| http://dbpedia.org/ontology/abstract
|
高速炉(こうそくろ、Fast Reactor:FR)とは、高速中性子による核分裂反応 … 高速炉(こうそくろ、Fast Reactor:FR)とは、高速中性子による核分裂反応がエネルギーの発生源となっている原子炉である。高速中性子炉（Fast Neutron Reactor:FNR)とも呼ばれる。高速中性子による核分裂連鎖反応を用いてウラン238からプルトニウム239を生産する増殖炉は、高速増殖炉という。 2030年代以降の実用化が構想されている第4世代原子炉の炉形に挙げられている。マイナーアクチニド燃焼や放射性廃棄物の処分量減少、ウランの有効活用等の利点があり、21世紀半ばより後半にかけて現行の軽水炉型原子力発電に置き換わっていくものと期待されている。置き換えが完了したあとは約2000年に渡ってウラン資源の心配が要らなくなるとされる。 第4世代原子炉の炉形として挙げられているのは、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉、ガス冷却高速炉 があり、超臨界圧軽水冷却炉も高速炉として構成することが考えられている。ス冷却高速炉 があり、超臨界圧軽水冷却炉も高速炉として構成することが考えられている。
, Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реа … Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов. Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать около 30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.пективу ядерной энергетике на тысячелетия.
, 고속 중성자로(fast-neutron reactor, FNR) 혹은 고속로는 고속 중성자를 이용하는 열 원자로의 종류이다. 고속로에는 감속재가 필요 없으나, 열 중성자에 비해 분열 효율이 낮기에 다른 열 원자로에 비해 우라늄 농축 정도가 더 높다는 특징이 있다.
, 快中子反应堆（英語：Fast-neutron reactor）或簡稱快堆，是核反应堆的一类，其中裂变链式反应是依靠快中子（平均携带的能量高于0.5 MeV或更高）来维持，而不是用于热中子。这类反应堆不需要中子慢化剂，但是必需使用易裂变材料富集度熱中子反應堆高的核燃料。
, Reaktor neutron cepat, fast-neutron reacto … Reaktor neutron cepat, fast-neutron reactor (FNR) atau hanya reaktor cepat, fast reactor adalah kategori dari reaktor nuklir di mana fisi reaksi berantai ditopang oleh neutron cepat (membawa energi di atas 0,5 MeV atau lebih besar, rata-rata), sebagai lawan neutron termal digunakan dalam reaktor termal-neutron. Reaktor seperti itu tidak membutuhkan moderator neutron, tetapi membutuhkan bahan bakar yang relatif kaya bahan fisil jika dibandingkan dengan yang dibutuhkan untuk reaktor termal-neutron. Keuntungan reaktor neutron cepat adalah dapat mengurangi radiotoksisitas total limbah nuklir. Kerugian utama dari reaktor neutron cepat adalah bahwa sampai saat ini reaktor tersebut telah terbukti mahal untuk dibangun dan dioperasikan, dan tidak ada yang terbukti kompetitif biayanya dengan reaktor neutron termal kecuali jika harga uranium meningkat secara dramatis.a harga uranium meningkat secara dramatis.
, Реактор на швидких нейтронах (англ. Fast-n … Реактор на швидких нейтронах (англ. Fast-neutron reactor) FNR — ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція поділу ядерного палива здійснюється на швидких нейтронах. Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів поділу. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в ті, що діляться (наприклад, 238U в 239Pu) приводить до відтворення (утворення вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора (мал.). У енергетичному швидкому реакторі теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. У разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенеруючий контури розділяються проміжним, також натрієвим, контуром в цілях запобігання попаданню радіоактивного натрію в контур турбіни. Застосовуються і інші варіанти відведення тепла. Розширене відтворення ядерного пального в швидкому реакторі принципово дозволяє використовувати всі наявні уранові ресурси, зокрема 238U, що залишається в значних кількостях невикористаним в реакторах, які працюють на теплових нейтронах. У колишньому СРСР була побудована серія експериментальних швидких реакторів. 1990-х роках експлуатувалося чотири швидких реактора: БР-10, БОР-60, БН-350 і БН-600. Коефіцієнт завантаження реактора БН-600 становив у 1989 р близько 76%.[1]а БН-600 становив у 1989 р близько 76%.[1]
, A fast-neutron reactor (FNR) or fast-spect … A fast-neutron reactor (FNR) or fast-spectrum reactor or simply a fast reactor is a category of nuclear reactor in which the fission chain reaction is sustained by fast neutrons (carrying energies above 1 MeV or greater, on average), as opposed to slow thermal neutrons used in thermal-neutron reactors. Such a fast reactor needs no neutron moderator, but requires fuel that is relatively rich in fissile material when compared to that required for a thermal-neutron reactor.Around 20 land based fast reactors have been built, accumulating over 400 reactor years of operation globally. The largest of this was the Superphénix Sodium cooled fast reactor in France that was designed to deliver 1,242 MWe.Fast reactors have been intensely studied since the 1950s, as they provide certain decisive advantages over the existing fleet of water cooled and water moderated reactors. These are:
* More neutrons are produced when a fission occurs, resulting from the absorption of a fast neutron, than the comparable process with slow (thermal, or moderated) neutrons. Thus, criticality is easier to attain than with slower neutrons.
