stringtranslate.com

Реактор на расплавленной соли

Пример схемы реактора на расплавленной соли

Жидкосолевой реактор ( MSR ) — это класс ядерных реакторов деления , в которых основным теплоносителем ядерного реактора и/или топливом является смесь расплавленной соли с делящимся материалом.

В середине XX века в США работали два исследовательских MSR. Эксперимент с авиационным реактором (Aircraft Reactor Experiment, ARE) 1950-х годов был в первую очередь мотивирован компактными размерами технологии, в то время как эксперимент с реактором на расплавленных солях (Mollen-Salt Reactor Experiment , MSRE) 1960-х годов был направлен на демонстрацию ядерной электростанции, использующей ториевый топливный цикл в реакторе-размножителе .

Расширение исследований в области конструкций реакторов поколения IV возобновило интерес к 21 веку, и несколько стран начали проекты. По состоянию на май 2023 года Китай не объявил о запуске своего ториевого блока TMSR-LF1 после запланированной даты в феврале 2023 года. [1] [2]

MSR устраняют сценарий ядерного расплавления , присутствующий в водоохлаждаемых реакторах, поскольку топливная смесь поддерживается в расплавленном состоянии. Топливная смесь предназначена для слива без перекачки из активной зоны в защитную оболочку в аварийных сценариях, где топливо затвердевает, гася реакцию. Кроме того, не происходит выделения водорода. Это исключает риск взрывов водорода (как во время ядерной катастрофы на Фукусиме ). [2] Они работают при атмосферном давлении или близком к нему , а не при давлении в 75–150 раз большем, чем у типичного легководного реактора (LWR). Это снижает потребность в корпусах реактора и их стоимость . Газообразные продукты деления ( Xe и Kr ) имеют низкую растворимость в топливной соли, [a] и могут быть безопасно уловлены, когда они выходят из топлива, [b], а не повышают давление внутри топливных труб , как это происходит в обычных реакторах. MSR можно заправлять топливом во время работы (по сути, это ядерная переработка в режиме онлайн ), в то время как обычные реакторы останавливаются для дозаправки (заметными исключениями являются реакторы с тяжелой водой под давлением, такие как CANDU или PHWR класса Atucha, а также газоохлаждаемые реакторы британского производства, такие как Magnox , AGR ). Рабочие температуры MSR составляют около 700 °C (1292 °F), что значительно выше, чем у традиционных LWR, около 300 °C (572 °F). Это повышает эффективность выработки электроэнергии и возможности технологического тепла .

К числу важных проблем проектирования относятся коррозионная активность горячих солей и изменение химического состава соли при ее преобразовании под действием нейтронного потока .

Характеристики

MSR, особенно те, у которых топливо находится в расплавленной соли, предлагают более низкие рабочие давления и более высокие температуры. В этом отношении MSR больше похож на реактор с жидкометаллическим охлаждением, чем на обычный реактор с легким водяным охлаждением. Конструкции MSR часто представляют собой реакторы-размножители с замкнутым топливным циклом — в отличие от однократного топлива, которое в настоящее время используется в обычных ядерных генераторах.

MSR используют отрицательный температурный коэффициент реактивности и большой допустимый подъем температуры для предотвращения аварий с критичностью . Для конструкций с топливом в соли соль термически расширяется немедленно при скачках мощности. В обычных реакторах отрицательная реактивность задерживается, поскольку тепло от топлива должно передаваться замедлителю. Дополнительным методом является размещение отдельного, пассивно охлаждаемого контейнера под реактором. Топливо сливается в контейнер во время неисправностей или технического обслуживания, что останавливает реакцию. [6]

Температуры некоторых конструкций достаточно высоки для производства технологического тепла, что привело к их включению в дорожную карту GEN-IV. [7]

Преимущества

Реакторы MSR обладают множеством потенциальных преимуществ по сравнению с легководными реакторами: [8]

Недостатки

Охлаждающая жидкость

Охлаждение МСР можно осуществлять различными способами, в том числе с использованием расплавленных солей.

Реакторы на твердом топливе с охлаждением расплавленной солью по-разному называются «системой реактора на расплавленной соли» в предложении поколения IV, реакторами-конверторами на расплавленной соли (MSCR), усовершенствованными высокотемпературными реакторами (AHTR) или фторидными высокотемпературными реакторами (FHR, предпочтительное обозначение DOE ). [15]

FHR не могут легко перерабатывать топливо и имеют топливные стержни, которые необходимо изготавливать и проверять, что требует до двадцати лет [ требуется ссылка ] с момента начала проекта. FHR сохраняет преимущества безопасности и стоимости низкотемпературного теплоносителя с низким давлением, которые также используются в реакторах с жидкометаллическим охлаждением . Примечательно, что в активной зоне не создается пар (как в кипящих реакторах ), и нет большого и дорогого стального корпуса высокого давления (как требуется для реакторов с водой под давлением ). Поскольку он может работать при высоких температурах, преобразование тепла в электричество может использовать эффективную и легкую газовую турбину цикла Брайтона .

Большая часть современных исследований в области FHR сосредоточена на небольших компактных теплообменниках , которые уменьшают объемы расплавленной соли и связанные с этим затраты. [16]

Расплавленные соли могут быть очень едкими, а коррозионность увеличивается с температурой. Для первичного контура охлаждения необходим материал, который может выдерживать коррозию при высоких температурах и интенсивном излучении . Эксперименты показывают, что Hastelloy-N и подобные сплавы подходят для этих задач при рабочих температурах до примерно 700 °C. Однако опыт эксплуатации ограничен. Желательны еще более высокие рабочие температуры — при 850 °C (1560 °F) становится возможным термохимическое производство водорода . Материалы для этого температурного диапазона не были проверены, хотя углеродные композиты, сплавы молибдена (например, TZM), карбиды и сплавы на основе тугоплавких металлов или ODS могут быть осуществимы.

Выбор плавленой соли

Расплавленный FLiBe

Солевые смеси подобраны таким образом, чтобы сделать реактор более безопасным и практичным.

Фтор

Фтор имеет только один стабильный изотоп (19
F ) и не становится легко радиоактивным при бомбардировке нейтронами. По сравнению с хлором и другими галогенидами, фтор также поглощает меньше нейтронов и лучше замедляет (« умеряет ») нейтроны. Низковалентные фториды кипят при высоких температурах, хотя многие пентафториды и гексафториды кипят при низких температурах. Они должны быть очень горячими, прежде чем они распадутся на составляющие их элементы. Такие расплавленные соли «химически стабильны», если их поддерживать значительно ниже их точек кипения. Фторидные соли плохо растворяются в воде и не образуют горючего водорода.

Хлор

Хлор имеет два стабильных изотопа (35
Кл и37
Cl ), а также медленно распадающийся изотоп между ними, который облегчает поглощение нейтронов35
Кл .

Хлориды позволяют строить быстрые реакторы-размножители . Гораздо меньше исследований было проведено по конструкциям реакторов с использованием хлоридных солей. Хлор, в отличие от фтора, должен быть очищен , чтобы выделить более тяжелый стабильный изотоп,37
Cl , тем самым уменьшая образование тетрахлорида серы , которое происходит при35
Cl поглощает нейтрон, чтобы стать36
Cl , затем распадается путем бета-распада до36
С .

Литий

Литий должен быть в очищенном виде.7
Ли , потому что6
Li эффективно захватывает нейтроны и производит тритий . Даже если чистый7
При использовании Li соли, содержащие литий, вызывают значительное производство трития, сопоставимое с реакторами на тяжелой воде.

Смеси

Реакторные соли обычно близки к эвтектическим смесям, чтобы снизить их температуру плавления. Низкая температура плавления упрощает плавление соли при запуске и снижает риск замерзания соли при охлаждении в теплообменнике.

