Lead-cooled fast reactor (original) (raw)
Reaktor cepat berpendingin timbal adalah desain reaktor nuklir yang menggunakan spektrum neutron cepat serta didinginkan dengan lelehan timbal atau paduan timbal-bismut. Lelehan semacam ini berguna sebagai pendingin reaktor karena memiliki tangkapan neutron yang kecil (sehingga tidak memperlambat reaksi nuklir pada inti reaktor) dan memiliki titik leleh rendah. Uni Soviet pertama kali mengembangkan jenis reaktor ini, dan membuatnya untuk reaktor beberapa kapal selam nuklir serta 2 reaktor nuklir di darat antara dekate 1960an dan 1990an. Selain itu, jenis reaktor ini juga diteliti (namun belum dilaksanakan) di Eropa Barat, Jepang, Korea Selatan, dan Amerika Serikat.
| Property | Value |
|---|---|
| dbo:abstract | مفاعل سريع بتبريد الرصاص (بالإنجليزية: lead-cooled fast reactor)هو نوع من مفاعل نووي من الجيل الرابع يعمل بالنيوترونات السريعة، ويستخدم الرصاص أو سبيكة الرصاص والبزموت كمبرد في دورة واحدة مغلقة للتفاعل النووي. وتوجد عدة اختيارات لتنفيذه تشمل قدرة من 50 إلى 150 ميجاوات كهرباء. ومن مميزات هذا الطراز من المفاعلات ميزة طول العمر، وإنتاجها في وحدات صغيرة منفردة. وتتضمن المخططات تنفيذ وحدات صغيرة تجمع لإنتاج قدرات بين 300 و 400 ميجاوات، أو مفاعل من النوع الكبير يعمل بقدرة 1.200 ميجا وات. ويتكون الوقود النووي من اليورانيوم في هيئة معدن أو في صورة نيتريد اليورانيوم وبعض العناصر الأثقل من اليورانيوم. ويجري تبريد المفاعل بواسطة الحمل الطبيعي حيث يخرج المبرد من المفاعل عند درجة 550 درجة مئوية، وربما مزداد حتى درجة 800 درجة مئوية عند استخدام مواد مستحدثة. ودرجة الحرارة هذه عالية بالقدر بحيث ستسمح بإنتاج [[الهيدروجين بالطرق الكيميائية الحرارية التي تستخدم دورة الكبريت واليود Sulfur-iodine cycle. وهناط تفكير في تنفيذ هذا الطراز في محطات القوى النووية لإنتاج الطاقة الكهربية من الوقود النووي. (ar) The lead-cooled fast reactor is a nuclear reactor design that features a fast neutron spectrum and molten lead or lead-bismuth eutectic coolant. Molten lead or lead-bismuth eutectic can be used as the primary coolant because especially lead, and to a lesser degree bismuth have low neutron absorption and relatively low melting points. Neutrons are slowed less by interaction with these heavy nuclei (thus not being neutron moderators) and therefore, help make this type of reactor a fast-neutron reactor. In simple terms, if a neutron hits a particle with a similar mass (such as hydrogen in a Pressurized Water Reactor PWR), it tends to lose kinetic energy. In contrast, if it hits a much heavier atom such as lead, the neutron will "bounce off" without losing this energy.The coolant does, however, serve as a neutron reflector, returning some escaping neutrons to the core.Fuel designs being explored for this reactor scheme include fertile uranium as a metal, metal oxide or metal nitride.Smaller capacity lead-cooled fast reactors (such as SSTAR) can be cooled by natural convection, while larger designs (such as ELSY) use forced circulation in normal power operation, but will employ natural circulation emergency cooling. No operator