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- The BREST reactor is a Russian concept of lead-cooled fast reactor aiming to the standards of a generation IV reactor. Two designs are planned, the BREST-300 (300 MWe) and the BREST-1200 (1200 MWe). Main characteristics of the BREST reactor are passive safety and a closed fuel cycle. The reactor uses nitride uranium-plutonium fuel, is a breeder reactor and can burn long-term radioactive waste. Lead is chosen as a coolant for being high-boiling, radiation-resistant, low-activated and at atmospheric pressure. (en)
- Der BREST-Reaktor (russisch БРЕСТ, ausgeschrieben russisch Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности für Schneller Reaktor mit inhärenter Sicherheit) ist ein russisches Reaktorkonzept für einen bleigekühlten schnellen Brüter, der dem Standard eines Generation-IV-Reaktors entsprechen soll. Es befinden sich zwei Varianten unterschiedlicher Leistung (300 MWe und 1200 MWe) in Bau bzw. Planung. Der BREST-Reaktor bietet einige passive Sicherheitseigenschaften und soll einen geschlossenen Brennstoffkreislauf ermöglichen. Im Reaktor kommt nitridischer Kernbrennstoff, der eine hohe Dichte (14,3 g/cm3) und eine hohe Wärmeleitfähigkeit (20 W/(m·K)) aufweist, zum Einsatz. Blei als Kühlmittel ermöglicht Kühlung durch natürliche Konvektion und bietet einen sehr hohen Siedepunkt. Des Weiteren stellt Blei aufgrund der hohen Dichte eine gute Abschirmung dar und ermöglicht eine gute Neutronenökonomie. Ein wichtiges Ziel der Entwicklung ist neben der Schließung des Brennstoffkreislaufes auch die Transmutation von minoren Aktinoiden, ähnlich wie bei dem russischen BN-800 Reaktor. (de)
- Il reattore nucleare BREST (in russo: Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем?, traslitterato: Bystryj reaktor so svincovym teplonositelem, Reattore veloce raffreddato a piombo) è la prima serie di reattori nucleari al piombo di filiera russa, ora in fase di dimostrazione, che si propone come successore della serie reattore nucleare BN. (it)
- BRESTはロシアで開発中の鉛冷却高速炉で、第4世代原子炉に求められる設計基準の達成を目指している。電気出力300MWe の BREST-300 と、同1200MWe の BREST-1200 の設計が進められている。BRESTは、受動安全と閉じた核燃料サイクルの実現を特徴としている。 窒化ウラン-プルトニウム燃料を使用する高速増殖炉であり、長寿命放射性廃棄物を燃焼させることができる。冷却材として鉛が選ばれたのは、沸点が高く、耐放射線性があり、化学的な活性が低く、大気圧下で利用できるからである。 (ja)
- БРЕСТ — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300. (ru)
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- The BREST reactor is a Russian concept of lead-cooled fast reactor aiming to the standards of a generation IV reactor. Two designs are planned, the BREST-300 (300 MWe) and the BREST-1200 (1200 MWe). Main characteristics of the BREST reactor are passive safety and a closed fuel cycle. The reactor uses nitride uranium-plutonium fuel, is a breeder reactor and can burn long-term radioactive waste. Lead is chosen as a coolant for being high-boiling, radiation-resistant, low-activated and at atmospheric pressure. (en)
- Il reattore nucleare BREST (in russo: Быстрый реактор со свинцовым теплоносителем?, traslitterato: Bystryj reaktor so svincovym teplonositelem, Reattore veloce raffreddato a piombo) è la prima serie di reattori nucleari al piombo di filiera russa, ora in fase di dimostrazione, che si propone come successore della serie reattore nucleare BN. (it)
- BRESTはロシアで開発中の鉛冷却高速炉で、第4世代原子炉に求められる設計基準の達成を目指している。電気出力300MWe の BREST-300 と、同1200MWe の BREST-1200 の設計が進められている。BRESTは、受動安全と閉じた核燃料サイクルの実現を特徴としている。 窒化ウラン-プルトニウム燃料を使用する高速増殖炉であり、長寿命放射性廃棄物を燃焼させることができる。冷却材として鉛が選ばれたのは、沸点が高く、耐放射線性があり、化学的な活性が低く、大気圧下で利用できるからである。 (ja)
- БРЕСТ — российский проект реакторов на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, двухконтурной схемой отвода тепла к турбине и закритическими параметрами пара. Проект реализуется в виде строительства демонстрационного комплекса, состоящего из заводов переработки ОЯТ и фабрикации топлива в замкнутом топливном цикле, и экспериментального реактора БРЕСТ-ОД-300. (ru)
- Der BREST-Reaktor (russisch БРЕСТ, ausgeschrieben russisch Быстрый Реактор ЕСТественной безопасности für Schneller Reaktor mit inhärenter Sicherheit) ist ein russisches Reaktorkonzept für einen bleigekühlten schnellen Brüter, der dem Standard eines Generation-IV-Reaktors entsprechen soll. Es befinden sich zwei Varianten unterschiedlicher Leistung (300 MWe und 1200 MWe) in Bau bzw. Planung. Der BREST-Reaktor bietet einige passive Sicherheitseigenschaften und soll einen geschlossenen Brennstoffkreislauf ermöglichen. (de)
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- BREST (Reaktor) (de)
- BREST (reactor) (en)
- Reattore nucleare BREST (it)
- BREST (原子炉) (ja)
- БРЕСТ (ru)
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