Из-за высокого « окислительно-восстановительного окна» расплавленных фторидных солей окислительно-восстановительный потенциал расплавленной солевой системы может быть изменен. Фтор-литий-бериллий (« FLiBe ») может использоваться с добавками бериллия для снижения окислительно-восстановительного потенциала и почти полного устранения коррозии. Однако, поскольку бериллий чрезвычайно токсичен, в конструкцию должны быть заложены особые меры предосторожности, чтобы предотвратить его выброс в окружающую среду. Многие другие соли могут вызывать коррозию водопровода, особенно если реактор достаточно горячий, чтобы производить высокореактивный водород.

На сегодняшний день большинство исследований сосредоточено на FLiBe, поскольку литий и бериллий являются достаточно эффективными замедлителями и образуют эвтектическую солевую смесь с более низкой температурой плавления, чем каждая из составляющих солей. Бериллий также выполняет удвоение нейтронов, улучшая нейтронную экономичность. Этот процесс происходит, когда ядро ​​бериллия испускает два нейтрона после поглощения одного нейтрона. Для солей, несущих топливо, обычно добавляют 1% или 2% (по молям ) UF4 . Также использовались фториды тория и плутония.

Очистка расплавленной солью

Методы подготовки и обработки расплавленной соли были впервые разработаны в ORNL. [17] Целью очистки соли является устранение оксидов, серы и металлических примесей. Оксиды могут привести к осаждению твердых частиц при работе реактора. Серу необходимо удалить из-за ее коррозионного воздействия на сплавы на основе никеля при рабочей температуре. Конструкционные металлы, такие как хром, никель и железо, необходимо удалить для контроля коррозии.

Стадия очистки для снижения содержания воды с использованием HF и продувочного газа гелия была определена для работы при температуре 400 °C. Оксидные и серные загрязнения в солевых смесях были удалены с помощью газового барботажа смеси HF / H 2 , при этом соль была нагрета до 600 °C. [17] : 8  Загрязнения структурных металлов в солевых смесях были удалены с помощью барботажа газообразного водорода при температуре 700 °C. [17] : 26  Твердый гидрофторид аммония был предложен в качестве более безопасной альтернативы для удаления оксидов. [18]

Переработка плавленой соли

Возможность онлайн-обработки может быть преимуществом MSR. Непрерывная обработка сократит запас продуктов деления, будет контролировать коррозию и улучшит нейтронную экономичность за счет удаления продуктов деления с высоким сечением поглощения нейтронов, особенно ксенона . Это делает MSR особенно подходящим для ториевого топливного цикла с низким содержанием нейтронов . Онлайн-обработка топлива может привести к рискам аварий при обработке топлива, [19] : 15  , которые могут вызвать выброс радиоизотопов .

В некоторых сценариях воспроизводства тория промежуточный продукт протактиний 233
Pa будет удален из реактора и распадется на высокочистый233U , привлекательный материал для изготовления бомб. Более современные разработки предлагают использовать более низкую удельную мощность или отдельный бланкет воспроизводства тория. Это разбавляет протактиний до такой степени, что немногие атомы протактиния поглощают второй нейтрон или, посредством реакции (n, 2n) (в которой падающий нейтрон не поглощается, а вместо этого выбивает нейтрон из ядра), генерируют232
У. Потому что232
U имеет короткий период полураспада, а его цепочка распада содержит жесткие гамма- излучатели, что делает изотопную смесь урана менее привлекательной для изготовления бомбы. Это преимущество будет сопровождаться дополнительными расходами на больший запас делящегося материала или двухжидкостной конструкцией с большим количеством бланкетной соли.

Необходимая технология переработки топливной соли была продемонстрирована, но только в лабораторных масштабах. Предпосылкой для полномасштабного коммерческого проектирования реактора является НИОКР для разработки экономически конкурентоспособной системы очистки топливной соли.

Переработка топлива

Изменения в составе быстрых нейтронов MSR (кг/ГВт)

Переработка относится к химическому разделению расщепляемого урана и плутония из отработанного топлива. [20] Такое восстановление может увеличить риск распространения ядерного оружия . В Соединенных Штатах режим регулирования существенно различался в зависимости от администрации. [20]

Затраты и экономика

Систематический обзор литературы за 2020 год пришел к выводу, что информации об экономике и финансах МСР крайне мало, качество информации низкое, а оценки затрат неопределенны. [21]

В конкретном случае реактора на стабильной соли (SSR), где радиоактивное топливо содержится в виде расплавленной соли внутри топливных стержней, а первичный контур не является радиоактивным, эксплуатационные расходы, вероятно, будут ниже. [22] [ необходима проверка ] [ необходимы дополнительные ссылки ]

Типы реакторов на расплавленных солях

Хотя было предложено множество вариантов конструкции, можно выделить три основные категории относительно роли расплавленной соли:

Использование расплавленной соли в качестве топлива и охлаждающей жидкости является независимым конструктивным решением: в оригинальном циркулирующем топливно-солевом реакторе и более позднем статическом топливно-солевом реакторе SSR в качестве топлива и охлаждающей жидкости используется соль; в DFR в качестве топлива используется соль, а в качестве охлаждающей жидкости — металл; в FHR в качестве охлаждающей жидкости используется твердое топливо, а в качестве охлаждающей жидкости — соль.

Дизайны

MSR могут быть горелками или бридерами. Они могут быть быстрыми , термическими или эпитермическими . Тепловые реакторы обычно используют замедлитель (обычно графит) для замедления нейтронов и снижения температуры. Они могут принимать различные виды топлива (низкообогащенный уран, торий, обедненный уран , отходы) [23] и охладители (фторид, хлорид, литий, бериллий, смешанные). Топливный цикл может быть либо замкнутым, либо однократным. [24] Они могут быть монолитными или модульными, большими или малыми. Реактор может иметь петлевую, модульную или интегральную конфигурацию. Варианты включают:

Быстрый реактор на расплавленной соли

Быстрый реактор на расплавленных солях (MSFR) — это предлагаемая конструкция с топливом, растворенным в фторидной соли теплоносителя. MSFR — один из двух вариантов MSR, выбранных Международным форумом «Поколение IV» (GIF) для дальнейшей разработки, другой — FHR или AHTR. [1] MSFR основан на спектре быстрых нейтронов и, как полагают, является долгосрочной заменой твердотопливным быстрым реакторам. Они изучаются уже почти десятилетие, в основном путем расчетов и определения основных физических и химических свойств в Европейском союзе и Российской Федерации. [25] MSFR считается устойчивым, поскольку нет дефицита топлива. Эксплуатация MSFR в теории не генерирует и не требует больших количеств трансурановых (TRU) элементов . Когда в MSFR достигается устойчивое состояние, больше нет необходимости в установках по обогащению урана. [26]

MSFR могут быть реакторами-размножителями . Они работают без замедлителя в активной зоне, такого как графит, поэтому срок службы графита больше не является проблемой. Это приводит к реактору-размножителю с быстрым спектром нейтронов, который работает в ториевом топливном цикле. MSFR содержат относительно небольшие начальные запасы233
U . MSFR работают на жидком топливе без твердого вещества внутри активной зоны. Это приводит к возможности достижения удельной мощности, которая намного выше, чем у реакторов, использующих твердое топливо. Вырабатываемое тепло напрямую поступает в теплоноситель. В MSFR небольшое количество расплавленной соли откладывается для обработки с целью удаления продуктов деления, а затем возвращается в реактор. Это дает MSFR возможность перерабатывать топливо без остановки реактора. Это сильно отличается от твердотопливных реакторов, поскольку они имеют отдельные установки для производства твердого топлива и обработки отработанного ядерного топлива. MSFR может работать с использованием большого разнообразия топливных составов благодаря своему оперативному управлению топливом и гибкой обработке топлива. [27]