* All fast reactor design built to this date use liquid metals as coolant, such as the sodium fast reactor and the Lead-cooled fast reactor. As the boiling points of these metals is very high, the pressure in the reactor can be maintained at a low level, which improves safety considerably.
* As temperatures in the core can also be substantially higher than in a water cooled design, such reactors have a greater thermodynamic efficiency; a larger percentage of the heat generated is turned into usable electricity.
* Atoms heavier than uranium have a much greater chance of fission with a fast neutron, than with a thermal one. This means that the inventory of heavier atoms in the nuclear waste stream, for example Curium, is greatly reduced, leading to a substantial lower waste management requirement. In the GEN IV initiative, about two thirds of the proposed reactors for the future use a fast spectrum for these reasons. In order to describe the properties of a fast reactor design, an overview of neutron moderated reactor properties is first needed.erated reactor properties is first needed.
, Un reactor de neutrones rápidos o simpleme … Un reactor de neutrones rápidos o simplemente reactor rápido es una categoría de reactor nuclear en la que la reacción en cadena de fisión es sostenida por los neutrones rápidos. Un reactor de ese tipo no necesita un moderador de neutrones, pero debe usar un combustible que sea relativamente rico en material fisible cuando se le compara a lo requerido por un .ando se le compara a lo requerido por un .
, Um reator de neutrões rápidos ou simplesme … Um reator de neutrões rápidos ou simplesmente reator rápido é uma categoria de reator nuclear na qual a reação em cadeia de fissão é sustentada por . Tais reatores não necessitam de moderadores nucleares, mas devem utilizar combustível que seja relativamente rico em material físsil quando comparado com o requerido por um reator térmico.ado com o requerido por um reator térmico.
, Reaktor prędki, reaktor na prędkich neutro … Reaktor prędki, reaktor na prędkich neutronach (i jego podtyp reaktor powielający, ang. fast reactor, FR) – reaktor jądrowy, w którym nie ma moderatora, ponieważ reakcje rozszczepienia wywoływane są przez neutrony prędkie. Jako paliwo jądrowe stosuje się w nich mieszaninę tlenków plutonu i uranu. Paliwo jądrowe musi być silniej wzbogacone, niż paliwo dla reaktorów powolnych. W czasie pracy reaktora z izotopu uranu 238U powstają, w procesie pochłonięcia neutronów i następujących rozpadów beta izotopy plutonu (głównie 239Pu). Pluton może zostać następnie wydzielony i użyty ponownie jako paliwo. Reaktor powielający to reaktor, który wytwarza w ten sposób więcej plutonu, niż go zużywa. Podobnie jak w zwykłym reaktorze na neutronach termicznych, reakcja podtrzymywana jest przez opóźnione neutrony, emitowane przez produkty rozpadu jąder. Umożliwia kontrolowanie reaktora w taki sam sposób, jak reaktora termicznego, przy pomocy wsuwania i wysuwania prętów z materiału pochłaniającego neutrony. Reaktory prędkie używają najczęściej ciekłego sodu jako czynnika chłodzącego rdzeń. Woda nie nadaje się jako czynnik chłodzący, ponieważ jest doskonałym spowalniaczem (moderatorem) neutronów. Praktyczne zastosowanie reaktorów prędkich jest bardzo ograniczone, pomimo teoretycznie znacznie lepszej od reaktorów termicznych ekonomiki (reaktor powielający jest w stanie, startując z tej samej ilości uranu, wyprodukować setki razy więcej energii niż reaktor termiczny). Czynnikami ograniczającymi są przede wszystkim:
* obawy o bezpieczeństwo - ze względu na stosowanie ciekłego sodu, reaktory powielające uważane są za mniej bezpieczne,
* łączy się to z dużymi kosztami budowy reaktora, gdyż niewiele materiałów jest w stanie oprzeć się jego korodującemu działaniu,
* konieczność stosowania wysokowzbogaconego paliwa, konieczność budowy przy reaktorze zakładu przetwarzania zużytego paliwa i odzyskiwania plutonu,
* związana z powyższym możliwość rozprzestrzeniania broni jądrowej. Pierwszy na świecie przemysłowy reaktor prędki (БН-350) uruchomiono w Szewczence (Elektrownia jądrowa Aktau) w 1972 (budowę rozpoczęto w 1964), obecnie nieczynny.owę rozpoczęto w 1964), obecnie nieczynny.
