文摘
原位育种和燃烧的反应堆(ISBBR),这使得使用金属颗粒的杰出的繁殖能力和优秀的irradiation-resistant SiC的性能f/碳化硅陶瓷复合材料包覆,可方法超长周期的设计目的和超高燃耗和维护稳定的径向功率分布在循环寿命没有加油和洗牌。由于燃料颗粒和包层的特点是有别于传统的陶瓷颗粒燃料棒和金属包层,多重物理量的行为在ISBBR也完全不同。计算机代码,名叫唐ISBBR模型具体的物理行为。唐提供的主要计算结果表明ISBBR GEN-IV具有优良的综合性能和巨大的发展潜力。
1。介绍
经过60年的发展和部署,核能已经成为人类社会的三个主要的能源支持。虽然三大核事故发生在过去的几十年,预计大影子核能发展,特别是福岛核事件,发生在3月,2011年,明显扭曲的人们对核安全的理解,但是,人们还是无法阻止1核能源的前景,随着地球上的化石能源逐渐枯竭,越来越贵,和其他可再生能源是不够稳定可靠。到目前为止,除了一些欧洲国家,声称终止其核能项目,世界主要能源消费者,包括中国和美国,显然宣布他们的积极的位置建立核电路线,和几个新项目在过去最近几年已获批准。
然而,应该指出,现有的核电技术不支持核能可持续发展的长期前景。原因在于,现有的核电技术主要是基于水冷反应堆。众所周知,水冷反应堆的燃料利用率不到1%,这意味着现有的水冷反应堆快速消耗有限的天然铀资源和生产大量贫铀的前端和后端高放射性核废料。根据2009年版的国际原子能机构红书(1),天然铀储量(包括验证和推理)在地球上约370万吨(开发成本< 80美元/ kgU)或450万吨(开发成本< / kgU) 130美元,和2011年全球天然铀消费约70000吨(2];按照这个速度,现有的核发展方式只能维持大约50年。此外,随着全球核能源的逐步扩张,天然铀需求将稳步增长在2015年(100000吨/年2]。另一方面,它是大约估计的核发展在过去60年消费约280万吨天然铀和贫铀产量约为250万吨和025万吨高放射性核废料。因此,很明显,现有的核电技术不能保证核能可持续发展。
事实上,国际社会长期以来已知的现有核能技术的限制,一直积极寻找有效的方法去追求核发展的可持续性。其中,一个普遍的共识是,燃料育种和封闭式燃料循环的关键选项来实现核能可持续发展。众所周知,快堆或硬化光谱实现燃料繁殖的必要条件是当前铀钚燃料循环,而它似乎有点乐观如果我们认为现有的快堆技术是解决可持续发展问题。以现有的钠冷快堆(SFR)采用氧化物燃料为例,一年左右加油周期的再加工不仅带来沉重的负担和燃料循环成本显著增加,而且20到25年的倍增时间似乎给人一种窒息感。近年来,Terra电力有限责任公司,由比尔•盖茨(Bill Gates),提出了一个创新的行波堆的概念(TWR),基于该平台的池类型用金属钠冷快堆燃料颗粒和HT9包层;TWR可以达到30 ~ 40年的超长的循环寿命和大约30 %的超高燃耗没有加油,但在循环寿命与期刊燃料洗牌。理论上,TWR可以满足核能可持续发展的需要,然而,因为medium-enriched TWR核心由点燃地区的铀和毯子贫铀,核心的径向功率分布应当成为严重异构和循环寿命有显著的变化,以及超高燃耗应当构成一个巨大的挑战的剂量限制HT9包层。因此,仍有一系列问题TWR的工程实现。
基于上述认识,本文提出了一个创新的概念原位育种和燃烧的反应堆(ISBBR),基于传统钠冷快堆的平台(SFR),可以达到超长周期和超高燃耗和维护稳定的径向功率分布在循环寿命没有加油和洗牌。计算机代码唐建模主要的物理现象ISBBR为核心设计了平衡。唐提供的主要计算结果表明ISBBR GEN-IV具有优良的综合性能和巨大的发展潜力。
2。原位育种和燃烧的反应堆