Стандартный MSFR будет реактором мощностью 3000 МВт, который имеет общий объем топливной соли 18 м 3 со средней температурой топлива 750 °C. Форма активной зоны представляет собой компактный цилиндр с отношением высоты к диаметру 1, где жидкая фторидная топливная соль течет снизу вверх. Обратная циркуляция соли сверху вниз разбита на 16 групп насосов и теплообменников, расположенных вокруг активной зоны. Топливной соли требуется приблизительно от 3 до 4 секунд, чтобы завершить полный цикл. В любой момент времени во время работы половина общего объема топливной соли находится в активной зоне, а остальная часть находится во внешнем топливном контуре (солеприемники, сепараторы солевых пузырьков, топливные теплообменники, насосы, солевые инжекторы и трубы). [27] MSFR содержат систему аварийного слива, которая запускается и достигается с помощью избыточных и надежных устройств, таких как технология обнаружения и открытия. Во время работы скорость циркуляции топливной соли можно регулировать, контролируя мощность насосов в каждом секторе. Скорость циркуляции промежуточной жидкости можно регулировать, контролируя мощность насосов промежуточного контура. Температуру промежуточной жидкости в промежуточных теплообменниках можно регулировать с помощью двойного байпаса. Это позволяет поддерживать постоянную температуру промежуточной жидкости на входе в конверсионный теплообменник, в то время как ее температура контролируемым образом повышается на входе в промежуточные теплообменники. Температуру сердечника можно регулировать, изменяя долю пузырьков, впрыскиваемых в сердечник, поскольку это снижает плотность соли. В результате это снижает среднюю температуру топливной соли. Обычно температуру топливной соли можно снизить на 100 °C, используя долю пузырьков 3%. MSFR имеют два режима слива: контролируемый плановый слив и аварийный слив. Во время контролируемого планового слива топливная соль перекачивается в активно охлаждаемые резервуары для хранения. Температуру топлива можно понизить перед сливом, это может замедлить процесс. Этот тип слива можно выполнять каждые 1–5 лет при замене секторов. Аварийный слив выполняется при возникновении неисправностей во время работы. Топливная соль может быть слита непосредственно в аварийный сливной бак либо активными устройствами, либо пассивными средствами. Слив должен быть быстрым, чтобы ограничить нагрев топливной соли в случае потери отвода тепла.

Высокотемпературный реактор с фторидным соляным охлаждением

Высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной солью (FHR), также называемый усовершенствованным высокотемпературным реактором (AHTR), [28] также является предлагаемым вариантом реактора на расплавленной соли поколения IV, который считается многообещающим в долгосрочной перспективе. [1] Реактор FHR/AHTR использует твердотопливную систему вместе с расплавленной фторидной солью в качестве охладителя.

Одной из версий сверхвысокотемпературного реактора (VHTR), которая изучается, является жидкосолевой сверхвысокотемпературный реактор (LS-VHTR). Он использует жидкую соль в качестве охладителя в первичном контуре, а не один гелиевый контур. Он использует топливо « TRISO », диспергированное в графите. Ранние исследования AHTR были сосредоточены на графите в форме графитовых стержней, которые вставлялись в гексагональные замедляющие графитовые блоки, но текущие исследования сосредоточены в основном на топливе типа гальки. [ необходима цитата ] LS-VHTR может работать при очень высоких температурах (температура кипения большинства кандидатов на расплавленную соль составляет >1400 °C); охлаждение при низком давлении, которое может использоваться для соответствия условиям установки по производству водорода (большинство термохимических циклов требуют температур свыше 750 °C); лучшая электрическая эффективность преобразования, чем охлаждаемый гелием VHTR, работающий в аналогичных условиях; пассивные системы безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии. [ необходима цитата ]

Реактор на жидком фториде тория

Реакторы, содержащие расплавленную соль тория, называемые реакторами с жидким фторидом тория (LFTR), будут использовать ториевый топливный цикл . Частные компании из Японии, России, Австралии и США, а также правительство Китая выразили заинтересованность в разработке этой технологии. [29] [30] [31]

Сторонники подсчитали, что пятьсот метрических тонн тория могли бы обеспечить потребности США в энергии в течение одного года. [32] Геологическая служба США подсчитала, что крупнейшее известное месторождение тория в США, район Лемхи-Пасс на границе Монтаны и Айдахо , содержит запасы тория в размере 64 000 метрических тонн. [33]

Традиционно эти реакторы были известны как реакторы-размножители на расплавленных солях (MSBR) или ториевые реакторы на расплавленных солях (TMSR), но название LFTR было предложено в качестве ребрендинга в начале 2000-х годов Кирком Соренсеном.

Стабильно-солевой реактор

Стабильный солевой реактор — это относительно недавняя концепция, которая статически удерживает расплавленное солевое топливо в традиционных топливных стержнях LWR. Перекачка топливной соли и все проблемы коррозии/осаждения/обслуживания/удержания, возникающие при циркуляции высокорадиоактивной, горячей и химически сложной жидкости, больше не требуются. Топливные стержни погружены в отдельную, нерасщепляемую фторидную соль, которая действует как первичный охладитель.

Двухжидкостные реакторы на расплавленных солях

Типичным примером реактора с двумя жидкостями является реактор, охлаждаемый свинцом и работающий на солевом топливе.

История

1950-е годы

Эксперимент с авиационным реактором, США

Здание экспериментального авиационного реактора в Окриджской национальной лаборатории (ORNL). Позднее оно было переоборудовано для MSRE.

Исследования MSR начались с эксперимента с авиационным реактором (ARE) в поддержку программы США по созданию ядерного двигателя для самолетов . ARE был экспериментом с ядерным реактором мощностью 2,5 МВт , разработанным для достижения высокой плотности энергии для использования в качестве двигателя в ядерном бомбардировщике.

Проект включал эксперименты, в том числе высокотемпературные и двигательные испытания, которые в совокупности назывались «Эксперименты с реакторами теплопередачи»: HTRE-1, HTRE-2 и HTRE-3 на Национальной испытательной станции реакторов (ныне Национальная лаборатория Айдахо ), а также экспериментальный высокотемпературный реактор на расплавленной соли в Национальной лаборатории Ок-Ридж — ARE.

В качестве топлива в реакторе ARE использовалась расплавленная фторидная соль NaF/ZrF 4 /UF 4 (53-41-6  моль% ), замедлителем которой был оксид бериллия (BeO). Вторичным теплоносителем служил жидкий натрий.

Эксперимент имел пиковую температуру 860 °C. Он выработал 100 МВт-ч за девять дней в 1954 году. В этом эксперименте для металлической конструкции и трубопроводов использовался сплав Inconel 600. [9]

MSR работал в Critical Experiments Facility Национальной лаборатории Оук-Ридж в 1957 году. Он был частью программы реактора с циркулирующим топливом компании Pratt & Whitney Aircraft Company (PWAC). Он назывался Pratt and Whitney Aircraft Reactor-1 (PWAR-1). Эксперимент проводился в течение нескольких недель и практически на нулевой мощности, хотя и достиг критичности. Рабочая температура поддерживалась постоянной на уровне приблизительно 675 °C (1250 °F). PWAR-1 использовал NaF/ZrF 4 /UF 4 в качестве основного топлива и охладителя. Это был один из трех критических MSR, когда-либо построенных. [34]

1960-е и 1970-е годы

MSRE в Оук-Ридже, США

Схема завода MSRE [35]

Национальная лаборатория Оук-Ридж (ORNL) лидировала в исследовании MSR в 1960-х годах. Большая часть их работы достигла кульминации в эксперименте с реактором на расплавленной соли (MSRE). MSRE был испытательным реактором мощностью 7,4 МВт, имитирующим нейтронное «ядро» типа эпитермального реактора-размножителя на расплавленной соли тория, называемого реактором на жидком фториде тория (LFTR). Большой (дорогой) воспроизводящий бланкет из соли тория был исключен в пользу нейтронных измерений.

