Malogulko, Ju., Sikorska, O., Teptia, V., Povstianko, K., & Ostra, N.
(2023).
Research and analysis of new generation nuclear reactors in the world.
Machinery & Energetics,
14(4),
86-100.
https://doi.org/10.31548/machinery/4.2023.86
Дослідження нових ядерних реакторів набуває невідкладного значення у світі через потребу постійного вдосконалення технологій для забезпечення безпеки, ефективності та зменшення викидів. Це важливо в контексті кліматичних змін і швидкого технологічного розвитку, що вимагають постійного оновлення й удосконалення ядерної енергетики. Метою роботи було проаналізувати реактори нового покоління у світі, а також визначити їхні переваги та можливі перспективи в майбутньому. Методами, що використовувалися під час дослідження, були статистичний метод, порівняльний метод, а також аналіз. Результати проведеного аналізу врахували сучасні технологічні та безпечні параметри, що стосуються роботи таких реакторів, зокрема їхню здатність до оптимізації використання палива, підвищення безпеки експлуатації, та ефективного управління радіоактивними відходами. В результаті роботи було проаналізовано ядерні реактори IV покоління, що включали в себе: реактор із швидкими нейтронами, що використовує газове охолодження; дуже високотемпературний реактор; реактор, де натрій використовується як теплоносій; реактор на швидких нейтронах зі свинцевим охолодженням; реактор, де реакція відбувається в розплавленій солі; та надкритичний водяний реактор. Кожен з цих реакторів має свої особливості, що роблять їх унікальними в своїй сфері застосування. Наприклад, реактори з газовим охолодженням мають високу продуктивність завдяки здатності досягати високих температур без значного тиску. В свою чергу реактори на розплавленій солі володіють гнучкістю у використанні різних видів палива, включаючи відпрацьоване, та можуть допомогти знизити рівень радіоактивних відходів завдяки використанню спеціальних матеріалів. В процесі аналізу було відзначено, що реактори IV покоління, використовуючи різні технології охолодження та сповільнення реакцій, позначаються високою ефективністю, низьким ризиком аварій та здатністю до виробництва стабільної електроенергії, а також вдосконалені методи контролю реакцій, відкривають нові можливості для ефективного виробництва електроенергії та підвищення безпеки в ядерній енергетиці. Практичне значення дослідження полягає в можливості удосконалення сучасних технологій виробництва електроенергії та забезпеченні більшої безпеки та ефективності у галузі ядерної енергетики
атомна енергетика, генерація електроенергії, оптимізація використання палива, технології охолодження, сповільнювач, реакції
[1] Alameri, S.A., & Alkaabi, A.K. (2020). Fundamentals of nuclear reactors. In Nuclear Reactor Technology Development and Utilization (pp. 27-60). London: Woodhead Publishing. doi: 10.1016/B978-0-12-818483-7.00001-9.
[2] Baccaglini, G., Ball, S., Burchell, T., Corwin, B., Fewell, T., LaBar, M., MacDonald, P., Rittenhouse, P., Shaber, E., Southworth, F., & Vollman, R. (2003). Very High Temperature Reactor (VHTR). Survey of materials research and development needs to support early deployment. Retrieved from https://inldigitallibrary.inl.gov/sites/sti/sti/2559926.pdf
[3] Čížek, J., Kalivodová, J., Janeček, M., Stráský, J., Srba, O., & Macková, A. (2021). Advanced structural materials for gas-cooled fast reactors – A review. Metals, 11(1), article number 76. doi: 10.3390/met11010076.
[4] Dion, M.P., Worrall, L.G., Croft, S., & Scott, L.M. (2020). Molten salt reactor signatures and modeling study. Retrieved from https://info.ornl.gov/sites/publications/Files/Pub149085.pdf
[5] Ibrahim, R., Bujis, A., & Luxat, J. (2019). Assessment of the long-term storage of PT-SCWR fuel bundle in CANDU Deep Geological Repository. In Nuclear energy’s value: Aligned with community expectations 39th Annual CNS conference and 43rd CNS/CNA student conference (article number 52027508). Canada: Canadian Nuclear Society.