interference is required, nor pumping of any kind to cool the residual heat of the reactor after shutdown.The reactor outlet coolant temperature is typically in the range of 500 to 600 °C, possibly ranging over 800 °C with advanced materials for later designs. Temperatures higher than 800 °C are theoretically high enough to support thermochemical production of hydrogen through the sulfur-iodine cycle, although this has not been demonstrated. The concept is generally very similar to sodium-cooled fast reactor, and most liquid-metal fast reactors have used sodium instead of lead. Few lead-cooled reactors have been constructed, except for some Soviet nuclear submarine reactors in the 1970s, but a number of proposed new nuclear reactor designs are lead-cooled. The lead-cooled reactor design has been proposed as a generation IV reactor.Plans for future implementation of this type of reactor include modular arrangements rated at 300 to 400 MWe, and a large monolithic plant rated at 1,200 MWe. (en) Un réacteur nucléaire rapide à caloporteur plomb, aussi appelé réacteur rapide refroidi au plomb, est un réacteur de IVe génération qui présente un spectre de neutrons rapides et de liquide de refroidissement au plomb ou à l'eutectique plomb-bismuth. Ce type de réacteur est développé par l'union soviétique dans les années 1960, et propulse les 6 sous-marins de la Classe Alfa mis en service de 1972 à 1983. En 2010, la Commission européenne soutient le projet MYRRHA de réacteur rapide refroidi au plomb du centre belge de recherches nucléaires, le SCK•CEN. En 2016, le ministère de l'énergie russe approuve la construction d'un prototype de réacteur rapide refroidi au plomb de 300 MW - Brest-300 - à Seversk. (fr) Reaktor cepat berpendingin timbal adalah desain reaktor nuklir yang menggunakan spektrum neutron cepat serta didinginkan dengan lelehan timbal atau paduan timbal-bismut. Lelehan semacam ini berguna sebagai pendingin reaktor karena memiliki tangkapan neutron yang kecil (sehingga tidak memperlambat reaksi nuklir pada inti reaktor) dan memiliki titik leleh rendah. Uni Soviet pertama kali mengembangkan jenis reaktor ini, dan membuatnya untuk reaktor beberapa kapal selam nuklir serta 2 reaktor nuklir di darat antara dekate 1960an dan 1990an. Selain itu, jenis reaktor ini juga diteliti (namun belum dilaksanakan) di Eropa Barat, Jepang, Korea Selatan, dan Amerika Serikat. (in) 鉛冷却高速炉（なまりれいきゃくこうそくろ、英語：Lead-cooled Fast Reactor、略称：LFR）とは冷却材として液体の鉛や、鉛とビスマスの合金を使う減速材のない高速炉である。高速増殖炉として作り得ると考えられている炉型であり、第4世代原子炉の炉型の一つに選ばれている。 液体金属鉛や鉛ビスマス合金を使う利点は、中性子をあまり吸収しないため中性子経済が良く燃料増殖が可能であること、沸点が高いため水炉のように炉を高圧に耐えるようにする必要が無いこと、熱伝導性がよいため除熱能力が高いこと、ボイド係数が負で沸騰したとしても安全性が高いこと、酸素や水との反応性が低いため漏洩時の安全性が高く、直接水と接触させて蒸気発生すら考えられることが挙げられる。 欠点は、冷却材の質量が重く大型化に難があること鉛ビスマス合金の場合配管の腐食性があり材料の検討が必要なこと、不透明であるため燃料交換時等のメンテナンス性に難があること、原子炉を停止させる場合は冷却材が固化しないように予熱し続ける必要があることが挙げられる。 直接核燃料に照射される鉛やビスマスは、中性子の反応断面積は小さいものの放射化し、とくにビスマスは放射能が強く半減期が138日と比較的長いポロニウム210を生成するため、メンテナンス性に影響がある。 世界的に見てあまり実績は無いが、日本では東京工業大学で研究されており、ソ連の潜水艦K-27、アルファ型原子力潜水艦の原子炉で使われていた。