Трубопроводы, активная ванна и структурные компоненты MSRE были изготовлены из Hastelloy -N, замедлителя - пиролитического графита . Он достиг критического состояния в 1965 году и проработал четыре года. Его топливом был LiF/BeF 2 /ZrF 4 /UF 4 (65-29-5-1) мол.% . Графитовая активная зона замедляла его. Его вторичным теплоносителем был FLiBe ( 2LiF·BeF 2 ). Он достиг температур до 650 °C (1202 °F) и достиг эквивалента примерно 1,5 года работы на полной мощности.

Теоретические разработки в Ок-Ридже, США

Реактор-размножитель на расплавленной соли

С 1970 по 1976 год ORNL исследовал в 1970–1976 годах конструкцию реактора-размножителя на расплавленных солях (MSBR). Топливом должно было быть LiF/BeF2 / ThF4 / UF4 ( 72-16-12-0,4) мол.% с графитовым замедлителем. Вторичным теплоносителем должен был быть NaF/Na[BF4 ] . Его пиковая рабочая температура должна была составлять 705 °C (1301 °F). [8] Он должен был следовать 4-летнему графику замены. Программа MSR была закрыта в начале 1970-х годов в пользу жидкометаллического быстрого реактора-размножителя (LMFBR), [36] после чего исследования в Соединенных Штатах застопорились. [37] [38] [39] По состоянию на 2011 год ARE и MSRE оставались единственными когда-либо работавшими реакторами на расплавленных солях.

Проект MSBR получил финансирование с 1968 по 1976 год в размере (в долларах 2023 года [40] ) 77,6 млн долларов. [41]

Официально программа была отменена по следующим причинам:

Реактор с денатурированным расплавом соли

Реактор на денатурированных расплавленных солях (DMSR) представлял собой теоретическую конструкцию из Ок-Риджа, которая так и не была реализована.

Энгель и др. 1980 заявили, что проект «изучил концептуальную осуществимость реактора на расплавленной соли, работающего на денатурированном уране-235 (т. е. на низкообогащенном уране) и работающего с минимальной химической обработкой». Главным приоритетом проектирования была устойчивость к распространению. [10] Хотя теоретически DMSR может работать частично на тории или плутонии, заправка исключительно низкообогащенным ураном (НОУ) помогает максимально повысить устойчивость к распространению.

Другие цели DMSR заключались в минимизации исследований и разработок и в максимизации осуществимости. Международный форум поколения IV (GIF) включает «обработку соли» в качестве технологического пробела для реакторов на расплавленных солях. [7] Конструкция DMSR теоретически требует минимальной химической обработки, поскольку это горелка, а не бридер. [ необходима цитата ]

Великобритания

Исследовательский центр атомной энергетики Великобритании (AERE) разрабатывал альтернативную конструкцию MSR в своих национальных лабораториях в Харвелле , Калхэме , Рисли и Уинфрите . AERE решил сосредоточиться на концепции быстрого реактора на расплавленных солях (MSFR) мощностью 2,5 ГВт со свинцовым охлаждением, использующего хлорид . [42] Они также исследовали гелий в качестве охладителя. [43] [44]

Топливом для британского MSFR должен был стать плутоний — топливо, которое ученые-исследователи программы считают «бесплатным» из-за запасов плутония в Великобритании.

Несмотря на различия в проектах, ORNL и AERE поддерживали связь в течение этого периода, обмениваясь информацией и проводя визиты экспертов. Теоретическая работа над концепцией проводилась между 1964 и 1966 годами, в то время как экспериментальная работа продолжалась между 1968 и 1973 годами. Программа получала ежегодное государственное финансирование в размере около 100 000–200 000 фунтов стерлингов (что эквивалентно 2–3 млн фунтов стерлингов в 2005 году). Это финансирование закончилось в 1974 году, отчасти из-за успеха прототипа быстрого реактора в Даунрее , который считался приоритетным для финансирования, поскольку он стал критическим в том же году. [42]

Советский Союз

В СССР исследовательская программа по реакторам на расплавленной соли была начата во второй половине 1970-х годов в Курчатовском институте . Она включала теоретические и экспериментальные исследования, в частности, изучение механических, коррозионных и радиационных свойств материалов контейнеров на расплавленной соли. Основные результаты подтверждали вывод о том, что никакие физические и технологические препятствия не мешают практическому внедрению реакторов на расплавленной соли. [45] [46] [47]

Двадцать первый век

Интерес к MSR возобновился в новом тысячелетии из-за продолжающихся задержек в реализации программ по термоядерной энергетике и других ядерных энергетических программ, а также из-за растущего спроса на источники энергии, которые будут нести минимальные выбросы парниковых газов (ПГ). [37] [48]

Коммерческие/национальные/международные проекты

Канада

Канадская компания Terrestrial Energy разрабатывает проект DMSR под названием Integral Molten Salt Reactor (IMSR). IMSR предназначен для развертывания в качестве малого модульного реактора (SMR). Их проект, который в настоящее время проходит лицензирование, имеет тепловые 400 МВт (190 МВт электрические). Благодаря высоким рабочим температурам IMSR находит применение как на рынках промышленного тепла, так и на традиционных энергетических рынках. Основные конструктивные особенности включают замедление нейтронов с помощью графита, загрузку низкообогащенным ураном и компактный и сменный блок сердечника. Тепло распада отводится пассивно с помощью азота (с воздухом в качестве аварийной альтернативы). Последняя особенность обеспечивает простоту эксплуатации, необходимую для промышленного развертывания. [49]

В 2017 году компания Terrestrial завершила первую фазу предварительного лицензионного обзора, проводимого Канадской комиссией по ядерной безопасности , которая предоставила регулирующее заключение о том, что особенности проекта в целом достаточно безопасны, чтобы в конечном итоге получить лицензию на строительство реактора. [50] [51]

Moltex Energy Canada, дочерняя компания британской компании Moltex Energy Ltd, получила поддержку от New Brunswick Power на разработку пилотной установки в Пойнт-Лепро, Канада, [52] и финансовую поддержку от IDOM (международной инжиниринговой компании) [53] и в настоящее время участвует в процессе рассмотрения проекта канадского поставщика. [54] На заводе будет использоваться версия конструкции реактора на стабильной соли, работающая на сжигании отходов .

Китай

Китай инициировал исследовательский проект по торию в январе 2011 года и потратил на него около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США) к 2021 году. [29] [2] Планировалось, что демонстрационный образец твердотопливной версии (TMSR-SF) мощностью 100 МВт, основанный на технологии шаровых твёрдых частиц , будет готов к 2024 году. Пилотный проект мощностью 10 МВт и более крупный демонстрационный образец жидкотопливного варианта (TMSR-LF) были намечены на 2024 и 2035 годы соответственно. [55] [56] Затем Китай ускорил свою программу по строительству двух реакторов мощностью 12 МВт под землей в исследовательских центрах Увэй к 2020 году, [57] начав с прототипа TMSR-LF1 мощностью 2 мегаватта . [58] Проект был направлен на испытание новых коррозионно-стойких материалов. [57] В 2017 году ANSTO /Шанхайский институт прикладной физики объявил о создании сплава NiMo-SiC для использования в МСР. [59] [60]

В 2021 году Китай заявил, что опытный образец Увэй может начать выработку электроэнергии из тория в сентябре [61] , при этом прототип будет обеспечивать энергией около 1000 домов. [62] Это первый в мире ядерный реактор на расплавленной соли после проекта Ок-Ридж. Ожидалось, что преемник мощностью 100 МВт будет иметь высоту 3 метра и ширину 2,5 метра [63] , способный обеспечивать энергией 100 000 домов. [64]

Было объявлено о дальнейшей работе над коммерческими реакторами с целевой датой завершения в 2030 году. [65] Китайское правительство планирует построить аналогичные реакторы в пустынях и равнинах западного Китая, а также до 30 в странах, участвующих в китайской инициативе « Один пояс, один путь ». [64]

В 2022 году Шанхайский институт прикладной физики (SINAP) получил одобрение Министерства экологии и охраны окружающей среды на ввод в эксплуатацию экспериментального MSR, работающего на тории. [66]

