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- مفاعل سريع بتبريد الصوديوم(SFR) هو مشروع مفاعل من الجيل الرابع لتصميم مفاعل نيوتروني سريع متقدم. حيث يعتمد على مشروعين متصلين ومرتبطين مع بعضهم وهم مفاعل المولد السريع والمفاعل السريع المتكامل بهدف إنتاج مفاعل سريع الطيف ومبرّد بالصوديوم. (ar)
- El reactor nuclear rápido refrigerado por sodio o SFR (del inglés: Sodium-cooled Fast Reactor) es un proyecto de reactor nuclear de IV generación para diseñadar un reactor nuclear de neutrones rápidos avanzado. Se construye a partir de dos proyectos estrechamente relacionados ya existentes, el LMFBR y el , con el objetivo de producir un reactor nuclear de espectro rápido, por sodio. Se pretende que estos reactores nucleares sean usados en centrales nucleares para producir energía nuclear utilizando combustible nuclear. (es)
- Reaktor cepat berpendingin natrium atau sodium-cooled fast reactor atau SFR adalah reaktor neutron cepat didinginkan oleh cairan natrium. Inisial SFR secara khusus mengacu pada dua proposal reaktor Generasi IV, satu berdasarkan teknologi reaktor berpendingin logam cair (LMFR) yang ada menggunakan bahan bakar oksida campuran (MOX), dan satu berdasarkan reaktor cepat integral berbahan bakar logam. Beberapa reaktor cepat berpendingin natrium telah dibangun dan beberapa sedang beroperasi. Lainnya sedang dalam perencanaan atau sedang dibangun. TerraPower berencana untuk membangun reaktor sendiri dalam kemitraan dengan GEHitachi, di bawah sebutan Natrium. Natrium logam cair dapat digunakan untuk membawa panas dari inti. Natrium hanya memiliki satu isotop stabil, natrium-23. Natrium-23 adalah penyerap neutron yang lemah. Ketika menyerap neutron, ia menghasilkan natrium-24, yang memiliki waktu paruh 15 jam dan meluruh menjadi isotop stabil magnesium-24. Keuntungan utama pendingin logam cair, seperti natrium cair, adalah bahwa atom logam adalah moderator neutron yang lemah. Air adalah moderator neutron yang jauh lebih kuat karena atom hidrogen yang ditemukan dalam air jauh lebih ringan daripada atom logam, dan karena itu neutron kehilangan lebih banyak energi dalam tumbukan dengan atom hidrogen. Hal ini membuat sulit untuk menggunakan air sebagai pendingin untuk reaktor cepat karena air cenderung memperlambat (memoderasi) neutron cepat menjadi neutron termal (walaupun ada konsep untuk reaktor air moderasi tereduksi). Keuntungan lain dari cairan pendingin natrium adalah natrium meleleh pada 371K dan mendidih/ menguap pada 1156K, perbedaan 785K antara keadaan padat/ beku dan gas/ uap. Sebagai perbandingan, kisaran suhu cairan air (antara es dan gas) hanya 100K pada kondisi tekanan atmosfer permukaan laut yang normal. Meskipun panas spesifik natrium rendah (dibandingkan dengan air), ini memungkinkan penyerapan panas yang signifikan dalam fase cair, sambil mempertahankan margin keamanan yang besar. Selain itu, konduktivitas termal natrium yang tinggi secara efektif menciptakan reservoir kapasitas panas yang memberikan inersia termal terhadap panas berlebih. Natrium tidak perlu diberi tekanan karena titik didihnya jauh lebih tinggi daripada suhu operasi reaktor, dan natrium tidak menimbulkan korosi pada bagian reaktor baja. Suhu tinggi yang dicapai oleh pendingin (suhu outlet reaktor Phénix adalah 560 