "50 Years of Victory" sarà temporaneamente riassegnati dai dazi Artico per mantenere rotte di navigazione nel Golfo di Finlandia. Questa porzione orientale del Mar Baltico gela spesso completamente e lo scorso anno il porto principale di San Pietroburgo ha subito la congestione dopo una mancanza di capacità di rompighiaccio. La nave nucleare si uniranno sei rompighiaccio a propulsione diesel con sede nel porto.



Ricercato e scritto
da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - Cher - 03-05-2012 20:32

http://www.world-nuclear-news.org/NN-New...04127.html

New US partnership per lo sviluppo SMR

20 Apr 2012
Ameren Missouri e la Westinghouse Electric Company devono collaborare per garantire il finanziamento federale per lo sviluppo e la concessione di licenze di piccolo reattore modulare Westinghouse (SMR).

Spaccato della SMR Westinghouse
In base ad un accordo firmato dalle due società, utility Ameren Missouri sarà co-presidente di un gruppo guidato da Westinghouse-Partecipazione Utility che cercherà Department of Energy (DoE) i fondi per lo sviluppo e concedere in licenza la tecnologia Westinghouse SMR. Il gruppo comprenderà anche altri programmi di utilità e di imprese industriali. Supponendo che il supporto DoE è assicurato, le due società lavoreranno insieme per ottenere la certificazione di progettazione e una costruzione e il funzionamento combinato di licenza (COL) dalla Nuclear Regulatory Commission (NRC) per un SMR presso il sito di Callaway Ameren.
Il supporto per il piano va al di là Ameren. Stato governatore Jay Nixon ha osservato che l'applicazione Westinghouse al DoE ha ottenuto il sostegno di tutti i fornitori di elettricità Missouri e ha espresso il suo impegno a lavorare con tutte le aziende coinvolte. "Questo investimento è una volta-in-a-generazione di opportunità che potrebbe innescare una nuova generazione di industria manifatturiera in Missouri," ha detto.
Il DoE annunciato nel marzo 2012 che un totale di $ 450 milioni sarebbero disponibili a sostenere first-of-a-kind di ingegneria, certificazione di progettazione e concessione di licenze per un massimo di due modelli SMR oltre cinque anni. Il DoE è alla ricerca di proposte per progetti SMR che hanno il potenziale per essere autorizzato dal NRC e di essere in esercizio commerciale entro il 2022. Il finanziamento complessivo, attraverso accordi di condivisione dei costi con l'industria privata, sono tenuti a fornire un investimento complessivo di circa $ 900 milioni. Di progettazione del reattore Westinghouse AP1000, che sarà costruita presso Vögtle in Georgia dopo aver ricevuto la prima licenza di nuova costruzione in tre decenni, ha ricevuto il sostegno DoE per le revisioni di licenza e di progettazione di certificazione del reattore attraverso un simile costo-share accordo.
EPC è di andare per l'estate

South Carolina Electric & Gas ha dato una comunicazione completa per procedere con l'espansione estate VC alla Shaw-Westinghouse consorzio che costruirà i due AP1000. Estate degli Stati Uniti è diventato il secondo progetto di nuova costruzione per ricevere costruzione NRC e le licenze di funzionamento a marzo. il consorzio Westinghouse-Shaw ha firmato un (EPC) contratto di ingegneria, approvvigionamento e costruzione per l'impianto nel 2008. La nuova comunicazione fornisce le aziende piena facoltà di fornire servizi di EPC per le nuove unità, secondo il presidente JM Bernhard Shaw.

