Эксперимент с реактором на расплавленной соли ( MSRE ) был экспериментальным исследовательским реактором на расплавленной соли в Национальной лаборатории Оук-Ридж (ORNL) в Оук-Ридже, штат Теннесси . Эта технология исследовалась в течение 1960-х годов, реактор был построен к 1964 году, он достиг критического состояния в 1965 году и эксплуатировался до 1969 года. [1] Стоимость проекта по очистке оценивалась в 130 миллионов долларов.
Первоначально рассчитанный на 15 МВт th , MSRE работал на 7,4 МВт th из-за неточных данных о ядерном поперечном сечении . Это был испытательный реактор, имитирующий нейтронное «ядро» типа изначально более безопасного эпитермального ториевого реактора-размножителя, называемого жидкофторидным ториевым реактором . В основном он использовал два вида топлива: сначала уран-235 , а затем уран-233 . Последний 233 UF 4 был результатом воспроизводства из тория в других реакторах. Поскольку это было инженерное испытание, большой и дорогой воспроизводящий бланкет из соли тория был исключен в пользу нейтронных измерений.
В MSRE тепло от активной зоны реактора отводилось через систему охлаждения с использованием воздуха, продуваемого через радиаторы . Предполагается, что подобные реакторы могли бы питать высокоэффективные тепловые двигатели, такие как газовые турбины замкнутого цикла . Трубопроводы, активная ванна и структурные компоненты MSRE были изготовлены из Hastelloy -N, а его замедлителем был пиролитический графитовый сердечник. Топливом для MSRE был LiF - BeF 2 - ZrF 4 - UF 4 (65-29,1-5-0,9 моль %). Вторичным теплоносителем был FLiBe (2LiF-BeF 2 ), и он работал при температуре 650 °C и работал в течение эквивалента примерно 1,5 года работы на полной мощности.
Результат обещал быть простым и надежным реактором. Целью эксперимента с реактором на расплавленной соли было продемонстрировать , что некоторые ключевые особенности предлагаемых энергетических реакторов на расплавленной соли могут быть воплощены в практическом реакторе, который мог бы безопасно и надежно эксплуатироваться и обслуживаться без чрезмерных трудностей. Для простоты это должен был быть довольно небольшой одножидкостный (т.е. неразмножающийся) реактор, работающий на 10 МВт тепл. или менее, с отводом тепла в воздух через вторичную (безтопливную) соль.
Пиролитический графитовый сердечник марки CGB также служил замедлителем . [ 1] [2] До начала разработки MSRE испытания показали, что соль не проникает в графит, в котором поры были порядка микрометра. Однако графит с желаемой структурой пор был доступен только в небольших, экспериментально подготовленных образцах, и когда производитель решил выпустить новую марку (CGB) для соответствия требованиям MSRE, возникли трудности. [3]
Топливо было 7 LiF-BeF 2 -ZrF 4 -UF 4 (65-29,1-5-0,9 моль %). Первое топливо было 33% 235 U; позже использовалось меньшее количество 233 UF 4. К 1960 году лучшее понимание реакторов на расплавленных солях на основе фторидной соли появилось из более ранних исследований реакторов на расплавленных солях для эксперимента по авиационному реактору . Фторидные соли являются сильно ионными , и при расплавлении они стабильны при высоких температурах, низких давлениях и высоких потоках излучения . Стабильность при низком давлении позволяет использовать менее прочные корпуса реакторов и повышает надежность. Высокая реакционная способность фтора улавливает большинство побочных продуктов реакции деления. Казалось, что жидкая соль позволит проводить химическое разделение топлива и отходов на месте.
Топливная система была расположена в герметичных ячейках, выложенных для обслуживания с помощью инструментов с длинными ручками через отверстия в верхней защите. Бак с солью LiF-BeF 2 использовался для промывки топливной циркуляционной системы до и после обслуживания. В ячейке, прилегающей к реактору, было простое устройство для барботирования газа через топливо или промывочной соли: смесь H 2 - фтористого водорода , примерно в соотношении 10:1, для удаления оксида, фтора для удаления урана в виде гексафторида урана . [4] [5] [6]
Вторичным теплоносителем был LiF-BeF 2 (66–34 мол. %).
Чаша топливного насоса была пространством для нагнетания для циркуляционного контура, и здесь около 50 галлонов США в минуту (190 л/мин) топлива распылялось в газовое пространство, чтобы ксенон и криптон могли выйти из соли. Удаление самого значительного нейтронного яда ксенона-135 сделало реактор более безопасным и простым для перезапуска. В твердотопливных реакторах при перезапуске 135Xe в топливе поглощает нейтроны , за чем следует внезапный скачок реактивности, поскольку 135Xe выгорает. Обычным реакторам, возможно, придется ждать часами, пока ксенон-135 распадется после выключения, а не немедленного перезапуска (так называемая йодная яма ).
Также в чаше насоса имелось отверстие, через которое можно было отбирать образцы соли или вводить капсулы с концентрированной топливно-обогащающей солью (UF4 - LiF или PuF3 ) .