显然,先决条件接近原位育种和燃烧的燃料应该有很大的繁殖能力和燃料反应性变化非常缓慢地在循环寿命。数据1和2反应性的进化和规范化239年聚氨酯与燃料燃耗对几种典型燃料材料,设计有相似的最初反应。很明显看到Uranium-Plutonium-Zirconium具有良好的属性匹配的三元合金ISBBR的需求。
此外,为了确保燃料棒的完整性的条件下超长周期和超高燃耗,ISBBR的结构材料,尤其是燃料包壳材料,应该突出的耐辐射性能除了更好的导热性能和力学性能。覆盖材料的传统钠冷快堆(SFR)是奥氏体或马氏体不锈钢,其防辐射的性能是不够的承诺。一些新的结构材料开发、ODS和HT9等,预计将具有很好的防辐射的能力;然而,很难有一个革命性的解决方案,因为这些材料仍然是铁的基础。最近,一个创新的碳化硅陶瓷复合材料f/ SiC已经引起越来越多的关注核领域由于其导热的综合性能,机械性能,抗辐射。据说,原文如此f/ SiC第一壁材料最有前途的聚变反应堆(3]。数据3和4现在DPA截面的比较和碳化硅辐射剂量f/ SiC和不锈钢;我们可以看到,德通社截面碳化硅远低于SS304低能量、高能源地区和碳化硅的累积辐射剂量远低于SS304对于一个给定的SFR频谱。
在上面分析的观点,我们提出了原位育种和燃烧的反应堆(ISBBR)应选择Uranium-Plutonium-Zirconium作为燃料颗粒的三元合金,原文如此f液态钠/碳化硅复合材料,作为冷却剂。表1描述的一般设计参数参考ISBBR核心,和图5说明了参考核心的示意图,燃料组件和燃料棒。
核心是一个小型模块化反应堆的引用。额定热功率是800参与者,额定质量流率是5000千克/秒,和进气冷却液温度为350°C。222年燃料组件的核心是由30控制总成,270屏蔽组件,一桶。活动核心的当量直径约为252厘米,筒的外直径约为350厘米。活跃的核心分为内部区域(108组件,确定1图6)和外区(104组件,发现在图26)。唯一不同的燃料组件内区和外区是燃料芯块的锆含量分别为20%和10%,分别。
燃料组件的总长度为460厘米,包含90个燃料大头针安排在一个三角形的数组内管,见图5。管厚度是0.1厘米,flat-to-flat管的距离是12.5厘米左右。燃料元件是由密封原文如此f/ SiC包层包含一个金属燃料颗粒200厘米长度的列。略低于燃油蛞蝓是60厘米的盾牌,盾牌是不可或缺的一部分燃料销的形式延长燃料大头针下端帽。钠都是作为初始燃料列和包层之间热结合。和200厘米裂变气体增压燃油上方的蛞蝓和钠键。燃料销直径和包层厚度是1.4厘米和0.1厘米,分别和环形颗粒的内径和外径是0.4厘米和1.1厘米,分别。燃料的密度是80%。燃料销与钢丝螺旋包装保持针间距,以便冷却剂可以自由流动通过销包。绕接螺旋节距20.32厘米,线径0.1厘米。
吸收器的控制组件包括包包含在一个管道。吸收器包是一系列密集的管包含压缩碳化硼颗粒。19.9 B-10浓缩的天然硼/ o。三十控制总成分为A、B和C银行、地方银行是主要的操纵银行,B银行二级控制银行,银行C是关闭银行。的分组控制组件和它的布局图6。
3所示。ISBBR多重物理量模型发展
传统上,核设计、热工分析,为反应堆堆芯燃料性能分析独立执行。中子学的行为,热工水力学行为、燃料热力学行为,在一个反应堆和燃料的辐照行为核心相互紧密耦合。在压水式反应堆核心设计,热工反馈被认为是广泛的岩心分析代码中由于冷却剂密度的显著的光谱效应和多普勒效应的燃料温度。至于ISBBR,除了热工水力反馈,热膨胀和辐照肿胀的反应效果也有显著影响的核心反应和循环寿命。