Piccoli reattori modulari sono visti come offre una serie di vantaggi rispetto ai tipici centrali nucleari in varie circostanze, come ad esempio dove i sistemi di rete non possono far fronte con il carico da un impianto + 1000 MWe di potenza nucleare, o in località remote. Essi sono tenuti ad offrire una maggiore semplicità del design, l'economia della produzione di massa, e ridotti costi di ubicazione, e un certo numero di disegni piccolo reattore da 25 MWe fino a circa 300 MWe sono in vari stadi di sviluppo in tutto il mondo. L'SMR Westinghouse è un reattore ad acqua 200 MWe integrato pressurizzata (PWR) in cui si trovano tutti i componenti principali all'interno del recipiente a pressione del reattore. E 'progettato per essere completamente fabbricato in fabbrica e viene ridimensionato per essere shippable per ferrovia, con sistemi di sicurezza passiva e dei componenti, sulla base di quelli sviluppati per la progettazione del AP1000.
Ameren COL presentato una domanda per un reattore EPR degli Stati Uniti presso la sua sede Callaway nel 2008, ma ha sospeso l'applicazione un anno dopo. Ameren Missouri chief officer nucleare, ha detto Adam Heflin maggiore sicurezza, l'SMR Westinghouse è caratterizzato da fatto una proposta particolarmente interessante per Callaway. "L'edificio del reattore e contenimento sono sotto terra, che fornisce un'ulteriore protezione dalle calamità naturali. L'SMR Westinghouse ha un design semplice e può essere tranquillamente arresto dopo una perdita di potere con l'azione operatore molto poco. Tutto questo rende per un pacchetto molto attraente , "ha detto.
All'inizio di marzo il DoE ha annunciato una iniziativa separata di partenariati pubblico-privati ​​per sviluppare piani di distribuzione per le tecnologie SMR presso il suo sito Savannah River (SRS), in South Carolina attraverso tre diversi memorandum di accordo con Hyperion Power Generation, NuScale Potenza e Holtec International SMR LLC controllata.
Una decisione finale sulla concessione degli ultimi fondi di investimento DoE è prevista per l'estate 2012.

Ricercato e scritto
da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - Cher - 23-05-2012 19:49

http://www.world-nuclear-news.org/NN-Uti...05124.html

Utilities join Westinghouse SMR alleanza


18 maggio 2012
Tre grandi utilities nucleari statunitensi hanno unito un'alleanza formata da Westinghouse e Ameren per sostenere la concessione di licenze e la distribuzione di Westinghouse piccolo reattore modulare (SMR), la tecnologia.



Exelon, Dominion Virginia e FirstEnergy sono tra una dozzina di centrali elettriche e ai fornitori di energia elettrica per iscriversi al SMR NexStart Alliance, un gruppo formato da Westinghouse e Missouri Alliance elettrico per aiutare i fondi di investimento sicure dal US Department of Energy (DoE).

Inoltre sottoscrivendo l'Alleanza NexStart sono Tampa Electric Company; Arkansas Electric Cooperative Corporation, e Savannah River National Laboratory. Il Missouri elettrico Alliance è guidata da Ameren Missouri e dei suoi membri includono Missouri Public Utility Alliance; Associated Cooperativa Elettrica, Associazione delle Cooperative Missouri elettrici; Empire District Electric Company, e Kansas City e Potenza Light Company.
I membri dell'Alleanza NexStart SMR hanno firmato un memorandum d'intesa che riconosce "l'importanza di portare avanti l'energia nucleare per aiutare sicuro elettricità pulita e sicura e affidabile in futuro, la distribuzione del SMR Westinghouse".
Le discussioni si dice che sono in corso con altri programmi di utilità e le imprese considerano l'appartenenza al NexStart al fine di supportare la distribuzione potenziale di un SMR Westinghouse a Ameren esistente del sito dell'impianto nucleare di Callaway in Missouri.
Il DoE annunciato nel marzo 2012 che un totale di $ 450 milioni sarebbero disponibili a sostenere first-of-a-kind di ingegneria, certificazione di progettazione e concessione di licenze per un massimo di due modelli SMR oltre cinque anni. Il DoE è alla ricerca di proposte per progetti SMR che hanno il potenziale per essere autorizzato dal NRC e di essere in esercizio commerciale entro il 2022. Il finanziamento complessivo, attraverso accordi di condivisione dei costi con l'industria privata, dovrebbe fornire un investimento complessivo di circa $ 900 milioni.
Westinghouse NexStart ha detto che presenterà la sua domanda di finanziamento DoE "entro la metà di maggio" e si aspetta una decisione finale DoE relativa all'aggiudicazione dei fondi d'investimento nella tarda estate 2012.
Ameren Missouri e Westinghouse ha annunciato la firma di un accordo in base al quale il mese scorso utility Ameren sarebbe co-presidente di un gruppo guidato da Westinghouse-Partecipazione Utility che cercherà fondi DoE per sviluppare e in licenza la tecnologia Westinghouse SMR. A quel tempo i soci ha detto che il gruppo avrebbe anche altri programmi di utilità e di imprese industriali.
Piccoli reattori modulari sono visti come offre una serie di vantaggi rispetto ai tipici centrali nucleari in varie circostanze, come ad esempio dove i sistemi di rete non possono far fronte con il carico di una grande centrale nucleare, o in località remote. Essi sono tenuti ad offrire una maggiore semplicità del design, l'economia della produzione di massa, e ridotti costi di ubicazione, e un certo numero di disegni piccolo reattore da 25 MWe fino a circa 300 MWe sono in vari stadi di sviluppo in tutto il mondo.
L'SMR Westinghouse è un reattore ad acqua 200 MWe integrato pressurizzata (PWR) in cui si trovano tutti i componenti principali all'interno del recipiente a pressione del reattore. E 'progettato per essere completamente fabbricato in fabbrica e viene ridimensionato per essere shippable per ferrovia, con sistemi di sicurezza passiva e dei componenti, sulla base di quelli sviluppati per la progettazione del AP1000.
Ricercato e scritto
da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - Cher - 03-08-2012 12:17