[6] Jung, W. (2023). Gas-cooled fast reactor. In Nuclear Power Reactor Designs (pp. 245-257). London: Academic Press. doi: 10.1016/B978-0-323-99880-2.00012-6.
[7] Kamide, H., Rodriguez, G., Guiberteau, P., Kawasaki, N., Hatala, B., Alemberti, A., & Loewen, E. (2021). Annual Report 2020. Retrieved from https://inis.iaea.org/search/search.aspx?orig_q=RN:52054138.
[8] Korduba, I., & Patlashenko, Zh. (2023). Prospects of technological enhancement nuclear environmental safety and efficiency of nuclear energy. Open Journal of Ecology, 13(8), 75-79. doi: 10.32846/2306-9716/2023.eco.1-46.13.
[9] Kostyak, N.R. (2022). Influence of radioactive pollution on the human organization. In XIX All-Ukrainian Scientific and Practical Conference of Students, Postgraduates and Young Scientists “Youth: Education, Science, Spirituality” (pp. 254-255). Kyiv: University “Ukraine”.
[10] Krykova, M., Schulenberg, T., Arnoult Růžičková, M., Sáez-Maderuelo, A., Otic, I., Czifrus, S., Cizelj, L., & Pavel, G.L. (2021). European research program on supercritical water-cooled reactor. Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 7(2), article number 021301. doi: 10.1115/1.4048901.
[11] Ladan, M.M., Bondar, B.S., & Donik, T.V. (2023). High-temperature helium reactor of the fourth generation as the future of Ukrainian energy. In XXI All-Ukrainian Scientific and Practical Conference of Students, Postgraduates and Young Scientists “Theoretical and Applied Problems of Physics, Mathematics and Informatics” (pp. 95-98). Kyiv: Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute.
[12] Levchenko, V., Pogosov, O., & Kravchenko, V. (2023). Cobalt application in repair tools for maintenance and modernisation of NPP equipment. Scientific Herald of Uzhhorod University. Series “Physics”, 53, 31-41. doi: 10.54919/physics/53.2023.31.
[13] Meyer, R.M., Ramunhalli, P., Coble, J.B., Mitchell, M.R., Wootan, D.W., Hirt, E.H., Berglin, E.J., Bond, L.J., & Henager, C.H. (2013). Prognostics health management for advanced small modular reactor passive components. Annual Conference of the Prognostics and Health Management Society, 5(1), 1-9.
[14] Novotny, R., & Guzonas, D. (2020). Material research for the supercritical water-cooled reactor – summary and open issues. In Nuclear Corrosion (pp. 403-435). London: Woodhead Publishing. doi: 10.1016/B978-0-12-823719-9.00012-3.
[15] Ohshima, H., & Kubo, S. (2023). Sodium-cooled Fast Reactors (SFRs). In Handbook of Generation IV Nuclear Reactors (pp. 173-194). London: Woodhead Publishing. doi: 10.1016/B978-0-12-820588-4.00006-2.
[16] Osuský, F., Čerba, Š., Lüley, J., Vrban, B., Haščík, J., & Nečas, V. (2020). On gas-cooled fast reactor designs – Nuclear data processing with sensitivity, uncertainty and similarity analyses. Progress in Nuclear Energy, 128, article number 103450. doi: 10.1016/j.pnucene.2020.103450.
[17] Peiman, W., Pioro, I.L., Gabriel, K.S., & Hosseiny, M. (2023). Thermal aspects of conventional and alternative nuclear fuels. In Handbook of Generation IV Nuclear Reactors (pp. 613-663). London: Woodhead Publishing. doi: 10.1016/B978-0-12-820588-4.00003-7.
[18] Pioro, I., & Kirillov, P. (2013). Generation IV nuclear reactors as a basis for future electricity production in the world. In Materials and Processes for Energy: Communicating Current Research and Technological Developments (pp. 818-830). Madrid: Formatex Research Center.