C) memungkinkan efisiensi termodinamika yang lebih tinggi daripada di reaktor berpendingin air. Natrium cair konduktif listrik dapat dipindahkan oleh pompa elektromagnetik. Kerugian dari natrium adalah reaktivitas kimianya, yang memerlukan tindakan pencegahan khusus untuk mencegah dan menekan kebakaran. Jika natrium bersentuhan dengan air, ia bereaksi menghasilkan natrium hidroksida dan hidrogen, dan hidrogen terbakar jika bersentuhan dengan udara. Ini adalah kasus di Pembangkit Listrik Tenaga Nuklir Monju dalam kecelakaan tahun 1995. Selain itu, penangkapan neutron menyebabkannya menjadi radioaktif; meskipun dengan waktu paruh hanya 15 jam. Masalah lain adalah kebocoran, yang dianggap oleh kritikus reaktor cepat, MV Ramana, sebagai "sangat mustahil untuk dicegah". (in)
- A sodium-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid sodium. The initials SFR in particular refer to two Generation IV reactor proposals, one based on existing liquid metal cooled reactor (LMFR) technology using mixed oxide fuel (MOX), and one based on the metal-fueled integral fast reactor. Several sodium-cooled fast reactors have been built and some are in current operation, particularly in Russia. Others are in planning or under construction. For example in 2022, in the USA, TerraPower (using it's Traveling Wave technology) is planning to build its own reactors along with molten salt energy storage in partnership with GEHitachi's PRISM integral fast reactor design, under the Natrium appellation in Kemmerer, Wyoming. Aside from the Russian experience, Japan, India, China, France and the USA are investing in the technology. (en)
- Le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) est une filière expérimentale de réacteur à neutrons rapides qui utilise du sodium liquide pour son refroidissement. On parle parfois de réacteurs SFR (pour Sodium-cooled fast reactor system). (fr)
- ナトリウム冷却高速炉（なとりうむれいきゃくこうそくろ、英語：Sodium-cooled Fast Reactor、略称：SFR）とは冷却材として液体金属ナトリウムを使う減速材のない高速炉である。 原子力開発の初期から存在する炉型であり、世界初の原子力発電に成功したEBR-I（冷却材はナトリウムカリウム合金）も含まれる。高速増殖炉と言われる原子炉の殆どがこの炉型である。第4世代原子炉の炉型の一つに選ばれている。 液体金属ナトリウムを使う利点は、中性子をあまり吸収しないため中性子経済が良く、燃料増殖が可能であること、沸点が高いため水炉のように炉を高圧に耐えるようにする必要が無いこと、配管の腐食性が低いこと、熱伝導性がよいため除熱能力が高いこと、水とほぼ密度が等しいため水ポンプ技術がそのまま使え、大型化が可能であることが挙げられる。 欠点は、酸素や水との反応性が高いこと、ボイド反応率が正、不透明であるため燃料交換時等のメンテナンス性に難があることが挙げられる。 直接核燃料に照射されるナトリウムは、放射化し、また一次系への影響を避けるために二次系ナトリウムと熱交換を行い、二次系ナトリウムが蒸気発生器で熱交換を行う。主な炉構造に炉心と中間熱交換器、ポンプを配管で接続したループ型炉と、それらを一つの大きな容器に入れたタンク型炉がある。いずれも、ガードベッセルを持ち、破損時の炉心冷却喪失を防止する。 (ja)
- 나트륨 냉각 고속 원자로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 4세대 원자로의 하나로 나트륨을 그 냉각재로 이용한다. 경수로나 중수로 등 기존의 원자로에 비해 높은 에너지의 고속중성자로 핵분열을 일으켜 발생하는 열로 전기를 생산하는 제4세대(Gen IV) 원자로이다. 원자로의 연료가 되는 우라늄은 현재 60년 치 밖에 남지 않았다고 알려져 있으나, 나트륨 냉각고속로는 다른 원자로에 비해 100배나 높은 효율을 내므로, 단순히 계산하면 우라늄을 향후 6,000년 동안 사용할 수 있다는 뜻이 된다. 나트륨 냉각고속로는 경수로에서 사용한 사용후핵연료를 폐기하지 않고, 파이로프로세싱과 연계하여 나트륨 냉각고속로의 연료로 재활용한다. 또한 방사성 독성이 강하고 수명이 긴 방사성핵종을 방사성 독성이 약하고 수명이 짧거나 안정된 핵종으로 변환이 가능하다는 것이 특징이다. 나트륨 냉각고속로가 고유 안전성을 확보할 수 있는 요소로는 액체나트륨을 냉각재로 사용하고, 금속연료와 풀형 원자로를 채택하고 있다는 것이다. 냉각재인 나트륨은 끓는점이 높아 대기압 운전이 가능하고 안전 여유가 충분하다. 나트륨 냉각고속로에서 사용하는 금속연료는 열전도도가 높아, 빠르게 냉각되고 과열 시 자동으로 핵분열이 감소된다. 풀형 원자로도 원자로용기에 다량의 냉각재를 보유하여 잔열 흡수 능력이 뛰어나다. 사고가 발생할 경우에도 노심에서 방출되는 붕괴열을 수용할 수 있는 열적 여유도가 크다. 그러므로 원자로가 급속하게 가열되는 것을 방지할 뿐만 아니라 안전조치를 취할 수 있는 시간적 여유를 제공할 수 있다. 즉, 자연냉각이 되기 때문에 후쿠시마 원전사고처럼 냉각수 펌프 문제로 폭발하는 사태는 벌어지지 않는다. 후쿠시마 원전 사고에서는 지진해일이 경수로의 전력을 단절시키고, 비상발전기 6대를 동시에 고장 내자, 전기에 의해 가동되는 냉각수 펌프가 돌아가지 않아 자체 과열로 폭발했다. 그러나 나트륨 냉각고속로는 냉각수 펌프가 필요 없이, 자연냉각이 된다. 1973년 준공된 러시아의 BN-350을 시작으로 세계적으로 많은 원전들에 적용되고 있다. 2006년 개념 설계를 마치고, 2030년 준공 계획인 우리나라의 칼리머-600도 여기에 속한다. 600도의 고온인 액체 나트륨은 공기나 물과 접촉해 화재가 발생한다. 1995년 몬주에서도 화재가 발생했다. (ko)