, Un reattore a neutroni veloci, o semplicem … Un reattore a neutroni veloci, o semplicemente reattore veloce, è un reattore nucleare a fissione nel quale la reazione nucleare di fissione è sostenuta da neutroni veloci. Un tale reattore non necessita di moderatore di neutroni e deve utilizzare un combustibile nucleare relativamente ricco in materiale fissile rispetto a un reattore a neutroni termici (o semplicemente reattore termico). Il nocciolo di un reattore veloce è caratterizzato da una parte interna costituita da uranio e plutonio (nuclei fissili) e da un mantello esterno di materiale fertile (uranio naturale o impoverito). Dato che non si vuole rallentare i neutroni prodotti dalla fissione non è presente il moderatore ed il refrigerante deve avere un alto peso atomico in modo da non produrre un rallentamento eccessivo dei neutroni stessi. Come fluido refrigerante viene usato tipicamente sodio allo stato liquido, che presenta ottime capacità di trasferimento del calore.time capacità di trasferimento del calore.
, Rychlý reaktor je druh (štěpného) jadernéh … Rychlý reaktor je druh (štěpného) jaderného reaktoru, ve kterém probíhá štěpení jaderného paliva především neutrony o vyšších energiích, než je energie tepelného pohybu. Tyto tzv. rychlé neutrony není třeba nikterak zpomalovat, ba naopak jejich zpomalení na nižší energie by bylo nežádoucí. Z toho důvodu rychlé reaktory neobsahují moderátor, čímž se odlišují od klasických tepelných reaktorů, jak je známe z jaderných elektráren. Myšlenka reaktoru s rychlými neutrony je stará přibližně stejně, jako myšlenka klasických jaderných reaktorů. Dosud však rychlé reaktory nenalezly širší průmyslové uplatnění, avšak počítá se s nimi pro reaktory čtvrté generace. Projekty rychlých reaktorů čtvrté generace vycházejí z prvních návrhů rychlých reaktorů z padesátých a šedesátých let, očekává se od nich významné snížení množství radioaktivních odpadů a zejména uzavření jaderného palivového cyklu. V současné době je na světě v provozu přibližně 20 rychlých reaktorů, a to jak výzkumných a experimentálních, ale také energetických. Největších pokroků v této oblasti je v posledních několika dekádách dosahováno v Ruské federaci.lika dekádách dosahováno v Ruské federaci.
, مفاعل سريع النيوترونات هو فئة من المفاعلات … مفاعل سريع النيوترونات هو فئة من المفاعلات النووية التي يتم فيها تدعيم تفاعل سلسلة الانشطار بواسطة النيوترونات السريعة (تحمل طاقات 5 ميجا فولت أو أكثر) على عكس النيوترونات الحرارية المستخدمة في النيوترون الحراري بالمفاعلات. لا يحتاج مثل هذا المفاعل إلى وسيط النيوترون ولكنه يحتاج إلى وقود غني نسبياً بالمواد الانشطارية عند مقارنته بالوقود اللازم لمفاعل النيوترون الحراري.ه بالوقود اللازم لمفاعل النيوترون الحراري.
, Un réacteur à neutrons rapides (RNR, en an … Un réacteur à neutrons rapides (RNR, en anglais fast-neutron reactor) est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides, par opposition aux neutrons thermiques. Sous la forme de réacteurs électrogènes basés sur la production de vapeur, le caloporteur utilisé est le sodium liquide, permettant aux neutrons de garder une énergie importante. Depuis 2001, la recherche sur les réacteurs à neutrons rapides est coordonnées dans le cadre du Forum international Génération IV. En 2020, trois réacteurs à neutrons rapides alimentent un réseau électrique : les réacteurs russes Beloyarsk-3 (BN-600) et Beloyarsk-4 (BN-800) et le CEFR chinois. Un réacteur s'approche de la phase opérationnelle, le (en) à Kalpakkam, en Inde, et un autre est en construction en Chine, le CFR-600. Huit sont à l'arrêt définitif.le CFR-600. Huit sont à l'arrêt définitif.