http://www.world-nuclear-news.org/NN-SMR...08127.html

Primi SMR e fanfare

2 Agosto 2012
Imprese concorrenti per gli Stati Uniti i fondi federali per sostenere lo sviluppo di piccoli reattori modulari operativi (SMR) sono stati attenti a riferire i progressi nei loro rispettivi progetti, tra cui un simulatore prima sala di controllo e il lancio di un centro di tecnologia del combustibile.


NuScale Potenza sta sostenendo un mondo prima con la messa in funzione di un simulatore di sala di controllo di modellare il funzionamento del suo design SMR. La scala simulatore vanta 12 stazioni di lavoro indipendenti, ciascuno dei quali simula il funzionamento di un modulo SMR e un generatore turbina associato: 12 moduli avrebbe una potenza standard 540 MWe. Le scale nuovo simulatore di un impianto per test che è in funzione presso la Oregon State University dal 2003.

NuScale ha presentato una proposta al US Department of Energy (DoE) all'inizio di quest'anno alla ricerca di fondi federali per abbinare fino a $ 226 milioni di costi di certificazione della progettazione, e le licenze per l'impianto. Il DoE ha già deciso un partenariato pubblico-privato con NuScale per costruire una unità dimostrativa presso il sito Savannah River in South Carolina.
CEO Paolo Lorenzini detto che la società ha "cambiato il gioco in energia nucleare commerciale", con integrazione della sicurezza dell'impianto e "drasticamente" ridotto rischio d'impresa rispetto al costruire e gestire centrali nucleari convenzionali.
B & W combustibili sviluppo