アメリカでは（en:Gen4 Energy）と呼ばれる小型で、燃料と炉が一体で長サイクル、一括取り替えによる廃炉といった特徴を持ったバッテリー炉の設計が進んでいる。 また、加速器駆動未臨界炉においてはビスマスが核破砕反応ターゲットと成り得ると考えられている。 (ja) Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, o più brevemente LFR (sigla dall'inglese Lead-cooled Fast Reactor) è un reattore nucleare veloce della IV generazione a ciclo chiuso allo stadio progettuale e pre-licenziamento, che come refrigerante può impiegare: * piombo puro * bismuto (55.5 wt%) - piombo (44.5 wt%) eutettico con temperatura di fusione 124,5±0,6 °C e temperatura di ebollizione di 1750 °C * bismuto (52 wt%) - piombo (32 wt%) - stagno (16 wt%) eutettico * piombo (85 wt%) - oro (15 wt%) eutettico con temperatura di fusione 212 °C (it) Een loodgekoelde reactor is een kweekreactor waarbij gesmolten lood of een eutecticum van lood en bismut dient als koelstof. (nl) Свинцово-висмутовые быстрые реакторы — семейство энергетических ядерных реакторов малой мощности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ. В настоящее время в России разрабатываются реакторные установки малой мощности типа СВБР для создания атомных энергоисточников в диапазоне мощностей 10 — 40 МВт-эл. (СВБР-10) и 100—400 МВт-эл. (СВБР-100) с использованием модульного принципа построения энергоблока. В наиболее высокой степени проработки находится проект СВБР-100. Проект реализует компания «АКМЭ-инжиниринг» (совместное предприятие «Росатома» и «ЕвроСибЭнерго»). Проект СВБР-100 «АКМЭ-инжиниринг» реализует в сотрудничестве с ОКБ «Гидропресс», «ВНИПИЭТ», «ФЭИ» и рядом других предприятий атомной и смежных отраслей. В 2014 году проект был приостановен из-за сложностей с финансированием. В декабре 2021 компания "АКМЭ" (совместное предприятие Росатома и En+) возобновила проект. (ru) 铅冷快中子反应堆（英語：Lead-cooled Fast Reactor，缩写：LFR），是一種快中子增殖反應爐，以熔融的铅或熔融的铅铋合金做為冷卻劑。作为冷却剂，其中子俘获与熔点都很低，但对中子减速轻微，因而适用于快中子堆，还能起到中子反射的作用。增殖性核燃料可以是金属、金属氧化物、金属氮化物。小规模的铅冷快堆（如SSTAR）可以自然对流冷却；但大功率设计的堆型（如ELSY）在正常功率操作时为强制冷却与自然循环应急冷却。反应堆冷却剂出口温度典型为500至600 °C；未来设计可高达800 °C以上，足以支持硫-碘循環制氢。 铅冷快堆是第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。 (zh) |
| dbo:thumbnail | wiki-commons:Special:FilePath/Lead-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg?width=300 |
| dbo:wikiPageExternalLink | http://www.akmeengineering.com/svbr100.html http://isolmyrrha.sckcen.be/%7CIsol@myrrha http://myrrha.sckcen.be/en%7CMyrrha https://web.archive.org/web/20060218062056/http:/www.gen-4.org/Technology/systems/lfr.htm https://web.archive.org/web/20070927211155/http:/www.bechtel.com/PDF/BIP/23378.pdf https://web.archive.org/web/20071129121350/http:/neri.inel.gov/universities_workshop/proceedings/pdfs/lfr.pdf https://web.archive.org/web/20080615222956/http:/www.sciencedirect.com/science%3F_ob=ArticleURL&_udi=B6V4D-4K2T5D7-5&_user=10&_coverDate=08%2F31%2F2006&_rdoc=1&_fmt=&_orig=search&_sort=d&view=c&_acct=C000050221&_version=1&_urlVersion=0&_userid=10&md5=df85272db6aac0f870d0004ed28d513e http://www2.cnrs.fr/presse/communique/2417.htm http://www.inl.gov/research/lead-cooled-fast-reactor/ https://www.nytimes.com/2010/03/19/business/global/19minireactor.html http://www.iaea.org/OurWork/ST/NE/NENP/NPTDS/Downloads/SMR_CRP1_SRWOSR/2006/RBEC-M%20Kurchatov%20Final.pdf |