В то время высокие температуры рассматривались почти как недостаток, поскольку они препятствовали использованию обычных паровых турбин . Теперь такие температуры рассматриваются как возможность использовать высокоэффективные газовые турбины замкнутого цикла . [ необходима цитата ] После двух месяцев работы на высокой мощности реактор был остановлен на 3 месяца из-за отказа одного из главных охлаждающих вентиляторов.
Реактор работал стабильно на нейтронах . Если температура повышалась или образовывались пузырьки, объем жидких топливных солей увеличивался, и некоторые жидкие топливные соли вытеснялись из активной зоны, тем самым снижая реактивность . Программа разработки MSRE не включала эксперименты по физике реактора или измерения теплопередачи . В MSRE было достаточно свободы действий, чтобы отклонения от прогнозов не ставили под угрозу безопасность или достижение целей экспериментального реактора.
Строительство основных компонентов системы и переделка старого экспериментального здания авиационного реактора (которое было частично перестроено для предполагаемого авиационного реактора мощностью 60 МВт ) были начаты в 1962 году. Установка солевых систем была завершена в середине 1964 года. ORNL отвечала за обеспечение качества, планирование и управление строительством. [7] Основные системы были установлены персоналом ORNL; субподрядчики модифицировали здание и установили вспомогательные системы.
Hastelloy -N — сплав никеля и молибдена с низким содержанием хрома — использовался в MSRE и оказался совместимым с фторидными солями FLiBe и FLiNaK . [8] Все металлические детали, контактирующие с солью, были изготовлены из Hastelloy-N. Выбор Hastelloy-N для MSRE был основан на многообещающих результатах испытаний в условиях ядерной двигательной установки самолета и наличии большей части требуемых металлургических данных. Разработка для MSRE привела к получению дополнительных данных, необходимых для утверждения кода ASME . Она также включала подготовку стандартов для закупки Hastelloy-N и для изготовления компонентов.
Почти 200 000 фунтов (90 000 кг) различных форм материала для MSRE были произведены коммерчески. Запросы на тендеры на изготовление компонентов были направлены нескольким компаниям в ядерной промышленности, но все они отказались подавать заявки с фиксированной ценой из-за отсутствия опыта работы с новым сплавом. Следовательно, все основные компоненты были изготовлены в цехах Комиссии по атомной энергии США в Оук-Ридже и Падьюке, штат Кентукки . [9]
В то время, когда были установлены проектные напряжения для MSRE, имеющиеся данные указывали на то, что прочность и скорость ползучести Hastelloy-N практически не были затронуты облучением . После того, как строительство было уже достаточно продвинуто, было обнаружено, что прочность при разрыве и деформация разрушения резко снизились из-за облучения тепловыми нейтронами . Напряжения MSRE были повторно проанализированы, и был сделан вывод, что реактор будет иметь достаточный срок службы для достижения своих целей. В то же время была запущена программа по улучшению устойчивости Hastelloy-N к охрупчиванию . [10]
Для Hastelloy-N была проведена программа испытаний на коррозию вне реактора [ 11] , которая показала чрезвычайно низкие скорости коррозии в условиях MSRE. Капсулы, экспонированные в реакторе для испытания материалов, показали, что плотность мощности деления соли более 200 Вт/см 3 не оказала отрицательного воздействия на совместимость топливной соли, Hastelloy-N и графита. Было обнаружено, что газообразный фтор образуется при радиолизе замороженных солей, но только при температурах ниже примерно 212 °F (100 °C). [12]
Компоненты, которые были разработаны специально для MSRE, включали фланцы для 5-дюймовых (130 мм) линий, по которым течет расплавленная соль, замораживающие клапаны (воздушно-охлаждаемая секция, где соль могла замораживаться и оттаивать), гибкие стержни управления для работы в наперстках при температуре 1200 °F (649 °C) и топливный пробоотборник-обогатитель. [13] Центробежные насосы были разработаны аналогично тем, которые успешно использовались в программе авиационного реактора, но с возможностью дистанционного обслуживания и включая распылительную систему для удаления ксенона. Соображения дистанционного обслуживания пронизывали конструкцию MSRE, и разработки включали устройства для дистанционной резки и пайки вместе 1+Труба диаметром 1 ⁄ 2 дюйма (38 мм), съемные нагревательно-изоляционные блоки и оборудование для извлечения образцов металла и графита из сердечника.
Большая часть усилий MSRE с 1960 по 1964 год была посвящена проектированию, разработке и строительству MSRE. Производство и дальнейшие испытания графита и Hastelloy-N, как в реакторе, так и вне его, были основными видами деятельности по разработке. Другие включали работу над химией реактора , разработку методов изготовления для Hastelloy-N, разработку компонентов реактора и планирование и подготовку дистанционного обслуживания. [14]
MSRE проработал 5 лет. Соль была загружена в 1964 году, а ядерная эксплуатация завершилась в декабре 1969 года, [4] [15] и все цели эксперимента были достигнуты в течение этого периода.