Nel frattempo, Babcock & Wilcox (B & W) ha ufficialmente lanciato un nuovo centro tecnologico di carburante per sviluppare le capacità di fabbricazione di combustibile per la sua SMR mPower. La struttura, a Lynchburg, Virginia, svilupperà e dimostrare tecnologie di fabbricazione e dei processi chiave per il carburante dei reattori e componenti correlati, fabbricare prototipi rappresentativi di assemblaggio di combustibile e componenti per sostenere la progettazione del combustibile, test e procedura di autorizzazione, e fungere da laboratorio di prova materiali valutare le prestazioni meccaniche degli elementi di combustibile e componenti. La struttura non utilizzare alcun materiale nucleare.
Virginia governatore dello stato Bob O'Donnell applaudito l'apertura della nuova struttura, lo sviluppo terza maggiore in relazione al programma mPower a seguito di un ufficio di progettazione specifica istituita nel 2010 e di un sistema integrato di impianto di prova nel 2011.
Come NuScale, B & W ha chiesto DOE finanziamento per sostenere lo sviluppo del suo reattore. B & W Generation controllata mPower recentemente firmato un memorandum d'intesa con FirstEnergy di studi sulla distribuzione potenziale del SMR in territorio di servizi energetici di First, che si estende in tutta Midwest degli Stati Uniti e il Mid-Atlantic regioni. L'iniziativa è stata accolta favorevolmente dal pubblico Ohio senatori Sherrod Brown e Rob Portman, con la Portman rilevando i benefici che "uno o più" SMR avrebbe portato allo stato sia in termini di fornitura di energia "sicura, affidabile e conveniente" e nel sostegno carriere energetiche avanzate.
O'Donnell, Brown e la Portman non sono gli unici politici desiderosi di aggiungere il loro sostegno a progetti SMR. All'inizio di quest'anno il governatore del Missouri Jay Nixon ha prestato il suo sostegno alla candidatura di Westinghouse per sviluppare e produrre la sua SMR nello stato. Westinghouse e il Missouri elettrico Alliance hanno firmato un gruppo di dodici utilities e fornitori di energia tra cui Exelon, Dominion Virginia e FirstEnergy ad aderire all'Alleanza NexStart SMR per garantire i fondi di investimento DOE per il suo reattore.
Il corridore quarto importante nella corsa per il finanziamento DoE è Holtec di SMR-160. DOE ha anche accettato di ospitare il primo del suo genere reattore di Savannah River, e la società ha annunciato che è pronta a lanciare la fase di progettazione dettagliata per il reattore.

Ricercato e scritto da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - walter59 - 18-08-2012 18:02

Salve a tutti
Come sempre ottimi spunti.
Cher a proposito di SMR hai per caso notizie riguardanti il GEN4 Energy, una volta non si chiamava mica Hyperion.
tante grazie


RE:  Small Modular Reactor - drugo - 18-08-2012 20:25

walter59 ha Scritto:

Salve a tutti
Come sempre ottimi spunti.
Cher a proposito di SMR hai per caso notizie riguardanti il GEN4 Energy, una volta non si chiamava mica Hyperion.
tante grazie


Qualche spunto dalla voce del loro CEO:
http://www.youtube.com/watch?v=G26yh-0_SzI

Strano progetto, sembra che stiano cercando di proporlo all'estero...
...mi chiedo se veramente si siano ispirati ai reattori veloci dei sottomarini russi..

Drugo

RE: Small Modular Reactor - walter59 - 18-08-2012 23:06

Drugo

a mio modesto e disinformato parese il core Hyperion sembrerebbe una versione domestica dei reattori  imbarcati sui Smg. classe Alpha. quello che mi piacerebbe sapere è come funziona la regolazione controllo.

saluti


RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012 10:36

walter59 ha Scritto:

Salve a tutti
Come sempre ottimi spunti.
Cher a proposito di SMR hai per caso notizie riguardanti il GEN4 Energy, una volta non si chiamava mica Hyperion.
tante grazie



...............direttamente no, in quanto i miei contatti con loro non collaborano più con GEN4,cmq ora sto seguendo un nuovo progetto, c'è qualcuno che è esperto in biologia per sottoporgli in PM delle questioni specifiche?

Saluti Cher
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012 10:51

walter59 ha Scritto:

Drugo

a mio modesto e disinformato parese il core Hyperion sembrerebbe una versione domestica dei reattori  imbarcati sui Smg. classe Alpha. quello che mi piacerebbe sapere è come funziona la regolazione controllo.

saluti


.................... ci sono 12 sistemi automatici di blocco ridondanti nel caso si superino i parametri pre-definiti.
L'attivazione del SMR ( viaggia congelato ) è radio controllato.