|
| http://dbpedia.org/ontology/thumbnail
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Shevchenko_BN350.gif?width=300 +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageExternalLink
|
http://www.itheo.org/ +
, https://web.archive.org/web/20100528043524/http:/www.insc.anl.gov/dbfiles/plant_category/FBR/bn.2.html +
, https://www.amazon.com/Concepts-Behind-Breeder-Reactor-Design/dp/3659180009 +
, http://www.iaea.org/inisnkm/nkm/aws/fnss/auxiliary/iaea.html +
, https://web.archive.org/web/20070713230738/http:/www.sciam.com/article.cfm%3FchanID=sa006&colID=1&articleID=000D5560-D9B2-137C-99B283414B7F0000 +
, https://web.archive.org/web/20130224035726/http:/www.world-nuclear.org/info/inf98.html +
, http://www.world-nuclear.org/info/inf98.html +
, http://www-frdb.iaea.org/ +
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageID
|
888488
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageLength
|
53141
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageRevisionID
|
1122778667
|
| http://dbpedia.org/ontology/wikiPageWikiLink
|
http://dbpedia.org/resource/Neutron_capture +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium-239 +
, http://dbpedia.org/resource/Cadarache +
, http://dbpedia.org/resource/Rapsodie +
, http://dbpedia.org/resource/Beryllium +
, http://dbpedia.org/resource/CFR-600 +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_cross_section +
, http://dbpedia.org/resource/Doppler_broadening +
, http://dbpedia.org/resource/Vanderbilt_University +
, http://dbpedia.org/resource/Jimmy_Carter +
, http://dbpedia.org/resource/Scotland +
, http://dbpedia.org/resource/Superph%C3%A9nix +
, http://dbpedia.org/resource/Caithness +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Soviet_inventions +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal_neutron +
, http://dbpedia.org/resource/Reactor-grade_plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_fuel_cycle +
, http://dbpedia.org/resource/Fast_neutron +
, http://dbpedia.org/resource/Molten_salt_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Aqtau +
, http://dbpedia.org/resource/Generation_IV_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Ph%C3%A9nix +
, http://dbpedia.org/resource/Lead-cooled_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Molten_Salt_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Arco%2C_Idaho +
, http://dbpedia.org/resource/Russia +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_moderator +
, http://dbpedia.org/resource/Fission_product +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal_equilibrium +
, http://dbpedia.org/resource/Electron +
, http://dbpedia.org/resource/Fast_breeder_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Eutectic +
, http://dbpedia.org/resource/Los_Alamos_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_graphite +
, http://dbpedia.org/resource/Depleted_uranium +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_cross_section +
, http://dbpedia.org/resource/File:Shevchenko_BN350.gif +
, http://dbpedia.org/resource/Southern_Company +
, http://dbpedia.org/resource/China_Experimental_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Beloyarsk_Nuclear_Power_Station +
, http://dbpedia.org/resource/Idaho_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/EBR-II +
, http://dbpedia.org/resource/Pressurized_water_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Neptunium-239 +
, http://dbpedia.org/resource/Oak_Ridge_National_Laboratory +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_fuel +
, http://dbpedia.org/resource/ASTRID_%28reactor%29 +
, http://dbpedia.org/resource/TerraPower +
, http://dbpedia.org/resource/Toshiba_4S +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal_efficiency +
, http://dbpedia.org/resource/Caspian_Sea +
, http://dbpedia.org/resource/Marcoule +
, http://dbpedia.org/resource/Zircaloy +
, http://dbpedia.org/resource/Fissile_material +
, http://dbpedia.org/resource/Research_Institute_of_Atomic_Reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Liquid_metal_cooled_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Experimental_Breeder_Reactor_I +
, http://dbpedia.org/resource/Natural_uranium +
, http://dbpedia.org/resource/PUREX +
, http://dbpedia.org/resource/Minor_actinide +
, http://dbpedia.org/resource/Enriched_uranium +
, http://dbpedia.org/resource/Heavy_water +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/SNR-300 +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_meltdown +
, http://dbpedia.org/resource/Absorption_cross_section +
, http://dbpedia.org/resource/Steam_turbine +
, http://dbpedia.org/resource/Galena%2C_Alaska +
, http://dbpedia.org/resource/Transuranic_element +
, http://dbpedia.org/resource/Water +
, http://dbpedia.org/resource/Curium +
, http://dbpedia.org/resource/Japan +
, http://dbpedia.org/resource/GEN_IV_initiative +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_chain_reaction +