Дания

Copenhagen Atomics — датская компания, занимающаяся технологиями расплавленной соли, которая разрабатывает реакторы на расплавленной соли, пригодные для массового производства. Сжигатель отходов Copenhagen Atomics — это одножидкостный, тяжеловодный, фторидный, тепловой спектральный и автономно управляемый реактор на расплавленной соли. Он предназначен для размещения внутри герметичного 40-футового контейнера для транспортировки из нержавеющей стали. Тяжеловодный замедлитель термически изолирован от соли и непрерывно дренируется и охлаждается до температуры ниже 50 °C (122 °F). Расплавленный дейтерооксид лития-7 (7
Также исследуется версия замедлителя LiOD ). Реактор использует ториевый топливный цикл, используя отделенный плутоний из отработанного ядерного топлива в качестве начальной делящейся загрузки для первого поколения реакторов, в конечном итоге переходя к ториевому бридеру. [67] Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, измерительные системы, солевые химы и системы очистки, а также системы управления и программное обеспечение для применения расплавленных солей. [68]

Seaborg Technologies разрабатывает ядро ​​для компактного реактора на расплавленной соли (CMSR). CMSR — это высокотемпературный, односолевой, тепловой MSR, разработанный для критического использования коммерчески доступного низкообогащенного урана . Конструкция CMSR является модульной и использует запатентованный замедлитель NaOH. [37] [69] Предполагается, что ядро ​​реактора будет заменяться каждые 12 лет. Во время эксплуатации топливо не будет заменяться и будет гореть в течение всего 12-летнего срока службы реактора. Планируется, что первая версия ядра Seaborg будет вырабатывать 250 МВт тепловой энергии и 100 МВт электрической энергии. Как электростанция, CMSR сможет поставлять электроэнергию, чистую воду и отопление/охлаждение примерно 200 000 домохозяйств. [70]

Франция

Проект CNRS EVOL (Оценка и жизнеспособность системы быстрого реактора на жидком топливе) с целью предложить конструкцию быстрого реактора на расплавленной соли (MSFR) [71] опубликовал свой окончательный отчет в 2014 году. [72] Различные проекты MSR, такие как FHR, MOSART, MSFR и TMSR, имеют общие темы исследований и разработок. [73]

Проект EVOL будет продолжен финансируемым ЕС проектом «Оценка безопасности быстрого реактора на расплавленных солях» (SAMOFAR), в котором сотрудничают несколько европейских научно-исследовательских институтов и университетов. [74]

Германия

Немецкий институт твердотельной ядерной физики в Берлине предложил двухжидкостный реактор в качестве концепции для быстрого бридера MSR с охлаждением свинцом. Первоначальная концепция MSR использовала жидкую соль для обеспечения делящихся материалов, а также для отвода тепла. Таким образом, у нее были проблемы с необходимой скоростью потока. Считается, что использование двух различных жидкостей в отдельных кругах решает эту проблему. [ необходима цитата ]

Индия

В 2015 году индийские исследователи опубликовали проект MSR [75] как альтернативный путь реакторам на основе тория, согласно трехэтапной программе ядерной энергетики Индии . [76]

Индонезия

Thorcon разрабатывает реактор на расплавленной соли TMSR-500 для индонезийского рынка. [77] Национальное агентство исследований и инноваций через свою Исследовательскую организацию по ядерной энергетике объявило о возобновлении интереса к исследованиям реактора MSR 29 марта 2022 года и планирует изучить и разработать MSR для ядерных реакторов на ториевом топливе . [78] [79]

Япония

Реактор Fuji Molten-Salt — это LFTR мощностью от 100 до 200 МВт , использующий технологию, похожую на проект Oak Ridge. Проект разрабатывается консорциумом, в который входят участники из Японии, США и России. Проект, вероятно, займет 20 лет, чтобы разработать полноразмерный реактор, [80] но проект, похоже, не имеет финансирования. [30]

Россия

В 2020 году Росатом объявил о планах строительства 10-мегаваттного FLiBe- горелочного реактора MSR. Он будет работать на плутонии из переработанного отработавшего ядерного топлива ВВЭР и фторидах младших актинидов . Ожидается, что он будет запущен в 2031 году на Горно-химическом комбинате . [81] [82]

Великобритания

Фонд Элвина Вайнберга — британская некоммерческая организация, основанная в 2011 году, целью которой является повышение осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Он был официально запущен в Палате лордов 8 сентября 2011 года. [83] [84] [85] Он назван в честь американского физика-ядерщика Элвина М. Вайнберга , который был пионером исследований MSR тория.

Проект реактора на стабильной соли компании Moltex Energy был выбран в качестве наиболее подходящего из шести проектов MSR для внедрения в Великобритании в исследовании 2015 года, заказанном инновационным агентством Великобритании Innovate UK . [86] Поддержка правительства Великобритании была слабой, [87] но британское подразделение компании MoltexFLEX запустило свою малую модульную конструкцию FLEX в октябре 2022 года. [88]

Соединенные Штаты

Национальная лаборатория Айдахо спроектировала [ когда? ] реактор с жидкосолевым охлаждением и топливом на расплавленной соли с предполагаемой мощностью 1000  МВт эл . [89]

Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог в Teledyne Brown Engineering , является давним сторонником ториевого топливного цикла , ввел термин жидкофторидный ториевый реактор . В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, [37] компанию, нацеленную на разработку проектов реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз. (В ядерной нормативной среде США проще одобрить новые военные проекты, чем проекты гражданских электростанций). [31] [90] [91] [92]

Transatomic Power занималась разработкой так называемого реактора на расплавленных солях, уничтожающего отходы (WAMSR), предназначенного для сжигания существующего отработанного ядерного топлива [93] с 2011 года до прекращения эксплуатации в 2018 году и предоставления открытого доступа к своим исследованиям. [94] [95]

В январе 2016 года Министерство энергетики США объявило о выделении гранта в размере 80 млн долларов на разработку проектов реакторов поколения IV . [96] Один из двух бенефициаров, Southern Company, будет использовать финансирование для разработки быстрого реактора на расплавленных хлоридах (MCFR), типа MSR, ранее разработанного британскими учеными. [42] [37]

В 2021 году Tennessee Valley Authority (TVA) и Kairos Power объявили о строительстве испытательного реактора мощностью 140 МВт, работающего на топливе TRISO и охлаждаемого фторидной солью низкого давления, в Ок-Ридже, штат Теннесси. Разрешение на строительство проекта было выдано Комиссией по ядерному регулированию США (NCR) в 2023 году. Ожидается, что конструкция будет работать с эффективностью 45%. Температура на выходе составляет 650 °C (1202 °F). Давление основного пара составляет 19 МПа. Конструкция реактора изготовлена ​​из нержавеющей стали 316. Топливо обогащено до 19,75%. Охлаждение с потерей мощности является пассивным. [97] В феврале 2024 года DOE и Kairos Power подписали Соглашение об инвестициях в технологии на сумму 303 млн долларов США для поддержки проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию реактора. Компания должна получать фиксированные платежи по завершении основных этапов проекта. [98]

Также в 2021 году Southern Company в сотрудничестве с TerraPower и Министерством энергетики США объявили о планах по строительству эксперимента по реактору на расплавленном хлориде, первого солевого реактора с быстрым спектром в Национальной лаборатории Айдахо. [99]

Университет Абилина (ACU) подал заявку в NRC на получение лицензии на строительство реактора на расплавленной соли мощностью 1 МВт (MSRR), который будет построен на его территории в Абилине, штат Техас, в рамках лаборатории экспериментальных испытаний ядерной энергии (NEXT). ACU планирует, что MSRR достигнет критичности к декабрю 2025 года. [100]