Interessante è il sistema di blocco immediato in caso di surriscaldamento che supera ogni parametro termico di controllo, anche in caso di incendio esterno al SMR o per qualsiasi altra ragione, in pratica delle "palle" già presenti all'interno , contenenti boro si sganciano automaticamente e "avvelenalo" la reazione, interrompendola, il raffreddamento compatta il piombo/bismuto bloccando ogni fuori-uscita radioattiva, rendendo l'SMR inerte.
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 20-08-2012 13:05

ottimo Cher

per i sistemi di blocco tutto OK io mi chiedevo come era regolata la potenza del reattore in base alla richiesta (quantita) di energia, ache questo è un sistema radiocontrollato visto che il core è sigillato.

saluti


RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012 13:41

walter59 ha Scritto:

ottimo Cher

per i sistemi di blocco tutto OK io mi chiedevo come era regolata la potenza del reattore in base alla richiesta (quantita) di energia, ache questo è un sistema radiocontrollato visto che il core è sigillato.

saluti


esatto-------- cmq dato che l'smr dura 10 anni le micro barre scendono molto lentamente e la regolazione interviene in questo, detto in parole in 2 parole.
quando trovo lo spaccato del core lo pubblico.


RE: Small Modular Reactor - walter59 - 20-08-2012 14:04

ottimo molte grazie.

P.S. qualch'uno mi faccia gli auguri questa sera sono a cena con un gruppo di ecologisti, verdastri


RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012 17:55

walter59 ha Scritto:

ottimo molte grazie.

P.S. qualch'uno mi faccia gli auguri questa sera sono a cena con un gruppo di ecologisti, verdastri


....................allora ti anticipo una "realtà" disponibile per il mercato nazionale da settembre.......... che fà andare in brodo di giuggiole il verdame e in stato di frenesia simile allo stato orgasmico gli ecologisti.....

I VOC o COV e gli IPA possono essere distrutti senza alterazione ambientale e in modo permanente e continuativo senza danni all' ambiente inteso come esseri viventi in modo non alterativo del supporto interno ed esterno.

VOC = Composti Organici Volatili

IPA = Idrocarburi Policiclici Aromatici

Se il verdame o l'ecologista non conosce i COV e gli IPA allora aggiungi il termine cialtrone al suo stato di credo ideologico.
Toungue
RE:   Small Modular Reactor --ELSY ?? - drugo - 20-08-2012 18:42

Cher ha Scritto:



esatto-------- cmq dato che l'smr dura 10 anni le micro barre scendono molto lentamente e la regolazione interviene in questo, detto in parole in 2 parole.
quando trovo lo spaccato del core lo pubblico.




... o forse un veleno neutronico "bruciabile"?

Qualcuno sa che fine ha fatto questo progetto?
ELSY
http://www.sciencedirect.com/science/art...9311002354

"The ELSY (European Lead-cooled System) reference design is a 600 MWe pool-type reactor cooled by pure lead."

Grazie

Drugo
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 24-08-2012 19:26

Cosa poco inerente alla discussione, ma dopo un po di latitanza ho migliorato la tecnologia del mio avatar

saluti a tutti


RE: Small Modular Reactor - Cher - 25-08-2012 12:17

http://www.world-nuclear-news.org/NP-Mor...08127.html

Altre opzioni aperte per la forza lavoro degli Stati Uniti
23 agosto 2012

Nucleare addestrato ex-militari e le donne della Marina degli Stati Uniti dovrebbe essere in grado di transizione senza soluzione di continuità al lavoro nel settore civile del paese nucleare nel quadro di un accordo senza precedenti tra il Programma degli Stati Uniti di propulsione navale e rappresentanti dell'industria nucleare .

L'accordo di intesa, annunciato dagli Stati Uniti organizzazione industriale del Nuclear Energy Institute (NEI), è stato firmato a nome del Programma di propulsione navale dal vice direttore Steve Trautman. Circa 31 rappresentanti dell'industria nucleare, comprese le società nucleari e l'Istituto degli operatori nucleari, hanno aggiunto i loro nomi alla lista dei firmatari.
L'accordo costituisce il primo partnership mai formale tra la Marina degli Stati Uniti e l'industria civile nucleare, volto ad aiutare i veterani addestrati a muoversi nel campo domestico di energia nucleare, dando la possibilità di veterani che hanno la loro informazioni di contatto trasmessi direttamente ai selezionatori del settore civile a fine del loro impegno di servizio.
L'accordo funziona in due direzioni: permette anche la Marina degli Stati Uniti di assumere direttamente dalle università partner, 38 nel programma nucleare Curriculum (Uniform NUCUP), una partnership che mira a garantire una pipeline di talenti dell'industria nucleare addestrati a standard elevati e costanti. NUCUP è stata fondata seguenti sforzi da parte NEI per affrontare prevista carenza di competenze in un crescente settore dell'energia nucleare degli Stati Uniti.