图7说明了使用金属燃料主要物理现象的核心。基本上,中子学(截面参数→扩散/运输过程中子通量→反应速率→燃耗→截面参数,见图7)是主要驱动力在核心的物理现象。一般来说,中子物理学与其它学科的相互作用可以分为即时效应和历史效应。至于即时耦合效应,功率密度的反应速率决定了燃料棒表面热通量和冷却剂流场(冷却剂密度和温度),而且,功率密度控制燃料颗粒的温度分布。另一方面,冷却剂密度和温度和燃料温度和燃料热膨胀对截面参数,直接影响中子通量和功率密度。至于历史积累的效果,积累了中子辐照连接到燃料燃耗、变形(蠕变和膨胀)包层和颗粒和裂变气体释放;所有这些影响都将影响当地的反应截面;此外,包层和颗粒的变形影响的自由体积燃料棒充气,已与杆的内部压力成反比关系。
基于上述的物理现象的理解核心使用金属燃料和金属颗粒的具体ISBBR燃料设计和陶瓷覆层,我们开发了具体的物理模型和核心仿真代码ISBBR唐。下面的章节简要介绍了物理模型的技术特点和计算机代码唐。
3.1。中子学模型
中子学模型是多重物理量的内核模型和热传导的驱动力,传热,燃料棒变形。中子学模型包括损耗模型,参数化截面模型和多维/多群中子扩散模型。
损耗模型解决了非线性损耗链通过使用矩阵指数算法和跟踪的进化nodal-wise数密度为主要锕系元素基于3 d中子通量和反应速率在完整的循环寿命。图8介绍了简化损耗链锕系元素在唐代码跟踪。
参数化截面模型捕获各种因素的即时效应和历史效应均质组装横截面。即时效果偏差造成的即时当地条件的参考条件,如当地燃耗(bu),当地的冷却剂温度/密度(/),当地燃料温度(),和当地的轴向变形系数(α),和历史的影响是长期的偏差所造成的累积效应的当地条件参考条件因为当地条件的偏差导致不同的当地中子光谱参考的情况下,它导致不同的消耗速率或生产速率重要锕系元素的参考案例。当地的轴向变形系数(α)模型数量密度变化引起的轴向变形的影响在均质组装横截面。公式(1)给出了基本参数化截面模型的表达式: 多维/多群中子扩散模型采用多维、多组节点扩展方法代码MGNEM [4),由作者开发之前,解决多维和多群中子扩散方程对矩形和六边形燃料组件;此外,刚度约束方法的通用算法(UASCM) [5),也是由作者开发的早期,加上MGNEM解决多维和超群的时空动力学问题。另外,为了有效地模型节点轴网的增长引起的热膨胀和/或辐照肿胀,MGNEM代码使用浮动网格在轴向方向,所以MGNEM能够自动模型轴向网格在迭代过程中每个节点的变化热工水力学的反馈,最后抓住了反应性轴向变形的影响。
上面的方法和技术的集成赋予唐代码丰富的计算功能和灵活的模拟能力。
3.2。燃料棒变形模型
金属燃料的热膨胀系数大(大约2倍的陶瓷燃料),金属燃料的辐照肿胀效果也显著高燃耗(约30%)。结果,在加热过程中金属燃料颗粒的几何变化和/或辐照过程不仅会给点球额外的反应和循环寿命的核心,也将直接影响瞬态行为的核心,随着轴向的负反馈效应增长能有效抑制反应堆堆芯功率的增加,自动使反应堆安全的低功率。EBR-II实验已经证明这种固有安全特性的核心与金属燃料(6]。
相对于金属颗粒,原文如此f/ SiC包层有很好的热稳定性、辐照稳定性和力学稳定性。首先,SiC的热膨胀系数f/ SiC只有大约一半的锆合金;其次,现有的辐照实验(约43 DPA)表明,肿胀和爬行现象是非常弱的3];此外,由于SiC的强度和硬度f/ SiC非常杰出,SiC的压力由压力引起的f/ SiC材料也是非常有限的。表2介绍了相关材料的属性。
根据上述分析金属颗粒和碳化硅f/ SiC陶瓷覆层,我们提出了一个“刚性包层模式”在ISBBR描述燃料棒变形行为,假设以下。(我)碳化硅的变形f/ SiC陶瓷覆层只是由于热膨胀,辐照肿胀、蠕变和应力/应变被忽略。(2)金属颗粒的变形可能是由于热膨胀,辐照肿胀和爬行。(3)包覆金属与陶瓷颗粒接触后,接触应力不得造成任何应变陶瓷覆层。(iv)包覆金属与陶瓷颗粒接触后,金属小球应当成为了因此由于接触应力,并根据Prandtl-Reuss流规则,应当发展扩张的内孔环形颗粒;一旦内孔关闭,扩张转向轴向方向。