Смотрите также

Примечания

  1. ^ «Продукты деления (кроме Xe и Kr) и ядерные материалы хорошо растворимы в соли и будут оставаться в ней как при эксплуатации, так и в ожидаемых аварийных условиях. Продукты деления, которые не растворяются (например, Xe, Kr), непрерывно удаляются из расплавленной топливной соли, затвердевают, упаковываются и помещаются в пассивно охлаждаемые хранилища». — Доктор Чарльз В. Форсберг. [3] : 4 
  2. ^ TMSR-500, реактор на жидком фториде тория, работает при давлении 3 атмосферы и температуре от 550 до 700 °C. В этой конструкции газообразные побочные продукты деления Xe и Kr разделяются путем барботажа гелия в сборных резервуарах, где их радиоактивность снижается примерно через неделю. [4] Гелий перерабатывается. [5]

Ссылки

  1. ^ abc Реакторы на расплавленных солях. WNA, обновление май 2021 г.
  2. ^ abc Smriti Mallapaty (9 сентября 2021 г.). «Китай готовится испытать ядерный реактор на ториевом топливе». Nature . 597 (7876): 311–312. Bibcode :2021Natur.597..311M. doi :10.1038/d41586-021-02459-w. PMID  34504330. S2CID  237471852 . Получено 10 сентября 2021 г. . Реакторы на расплавленных солях считаются относительно безопасными, поскольку топливо уже растворено в жидкости, и они работают при более низких давлениях, чем обычные ядерные реакторы, что снижает риск взрывных расплавлений.
  3. ^ Форсберг, Чарльз В. (26 сентября 2002 г.). «Реакторы на расплавленных солях (MSR)» (PDF) .Файл: GenIV.MSR.ANES.2002.rev1
  4. ^ "Безопасность – ThorCon". ThorCon.com . 2022 . Получено 29 мая 2023 .
  5. ^ "Status Report to IAEA" (PDF) . IAEA Advanced Reactor Information System . 22 июня 2020 г. §2.2 Активная зона и топливо реактора. Газовая смесь He, Xe и Kr затем течет из Can через два удерживающих резервуара и угольную линию задержки во вторичной ячейке теплообменника. Поток газа продолжается в криогенную систему обработки газа для разделения газов, хранения стабильного Xe и радиоактивного Kr-85 в газовых баллонах и возврата He для повторного использования в качестве продувочного газа
  6. ^ Фурукава, Казуо; Като, Ёсио; Чигринов, Сергей Э. (1995). «Трансмутация плутония (TRU) и производство 233U с помощью одножидкостного ускорителя-размножителя на расплавленной соли (AMSB)». Труды конференции AIP . 346 (1): 745–751. Bibcode : 1995AIPC..346..745F. doi : 10.1063/1.49112.
  7. ^ ab A Technology Roadmap for Generation IV Nuclear Energy Systems (PDF) . Министерство энергетики США (Отчет). Март 2003 г. doi :10.2172/859105. OSTI  859105. S2CID  46766688. GIF–001–00. Архивировано из оригинала (PDF) 22 сентября 2006 г.
  8. ^ abc Раздел 5.3, WASH 1097. Энергия из хранилища документов Thorium "Использование тория в ядерных энергетических реакторах". ORNL.gov
  9. ^ ab Розенталь, Мюрри. Отчет о тринадцати ядерных реакторах Национальной лаборатории Ок-Ридж, ORNL/TM-2009/181.
  10. ^ ab Engel, JR; Bauman, HF; Dearing, JF; Grimes, WR; McCoy, HE; ​​Rhoades, WA (июль 1980 г.). Концептуальные проектные характеристики реактора на денатурированных расплавленных солях с однократной подачей топлива (Отчет). doi : 10.2172/5352526 . OSTI  5352526. ORNL/TM–7207 – через Университет Северного Техаса.
  11. ^ "Финская исследовательская сеть для ядерных энергетических систем четвертого поколения" (PDF) . vtt.fi . 2008.
  12. ^ «Коммерческий сплав, пригодный для нового использования, расширяет диапазон рабочих температур в ядерной отрасли». Министерство энергетики США , Национальная лаборатория Айдахо . 28 апреля 2020 г.
  13. ^ Маккенна, Фил (5 декабря 2012 г.). ««Сверхтопливо» Торий — риск распространения?». Popular Mechanics . Получено 29 мая 2023 г.
  14. ^ "Transatomic Power White Paper, v1.0.1, section 1.2" (PDF) . Transatomic Power Inc. Архивировано из оригинала (PDF) 5 июля 2015 г. . Получено 2 июня 2016 г. .
  15. ^ Грин, Шеррел (май 2011 г.). «Высокотемпературные реакторы с охлаждением фторидной солью – состояние технологии и стратегия развития». ICENES-2011 . Сан-Франциско, Калифорния.{{cite book}}: CS1 maint: отсутствует местоположение издателя ( ссылка )
  16. ^ Форсберг, Чарльз (ноябрь 2011 г.). «Высокотемпературные реакторы с фторидно-солевым охлаждением для получения электроэнергии и технологического тепла» (PDF) . Массачусетский технологический институт .
  17. ^ abc Shaffer, JH (январь 1971 г.). Подготовка и обращение со смесями солей для эксперимента в реакторе с расплавленной солью (отчет). doi : 10.2172/4074869 . OSTI  4074869. ORNL-4616 – через Университет Северного Техаса.
  18. ^ Игнатьев, Виктор (1 апреля 2010 г.). Критические вопросы ядерных энергетических систем, использующих расплавленные фториды солей (PDF) . Лиссабон, Португалия: ACSEPT. Архивировано из оригинала (PDF) 13 апреля 2016 г. Получено 18 декабря 2011 г.
  19. ^ C. Forsberg, Charles (июнь 2004 г.). «Аспекты безопасности и лицензирования реактора на расплавленных солях» (PDF) . Ежегодное собрание Американского ядерного общества 2004 г. Питтсбург, Пенсильвания: Американское ядерное общество. Архивировано из оригинала (PDF) 13 января 2010 г. Получено 12 сентября 2009 г.
  20. ^ Эндрюс, Энтони (27 марта 2008 г.), «Переработка ядерного топлива: разработка политики США» (PDF) , Отчет CRS для Конгресса , RS22542
  21. ^ Миньякка, Бенито; Локателли, Джорджио (ноябрь 2020 г.). «Экономика и финансы реакторов на расплавленных солях». Прогресс в ядерной энергетике . 129 : 103503. doi : 10.1016/j.pnucene.2020.103503 . hdl : 11311/1204838 .
  22. ^ "Иэн Скотт обсуждает разработку реактора на стабильной соли, сжигающего отходы". The Chemical Engineer .
  23. ^ Гат, У.; Энгель, Дж. Р.; Доддс, Х. Л. (1 января 1991 г.). Вариант реактора на расплавленных солях для полезного использования расщепляющегося материала из демонтированного оружия . Ежегодное собрание Американской ассоциации содействия развитию науки: науки о Земле. OSTI  5717860.
  24. ^ Ван, Брайан (26 августа 2018 г.). «Глобальная гонка за преобразующую ядерную энергетику на основе расплавленной соли включает Билла Гейтса и Китай». NextBigFuture.com . Получено 2 сентября 2018 г.
  25. ^ Allibert, M.; Aufiero, M.; Brovchenko, M.; Delpech, S.; Ghetta, V.; Heuer, D.; Laureau, A.; Merle-Lucotte, E. (1 января 2016 г.), Pioro, Igor L. (ред.), "7 - Реакторы на быстрых нейтронах на расплавленных солях", Справочник по ядерным реакторам IV поколения , Серия Woodhead Publishing по энергетике, Woodhead Publishing, стр. 157–188, ISBN 978-0-08-100149-3, получено 14 ноября 2021 г.
