2649164798

obiektów jest konieczność wykorzystania znaczących zapasów militarnego plutonu, który nie może być w znaczących ilościach wykorzystany w reaktorach na neutronach termicznych.

Propozycja nowej konstrukcji reaktora powielającego na neutronach prędkich została opracowana w Federacji Rosyjskiej [17] [18] [19]. W reaktorze tym jako medium chłodzące zastosowano ciekły ołów. Tym samym uniknięto podstawowej sprzeczności sód - woda. Temperatura ołowiu na wylocie reaktora osiąga wartość 550°C i umieszczona w zbiorniku reaktora wytwornica pary wytwarza parę o parametrach nadkrytycznych. Dodatkowo ołów nie reaguje gwałtownie z tlenem zawartym w powietrzu, temperatura wrzenia ołowiu (ponad 2300°C) gwarantuje znaczący margines bezpieczeństwa temperatur chłodziwa. Również ołów nie aktywuje się w rdzeniu reaktora tak silnie jak sód. Opracowane zostały koncepcje dwóch reaktorów: BREST 600 (demonstracyjny) i BREST 1200 w blokach energetycznych o mocy elektrycznej 600 MW i 1200 MW odpowiednio. W trakcie prób jest również technologia przerobu wypalonego paliwa, w której nie występuje separacja uranu i plutonu. Taka technologia uniemożliwia wydzielenie plutonu dla celów militarnych.

Literatura

1.    H. Murata, H. Kuroi,: A proposed concept for actinide waste transmutation. Workshop on Nuclear Technologies in a Sustainable Energy System. International Institute for Applied System Analysis, May 1981. Springer Verlag 1983 str. 287.

2.    International Energy Outlook 2000. US Department of Energy, March 2000.

3.    Rocznik Statystyczny 2003. Główny Urząd Statystyczny, Warszawa, 2004 r.

4.    IAEA Power Reactors Information System (PRIS) - Vienna 2000.

5.    Energy for Tomorrow World. World Energy Counsil. Edition 1993 oraz Energy for Tomorrow World. World Energy Council, Edition 2000. (Internet);

6.    European Utility Reąuirements (EUR) for LWR Nuclear Power Plants. A document produced by DTN, Electricite de France, ENEL SpA, KEMA Nederland BV, Nuclear Electric, Tractebel and Vereinung Deutsher Electrizitatwerke. November 2001.

7.    Gas Cooled Reactors - Design and Safety. IAEA Technical Reports Series No 312 Vienna 1990;

8.    A. Ide i inni,: Study of a High Temperaturę Gas Cooled Reactor Heat Utilisation Plant High temperaturę gas cooled reactor technology development. Proceedings of a Technical Committee meeting held in Johannesburg, South Africa, 13-15 November 1996. IAEA 1997 Tecdoc 988 p. 345.

9.    M. P. La Bar, W. A. Simon,: The Modular Helium Reactor for the Twenty - First Century. The Uranium Institute 32 Annual Symposium 3-5 September 1997 London

10.    Y. Miyamoto, S. Shirozawa, Y. Inagaki, K. Hada, R. Hino, K. Onuki, Y. Muto, T. Nishihara, S. Shimizu, K. Haga,: "Overview of HTGR utilization system development in JAERIⁿ Plant High temperaturę gas cooled reactor technology development. Proceedings of a Technical Committee meeting held in Johannesburg, South Africa, 13-15 November 1996. IAEA 1997 Tecdoc 988 p. 47.

11.    Xu. Yuanhui, Yao Meiseng, Liu Jinuo, Zhuo Huizhong, Ju Huaimin,: "HTR-10 engineering experiment” Plant High temperaturę gas cooled reactor technology development. Proceedings of a Technical Committee meeting held in Johannesburg, South Africa, 13-15 November 1996. IAEA 1997 Tecdoc 988 p. 321.

92