热膨胀是可恢复的辐照变形(肿胀和蠕变)是不能挽回的。因此,假设的“刚性包层模式”,包层变形是可恢复的,颗粒变形涉及可恢复和不可复原的组成部分。金属颗粒的弹性变形会影响核心动态参数和瞬态行为的核心,并不能挽回的变形金属颗粒直接处罚的核心额外的反应和循环寿命。
金属燃料重大不可复原变形(肿胀和蠕变)。数据9和10现在的径向变形和轴向变形行为金属燃料和燃料燃耗,分别基于EBR-II的实验结果。从数据可以看出9和10金属燃料的辐照变形是在径向和轴向方向各向异性;径向变形比轴向变形,更重要和径向变形发展迅速在2 %燃耗,之前和之后保持大约35%的体积变化率。唐代码中使用的辐照变形模型只是从数据9和10(7]。
3.3。燃料棒导热/转移模型
ISBBR中的每个燃料组件包含在一个管道,将燃料棒的冷却液流燃料组件,并且没有冷却剂质量和动量交换的程序集。因此,它是合理的唐代码采用“单通道模型”来模拟燃料棒内的导热和抽油杆表面之间的传热和冷却剂;唐代码有一个“单通道模型”为每个燃料组件建模的核心计算的平均效果冷却剂密度/温度,熔覆温度和燃料温度在每个高程的燃料组件,然后,3 d nodal-wise冷却剂密度/温度,熔覆温度和燃料温度传递到三维中子物理学模型,杆变形模型和其他模型,所以,所有的模型都是紧密耦合到一个物理模型。
“单通道模式”在唐代的代码使用有限差分法来求解含时导热方程在圆柱形R-Z几何对稳态和瞬态解,应加上稳态或瞬态三维中子物理学模型。的热传导方向被认为是由于高导热性的金属颗粒。
热传导方程的离散是基于名义杆尺寸,期间保持稳定方程的解决方案,但使用的变形杆尺寸差距电导计算。
3.4。燃料棒内部压力模型
ISBBR的燃料棒可能承受额外的内部压力高,甚至危及燃料棒完整由于裂变气体释放和积累下超长周期和超高燃耗。因此,燃料棒ISBBR内部压力是一个重要的设计约束。基于“单通道模型”和3 d燃耗分布的核心,唐代码跟踪裂变气体释放分数为3 d节点和计算assembly-averaged燃料棒内部压力在每个燃耗的一步。
裂变气体的主要成分是Xe和Kr, Xe的总裂变产额和Kr是0.25 (2.0)。裂变气体聚集在晶界在早期阶段;随着燃耗积累,裂变气体逐渐聚集成泡沫;泡沫增长以及内部压力的增加和相互连接;最后,它形成一个连贯的隧道。最终,裂变气体是由温度和压强和发布包覆颗粒之间的差距,然后杆的全会。金属燃料形成的连贯的隧道在2 ~ 3燃耗的%,裂变气体释放分数的增加迅速前3燃耗的%;此后,释放比例保持在70%左右。图11介绍了金属燃料的裂变气体释放分数与燃料燃耗,基于EBR-II的实验结果。裂变气体释放模型用于唐代码只是取自图11(7]。
燃料棒内部压力计算通过使用免费的气体状态方程,其中,燃料棒内部压力;是自由空间体积的燃料棒,包括陶瓷覆层变形的综合效应,金属颗粒热膨胀,金属颗粒肿胀,和液态钠表面上升挤压变形包层和颗粒;燃料棒内部气体的摩尔数,包括裂变气体和初始填充气体;是一个通用气体常数(= 8.34 J / Mole-K);的平均温度是燃料充气。
3.5。燃料棒暴露剂量模型
结构材料,尤其是覆盖材料,在ISBBR可能忍受严重的辐射损伤由于超长时间曝光的快中子频谱。辐射损伤的材料通常是衡量每原子位移(DPA),这意味着累计位移每个介质原子的数量。唐装备燃料棒暴露剂量模型代码,以便最大的包覆剂核心设计过程中被监控。
多组DPA横截面()存储在参数化截面库与其他截面表达公式(1);唐代码应当评估积累包覆剂为每个节点基于3 d通量的核心解决方案()和消耗时间增量(,Sec)使用以下公式:
4所示。计算结果
参考ISBBR核心与唐代码进行了分析,计算结果将在以后的章节中介绍。
4.1。稳态分析结果