  26. ^ Siemer, Darryl D. (2015). «Почему реактор на быстрых нейтронах с расплавленной солью (MSFR) является «лучшим» реактором поколения IV». Energy Science & Engineering . 3 (2): 83–97. Bibcode : 2015EneSE...3...83S. doi : 10.1002/ese3.59 . ISSN  2050-0505. S2CID  108761992.
  27. ^ ab Heuer, D.; Merle-Lucotte, E.; Allibert, M.; Brovchenko, M.; Ghetta, V.; Rubiolo, P. (1 февраля 2014 г.). «К ториевому топливному циклу с реакторами на быстрых нейтронах на расплавленных солях». Annals of Nuclear Energy . 64 : 421–429. doi :10.1016/j.anucene.2013.08.002. ISSN  0306-4549.
  28. ^ Высокотемпературный реактор с фторидным соляным охлаждением. Объявление о семинаре и приглашение к участию, сентябрь 2010 г., Национальная лаборатория Оук-Ридж, Оук-Ридж, Теннесси
  29. ^ Эванс-Притчард, Эмброуз (6 января 2013 г.) Китай прокладывает путь к «чистой» ядерной энергетике из тория The Daily Telegraph , Великобритания. Доступ 18 марта 2013 г.
  30. ^ ab Barton, Charles (март 2008 г.) Интервью с Ральфом Мойром в блоге Energy From Thorium
  31. ^ ab Кирк Соренсен основал компанию по производству ториевой энергии Архивировано 26 октября 2011 г. в блоге Wayback Machine в NextBigFuture, 23 мая 2011 г.
  32. ^ Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (2010). «Жидкофторидные ториевые реакторы». American Scientist . 98 (4): 304–313. doi :10.1511/2010.85.304. JSTOR  27859537. ProQuest  847558669.
  33. ^ Ван Гозен, Б.С.; Армбрустмахер, Т.Дж. (2009), Ториевые месторождения США — энергетические ресурсы будущего?, т. Циркуляр 1336, Геологическая служба США
  34. ^ Скотт, Д.; Олванг, Г. В.; Демски, Э. Ф.; Фейдер, В. Дж.; Сэндин, Э. В.; Маленфант, Р. Э. (14 августа 1958 г.). Эксперимент с реактором с отражателем и замедлителем нулевой мощности при повышенной температуре (отчет). doi : 10.2172/4673343 . OSTI 4673343. ORNL–2536. 
  35. ^ Условные обозначения MSRE: 1) Корпус реактора; 2) Теплообменник; 3) Насос расплавленного солевого топлива; 4) Фланец замораживания; 5) Тепловой экран; 6) Насос охлаждающей соли; 7) Радиатор; 8) Дренажный бак охлаждающей соли; 9) Вентиляторы; 10) Дренажные баки топливной соли; 11) Промывочный бак; 12) Сосуд; 13) Клапан замораживания топливной соли. —ORNL-LR-DWG 63-1209R
  36. ^ abc MacPherson, HG (1985). "The Molten Salt Reactor Adventure" (PDF) . Ядерная наука и техника . 90 (4): 374–380. Bibcode : 1985NSE....90..374M. doi : 10.13182/NSE90-374.
  37. ^ abcde Waldrop, M. Mitchell (22 февраля 2019 г.). «Ядерная энергетика становится ретро — с гораздо более экологичной перспективой». Knowable Magazine . doi : 10.1146/knowable-022219-2 . S2CID  186586892.
  38. ^ Вайнберг, Элвин (1997). Первая ядерная эра: жизнь и времена технологического фиксера. Springer . ISBN 978-1-56396-358-2.
  39. ^ "Глава 6: Реагирование на социальные потребности". ORNL: Первые 50 лет . Архивировано из оригинала 21 июня 2013 года . Получено 12 ноября 2011 года .
  40. ^ Джонстон, Луис; Уильямсон, Сэмюэл Х. (2023). «Каков был ВВП США тогда?». MeasuringWorth . Получено 30 ноября 2023 г. .Данные дефлятора валового внутреннего продукта США соответствуют серии MeasuringWorth .
  41. ^ Коэн, Линда Р.; Нолл, Роджер Г. (1991). Технологическая свиная бочка. Институт Брукингса . стр. 234. ISBN 978-0-8157-1508-5. Получено 28 февраля 2012 г.
  42. ^ abc "The UK's Forgotten Molten Salt Reactor Programme". Фонд Элвина Вайнберга. Архивировано из оригинала 5 марта 2016 г.
  43. ^ Смит, Дж.; Симмонс, У.Е. (ред.). «Оценка быстрого реактора на расплавленных хлоридных солях мощностью 2500 МЭ» (PDF) . Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства . Получено 13 июня 2015 г.
  44. ^ May, WC; Simmons, WE (ред.). "Концептуальное проектирование и оценка реактора на расплавленных солях мощностью 2500 МЭ с гелиевым охлаждением и интегрированной газотурбинной установкой" (PDF) . Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства . Получено 13 июня 2015 г. .
  45. ^ Новиков, Владимир М. (15 сентября 1995 г.). «Результаты исследований Российского научного центра «Курчатовский институт» по применению расплавленных солей к проблемам ядерных энергетических систем». Труды конференции AIP . 346 (1): 138–147. Bibcode :1995AIPC..346..138N. doi :10.1063/1.49148.
  46. ^ Снижение активности произошло после 1986 года из-за аварии на Чернобыльской АЭС , а также общей стагнации ядерной энергетики и атомной промышленности.
  47. ^ Агентство по ядерной энергии; ОЭСР (1999). Усовершенствованные реакторы с инновационным топливом . стр. 381. ISBN 978-92-64-17117-6.
  48. ^ Гринблатт, Джеффри Б.; Браун, Николас Р.; Слейбо, Рэйчел; Уилкс, Тереза; Стюарт, Эмма; Маккой, Шон Т. (17 октября 2017 г.). «Будущее низкоуглеродной электроэнергии». Ежегодный обзор окружающей среды и ресурсов . 42 (1): 289–316. doi : 10.1146/annurev-environ-102016-061138 . S2CID  157675268.
  49. ^ Интегральный реактор на расплавленной соли. terrestrialenergy.com
  50. ^ "Pre-Licensing Vendor Design Review". Канадская комиссия по ядерной безопасности . 3 февраля 2014 г. Получено 10 ноября 2017 г.
  51. ^ Роберт Рапье (23 апреля 2023 г.) Ядерные реакторы четвертого поколения делают большой шаг вперед. Завершена вторая фаза предварительного лицензионного обзора конструкции поставщика (VDR)
  52. ^ «Moltex становится партнером проекта SMR в Нью-Брансуике», World Nuclear News , 16 июля 2018 г.
  53. ^ «Karios, Moltex, видят прогресс в финансировании; первый канадский SMR, HTGR, подает заявку на лицензию в CNSC», Neutron Bytes , 6 апреля 2019 г.
  54. ^ «Текущие предлицензионные обзоры проектов поставщиков», Канадская комиссия по ядерной безопасности , 3 февраля 2014 г. , получено 8 июня 2020 г.
  55. ^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку за развитие ядерной энергетики из тория». The Guardian .
  56. ^ Халпер, Марк. «Китай рассматривает ториевые MSR для промышленного тепла, водорода; пересматривает график». Weinberg Next Nuclear . Фонд Элвина Вайнберга . Получено 9 июня 2016 г.
  57. ^ ab Chen, Stephen (5 декабря 2017 г.). «Китай надеется, что ядерные технологии времен холодной войны будут использоваться в военных кораблях и беспилотниках». South China Morning Post . Получено 4 мая 2018 г.
  58. ^ Тенненбаум, Джонатан (4 февраля 2020 г.). «Расплавленные соли и ядерные реакторы на бегущей волне». Asia Times . Получено 30 сентября 2020 г.
  59. ^ «Исследования проясняют происхождение превосходных свойств новых материалов для реакторов на расплавленных солях следующего поколения - ANSTO». ansto.gov.au .
