Тематики

Проект KP-FHR описывается калифорнийским стартапом Kairos как новая передовая реакторная технология, использующая шаровые микротвелы TRISO в сочетании с фтористо-солевым теплоносителем низкого давления. Малый реактор Hermes, рассчитанный на достижение тепловой мощности 35 МВт, не будет генерировать электроэнергию, но продемонстрирует способность технологии обеспечивать недорогое “ядерное” тепло.

Оптимизированный плавучий энергоблок – второе поколение плавучих атомных станций, созданное на базе опыта ПАТЭС «Академик Ломоносов» и российских технологий атомного судостроения. Реактор: 2хРИТМ-200М Мощность: 100 МВт (2х50 МВт) Длина: 112 м Ширина: 30 м Осадка: 5 м Срок сооружения: 48 месяцев Топливный цикл: 10 лет Срок эксплуатации: 60 лет с возможностью продления.

Реактор бассейнового типа на тепловых нейтронах. Теплоноситель, замедлитель и отражатель - обессоленная вода.Введен в эксплуатацию в 1967 году, работал на тепловой мощности 10МВт до 1988 года без отклонений от нормальных режимов.С 1988 по 1998 годы были проведены работы по усилению безопасности в условиях высокой сейсмичности (расчеты и обоснования, усиление конструкций, дублирование систем, ответственных за безопасность, оформление новой документации). За счет изменения конфигурации активной зоны тепловая мощность была уменьшена до 6 МВт без потери нейтронных потоков. Технические характеристики Тепловая мощность, МВт 6 Топливо UAl4 Загрузка 235U, кг 4,46 Обогащение 235U, % 36 Высота активной зоны, мм 600 Диаметр экспериментального канала, мм 68 Плотность потока тепловых нейтронов:   в центральном канале 1,4×1014 н/см2·с в двух каналах активной зоны 1,1×1014 н/см2·с в периферийных каналах 1012 - 1013 н/см2·с Продолжительность кампании 14 суток Реактор оснащен гидропочтой, пневмопочтой, универсальной петлевой установкой, установкой нейтронной радиографии, установкой для анализа ураносодержащих проб методом запаздывающих нейтронов, внутриреакторными установками для испытаний конструкционных материалов на длительную прочность и ползучесть, цепочкой горячих камер для работ с высокоактивными материалами. На базе реактора, помимо фундаментальных ядерно-физических и материаловедческих исследований и внутриреакторных испытаний, проводятся работы по производству медицинских радиоизотопов и гамма-источников, нейтронному лугированию кремния, нейтронно-активационному анализу. Изучается возможность модернизации активной зоны для использования урана низкого обогащения. Проводятся национальные и международные семинары по физической защите ядерных установок, учету и контролю ядерных материалов.

АДЭ — двухцелевой энергетический промышленный уран-графитовый реактор (ПУГР), заготовитель плутония. В качестве второстепенной задачи — отапливал населенный пункт. Канальный реактор на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и прямым проточным водным охлаждением. Технологически схож с реактором РБМК, профилированный на производство плутония. Разработка проекта реактора «АД» была поручена конструкторскому бюро артиллерийского завода № 92 в г. Горьком (главный конструктор — И. И. Африкантов — ныне это ОКБМ его имени). Первому промышленному реактору был присвоен индекс ЛБ-120 (ЛБ — Лаврентий Берия, 120 взято от условного наименования плутония — теллур-120), который, по известным причинам, был заменен индексом ОК-120 (ОК — особая конструкция, закрытое наименование — реактор «АД»). После чернобыльской аварии на промышленных реакторах было выполнено около 100 модернизаций, полностью исключивших возможность аварии чернобыльского типа. Главное отличие от РБМК — ряд конструктивных особенностей, обеспечивающих их повышенную внутреннюю самозащищенность: Паровой коэффициент реактивности разогретого реактора, хотя и имеет слабоположительное значение, но оно существенно меньше, чем у РБМК, а значит, неуправляемый разгон мощности реактора исключен; Время ввода в активную зону стержней управления и защиты не превышает 6 с, и нежелательные процессы за такой короткий срок не могут развиться; В качестве основного делящегося материала используется необогащенный уран природной концентрации по изотопу уран-235, т.е. количество локальных критических масс в активной зоне ПУГР в десятки раз меньше, чем в РБМК; Cредняя температура графита в активной зоне ПУГР существенно меньше, чем в РБМК, т. е. ПУГР имеет значительно более низкую запасенную в активной зоне энергию.

Международная система ядерной информации (ИНИС) содержит одно из крупнейших в мире собраний публикаций по вопросам мирного использования ядерной науки и технологий. ИНИС представляет собой уникальный, ценнейший ресурс, позволяющий получить доступ к ядерной информации со всего мира.

ASTRID - усовершенствованный натриевый технологический реактор для промышленной демонстрации).  Реактор АСТРИД имеет ряд характерных отличий. В частности, активная зона является двухкомпонентной и состоит из внутренней зоны, состоящей из гетерогенных по высоте ТВС, и наружной зоны, состоящей из однородных ТВС. Кроме того, топливные сборки реактора АСТРИД состоят из твэлов с относительно большим (около 1 см) диаметром и меньшим сечением теплоносителя, чем ТВС реакторов "Феникс" и "Суперфеникс". 

IPHWR-220 (Indian Pressurized Heavy Water Reactor-220) - индийский тяжеловодный реактор под давлением, разработанный Центром атомных исследований Бхабха. Это реактор II поколения, разработанный на основе более ранних реакторов RAPS-1 и RAPS-2 на базе CANDU, построенных в Раватбхате, штат Раджастан. Он может вырабатывать 220 МВт электроэнергии. В настоящее время в Индии функционируют 14 энергоблоков в различных местах. Иногда его называют малым модульным реактором из-за его модульности. Позднее проект IPHWR был расширен до проектов мощностью 540 МВт и 700 МВт, а также до проекта AHWR-300.

Функция системы управления и защиты, ядерного реактора по предотвращению развития на нем аварийной ситуации за счет аварийной остановки реактора.