, http://dbpedia.org/resource/Versatile_Test_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Sodium_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Metal_fuel +
, http://dbpedia.org/resource/Alfa-class_submarine +
, http://dbpedia.org/resource/MWt +
, http://dbpedia.org/resource/BR-5 +
, http://dbpedia.org/resource/BOR-60 +
, http://dbpedia.org/resource/S-PRISM +
, http://dbpedia.org/resource/Gamma_ray +
, http://dbpedia.org/resource/Fast_Flux_Test_Facility +
, http://dbpedia.org/resource/Bismuth +
, http://dbpedia.org/resource/BN-600 +
, http://dbpedia.org/resource/BN-800 +
, http://dbpedia.org/resource/Elysium_Industries +
, http://dbpedia.org/resource/BN-800_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_irradiation +
, http://dbpedia.org/resource/Prototype_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/France +
, http://dbpedia.org/resource/FBTR +
, http://dbpedia.org/resource/Americium +
, http://dbpedia.org/resource/USS_Seawolf_%28SSN-575%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Reactor_grade_plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Delayed_neutron +
, http://dbpedia.org/resource/Fermi_1 +
, http://dbpedia.org/resource/Integral_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Fukushima_nuclear_disaster +
, http://dbpedia.org/resource/Sodium-cooled_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Beta_decay +
, http://dbpedia.org/resource/Lithium +
, http://dbpedia.org/resource/Monju_Nuclear_Power_Plant +
, http://dbpedia.org/resource/Sodium_Reactor_Experiment +
, http://dbpedia.org/resource/BN-350 +
, http://dbpedia.org/resource/Boiling_Water_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Kilopower +
, http://dbpedia.org/resource/Highland_%28council_area%29 +
, http://dbpedia.org/resource/SEFOR +
, http://dbpedia.org/resource/Transuranic +
, http://dbpedia.org/resource/Experimental_Breeder_Reactor_II +
, http://dbpedia.org/resource/KALIMER +
, http://dbpedia.org/resource/Sodium-potassium_alloy +
, http://dbpedia.org/resource/Detroit +
, http://dbpedia.org/resource/Clinch_River_Breeder_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Once-through_nuclear_fuel_cycle +
, http://dbpedia.org/resource/Base_load +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium-235 +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/BN-600_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Russian_Alpha_8_PbBi +
, http://dbpedia.org/resource/BREST-300 +
, http://dbpedia.org/resource/CANDU +
, http://dbpedia.org/resource/MBIR +
, http://dbpedia.org/resource/JSFR +
, http://dbpedia.org/resource/ALFRED +
, http://dbpedia.org/resource/Aktau_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Liquid_lead-bismuth_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/LAMPRE-1 +
, http://dbpedia.org/resource/Dounreay_Pool_type_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Thermodynamic_efficiency +
, http://dbpedia.org/resource/EBR-I +
, http://dbpedia.org/resource/Dounreay_Loop_type_Fast_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/BN-1200_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Actinide +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_economy +
, http://dbpedia.org/resource/Thorium +
, http://dbpedia.org/resource/Dounreay +
, http://dbpedia.org/resource/Thermal-neutron_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/BES-5 +
, http://dbpedia.org/resource/X-10_Graphite_Reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Plutonium-239 +
, http://dbpedia.org/resource/Neutron_cross-section +
, http://dbpedia.org/resource/Elastic_scattering +
, http://dbpedia.org/resource/Electricity_production +
, http://dbpedia.org/resource/Melting_point +
, http://dbpedia.org/resource/Actinides +
, http://dbpedia.org/resource/Dimitrovgrad%2C_Russia +
, http://dbpedia.org/resource/Caesium-137 +
, http://dbpedia.org/resource/BREST_%28reactor%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Energy_amplifier +
, http://dbpedia.org/resource/MOX_fuel +
, http://dbpedia.org/resource/Hanford_Site +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reactor_coolant +
, http://dbpedia.org/resource/Breeder_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Soviet_Navy +
, http://dbpedia.org/resource/PFBR +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Fast-neutron_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_marine_propulsion +
, http://dbpedia.org/resource/Plutonium +
, http://dbpedia.org/resource/Galena_Nuclear_Power_Plant +
, http://dbpedia.org/resource/Lead +
, http://dbpedia.org/resource/Mercury_%28element%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Kazakhstan +
, http://dbpedia.org/resource/Monju_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Strontium-90 +
, http://dbpedia.org/resource/J%C5%8Dy%C5%8D_%28nuclear_reactor%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_fission_product +
, http://dbpedia.org/resource/Plutonium-240 +
, http://dbpedia.org/resource/File:Shevchenko_BN350_desalinati.jpg +
, http://dbpedia.org/resource/Electric_Power_Research_Institute +