  60. ^ "Исследования реакторов на расплавленных солях разрабатывают класс сплавов". world-nuclear-news.org . Мировые ядерные новости.
  61. ^ Лаварс, Ник (20 июля 2021 г.). «Китай добавляет последние штрихи к первому в мире ториевому ядерному реактору». New Atlas .
  62. ^ «Почему Китай разрабатывает революционный ядерный реактор на ториевом топливе». Франция 24. 12 сентября 2021 г.
  63. ^ Ван, Брайан. "Китайские ядерные реакторы на расплавленных солях". Следующее большое будущее . Получено 24 августа 2021 г.
  64. ^ ab "Китай готовится запустить первый в мире "чистый" коммерческий ядерный реактор". Live Science . 23 июля 2021 г.
  65. ^ "Китай представил проект первого безводного ядерного реактора". South China Morning Post . 19 июля 2021 г. Получено 2 сентября 2021 г.
  66. ^ Ван, Брайан (24 августа 2022 г.). «Китайский ядерный реактор на расплавленных солях тория мощностью 2 мегаватта получил одобрение на запуск | NextBigFuture.com» . Получено 25 августа 2022 г.
  67. ^ "Advances in Small Modular Reactor Technology Developments" (PDF) . Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) . Получено 22 декабря 2019 г. .
  68. ^ Copenhagen Atomics - Thomas Jam Pedersen @ TEAC10. YouTube. 17 ноября 2019 г. Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г. Получено 22 декабря 2019 г.
  69. ^ "Seaborg Making nuclear sustainable" (PDF) . Двойные порты . 2019.
  70. ^ "Seaborg: Rethinking Nuclear". Seaborg . Получено 28 июня 2021 г. .
  71. ^ "Европейская комиссия: CORDIS: Служба проектов и результатов: Периодический отчет-сводка – EVOL (Оценка и жизнеспособность системы быстрых реакторов на жидком топливе)". Архивировано из оригинала 13 апреля 2016 г.
  72. ^ "EVOL (Проект № 249696) Финальный отчет" (PDF) .
  73. ^ Серп, Жером; Аллибер, Мишель; Бенеш, Ондржей; Дельпеч, Сильви; Фейнберг, Ольга; Гетта, Вероника; Хойер, Даниэль; Холкомб, Дэвид; Игнатьев Виктор; Клоостерман, Ян Лин; Луцци, Лелио; Мерль-Люкотт, Эльза; Углирж, Ян; Ёсиока, Рицуо; Жимин, Дай (1 ноября 2014 г.). «Реактор на расплаве солей (MSR) IV поколения: обзор и перспективы». Прогресс в атомной энергетике . 77 : 308–319. doi :10.1016/j.pnucene.2014.02.014. hdl : 11311/852934 .
  74. ^ "SAMOFAR home". SAMOFAR . Получено 31 августа 2018 .
  75. ^ Виджаян, ПК; Басак, А.; Дулера, И.В.; Вазе, К.К.; Басу, С.; Синха, РК (1 сентября 2015 г.). «Концептуальный проект индийского реактора-размножителя на расплавленной соли». Pramana . 85 (3): 539–554. Bibcode :2015Prama..85..539V. doi :10.1007/s12043-015-1070-0. S2CID  117404500.
  76. ^ "Indian Molten Salt Breeder Reactor (IMSBR) Initiated". Thorium Energy World . Получено 31 августа 2018 г. .
  77. ↑ Юрман, Дэн (28 января 2022 г.). «Empresarios Agrupados выбран в качестве A/E для Thorcon TMSR-500». Нейтронные байты . Проверено 30 марта 2022 г.
  78. ↑ Прихатини, Зинтан (29 марта 2022 г.). «BRIN Gunakan Teknologi Molten Salt Reactors untuk PLTN yang Diklaim Aman dan Ekonomis Halaman all». КОМПАС.com (на индонезийском языке) . Проверено 30 марта 2022 г.
  79. ↑ World Nuclear News (26 января 2022 г.) Empresarios Agrupados заключила контракт на первый реактор ThorCon
  80. ^ Реактор на расплавленной соли Fuji. Архивировано 5 февраля 2010 г. на Wayback Machine . nextbigfuture.com. 19 декабря 2007 г.
  81. ^ "Росатом запустил проект строительства реактора-"сжигателя" органических веществ", РИА Новости , Москва, 11 июня 2020 г. , дата обращения 11 февраля 2021 г.
  82. ↑ Ганжур, Ольга (12 апреля 2020 г.). «Жидкосолевой реактор на ГХК планируют запустить к 2031 году». Страна РОСАТОМ (на русском языке) . Проверено 11 февраля 2021 г.
  83. ↑ Кларк, Дункан (9 сентября 2011 г.). «Сторонники тория запускают группу давления». The Guardian .
  84. ^ "Лондон: Фонд Вайнберга разогревает кампанию за безопасность, экологичность,... – Фонд Вайнберга" Архивировано 30 октября 2011 г. на Wayback Machine . Mynewsdesk .
  85. ^ «Новая НПО будет подогревать интерес к безопасным ториевым ядерным реакторам». businessgreen.com .
  86. ^ Гриффитс, Тревор; Томлинсон, Джаспер; О'Салливан, Рори. "Обзор MSR – Возможность разработки пилотного реактора на расплавленных солях в Великобритании" (PDF) . Energy Process Developments . Получено 14 января 2016 г. .
  87. ^ Ян Скотт (20 июня 2017 г.). Реакторы на расплавленных солях. Ядерный институт Великобритании . Получено 18 марта 2018 г. – через YouTube.[ мертвая ссылка ]
  88. ^ "MoltexFLEX запускает гибко управляемый реактор на расплавленных солях: New Nuclear - World Nuclear News". world-nuclear-news.org . Получено 6 марта 2024 г.
  89. ^ Ehresman, Teri (ред.). Molten Salt Reactor (MSR) (PDF) (информационный бюллетень). Том 08-GA50044-17-R1 R6-11. Idaho National Laboratory . Архивировано из оригинала (PDF) 18 апреля 2013 г.
  90. ^ "Флайб Энерджи". flibe-energy.com .
  91. ^ "Живой чат: ядерный торий-технолог Кирк Соренсен". The Guardian . 7 сентября 2011 г.
  92. ^ «Новая компания в Хантсвилле построит ядерные реакторы на основе тория». Архивировано 6 апреля 2012 г. на Wayback Machine . huntsvillenewswire.com .
  93. ^ "Новая ядерная бомба может обеспечить мир энергией до 2083 года". The Register . 14 марта 2013 г.
  94. ^ Transatomic (25 сентября 2018 г.). "Трансатомная энергия". Twitter . Получено 13 октября 2019 г. .
  95. ^ "Open Source". 25 сентября 2018 г.
  96. ^ "Министерство энергетики объявляет о новых инвестициях в усовершенствованные ядерные энергетические реакторы..." Министерство энергетики США . Получено 16 января 2016 г.
  97. ^ Ван, Брайан (21 декабря 2023 г.). «Разрешение NRC на строительство ядерного реактора Kairos Power на расплавленных солях к 2027 году | NextBigFuture.com» . Получено 24 декабря 2023 г.
  98. ^ "Министерство энергетики США и Kairos Power заключили новый контракт на основе производительности и фиксированной цены". Kairos Power . Получено 24 февраля 2024 г.
  99. ^ РЕГИСТРАЦИЯ, ПУБЛИКАЦИЯ (18 ноября 2021 г.). "INL — целевая площадка для первого в мире солевого реактора с быстрым спектром". Регистрация публикации . Получено 19 ноября 2021 г.
  100. ^ Мировые ядерные новости (wnn) (19 августа 2022 г.) Подана заявка на американский исследовательский реактор на расплавленной соли ACU является частью NEXT
    • Брайан Ванг (30 августа 2022 г.) Техас подает заявку на строительство атомной электростанции на расплавленных солях к 2025 году. Teledyne Brown Engineering является генеральным подрядчиком.

Дальнейшее чтение

Внешние ссылки

На Викискладе есть медиафайлы по теме Реакторы на расплавленных солях .