图12显示原子燃耗的关系和能源燃耗ISBBR核心25有效的全功率期间供参考(EFPYs);可以看出,在% 1燃耗相当于10 GWD /参考核心三卤甲烷;轻微的偏差在生命的结束是由于次要锕系元素的裂变能量(MA)略高于钚。
图13介绍了控制装置的关键位置和峰值功率的演变因素在循环寿命。从图可以看出13ISBBR可以实现稳定和平坦的功率分布在25 EFPYs的循环寿命;图14进一步显示了引用核心的径向功率分布在不同燃耗步骤和说明参考核心的径向功率分布没有洗牌和加油维护在一个超长的循环寿命。因此,ISBBR可以避免重大失真和功率分布的变化中存在的其他概念育种和燃烧的反应堆8- - - - - -11]。它有利于核心设计和配电控制工程意义。
图15介绍了assembly-wise关键设计参数的分布在生物(25 EFPYs)追踪的多重物理量在唐代码模型。最大剂量的辐照剂量达到顶峰是每个装配,和结果表明,碳化硅最大辐照剂量的生物f/ SiC陶瓷覆层在ISBBR核心DPA大约是167.8,这是远远小于使用不锈钢包层(例如,TWR,峰值辐照剂量可能高达500 DPA);内部压力是一个assembly-averaged杆内部压力,和跟踪结果表明,燃料棒的最大内压在参考核心约13 MPa的终点,这被认为是安全杆完整性根据压杆性能分析的经验;轴向变形系数是一个assembly-averaged轴向变形因素,和计算结果表明,轴向变形参考核心之间更加平衡的完整的核心,这意味着环形球已经容忍了径向颗粒肿胀和轴向变形主要由轴向热膨胀和肿胀。图16说明了轴向热膨胀的影响和肿胀核心反应。
图17显示了峰值的进化冷却剂温度和峰值燃料棒温度和参考核心的循环寿命。从图可以看出17经历了一个历史,每个指标和维护足够的保证金相应的设计限制,例如,钠冷却剂的沸点约为892°C,同时参考核心内的冷却液温度峰值循环寿命大约是550°C;碳化硅的最高工作温度f/ SiC陶瓷熔覆1600°C,而峰值熔覆温度在参考核心的循环寿命只有550°C,和熔融的金属颗粒(三元合金Uranium-Plutonium-Zirconium)约为1200°C,但峰值燃料中心温度在循环寿命低于800°C。因此,参考ISBBR有足够热的核心利润在整个生活周期稳态操作。
4.2。瞬态分析结果
积极无效反应性系数和较小的燃料多普勒温度系数的主要特点是钠冷快堆的主要关注人们钠冷快堆的安全。一些研究(12]表明,积极的无效反应性系数和较小的燃料多普勒温度系数可以改善一些主持人引入钠冷快堆。实际上,SiC也是一种好的主持人。因此,无效反应性系数和燃料多普勒参考ISBBR核心的温度系数可以显著改善与传统的SFR相比使用不锈钢包覆,看到数字18和19。
早期的演示实验EBR-II证明了SFR使用金属燃料可以安全地方法在预期的低功率瞬态没有安全(自动白平衡)6]。演示实验EBR-II包括保护流动损失(ULOFA)和不受保护的散热器(ULOHSA)的损失。在这两个事件,反应堆的初始状态是全功率操作;瞬态被触发后,反应堆功率逐渐下降到低水平中子学的固有安全特性和热工水力学和热动力学金属燃料,也没有损害后果发生,如冷却剂沸腾,包层缺陷或颗粒熔化。
唐代码是用来模拟ULOFA瞬态响应和参考ULOHSA ISBBR核心。计算结果给出了数据20.和21分别为ULOFA ULOHSA。从图可以看出20.反应堆功率自动下降到50%左右,没有任何控制组件插入后流量迅速减少到20%的名义价值,和冷却液温度达到顶峰,顶峰的包层温度、峰值颗粒中心温度远低于其相应的操作限制;同样在图21散热器的损失后,核心入口温度迅速增加从350°C到520°C,同时,功率逐渐下降到45%左右,没有任何防护措施,和所有关键设计参数都处于安全状态。这些分析结果表明,参考ISBBR核心典型瞬态过程中固有的被动安全。
4.3。燃料循环分析