- Un reattore nucleare veloce refrigerato al sodio (in inglese: Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), in francese: Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na)) è una tipologia di reattore nucleare a fissione a neutroni veloci autofertilizzante che utilizza il sodio liquido come fluido refrigerante. (it)
- ALMR (Advanced Liquid Metal Reactor) – typ reaktora jądrowego. Zaprojektowany w latach 80. w USA w Argonne National Laboratory. Energia jest w nim wytwarzana jak we wszystkich innych reaktorach poprzez zachodzącą wewnątrz rdzenia reakcje łańcuchową. W klasycznych reaktorach reakcja łańcuchowa zachodzi dzięki stosunkowo wolno poruszającym się neutronom, natomiast w reaktorach ALMR rozszczepienie powodują szybko poruszające się neutrony, które rozbijają nawet bardzo stabilne, ciężkie atomy . Taki nowoczesny reaktor spala paliwo wytworzone z odpadów z klasycznych reaktorów.Chłodziwem w takich reaktorach jest ciekły sód krążący w systemie konwekcji naturalnej w basenie reaktora. Ten rodzaj chłodziwa jest jednak bardzo niebezpieczny, ponieważ ciekły sód płonie przy kontakcie z wodą, co jest największą wadą tej technologii. Największą zaletą jest to, że jeśli w klasycznej elektrowni atomowej wykorzystuje się 5% paliwa, to w technologii ALMR aż 94% + 5% wcześniej wykorzystane w reaktorze klasycznym. (pl)
- 钠冷快中子反应堆（英語：Sodium-cooled Fast Reactor，缩写：SFR），是一種快中子增殖反應爐，以液態鈉做為冷卻劑。 钠冷快中子反应堆是指两个第四代反應爐的提案，一个基于现有的使用混合氧化物燃料（MOX）的液态金属冷却反应堆（LMFR）技术，另一个基于金属燃料的。 一些钠冷快中子反应堆已经被建造了，其中一些仍在运行中，另一些正在规划中或在建设中。 (zh)
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- مفاعل سريع بتبريد الصوديوم(SFR) هو مشروع مفاعل من الجيل الرابع لتصميم مفاعل نيوتروني سريع متقدم. حيث يعتمد على مشروعين متصلين ومرتبطين مع بعضهم وهم مفاعل المولد السريع والمفاعل السريع المتكامل بهدف إنتاج مفاعل سريع الطيف ومبرّد بالصوديوم. (ar)
- El reactor nuclear rápido refrigerado por sodio o SFR (del inglés: Sodium-cooled Fast Reactor) es un proyecto de reactor nuclear de IV generación para diseñadar un reactor nuclear de neutrones rápidos avanzado. Se construye a partir de dos proyectos estrechamente relacionados ya existentes, el LMFBR y el , con el objetivo de producir un reactor nuclear de espectro rápido, por sodio. Se pretende que estos reactores nucleares sean usados en centrales nucleares para producir energía nuclear utilizando combustible nuclear. (es)
- Le réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na) est une filière expérimentale de réacteur à neutrons rapides qui utilise du sodium liquide pour son refroidissement. On parle parfois de réacteurs SFR (pour Sodium-cooled fast reactor system). (fr)