| dbo:wikiPageID | 2966606 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageLength | 19293 (xsd:nonNegativeInteger) |
| dbo:wikiPageRevisionID | 1117471431 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageWikiLink | dbr:BREST_(Reactor) dbr:MYRRHA dbr:Neutron_moderator dbr:Hydrogen dbc:Lead dbr:Uniper dbr:Uranium_nitride dbr:Polonium dbr:Alfa_class_submarine dbr:OK-550_reactor dbr:Nuclear_reactor_coolant dbr:Melting_point dbr:SCK•CEN dbr:Generation_IV_reactor dbr:Nuclear_reactor dbr:Oxide dbr:Gamma_rays dbr:Gas-cooled_fast_reactor dbr:Moderate dbr:Molten_salt_reactor dbr:Convection dbr:Liquid_metal_cooled_reactor dbr:Pressurized_water_reactor dbr:Distributed_generation dbr:Dual_fluid_reactor dbr:Fast_neutron dbr:Lead-bismuth_eutectic dbr:Passive_cooling dbr:Alpha_decay dbr:Fast_breeder_reactor dbr:Nuclear_submarine dbr:Fast-neutron_reactor dbr:Neutron_reflector dbr:BREST_(reactor) dbc:Liquid_metal_fast_reactors dbr:KTH_Royal_Institute_of_Technology dbr:Kinetic_energy dbr:Lawrence_Livermore_National_Laboratory dbr:Lead dbr:BM-40A_reactor dbr:Sodium-cooled_fast_reactor dbr:Soviet_Navy dbr:Soviet_submarine_K-64 dbr:Fertile_material dbr:Integral_fast_reactor dbr:Neutron dbr:World_Nuclear_Association dbr:Hyperion_Power_Generation dbr:Small,_sealed,_transportable,_autonomous_reactor dbr:Turnkey dbr:Void_coefficient dbr:Neutron_economy dbr:Nitride dbr:Subcritical_reactor dbr:Sulfur-iodine_cycle dbr:Fast_neutron_reactor dbr:Potable_water dbr:Production_of_hydrogen dbr:Sodium_fast_reactor dbr:Neutron_absorption dbr:File:Lead-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg dbr:LeadCold dbr:SEALER_(reactor) |
| dbp:wikiPageUsesTemplate | dbt:Citation_needed dbt:Convert dbt:Div_col dbt:Div_col_end dbt:Quotation dbt:Reflist dbt:Short_description dbt:Use_dmy_dates dbt:Nuclear_fission_reactors |
| dcterms:subject | dbc:Lead dbc:Liquid_metal_fast_reactors |
| rdf:type | yago:WikicatLiquidMetalFastReactors yago:WikicatNuclearReactors yago:Apparatus102727825 yago:Artifact100021939 yago:Equipment103294048 yago:FastReactor103324629 yago:Instrumentality103575240 yago:NuclearReactor103834040 yago:Object100002684 yago:PhysicalEntity100001930 yago:Whole100003553 |
| rdfs:comment | Reaktor cepat berpendingin timbal adalah desain reaktor nuklir yang menggunakan spektrum neutron cepat serta didinginkan dengan lelehan timbal atau paduan timbal-bismut. Lelehan semacam ini berguna sebagai pendingin reaktor karena memiliki tangkapan neutron yang kecil (sehingga tidak memperlambat reaksi nuklir pada inti reaktor) dan memiliki titik leleh rendah. Uni Soviet pertama kali mengembangkan jenis reaktor ini, dan membuatnya untuk reaktor beberapa kapal selam nuklir serta 2 reaktor nuklir di darat antara dekate 1960an dan 1990an. Selain itu, jenis reaktor ini juga diteliti (namun belum