ISBBR利用优秀的繁殖能力的金属燃料,产生更多的裂变材料消耗现有的裂变材料,最后达到超长的循环寿命和超高燃耗。
图22显示了core-averaged参考ISBBR的繁殖率和循环寿命,和很明显,核心总是育种;重金属参考核心的库存与循环寿命也在图22。重金属的初始库存大约是40.4吨(包括贫铀35.8吨和4.6吨钚反应堆级),最后一个库存的重金属生物约33吨,所以完全有大约7.4吨重金属烧坏了,和燃料利用率大约18 %。因此,ISBBR的燃料循环经济是显著提高与当前水冷反应堆相比,典型的利用率只有0.5 ~ 0.6在%。
动机提出ISBBR不仅是追求安全、经济的能源,而且对以下战略前景:(1)不断消耗的大量积累的贫铀和乏燃料的开发和部署水冷反应堆,并最终实现废弃物体积的最小化;(2)支持可持续发展和部署的裂变能量并提供丰富和可靠的能源为人类社会的和平与发展。
实现上述战略目标的前提是,ISBBR应该实现封闭式燃料循环。幸运的是,低熔点(1200°C)的金属燃料提供了非常有利的条件,经济的乏燃料的后处理。然后,先决条件实现可持续封闭式燃料循环的数量和质量是ISBBR乏燃料的裂变材料没有退化与初始库存。图23说明了进化的钚库存和循环寿命;可以看出,钚库存增加从最初的4.3吨到最后在循环寿命5.1吨,增量大约是10%,和裂变钚的内容(239年聚氨酯和241年Pu)总钚也与最初相比增加了65%。因此,裂变材料的数量和质量在ISBBR乏燃料满足先决条件来维持可持续的封闭式燃料循环。
ISBBR不追求积累或翻倍额外的钚,但裂变同位素的同步育种和燃烧在一个超长的循环寿命;因此,自然满足防扩散的要求。
而且,只有依靠大量的贫铀和水冷反应堆乏燃料积累,ISBBR实现长期可持续裂变能源供应和最终实现废物最小化的体积。让我们假设地球上所有的天然铀资源应当利用压水式反应堆,这意味着将会有大约600万吨的贫铀和积累终于约060万吨的废燃料;通常,反应堆级钚的内容在压水式反应堆乏燃料近1%,所以积累了反应堆级钚6000吨;以参考ISBBR核心为例,最初的钚库存4.6吨,然后,积累反应堆级钚足以装备参考ISBBR和单位提供大约300兆瓦×1300 = 390 GWe供电(略高于当前核电装机容量377世界上GWe);现在,1300单位ISBBR应装有1300×35.8吨7000吨的贫铀和1300×4.6吨000吨的反应堆级钚燃料循环,1300×7.4大量的重金属烧坏;采取另一种假设,让我们忽视了10%增量级钚反应堆的乏燃料和认为这是用来弥补在乏燃料后处理和新燃料加工,然后,这些1300单位的时间ISBBR消费累计600万吨的贫铀可以近似估计如下: 当然,人类可能不需要17000年的裂变能量供应;反过来,他们可能想要更多的装机容量。在这种情况下,人们可以在早期有增殖反应堆级钚生产反应堆,然后,他们可以得到他们想要的装机容量的建筑足够ISBBR单位。即使ISBBR单元的数量增加到13000户,累计600万吨的贫铀仍然可以支持1000年的核电供应。
5。结论
基于传统钠冷快堆的平台,利用创新的燃料设计和核心设计,ISBBR可以实现超长周期和超高燃耗和维护稳定的径向功率分布在循环寿命没有加油和洗牌。
主要计算结果,由专门开发的计算机代码,表明ISBBR核心有足够热稳态操作期间利润和固有被动安全期间预期的瞬变。
燃料循环的分析表明,燃料利用率ISBBR可以接近18%,有明显的燃料循环经济与当前相比水冷反应堆,燃料利用率约为0.5 ~ 0.6%。
此外,超长周期的特点,没有额外的钚积累,和可持续的封闭式燃料循环证明ISBBR可以实现废弃物体积的最小化,不扩散,核能和可持续供应。
总之,ISBBR可以满足Gen-IV核能系统的需求,如可持续发展、经济、安全、防扩散和有很大的发展潜力。