, http://dbpedia.org/resource/IAEA +
, http://dbpedia.org/resource/Critical_mass +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium-238 +
, http://dbpedia.org/resource/Sodium_cooled_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Uranium_238 +
, http://dbpedia.org/resource/Fission_products +
, http://dbpedia.org/resource/Clementine_%28nuclear_reactor%29 +
, http://dbpedia.org/resource/Void_coefficient +
, http://dbpedia.org/resource/Nuclear_reprocessing +
, http://dbpedia.org/resource/Remix_Fuel +
, http://dbpedia.org/resource/Control_rod +
, http://dbpedia.org/resource/Gas-cooled_fast_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Stable_salt_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Electronvolt +
, http://dbpedia.org/resource/Light-water_reactor +
, http://dbpedia.org/resource/Isotope +
|
| http://dbpedia.org/property/date
|
"2013-02-24"^^xsd:date
|
| http://dbpedia.org/property/url
|
https://web.archive.org/web/20130224035726/http:/www.world-nuclear.org/info/inf98.html +
|
| http://dbpedia.org/property/wikiPageUsesTemplate
|
http://dbpedia.org/resource/Template:Nihongo +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Citation_needed +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Nuclear_fission_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Authority_control +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Reflist +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Convert +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Short_description +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Chem +
, http://dbpedia.org/resource/Template:Webarchive +
|
| http://purl.org/dc/terms/subject
|
http://dbpedia.org/resource/Category:Fast-neutron_reactors +
, http://dbpedia.org/resource/Category:Soviet_inventions +
|
| http://purl.org/linguistics/gold/hypernym
|
http://dbpedia.org/resource/Category +
|
| http://www.w3.org/ns/prov#wasDerivedFrom
|
http://en.wikipedia.org/wiki/Fast-neutron_reactor?oldid=1122778667&ns=0 +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/depiction
|
http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Shevchenko_BN350.gif +
, http://commons.wikimedia.org/wiki/Special:FilePath/Shevchenko_BN350_desalinati.jpg +
|
| http://xmlns.com/foaf/0.1/isPrimaryTopicOf
|
http://en.wikipedia.org/wiki/Fast-neutron_reactor +
|
| owl:sameAs |
http://rdf.freebase.com/ns/m.03l_7g +
, http://ja.dbpedia.org/resource/%E9%AB%98%E9%80%9F%E7%82%89 +
, http://pt.dbpedia.org/resource/Reator_de_neutr%C3%B5es_r%C3%A1pidos +
, http://id.dbpedia.org/resource/Reaktor_neutron_cepat +
, http://zh.dbpedia.org/resource/%E5%BF%AB%E5%A0%86 +
, http://it.dbpedia.org/resource/Reattore_a_neutroni_veloci +
, http://ko.dbpedia.org/resource/%EA%B3%A0%EC%86%8D_%EC%A4%91%EC%84%B1%EC%9E%90%EB%A1%9C +
, http://dbpedia.org/resource/Fast-neutron_reactor +
, https://global.dbpedia.org/id/4xPUb +
, http://yago-knowledge.org/resource/Fast-neutron_reactor +
, http://pl.dbpedia.org/resource/Reaktor_pr%C4%99dki +
, http://uk.dbpedia.org/resource/%D0%AF%D0%B4%D0%B5%D1%80%D0%BD%D0%B8%D0%B9_%D1%80%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80_%D0%BD%D0%B0_%D1%88%D0%B2%D0%B8%D0%B4%D0%BA%D0%B8%D1%85_%D0%BD%D0%B5%D0%B9%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%BD%D0%B0%D1%85 +
, http://cs.dbpedia.org/resource/Rychl%C3%BD_reaktor +
, http://www.wikidata.org/entity/Q796821 +
, http://ar.dbpedia.org/resource/%D9%85%D9%81%D8%A7%D8%B9%D9%84_%D8%B3%D8%B1%D9%8A%D8%B9_%D8%A7%D9%84%D9%86%D9%8A%D9%88%D8%AA%D8%B1%D9%88%D9%86%D8%A7%D8%AA +
, http://hi.dbpedia.org/resource/%E0%A4%A6%E0%A5%8D%E0%A4%B0%E0%A5%81%E0%A4%A4_%E0%A4%A8%E0%A5%8D%E0%A4%AF%E0%A5%82%E0%A4%9F%E0%A5%8D%E0%A4%B0%E0%A5%89%E0%A4%A8_%E0%A4%B0%E0%A4%BF%E0%A4%90%E0%A4%95%E0%A5%8D%E0%A4%9F%E0%A4%B0 +
, http://fa.dbpedia.org/resource/%D8%B1%D8%A2%DA%A9%D8%AA%D9%88%D8%B1_%D9%86%D9%88%D8%AA%D8%B1%D9%88%D9%86_%D8%B3%D8%B1%DB%8C%D8%B9 +
, http://es.dbpedia.org/resource/Reactor_de_neutrones_r%C3%A1pidos +
, http://fr.dbpedia.org/resource/R%C3%A9acteur_%C3%A0_neutrons_rapides +
, http://ru.dbpedia.org/resource/%D0%A0%D0%B5%D0%B0%D0%BA%D1%82%D0%BE%D1%80_%D0%BD%D0%B0_%D0%B1%D1%8B%D1%81%D1%82%D1%80%D1%8B%D1%85_%D0%BD%D0%B5%D0%B9%D1%82%D1%80%D0%BE%D0%BD%D0%B0%D1%85 +
|
| rdf:type |
http://dbpedia.org/class/yago/Equipment103294048 +
, http://dbpedia.org/ontology/TelevisionStation +
, http://dbpedia.org/class/yago/WikicatNuclearReactors +
, http://dbpedia.org/class/yago/WikicatFastNeutronReactors +
, http://dbpedia.org/class/yago/Apparatus102727825 +
, http://dbpedia.org/class/yago/PhysicalEntity100001930 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Device103183080 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Artifact100021939 +
, http://dbpedia.org/class/yago/ElectricalDevice103269401 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Instrumentality103575240 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Reactor104057846 +