dilaksanakan) di Eropa Barat, Jepang, Korea Selatan, dan Amerika Serikat. (in) Il reattore nucleare a neutroni veloci refrigerato a piombo, o più brevemente LFR (sigla dall'inglese Lead-cooled Fast Reactor) è un reattore nucleare veloce della IV generazione a ciclo chiuso allo stadio progettuale e pre-licenziamento, che come refrigerante può impiegare: * piombo puro * bismuto (55.5 wt%) - piombo (44.5 wt%) eutettico con temperatura di fusione 124,5±0,6 °C e temperatura di ebollizione di 1750 °C * bismuto (52 wt%) - piombo (32 wt%) - stagno (16 wt%) eutettico * piombo (85 wt%) - oro (15 wt%) eutettico con temperatura di fusione 212 °C (it) Een loodgekoelde reactor is een kweekreactor waarbij gesmolten lood of een eutecticum van lood en bismut dient als koelstof. (nl) 铅冷快中子反应堆（英語：Lead-cooled Fast Reactor，缩写：LFR），是一種快中子增殖反應爐，以熔融的铅或熔融的铅铋合金做為冷卻劑。作为冷却剂，其中子俘获与熔点都很低，但对中子减速轻微，因而适用于快中子堆，还能起到中子反射的作用。增殖性核燃料可以是金属、金属氧化物、金属氮化物。小规模的铅冷快堆（如SSTAR）可以自然对流冷却；但大功率设计的堆型（如ELSY）在正常功率操作时为强制冷却与自然循环应急冷却。反应堆冷却剂出口温度典型为500至600 °C；未来设计可高达800 °C以上，足以支持硫-碘循環制氢。 铅冷快堆是第四代核反应堆的六种推荐堆型之一。 (zh) مفاعل سريع بتبريد الرصاص (بالإنجليزية: lead-cooled fast reactor)هو نوع من مفاعل نووي من الجيل الرابع يعمل بالنيوترونات السريعة، ويستخدم الرصاص أو سبيكة الرصاص والبزموت كمبرد في دورة واحدة مغلقة للتفاعل النووي. وتوجد عدة اختيارات لتنفيذه تشمل قدرة من 50 إلى 150 ميجاوات كهرباء. ومن مميزات هذا الطراز من المفاعلات ميزة طول العمر، وإنتاجها في وحدات صغيرة منفردة. وتتضمن المخططات تنفيذ وحدات صغيرة تجمع لإنتاج قدرات بين 300 و 400 ميجاوات، أو مفاعل من النوع الكبير يعمل بقدرة 1.200 ميجا وات. ويتكون الوقود النووي من اليورانيوم في هيئة معدن أو في صورة نيتريد اليورانيوم وبعض العناصر الأثقل من اليورانيوم. (ar) The lead-cooled fast reactor is a nuclear reactor design that features a fast neutron spectrum and molten lead or lead-bismuth eutectic coolant. Molten lead or lead-bismuth eutectic can be used as the primary coolant because especially lead, and to a lesser degree bismuth have low neutron absorption and relatively low melting points. Neutrons are slowed less by interaction with these heavy nuclei (thus not being neutron moderators) and therefore, help make this type of reactor a fast-neutron reactor. In simple terms, if a neutron hits a particle with a similar mass (such as hydrogen in a Pressurized Water Reactor PWR), it tends to lose kinetic energy. In contrast, if it hits a much heavier atom such as lead, the neutron will "bounce off" without losing this energy.The coolant does, however (en) Un réacteur nucléaire rapide à caloporteur plomb, aussi appelé réacteur rapide refroidi au plomb, est un réacteur de IVe génération qui présente un spectre de neutrons rapides et de liquide de refroidissement au plomb ou à l'eutectique plomb-bismuth. Ce type de réacteur est développé par l'union soviétique dans les années 1960, et propulse les 6 sous-marins de la Classe Alfa mis en service de 1972 à 1983. En 2010, la Commission européenne soutient le projet MYRRHA de réacteur rapide refroidi au plomb du centre belge de recherches nucléaires, le SCK•CEN. (fr) 鉛冷却高速炉（なまりれいきゃくこうそくろ、英語：Lead-cooled Fast Reactor、略称：LFR）とは冷却材として液体の鉛や、鉛とビスマスの合金を使う減速材のない高速炉である。