L'industria nucleare degli Stati Uniti prevede di assumere circa 25.000 lavoratori in più nel corso dei prossimi cinque anni, secondo il vice presidente senior e direttore NEI nucleare ufficiale Tony Pietrangelo. Il nuovo accordo "ci permette di portare in esperienza, personale altamente qualificato che meritano gratificanti carriere civili dopo il servizio disinteressato al loro paese", ha spiegato. "La bellezza di questo accordo è che fornisce un multi-viale di flusso per la formazione della prossima generazione di lavoratori nucleari in grado di acquisire le competenze e l'esperienza necessarie attraverso l'educazione formale, dentro o fuori dei militari, on-the-job training o entrambi che assicura un brillante futuro in un settore in crescita ", ha detto.
Naval Nuclear Propulsion Programma vice direttore Steve Trautman ha osservato che il nuovo accordo dovrebbe facilitare l'accesso della marina di NUCUP laureati consentendo ex marinai di utilizzare le proprie competenze dopo la cessazione dal servizio. "Entrambi sono a destra per la Marina Militare e la nazione", ha detto.
Ricercato e scritto
da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - Cher - 25-11-2012 15:58

http://www.world-nuclear-news.org/NN-mPo...1112a.html

mPower potenziato da fondi SMR
21 novembre 2012
Il Babcock and Wilcox (B & W) Mpower piccolo reattore modulare (SMR) è stato selezionato come il vincitore di un programma di governo degli Stati Uniti destinato a contribuire ad accelerare il ritmo con cui viene portato questa nuova classe di centrale elettrica sul mercato.

La mPower è stato uno dei quattro disegni SMR che hanno partecipato per una possibilità di finanziamento lanciato dal Dipartimento dell'Energia degli Stati Uniti (DOE) nel marzo di quest'anno. Gli altri sono stati presentati da consorzi guidati da Westinghouse, NuScale e Holtec.
E 'stato originariamente annunciato che il DoE avrebbe premio di $ 450 milioni a uno o due disegni nel corso di cinque anni al fine di assistere con il supporto tecnico e la concessione di licenze. Tuttavia, gli annunci di ieri non ha confermato l'esatto livello di finanziamento a venire dal DoE - che deve essere concordata sulla base di negoziazione con B & W - né se un altro vincitore sarà annunciato. Il programma è stato modellato dopo il nucleare di programma 2010 che ha accelerato la progettazione e la concessione di licenze di reattore AP1000 Westinghouse.
A meno di 300 MWe di capacità, CGO sono molto più piccoli rispetto ai tipici reattori nucleari e sono considerati la scelta ideale per le zone che non possono sostenere un reattore più grande. Il DoE osserva che il design compatto, scalabile di un SMR offre una serie di potenziale di sicurezza, la costruzione e benefici economici.
La selezione del team di progetto mPower (B & W, la Tennessee Valley Authority utilità e società di ingegneria Bechtel) ha proiettato alla ribalta di una spinta popolare per sviluppare SMR tecnologia nel paese. Il team ora entrare in un programma di economie condividere con il DoE dove sarà privata corrisponde al finanziamento ricevuto almeno su una base uno a uno.

Christofer Mowry, Presidente di B & W mPower ha commentato: "Siamo grati per l'approvazione del DoE di B & W mPower La nostra azienda, i nostri partner, e il nostro settore stanno lavorando duramente per trasformare la visione di una soluzione più pratica, flessibile e conveniente di energia pulita in realtà. . Con il supporto del DoE, siamo in grado di fornire questa importante innovazione per l'industria energetica e la nostra nazione più rapidamente e con meno rischi. "
Il DoE ha annunciato l'intenzione di emettere un follow-on sollecitazione per i fondi SMR e la Westinghouse-led consorzio - che include Ameren Missouri e l'Alleanza Missouri Electric - ieri subito confermato che è "molto interessato" a competere per questo.
Governo appoggia nucleare di R & S

