Szybki reaktor jądrowy z chłodzeniem ołowiowym

Szybko jądrowego przewód chłodzący reaktor , zwany także ochłodzono ołów szybko reaktorze , jest reaktor IV e generacji ma widmo szybkich neutronów i chłodziwa do przewodu lub eutektyki ołów-bizmut .

Ten typ reaktora został opracowany przez Związek Radziecki w latach sześćdziesiątych XX wieku i napędza 6 okrętów podwodnych klasy Alfa oddanych do użytku w latach 1972-1983.

W 2010 r. Komisja Europejska wsparła projekt reaktora szybkiego chłodzonego ołowiem MYRRHA belgijskiego ośrodka badań jądrowych SCK • CEN .

W 2016 roku rosyjskie Ministerstwo Energetyki zatwierdziło budowę prototypu 300 MW szybkiego reaktora chłodzonego ołowiem - Brest-300 - w Sewersku .

Źródła

• (fr) Ten artykuł jest częściowo lub w całości zaczerpnięty z artykułu Wikipedii w języku angielskim zatytułowanego „  Szybki reaktor chłodzony ołowiem  ” ( zobacz listę autorów ) .

Bibliografia

1. Komisja Europejska - 25 maja 2005 , str.  8
2. (w) „  Rosja przyspiesza wysiłki na rzecz budowy zaawansowanych reaktorów jądrowych  ” w magazynie POWER ,1 st październik 2016(dostęp 24 września 2020 ) .

Bibliografia

• Komisja Europejska, Komunikat Komisji do Rady w sprawie negocjacji przystąpienia Europejskiej Wspólnoty Energii Atomowej (Euratom) do międzynarodowej umowy ramowej między członkami Międzynarodowego Forum IV Generacji w dziedzinie badań jądrowych , Bruksela, Dziennik Urzędowy Unii Europejskiej ,25 maja 2005( czytaj online )