[19] Pioro, I., Duffey, R.B., Kirillov, P.L., Pioro, R., Zvorykin, A., & Machrafi, R. (2019). Current status and future developments in nuclear-power industry of the world. Journal of Nuclear Engineering and Radiation Science, 5(2), article number 024001. doi: 10.1115/1.4042194.
[20] Polyakov, V.D., & Donyk, T.V. (2019). Nuclear power plants and their development paths. In XXI All-Ukrainian Scientific and Practical Conference of Students, Postgraduates and Young Scientists “Theoretical and Applied Problems of Physics, Mathematics and Informatics” (pp. 90-92). Kyiv: Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute.
[21] Pysmennyi, E.M. (2018). Investigation of heat transfer in the simulators of fuel bundles and passive heat-removal systems for strengthening of safety barriers in nuclear power engineering. Kyiv: Igor Sikorsky Kyiv Polytechnic Institute.
[22] Şahin, S., & Şahin, H.M. (2021). Generation-IV reactors and nuclear hydrogen production. International Journal of Hydrogen Energy, 46(57), 28936-28948. doi: 10.1016/j.ijhydene.2020.12.182.
[23] Sargsyan, G., Silveistr, A., Lysyi, M., Mokliuk, M., & Sargsyan, H. (2023). The appearance of standing wave structures in the reaction medium during the diffusion development of the chain reaction process. Scientific Herald of Uzhhorod University. Series “Physics”, 54, 36-46. doi: 10.54919/physics/54.2023.36.
[24] Singh, M.P., Saeed, M., & Berrouk, A.S. (2022). Non linear stability analysis of supercritical water cooled reactor: Parallel channels configuration. Progress in Nuclear Energy, 147, article number 104194. doi: 10.1016/j.pnucene.2022.104194.
[25] Tarantino, M., Angiolini, M., Bassini, S., Cataldo, S., Ciantelli, C., Cristalli, C., Del Nevo, A., Di Piazza, I., Diamanti, D., Eboli, M., Fiore, A., Grasso, G., Lodi, F., Lorusso, P., Marinari, R., Martelli, D., Papa, F., Sartorio, C., Utili, M., & Venturini, A. (2021). Overview on lead-cooled fast reactor design and related technologies development in ENEA. Energies, 14(16), article number 5157. doi: 10.3390/en14165157.
[26] Wang, M., Chen, J., Zhang, D., Zhang, J., Tian, W., Su, G.H., & Qiu, S. (2020). Numerical study on the thermal stratification characteristics in the upper plenum of sodium-cooled fast reactor (SFR). Annals of Nuclear Energy, 138, article number 107222. doi: 10.1016/j.anucene.2019.107222.
[27] Wang, Y., Wang, M., Zhang, J., Qiu, S., Tian, W., & Su, G. (2021). Large eddy simulation on the mixing characteristics of liquid sodium at the core outlet of sodium cooled fast reactors (SFR). Annals of Nuclear Energy, 159, article number 108347. doi: 10.1016/j.anucene.2021.108347.
[28] Yamaji, A., Matsuoka, K., Sumida, K., & Funatsu, K. (2023). Scope of conceptual development of Resilient supercritical Light water-cooled reactor (SCWR-R). Nuclear Engineering and Design, 416, article number 112756. doi: 10.1016/j.nucengdes.2023.112756.
[29] Yefimov, O.V., Pylypenko, M.M., Tiutiunyk, L.I., Harkusha, T.A., Yesipenko, T.O., & Motovilnik, A.V. (2023). Reliable reactor systems and concepts of the next IV generation after 2030. Retrieved from https://repository.kpi.kharkov.ua/server/api/core/bitstreams/2a1ef34e-c863-46e1-8fb8-4ab35f8b662d/content.
[30] Zhao, Z., Shi, J., Sun, B., Chen, Y., Wu, W., & Fu, H. (2022). The influence of four-wire structure on the flow and heat transfer process in supercritical water-cooled reactor fuel assembly. Applied Thermal Engineering, 203, article number 117941. doi: 10.1016/j.applthermaleng.2021.117941.