Scrivi discussione 




Small Modular Reactor
Autore Messaggio
Cher
Consul Member
****


Messaggi: 1.834
Gruppo: Registered
Iscritto: May 2010
Stato: Offline
Reputazione:
Messaggio: #1
Small Modular Reactor

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


Una  fredda nebbia illividisce il cielo,
le notti incominciano prima.
Tutti conoscono il declino,
ma pochi ne discernono la linea di confine.



Cher03@hotmail.it

Messaggio modificato il: 27-05-2011 alle 20:42 da Cher.

27-05-2011 20:16
Invia Messaggio privato all'autore Trova tutti i messaggi dell'autore Quota il messaggio nella risposta

Messaggi in questa discussione
Small Modular Reactor - Cher - 27-05-2011 20:16
RE: Small Modular Reactor - Cher - 27-05-2011, 20:46
RE: Small Modular Reactor - tesla82 - 27-05-2011, 23:15
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 28-05-2011, 11:56
RE:   Small Modular Reactor - tesla82 - 28-05-2011, 13:40
RE:    Small Modular Reactor - Cher - 28-05-2011, 21:51
RE: Small Modular Reactor - Cher - 18-06-2011, 21:04
RE: Small Modular Reactor - Cher - 10-12-2011, 22:09
RE: Small Modular Reactor - Cher - 03-05-2012, 20:32
RE: Small Modular Reactor - Cher - 23-05-2012, 19:49
RE: Small Modular Reactor - Cher - 03-08-2012, 12:17
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 18-08-2012, 18:02
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012, 10:36
RE:  Small Modular Reactor - drugo - 18-08-2012, 20:25
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 18-08-2012, 23:06
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012, 10:51
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 20-08-2012, 13:05
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012, 13:41
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 20-08-2012, 14:04
RE:  Small Modular Reactor - Cher - 20-08-2012, 17:55
RE:   Small Modular Reactor --ELSY ?? - drugo - 20-08-2012, 18:42
RE: Small Modular Reactor - walter59 - 24-08-2012, 19:26
RE: Small Modular Reactor - Cher - 25-08-2012, 12:17
RE: Small Modular Reactor - Cher - 25-11-2012, 15:58
RE: Small Modular Reactor - Cher - 26-12-2012, 17:00
RE: Small Modular Reactor - Cher - 24-03-2013, 15:17
RE: Small Modular Reactor - Luigi Filippo von Mehlem - 31-03-2013, 21:19
RE:  Small Modular Reactor - lucaberta - 03-04-2013, 11:32

  Scrivi discussione 


Guarda versione stampabile
Invia discussione a un amico
Sottoscrivi questa discussione | Aggiungi discussione ai favoriti
Valuta questa discussione:

Vai al Forum: