PRISM (reactor) (original) (raw)
PRISM (Power Reactor Innovative Small Module, sometimes S-PRISM from SuperPRISM) is a nuclear power plant design by GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). The design is not under active consideration.
| Property | Value |
|---|---|
| dbo:abstract | PRISM (Power Reactor Innovative Small Module, sometimes S-PRISM from SuperPRISM) is a nuclear power plant design by GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). The design is not under active consideration. (en) PRISM (Power Reactor Innovative Small Module, kadang S-PRISM dari SuperPRISM) adalah desain pembangkit listrik tenaga nuklir oleh GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). Sebuah PRISM memiliki daya termal pengenal 840 MW dan output listrik 311 MW. Dua reaktor PRISM membentuk blok daya yang digabungkan menghasilkan output listrik 622 MW. Hampir setara dengan PLTU 1 Jawa Tengah Rembang 2 x 315 MW. S-PRISM mewakili solusi reaktor Generasi IV GEH untuk menutup siklus bahan bakar nuklir dan juga merupakan bagian dari proposisi Advanced Recycling Center (ARC) kepada Kongres AS untuk menangani limbah nuklir. S-PRISM adalah implementasi komersial dari Reaktor Cepat Integral yang dikembangkan oleh Argonne National Laboratory antara tahun 1984 dan 1994. S-PRISM ini adalah reaktor breeder cepat berpendingin natrium, berdasarkan desain Experimental Breeder Reactor II (EBR-II), ditingkatkan dengan faktor sepuluh. Desain menggunakan modul reaktor, masing-masing memiliki output daya 311 MWe, untuk memungkinkan fabrikasi pabrik dengan biaya rendah. Dengan cara yang identik dengan EBR-II yang menjadi dasarnya, reaktor akan bertransisi ke tingkat daya yang jauh lebih rendah setiap kali suhu naik secara signifikan, terlebih lagi modul bejana reaktor adalah tipe kolam, bukan tipe loop, dengan kolam yang menganugerahkan substansial inersia termal dan fitur keselamatan kunci terakhir termasuk "RVACS", yang merupakan sistem pendingin udara bejana reaktor pasif untuk menghilangkan panas peluruhan. Sistem keselamatan ini bersifat pasif dan oleh karena itu selalu beroperasi dan harus mencegah kerusakan inti ketika tidak ada cara lain untuk menghilangkan panas yang tersedia. Promosi dari website resmi mengatakan bahwa PRISM dapat menghasilkan hingga 100 kali lebih banyak daya per unit bahan bakar dibandingkan dengan reaktor air ringan konvensional. PRISM dapat mendaur ulang bahan bakar nuklir bekas, menghasilkan listrik sekaligus mengurangi radiotoksisitas dari ratusan ribu tahun menjadi ratusan tahun, sehingga mengurangi jejak/biaya penyimpanan geologis. PRISM adalah Reaktor Cepat Sodium modular kecil berbahan bakar logam berbahan bakar logam. PRISM menggunakan keamanan pasif, auto shut down, instrumentasi dan kontrol digital, dan teknik fabrikasi modular untuk mempercepat konstruksi pabrik. Sebuah PRISM memiliki daya termal pengenal 840 MW dan output listrik 311 MW. Dua reaktor PRISM membentuk blok daya yang digabungkan menghasilkan output listrik 622 MW. Setiap reaktor PRISM memiliki loop natrium perantara yang menukar panas antara pendingin natrium primer dari teras dengan air/uap dalam pembangkit uap natrium/air. Uap dari pembangkit uap air-natrium memasok turbin uap canggih. Tidak seperti reaktor nuklir air ringan generasi saat ini, PRISM menggunakan bahan bakar logam, seperti paduan zirkonium, uranium, dan plutonium, dan batang bahan bakar PRISM berada di dalam wadah logam cair – natrium – pada tekanan atmosfer, yang memastikan bahwa transfer panas dari bahan bakar logam ke cairan pendingin natrium sangat efisien. PRISM Reactor Vessel Auxiliary Cooling System (RVACS) memiliki kemampuan untuk mempertahankan suhu reaktor jauh di bawah batas desain menggunakan sirkulasi alami untuk menghilangkan panas dari modul reaktor. Tidak seperti kebanyakan reaktor lain, udara yang mengalir secara alami di sekitar bejana pengungkung bagian bawah adalah semua yang diperlukan untuk menjaga bahan bakar reaktor