高速増殖炉として作り得ると考えられている炉型であり、第4世代原子炉の炉型の一つに選ばれている。 液体金属鉛や鉛ビスマス合金を使う利点は、中性子をあまり吸収しないため中性子経済が良く燃料増殖が可能であること、沸点が高いため水炉のように炉を高圧に耐えるようにする必要が無いこと、熱伝導性がよいため除熱能力が高いこと、ボイド係数が負で沸騰したとしても安全性が高いこと、酸素や水との反応性が低いため漏洩時の安全性が高く、直接水と接触させて蒸気発生すら考えられることが挙げられる。 欠点は、冷却材の質量が重く大型化に難があること鉛ビスマス合金の場合配管の腐食性があり材料の検討が必要なこと、不透明であるため燃料交換時等のメンテナンス性に難があること、原子炉を停止させる場合は冷却材が固化しないように予熱し続ける必要があることが挙げられる。 直接核燃料に照射される鉛やビスマスは、中性子の反応断面積は小さいものの放射化し、とくにビスマスは放射能が強く半減期が138日と比較的長いポロニウム210を生成するため、メンテナンス性に影響がある。 (ja) Свинцово-висмутовые быстрые реакторы — семейство энергетических ядерных реакторов малой мощности на быстрых нейтронах со свинцово-висмутовым теплоносителем Россия обладает уникальным опытом создания и эксплуатации реакторных установок со свинцово-висмутовым теплоносителем для АПЛ. В настоящее время в России разрабатываются реакторные установки малой мощности типа СВБР для создания атомных энергоисточников в диапазоне мощностей 10 — 40 МВт-эл. (СВБР-10) и 100—400 МВт-эл. (СВБР-100) с использованием модульного принципа построения энергоблока. (ru) |
| rdfs:label | مفاعل سريع بتبريد الرصاص (ar) Reaktor cepat berpendingin timbal (in) Reattore nucleare veloce al piombo (it) Réacteur nucléaire rapide à caloporteur plomb (fr) Lead-cooled fast reactor (en) 鉛冷却高速炉 (ja) Loodgekoelde reactor (nl) СВБР (ru) 铅冷快中子反应堆 (zh) |
| owl:sameAs | freebase:Lead-cooled fast reactor yago-res:Lead-cooled fast reactor wikidata:Lead-cooled fast reactor dbpedia-ar:Lead-cooled fast reactor dbpedia-fa:Lead-cooled fast reactor dbpedia-fr:Lead-cooled fast reactor dbpedia-id:Lead-cooled fast reactor dbpedia-it:Lead-cooled fast reactor dbpedia-ja:Lead-cooled fast reactor dbpedia-nl:Lead-cooled fast reactor dbpedia-ru:Lead-cooled fast reactor dbpedia-zh:Lead-cooled fast reactor https://global.dbpedia.org/id/xmaF |
| prov:wasDerivedFrom | wikipedia-en:Lead-cooled_fast_reactor?oldid=1117471431&ns=0 |
| foaf:depiction | wiki-commons:Special:FilePath/Lead-Cooled_Fast_Reactor_Schemata.svg |
| foaf:isPrimaryTopicOf | wikipedia-en:Lead-cooled_fast_reactor |
| is dbo:wikiPageDisambiguates of | dbr:LCFR |
| is dbo:wikiPageRedirects of | dbr:Lead-Cooled_Fast_Reactor dbr:Lead-bismuth_cooled_fast_reactor dbr:Lead_cooled_fast_reactor |
| is dbo:wikiPageWikiLink of | dbr:MYRRHA dbr:List_of_small_modular_reactor_designs dbr:Nuclear_reactor_coolant dbr:Generation_IV_reactor dbr:Nuclear_reactor dbr:Liquid_metal_cooled_reactor dbr:Alfa-class_submarine dbr:Breeder_reactor dbr:Fast-neutron_reactor dbr:Isotopes_of_lead dbr:List_of_Russian_small_nuclear_reactors dbr:Janne_Wallenius dbr:BREST_(reactor) dbr:Hydrogen-moderated_self-regulating_nuclear_power_module dbr:Lead dbr:Integral_fast_reactor dbr:Small,_sealed,_transportable,_autonomous_reactor dbr:LCFR dbr:Lead-Cooled_Fast_Reactor dbr:Lead-bismuth_cooled_fast_reactor dbr:Lead_cooled_fast_reactor |
| is foaf:primaryTopic of | wikipedia-en:Lead-cooled_fast_reactor |