- ナトリウム冷却高速炉（なとりうむれいきゃくこうそくろ、英語：Sodium-cooled Fast Reactor、略称：SFR）とは冷却材として液体金属ナトリウムを使う減速材のない高速炉である。 原子力開発の初期から存在する炉型であり、世界初の原子力発電に成功したEBR-I（冷却材はナトリウムカリウム合金）も含まれる。高速増殖炉と言われる原子炉の殆どがこの炉型である。第4世代原子炉の炉型の一つに選ばれている。 液体金属ナトリウムを使う利点は、中性子をあまり吸収しないため中性子経済が良く、燃料増殖が可能であること、沸点が高いため水炉のように炉を高圧に耐えるようにする必要が無いこと、配管の腐食性が低いこと、熱伝導性がよいため除熱能力が高いこと、水とほぼ密度が等しいため水ポンプ技術がそのまま使え、大型化が可能であることが挙げられる。 欠点は、酸素や水との反応性が高いこと、ボイド反応率が正、不透明であるため燃料交換時等のメンテナンス性に難があることが挙げられる。 直接核燃料に照射されるナトリウムは、放射化し、また一次系への影響を避けるために二次系ナトリウムと熱交換を行い、二次系ナトリウムが蒸気発生器で熱交換を行う。主な炉構造に炉心と中間熱交換器、ポンプを配管で接続したループ型炉と、それらを一つの大きな容器に入れたタンク型炉がある。いずれも、ガードベッセルを持ち、破損時の炉心冷却喪失を防止する。 (ja)
- Un reattore nucleare veloce refrigerato al sodio (in inglese: Sodium-Cooled Fast Reactor (SFR), in francese: Réacteur à neutrons rapides à caloporteur sodium (RNR-Na)) è una tipologia di reattore nucleare a fissione a neutroni veloci autofertilizzante che utilizza il sodio liquido come fluido refrigerante. (it)
- 钠冷快中子反应堆（英語：Sodium-cooled Fast Reactor，缩写：SFR），是一種快中子增殖反應爐，以液態鈉做為冷卻劑。 钠冷快中子反应堆是指两个第四代反應爐的提案，一个基于现有的使用混合氧化物燃料（MOX）的液态金属冷却反应堆（LMFR）技术，另一个基于金属燃料的。 一些钠冷快中子反应堆已经被建造了，其中一些仍在运行中，另一些正在规划中或在建设中。 (zh)
- Reaktor cepat berpendingin natrium atau sodium-cooled fast reactor atau SFR adalah reaktor neutron cepat didinginkan oleh cairan natrium. Inisial SFR secara khusus mengacu pada dua proposal reaktor Generasi IV, satu berdasarkan teknologi reaktor berpendingin logam cair (LMFR) yang ada menggunakan bahan bakar oksida campuran (MOX), dan satu berdasarkan reaktor cepat integral berbahan bakar logam. Masalah lain adalah kebocoran, yang dianggap oleh kritikus reaktor cepat, MV Ramana, sebagai "sangat mustahil untuk dicegah". (in)
- A sodium-cooled fast reactor is a fast neutron reactor cooled by liquid sodium. The initials SFR in particular refer to two Generation IV reactor proposals, one based on existing liquid metal cooled reactor (LMFR) technology using mixed oxide fuel (MOX), and one based on the metal-fueled integral fast reactor. Aside from the Russian experience, Japan, India, China, France and the USA are investing in the technology. (en)
- 나트륨 냉각 고속 원자로(Sodium-cooled Fast Reactor, SFR)는 4세대 원자로의 하나로 나트륨을 그 냉각재로 이용한다. 경수로나 중수로 등 기존의 원자로에 비해 높은 에너지의 고속중성자로 핵분열을 일으켜 발생하는 열로 전기를 생산하는 제4세대(Gen IV) 원자로이다. 원자로의 연료가 되는 우라늄은 현재 60년 치 밖에 남지 않았다고 알려져 있으나, 나트륨 냉각고속로는 다른 원자로에 비해 100배나 높은 효율을 내므로, 단순히 계산하면 우라늄을 향후 6,000년 동안 사용할 수 있다는 뜻이 된다. 나트륨 냉각고속로는 경수로에서 사용한 사용후핵연료를 폐기하지 않고, 파이로프로세싱과 연계하여 나트륨 냉각고속로의 연료로 재활용한다. 또한 방사성 독성이 강하고 수명이 긴 방사성핵종을 방사성 독성이 약하고 수명이 짧거나 안정된 핵종으로 변환이 가능하다는 것이 특징이다. 1973년 준공된 러시아의 BN-350을 시작으로 세계적으로 많은 원전들에 적용되고 있다. 2006년 개념 설계를 마치고, 2030년 준공 계획인 우리나라의 칼리머-600도 여기에 속한다. (ko)
- ALMR (Advanced Liquid Metal Reactor) – typ reaktora jądrowego. Zaprojektowany w latach 80. w USA w Argonne National Laboratory. Energia jest w nim wytwarzana jak we wszystkich innych reaktorach poprzez zachodzącą wewnątrz rdzenia reakcje łańcuchową. W klasycznych reaktorach reakcja łańcuchowa zachodzi dzięki stosunkowo wolno poruszającym się neutronom, natomiast w reaktorach ALMR rozszczepienie powodują szybko poruszające się neutrony, które rozbijają nawet bardzo stabilne, ciężkie atomy . Taki nowoczesny reaktor spala paliwo wytworzone z odpadów z klasycznych reaktorów.Chłodziwem w takich reaktorach jest ciekły sód krążący w systemie konwekcji naturalnej w basenie reaktora. Ten rodzaj chłodziwa jest jednak bardzo niebezpieczny, ponieważ ciekły sód płonie przy kontakcie z wodą, co jest naj (pl)
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