tetap dingin setiap saat. Sistem selalu beroperasi dan mengeluarkan panas dari modul reaktor, sehingga memberikan indikasi positif bahwa sistem ini bekerja. Jika terjadi kecelakaan skenario terburuk, inti logam mengembang saat suhu naik, dan densitasnya menurun memperlambat reaksi fisi. Reaktor hanya mati sendiri. Bahan bakar logam dan pendingin logam PRISM yang sangat konduktif kemudian dengan mudah membuang panas berlebih melalui RVACS tanpa merusak komponennya. Inilah yang digambarkan sebagai "keselamatan pasif" fitur desain yang mengandalkan hukum fisika, bukan intervensi manusia, elektronik atau mekanis, untuk mengurangi risiko kecelakaan. (in) PRISM (S-PRISM とも表記される。Power Reactor Innovative Small Module, 革新的小型モジュール炉) は、ナトリウム冷却高速増殖炉に基づくGE日立ニュークリア・エナジー (GEH) が設計する原子炉である。この設計では、工場で低コストの製造を可能とする、各々311MWeの出力を有する原子炉モジュールを使用している。基本設計はインテグラル高速炉(en)に基づいている。インテグラル高速炉はアイダホフォールズ (アイダホ州) のアルゴンヌ国立研究所の敷地の西側で開発され、それはの後継にと意図されたものである。インテグラル高速炉プロジェクトは1994年にアメリカ合衆国議会によって中止された。PRISMは核燃料サイクルを実現するGEHの第4世代原子炉による解決策としての提案であり、放射性廃棄物に対処するために米国議会に提案した先進的リサイクルセンターの一部である。 2010年10月、GEHはアメリカ合衆国エネルギー省のサバンナ・リバー・サイト(en)の運用責任者達と、アメリカ合衆国原子力規制委員会の完全な承認を受けるに先立つ、実証炉の建設許可の了解覚書に署名した。 2011年10月、インデペンデント誌は英国の原子力廃止措置機関とエネルギー・気候変動省の相談役達が英国のプルトニウムの貯蔵量を減らす手段としてPRISMの技術的及び費用的詳細について問い合わせたと報道した。 PRISM型の1号機としてアメリカのエネルギー省はVTR(多目的試験炉)を2030年までに運転開始予定である。熱出力300MWでアイダホ国立研究所に建設される。 (ja) PRISM (англ. Power Reactor Innovative Small Module, иногда S-PRISM от SuperPRISM) — перспективная конструкция атомной электростанции, разработанная (GEH). S-PRISM включает в себя реактор GEH IV поколения, предназначенный для замыкания ядерного топливного цикла. Он является частью проекта Центра переработки топлива (ARC), переданного Конгрессу США в рамках предложения по обращению с радиоактивными отходами. S-PRISM — это коммерческая реализация интегрального реактора на быстрых нейтронах, разработанного Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. Сам PRISM — это быстрый реактор-размножитель с натриевым охлаждением, основанный на конструкции экспериментального реактора-размножителя II (EBR-II), увеличенный, по сравнению с EBR-II в десять раз. В его конструкции используются реакторные модули, каждый из которых имеет выходную мощность 311 МВт. Подобно EBR-II, на котором он основан, реактор будет переходить на гораздо более низкий уровень мощности при значительном повышении температуры, кроме того, модули корпуса реактора относятся к бассейновому типу, а не к петлевому типу, при этом бассейн обеспечивает значительную тепловую инерцию. Один из ключевых элементов безопасности этого реактора — «RVACS» (reactor vessel auxiliary cooling system), которая представляет собой пассивную систему воздушного охлаждения корпуса реактора для отвода остаточного тепла ядерного топлива. Системы безопасности PRISM являются пассивными и поэтому всегда работают. Таким образом они должны предотвращать повреждение активной зоны, когда другие средства отвода тепла недоступны. (ru) |
| dbo:thumbnail | wiki-commons:Special:FilePath/GE-Hitachi-Prism-Reactor.jpg?width=300 |
| dbo:wikiPageExternalLink | http://www.world-nuclear.org/info/inf98.html http://www.sustainablenuclear.org/PADs/pad0305dubberly.pdf https://www.independent.co.uk/news/science/revealed-uk-governments-radical-plan-to-burn-up-uks-mountain-of-plutonium-8967535.html http://www.esquire.com/features/best-and-brightest-2009/nuclear-waste-disposal-1209 https://nuclear.gepower.com/build-a-plant/products/nuclear-power-plants-overview/prism1 http://econtent.unm.edu/cdm/singleitem/collection/nuceng/id/104/rec/2 https://www.theguardian.com/environment/2012/jul/09/nuclear-waste-burning-reactor |
| dbo:wikiPageID | 24735027 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageLength | 9654 (xsd:nonNegativeInteger) |
| dbo:wikiPageRevisionID | 1120308262 (xsd:integer) |