Con la decisione DoE, il governo degli Stati Uniti ha sostanzialmente confermato il proprio impegno ad investire in futuro nucleare del paese. Questo sostegno era parsa traballante durante una campagna elettorale durante la quale nessuno dei due candidati principali fatto dichiarazioni sostanziali sul nucleare.
Evidenziando il sostegno del governo per l'energia nucleare come parte del multi-approccio di portafoglio energetico, l'energia segretario Stephen Chu rimarcato l'occasione: "L'amministrazione Obama continua a credere che basse emissioni di carbonio energia nucleare ha un ruolo importante da svolgere nel futuro energetico dell'America Riavvio. industria nucleare della nazione e avanzando piccoli reattori modulari di tecnologie contribuirà a creare nuovi posti di lavoro e le opportunità di esportazione per i lavoratori americani e le imprese, e sicuri di continuare a prendere un all-of-the-sopra approccio alla produzione di energia americana ".


Impressione del reattore mPower metropolitana (Foto: B & W)

Il mPower è un 180 MWe integrante concetto reattore ad acqua pressurizzata che B & W rivendicazione offre vantaggi in termini di sicurezza degli impianti, la sicurezza e l'economia. Può essere assemblato e pregne di un sito dove si sarà completamente bunker in un edificio di contenimento sotterraneo. Secondo B & W, questo processo insieme con la architettura del sito di costruzione e riduce in modo significativo il rischio di licenza.
Ricercato e scritto
da News World Nuclear


RE: Small Modular Reactor - Cher - 26-12-2012 17:00

3rd Annual
Small Modular Reactor Conference
April 16-17, 2013, Marriott Downtown Hotel, Columbia South Carolina


Develop a full SMR strategy that supports the commercial deployment of advanced reactor programs throughout the USA and beyond

This is the largest global meeting point for the SMR community and the only place to build the vital new partnerships required to move commercial small and advanced reactor programs forward

Analyze the developments in the NRC framework to see how to navigate new and forming regulations
See the business case for SMRs and understand the potential market applications that can use this new technology
Access exclusive SWOT analysis from LWR & advanced reactor designs to see which best suits your energy requirements and demands
Gain business critical deployment forecasts from key buyers across the US and beyond to best plan your business strategy
Hear new government action that supports demonstration projects and installs an industrial foundation for global export
Download the full brochure here and receive the full speaker line up, detailed agenda and registration discounts!

An outstanding event offering the opportunity to promote the nuclear industry and specifically the benefit of Small Modular Reactors
Pete Harden, VP, Westinghouse


RE: Small Modular Reactor - Cher - 24-03-2013 15:17

http://www.world-nuclear-news.org/NN-Sec...03134.html

Secondo turno di SMR finanziamento annunciato
13 Mar 2013
Il governo degli Stati Uniti ha annunciato un'altra opportunità di finanziamento per la progettazione del settore e certificare piccoli reattori modulari (SMR).

Il Dipartimento dell'Energia (DoE) ha detto che sarà "sollecitare proposte di progetti di piccole dimensioni a compartecipazione reattori modulari che hanno il potenziale per essere autorizzato dalla Nuclear Regulatory Commission e ottenere un funzionamento commerciale intorno al 2025." La scadenza per le domande è il 1o luglio.
A meno di 300 MWe di capacità, CGO sono molto più piccoli rispetto ai tipici reattori nucleari e sono considerati la scelta ideale per le zone che non possono sostenere un reattore più grande. Il DoE osserva che il design compatto, scalabile di un SMR offre una serie di potenziale di sicurezza, la costruzione e benefici economici.
Il DOE ha detto, "I progetti selezionati si estenderà un periodo di cinque anni, con almeno il 50% [dei fondi] fornito dal settore privato." Ha rilevato, "in funzione degli stanziamenti del Congresso, il finanziamento federale per questa sollecitazione e il progetto annunciato l'anno scorso deriveranno dal totale di $ 452 milioni individuati per il Dipartimento Small Modular Reactor programma di licenze di supporto tecnico."
Nel mese di novembre, la (B & W), Babcock and Wilcox mPower reattore è stato selezionato come il vincitore del primo round di finanziamento, lanciato dal DoE nel marzo 2012. L'importo esatto dei fondi che B & W riceveranno non è stato divulgato, ma l'importo massimo disponibile in ciascuna delle prima e la seconda è fissato a $ 226 milioni.