, http://dbpedia.org/class/yago/NuclearReactor103834040 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Object100002684 +
, http://dbpedia.org/class/yago/Whole100003553 +
|
| rdfs:comment |
Rychlý reaktor je druh (štěpného) jadernéh … Rychlý reaktor je druh (štěpného) jaderného reaktoru, ve kterém probíhá štěpení jaderného paliva především neutrony o vyšších energiích, než je energie tepelného pohybu. Tyto tzv. rychlé neutrony není třeba nikterak zpomalovat, ba naopak jejich zpomalení na nižší energie by bylo nežádoucí. Z toho důvodu rychlé reaktory neobsahují moderátor, čímž se odlišují od klasických tepelných reaktorů, jak je známe z jaderných elektráren. Myšlenka reaktoru s rychlými neutrony je stará přibližně stejně, jako myšlenka klasických jaderných reaktorů. Dosud však rychlé reaktory nenalezly širší průmyslové uplatnění, avšak počítá se s nimi pro reaktory čtvrté generace. Projekty rychlých reaktorů čtvrté generace vycházejí z prvních návrhů rychlých reaktorů z padesátých a šedesátých let, očekává se od nich výzh a šedesátých let, očekává se od nich výz
, A fast-neutron reactor (FNR) or fast-spect … A fast-neutron reactor (FNR) or fast-spectrum reactor or simply a fast reactor is a category of nuclear reactor in which the fission chain reaction is sustained by fast neutrons (carrying energies above 1 MeV or greater, on average), as opposed to slow thermal neutrons used in thermal-neutron reactors. Such a fast reactor needs no neutron moderator, but requires fuel that is relatively rich in fissile material when compared to that required for a thermal-neutron reactor.Around 20 land based fast reactors have been built, accumulating over 400 reactor years of operation globally. The largest of this was the Superphénix Sodium cooled fast reactor in France that was designed to deliver 1,242 MWe.Fast reactors have been intensely studied since the 1950s, as they provide certain decisive advants, as they provide certain decisive advant
, 快中子反应堆（英語：Fast-neutron reactor）或簡稱快堆，是核反应堆的一类，其中裂变链式反应是依靠快中子（平均携带的能量高于0.5 MeV或更高）来维持，而不是用于热中子。这类反应堆不需要中子慢化剂，但是必需使用易裂变材料富集度熱中子反應堆高的核燃料。
, Un reactor de neutrones rápidos o simpleme … Un reactor de neutrones rápidos o simplemente reactor rápido es una categoría de reactor nuclear en la que la reacción en cadena de fisión es sostenida por los neutrones rápidos. Un reactor de ese tipo no necesita un moderador de neutrones, pero debe usar un combustible que sea relativamente rico en material fisible cuando se le compara a lo requerido por un .ando se le compara a lo requerido por un .
, 고속 중성자로(fast-neutron reactor, FNR) 혹은 고속로는 고속 중성자를 이용하는 열 원자로의 종류이다. 고속로에는 감속재가 필요 없으나, 열 중성자에 비해 분열 효율이 낮기에 다른 열 원자로에 비해 우라늄 농축 정도가 더 높다는 특징이 있다.
, Un reattore a neutroni veloci, o semplicem … Un reattore a neutroni veloci, o semplicemente reattore veloce, è un reattore nucleare a fissione nel quale la reazione nucleare di fissione è sostenuta da neutroni veloci. Un tale reattore non necessita di moderatore di neutroni e deve utilizzare un combustibile nucleare relativamente ricco in materiale fissile rispetto a un reattore a neutroni termici (o semplicemente reattore termico). Il nocciolo di un reattore veloce è caratterizzato da una parte interna costituita da uranio e plutonio (nuclei fissili) e da un mantello esterno di materiale fertile (uranio naturale o impoverito). Dato che non si vuole rallentare i neutroni prodotti dalla fissione non è presente il moderatore ed il refrigerante deve avere un alto peso atomico in modo da non produrre un rallentamento eccessivo dei neutrourre un rallentamento eccessivo dei neutro
, Um reator de neutrões rápidos ou simplesme … Um reator de neutrões rápidos ou simplesmente reator rápido é uma categoria de reator nuclear na qual a reação em cadeia de fissão é sustentada por . Tais reatores não necessitam de moderadores nucleares, mas devem utilizar combustível que seja relativamente rico em material físsil quando comparado com o requerido por um reator térmico.ado com o requerido por um reator térmico.
, مفاعل سريع النيوترونات هو فئة من المفاعلات … مفاعل سريع النيوترونات هو فئة من المفاعلات النووية التي يتم فيها تدعيم تفاعل سلسلة الانشطار بواسطة النيوترونات السريعة (تحمل طاقات 5 ميجا فولت أو أكثر) على عكس النيوترونات الحرارية المستخدمة في النيوترون الحراري بالمفاعلات. لا يحتاج مثل هذا المفاعل إلى وسيط النيوترون ولكنه يحتاج إلى وقود غني نسبياً بالمواد الانشطارية عند مقارنته بالوقود اللازم لمفاعل النيوترون الحراري.ه بالوقود اللازم لمفاعل النيوترون الحراري.
, Un réacteur à neutrons rapides (RNR, en an … Un réacteur à neutrons rapides (RNR, en anglais fast-neutron reactor) est un réacteur nucléaire qui utilise des neutrons rapides, par opposition aux neutrons thermiques. Sous la forme de réacteurs électrogènes basés sur la production de vapeur, le caloporteur utilisé est le sodium liquide, permettant aux neutrons de garder une énergie importante. Depuis 2001, la recherche sur les réacteurs à neutrons rapides est coordonnées dans le cadre du Forum international Génération IV.adre du Forum international Génération IV.
, Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реа … Реактор на быстрых нейтронах — ядерный реактор, в активной зоне которого нет замедлителей нейтронов и спектр нейтронов близок к энергии нейтронов деления (~105 эВ). Нейтроны этих энергий называют быстрыми, отсюда и название этого типа реакторов. Реактор на быстрых нейтронах позволяет превращать отработавшее ядерное топливо в новое топливо для АЭС, образуя замкнутый цикл использования ядерного топлива, и позволяя вместо доступных ныне 3%, использовать около 30% потенциала ядерного топлива, что обеспечит перспективу ядерной энергетике на тысячелетия.пективу ядерной энергетике на тысячелетия.
, Реактор на швидких нейтронах (англ. Fast-n … Реактор на швидких нейтронах (англ. Fast-neutron reactor) FNR — ядерний реактор, в якому ланцюгова реакція поділу ядерного палива здійснюється на швидких нейтронах. Нейтрони високих енергій обумовлюють відносно високий вихід нейтронів поділу. Поглинання частини швидких нейтронів ізотопами, що не діляться, з подальшим перетворенням їх в ті, що діляться (наприклад, 238U в 239Pu) приводить до відтворення (утворення вторинного) ядерного пального (коефіцієнт відтворення може досягати 1,6). «Зона відтворення» оточує активну зону в корпусі реактора (мал.). У енергетичному швидкому реакторі теплоносій (головним чином рідкий натрій), нагріваючись в цих зонах, віддає тепло в теплообмінниках робочому пароводяному середовищу. У разі натрієвого теплоносія реакторний і парогенеруючий контури розділяютьсорний і парогенеруючий контури розділяютьс
, Reaktor prędki, reaktor na prędkich neutro … Reaktor prędki, reaktor na prędkich neutronach (i jego podtyp reaktor powielający, ang. fast reactor, FR) – reaktor jądrowy, w którym nie ma moderatora, ponieważ reakcje rozszczepienia wywoływane są przez neutrony prędkie. Jako paliwo jądrowe stosuje się w nich mieszaninę tlenków plutonu i uranu. Paliwo jądrowe musi być silniej wzbogacone, niż paliwo dla reaktorów powolnych. W czasie pracy reaktora z izotopu uranu 238U powstają, w procesie pochłonięcia neutronów i następujących rozpadów beta izotopy plutonu (głównie 239Pu). Pluton może zostać następnie wydzielony i użyty ponownie jako paliwo. Reaktor powielający to reaktor, który wytwarza w ten sposób więcej plutonu, niż go zużywa. ten sposób więcej plutonu, niż go zużywa.
, Reaktor neutron cepat, fast-neutron reacto … Reaktor neutron cepat, fast-neutron reactor (FNR) atau hanya reaktor cepat, fast reactor adalah kategori dari reaktor nuklir di mana fisi reaksi berantai ditopang oleh neutron cepat (membawa energi di atas 0,5 MeV atau lebih besar, rata-rata), sebagai lawan neutron termal digunakan dalam reaktor termal-neutron. Reaktor seperti itu tidak membutuhkan moderator neutron, tetapi membutuhkan bahan bakar yang relatif kaya bahan fisil jika dibandingkan dengan yang dibutuhkan untuk reaktor termal-neutron. Keuntungan reaktor neutron cepat adalah dapat mengurangi radiotoksisitas total limbah nuklir.rangi radiotoksisitas total limbah nuklir.
, 高速炉(こうそくろ、Fast Reactor:FR)とは、高速中性子による核分裂反応 … 高速炉(こうそくろ、Fast Reactor:FR)とは、高速中性子による核分裂反応がエネルギーの発生源となっている原子炉である。高速中性子炉（Fast Neutron Reactor:FNR)とも呼ばれる。高速中性子による核分裂連鎖反応を用いてウラン238からプルトニウム239を生産する増殖炉は、高速増殖炉という。 2030年代以降の実用化が構想されている第4世代原子炉の炉形に挙げられている。マイナーアクチニド燃焼や放射性廃棄物の処分量減少、ウランの有効活用等の利点があり、21世紀半ばより後半にかけて現行の軽水炉型原子力発電に置き換わっていくものと期待されている。置き換えが完了したあとは約2000年に渡ってウラン資源の心配が要らなくなるとされる。 第4世代原子炉の炉形として挙げられているのは、ナトリウム冷却高速炉、鉛冷却高速炉、ガス冷却高速炉 があり、超臨界圧軽水冷却炉も高速炉として構成することが考えられている。ス冷却高速炉 があり、超臨界圧軽水冷却炉も高速炉として構成することが考えられている。
|
| rdfs:label |
Ядерний реактор на швидких нейтронах
, Rychlý reaktor
, Reaktor prędki
, Reactor de neutrones rápidos
, Reaktor neutron cepat
, Réacteur à neutrons rapides
, مفاعل سريع النيوترونات
, Реактор на быстрых нейтронах
, Reator de neutrões rápidos
, 快堆
, Reattore a neutroni veloci
, Fast-neutron reactor
, 高速炉
, 고속 중성자로
|