| dbo:wikiPageWikiLink | dbr:Core_damage dbr:File:GE-Hitachi-Prism-Reactor.jpg dbr:Battelle_Memorial_Institute dbr:David_J._C._MacKay dbr:Department_of_Energy_and_Climate_Change dbr:United_States_Congress dbr:United_States_Department_of_Energy dbr:Decay_heat dbr:Thermal_inertia dbr:Nuclear_fuel_cycle dbr:Generation_IV_reactor dbr:GE_Hitachi_Nuclear_Energy dbr:Liquid_metal_cooled_reactor dbr:MWe dbr:Small_modular_reactor dbr:Experimental_Breeder_Reactor_II dbr:Fast_breeder_reactor dbr:Nuclear_Decommissioning_Authority dbr:Nuclear_Regulatory_Commission dbr:Nuclear_proliferation dbc:Unfinished_nuclear_reactors dbr:The_Guardian dbr:The_Independent dbr:Argonne_National_Laboratory dbr:Plutonium dbr:Sodium-cooled_fast_reactor dbr:Idaho_Falls,_Idaho dbr:Memorandum_of_understanding dbr:Savannah_River_Site dbr:Versatile_Test_Reactor dbr:Nuclear_waste dbr:Integral_Fast_Reactor |
| dbp:wikiPageUsesTemplate | dbt:Main dbt:Reflist dbt:Short_description dbt:Nuclear_fission_reactors |
| dcterms:subject | dbc:Unfinished_nuclear_reactors |
| gold:hypernym | dbr:Design |
| rdf:type | yago:WikicatUncompletedNuclearReactors yago:Apparatus102727825 yago:Artifact100021939 yago:Equipment103294048 yago:Instrumentality103575240 yago:NuclearReactor103834040 yago:Object100002684 yago:PhysicalEntity100001930 yago:Whole100003553 |
| rdfs:comment | PRISM (Power Reactor Innovative Small Module, sometimes S-PRISM from SuperPRISM) is a nuclear power plant design by GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). The design is not under active consideration. (en) PRISM (Power Reactor Innovative Small Module, kadang S-PRISM dari SuperPRISM) adalah desain pembangkit listrik tenaga nuklir oleh GE Hitachi Nuclear Energy (GEH). Sebuah PRISM memiliki daya termal pengenal 840 MW dan output listrik 311 MW. Dua reaktor PRISM membentuk blok daya yang digabungkan menghasilkan output listrik 622 MW. Hampir setara dengan PLTU 1 Jawa Tengah Rembang 2 x 315 MW. S-PRISM ini adalah reaktor breeder cepat berpendingin natrium, berdasarkan desain Experimental Breeder Reactor II (EBR-II), ditingkatkan dengan faktor sepuluh. (in) PRISM (S-PRISM とも表記される。Power Reactor Innovative Small Module, 革新的小型モジュール炉) は、ナトリウム冷却高速増殖炉に基づくGE日立ニュークリア・エナジー (GEH) が設計する原子炉である。この設計では、工場で低コストの製造を可能とする、各々311MWeの出力を有する原子炉モジュールを使用している。基本設計はインテグラル高速炉(en)に基づいている。インテグラル高速炉はアイダホフォールズ (アイダホ州) のアルゴンヌ国立研究所の敷地の西側で開発され、それはの後継にと意図されたものである。インテグラル高速炉プロジェクトは1994年にアメリカ合衆国議会によって中止された。PRISMは核燃料サイクルを実現するGEHの第4世代原子炉による解決策としての提案であり、放射性廃棄物に対処するために米国議会に提案した先進的リサイクルセンターの一部である。 2010年10月、GEHはアメリカ合衆国エネルギー省のサバンナ・リバー・サイト(en)の運用責任者達と、アメリカ合衆国原子力規制委員会の完全な承認を受けるに先立つ、実証炉の建設許可の了解覚書に署名した。 PRISM型の1号機としてアメリカのエネルギー省はVTR(多目的試験炉)を2030年までに運転開始予定である。熱出力300MWでアイダホ国立研究所に建設される。 (ja) PRISM (англ. Power Reactor Innovative Small Module, иногда S-PRISM от SuperPRISM) — перспективная конструкция атомной электростанции, разработанная (GEH). S-PRISM включает в себя реактор GEH IV поколения, предназначенный для замыкания ядерного топливного цикла. Он является частью проекта Центра переработки топлива (ARC), переданного Конгрессу США в рамках предложения по обращению с радиоактивными отходами. S-PRISM — это коммерческая реализация интегрального реактора на быстрых нейтронах, разработанного Аргоннской национальной лабораторией в период с 1984 по 1994 год. (ru) |
| rdfs:label | PRISM (reaktor) (in) PRISM (原子炉) (ja) PRISM (reactor) (en) PRISM (реактор) (ru) |
| owl:sameAs | freebase:PRISM (reactor) wikidata:PRISM (reactor) dbpedia-id:PRISM (reactor) dbpedia-ja:PRISM (reactor) dbpedia-ru:PRISM (reactor) https://global.dbpedia.org/id/4ukjm yago-res:PRISM (reactor) |
| prov:wasDerivedFrom | wikipedia-en:PRISM_(reactor)?oldid=1120308262&ns=0 |
| foaf:depiction | wiki-commons:Special:FilePath/GE-Hitachi-Prism-Reactor.jpg |
| foaf:isPrimaryTopicOf | wikipedia-en:PRISM_(reactor) |
| is dbo:wikiPageDisambiguates of | dbr:Prism |
| is dbo:wikiPageRedirects of | dbr:S-PRISM |
| is dbo:wikiPageWikiLink of | dbr:Generation_IV_reactor dbr:GE_Hitachi_Nuclear_Energy dbr:Breeder_reactor dbr:Prism dbr:Integral_fast_reactor dbr:Nigel_McBride dbr:S-PRISM |
| is foaf:primaryTopic of | wikipedia-en:PRISM_(reactor) |