Contendenti precedenti

Il mPower - 180 MWe un reattore integrale acqua pressurizzata (PWR) che sarebbe ospitato in un edificio di contenimento della metropolitana - è stato uno dei quattro disegni SMR di richiedere un finanziamento. Le altre applicazioni sono state presentate da consorzi guidati da Westinghouse, NuScale Power e Holtec internazionale.
Westinghouse ha presentato i suoi 200 MWe progettazione SMR - un PWR integrato in cui si trovano tutti i componenti principali all'interno del recipiente a pressione del reattore. Dopo aver fallito di ottenere finanziamenti al primo turno, la società ha detto che era "molto interessato" a competere nel follow-on sollecitazione.
NuScale ha presentato una domanda di 45 MWe autonomo PWR e gruppo elettrogeno, che verrebbe fatta in fabbrica e spediti per la distribuzione in gruppi di fino a 12. Questi potrebbero causare scalabili centrali nucleari con capacità da 45 MWe a 540 MWe. NuScale ha detto che è "ansioso di competere" per il prossimo round di finanziamento.
Nel frattempo, Holtec è alla ricerca di finanziamenti per i suoi 160 MWe SMR-160. Ogni unità si occupano meno di cinque acri (poco più di 2 ettari) di terreno e può essere utilizzato con acqua convenzionale o raffreddamento ad aria, che lo rende adatto per i siti che non hanno accesso a grandi volumi di acqua. Shaw e Areva Inc partecipano anche nel lavoro di sviluppo del progetto. Holtec ha già detto che avrebbe rimborsare i soldi pubblici se non riesce a ottenere una licenza per l'SMR-160.
In uscita il ministro dell'Energia Steven Chu ha commentato: "Come ha detto il presidente Obama nello Stato dell'Unione, l'Amministrazione è impegnata ad accelerare la transizione verso più fonti sostenibili di energia. Tecnologie energetiche innovative, tra cui piccoli reattori modulari, contribuirà a fornire energia a basso tenore di carbonio alle case americane e le imprese, dando la nostra nazione un vantaggio competitivo essenziale nella corsa globale dell'energia pulita. "
Ricercato e scritto
da News World Nuclea


RE: Small Modular Reactor - Luigi Filippo von Mehlem - 31-03-2013 21:19

e degli attuali progetti di MiniReattori
continui ad opporsi forsennatamente contro la soluzione dei problemi energetici ed ancor più della bilancia dei pagamenti, che senza le altrettanto forsennate importazioni di derivati del petrolio vedrebbe l'Italia ai primi e non ultimi posti in Europa? Questa volta parlo con cognizione diretta di causa in quanto unendo i grandi e diversi insegnamenti di Pasquale Saraceno all'IRI e di Felice Ippolito al CNEN, questo era appunto il nocciolo della mia pubblicata relazione al congresso Foratom di Francoforte nel 1965 che illustrava più che la elementare tecnologia il mio brevetto di minireattore trasportabile nei suoi risvolti economici. La fisica rimane quella che era ed i principi fondamentali non molto diversi.


RE:  Small Modular Reactor - lucaberta - 03-04-2013 11:32

Luigi Filippo von Mehlem ha Scritto:

questo era appunto il nocciolo della mia pubblicata relazione al congresso Foratom di Francoforte nel 1965 che illustrava più che la elementare tecnologia il mio brevetto di minireattore trasportabile nei suoi risvolti economici. La fisica rimane quella che era ed i principi fondamentali non molto diversi.

sono passati quasi 50 anni e siamo ancora incartati su questi temi, Dott. von Mehlem. Speriamo che ad un certo punto le nuove generazioni sapranno capire tutti i gravi errori che sono stati fatti e che stanno creando la poverta' che vediamo intorno a noi ogni giorno. Ma non ne sono per nulla convinto.

Cordiali saluti,

Luca Bertagnolio
Futuro Nucleare