Проверка и предъядерные испытания включали 1000 часов циркуляции промывочной соли и топливной соли-носителя. Ядерные испытания MSRE начались в июне 1965 года с добавлением обогащенного 235 U в виде эвтектики UF 4 -LiF к несущей соли, чтобы сделать реактор критическим . После экспериментов на нулевой мощности для измерения ценности стержней и коэффициентов реактивности [16] реактор был остановлен и проведены последние приготовления к работе на мощности. Подъем мощности был отложен, когда пары масла, просочившиеся в топливный насос, полимеризовались радиоактивным отходящим газом и засорили газовые фильтры и клапаны. Максимальная мощность, которая была ограничена 7,4 МВт тепл. возможностями системы отвода тепла, была достигнута в мае 1966 года.
После двух месяцев работы на высокой мощности реактор был остановлен на три месяца из-за отказа одного из главных охлаждающих вентиляторов. Возникли некоторые дополнительные задержки из-за засорения линии отвода отходящих газов, но к концу 1966 года большинство проблем запуска были позади. В течение следующих 15 месяцев реактор находился в критическом состоянии 80% времени, с запусками продолжительностью 1, 3 и 6 месяцев, которые не прерывались сливом топлива. К марту 1968 года первоначальные цели MSRE были достигнуты, и ядерная эксплуатация с 235 U была завершена.
.jpg/1280px-MSRE_U-233_Seaborg_(14480987473).jpg)
К этому времени стало доступно достаточно 233 U, [17] поэтому программа MSRE была расширена, чтобы включить замену урана в топливной соли на 233 U и работу по наблюдению за новыми ядерными характеристиками. Используя местное технологическое оборудование, промывочная соль и топливная соль были фторированы для извлечения урана в них в виде UF 6 . [6] Затем эвтектика 233 UF 4 -LiF была добавлена к соли-носителю, и в октябре 1968 года MSRE стал первым в мире реактором, работающим на 233 U.
Эксперименты с нулевой мощностью 233 U и динамические испытания подтвердили предсказанные нейтронные характеристики. Неожиданным следствием обработки соли стало то, что ее физические свойства немного изменились, так что из топливного насоса в циркуляционный контур было унесено больше обычного количества газа. Циркулирующий газ и сопровождавшие его колебания мощности были устранены за счет работы топливного насоса на немного более низкой скорости. Работа на высокой мощности в течение нескольких месяцев позволила точно измерить отношение захвата к делению для 233 U в этом реакторе, завершив цели операции с 233 U.
В последние месяцы работы были исследованы очистка ксенона, осаждение продуктов деления и поведение трития . Возможность использования плутония в реакторах на расплавленных солях подчеркивалась добавлением PuF 3 в качестве подпиточного топлива в этот период.
После окончательного отключения в декабре 1969 года реактор был оставлен в режиме ожидания почти на год. Затем была проведена ограниченная программа обследования, включающая стержень замедлителя из активной зоны, наконечник стержня управления , трубки теплообменника, детали из чаши топливного насоса и замораживающий клапан, который дал течь во время окончательного отключения реактора . Затем радиоактивные системы были закрыты в ожидании окончательной утилизации.
Параметры и эксплуатационная статистика: [2]
Мощность : 8 МВт (тепловая)
выходная мощность: 92,8 ГВт·ч
эквивалентная полная мощность: 11 555 ч
Топливная соль : фторид-
катионы : 65% Li-7 , 29,1% Be , 5% Zr , 0,9% U
вес: 11 260 фунтов (5 107 кг)
температура плавления: 813 F (434 C)
температура на входе: 1175 F (635 C)
температура на выходе: 1225 F (663 C)
расход: 400 галлонов/мин (1514 л/мин)
циркуляция топливного насоса: 19 405 ч
Соль охлаждающей жидкости
:
катионы фторида : 66% Li-7, 34% Be
вес: 15 300 фунтов (6 940 кг)
циркуляция насоса охлаждающей жидкости: 23 566 ч
Модератор : ядерный графит
Контейнер : Хастеллой -N
Первое топливо : U-235
первая критическая мощность: 1 июня 1965 г.
тепловая мощность: 72 441 МВт·
ч критические часы: 11 515 ч
эквивалент полной выходной мощности: 9 006 ч
Второе топливо : U-233
критическое: 2 октября 1968 г.
тепловая мощность: 20 363 МВт·ч
критические часы: 3 910 ч
эквивалент полной выходной мощности: 2 549 ч
Остановка : декабрь 1969 г.
Самый широкий и, возможно, самый важный вывод из опыта MSRE состоял в том, что концепция реактора на расплавленной соли была жизнеспособной. Он работал в течение значительных периодов времени, предоставляя ценную информацию, а техническое обслуживание было выполнено безопасно и без чрезмерных задержек.
MSRE подтвердил ожидания и прогнозы. [15] Например, было продемонстрировано, что: топливная соль была невосприимчива к радиационному повреждению, графит не подвергался воздействию топливной соли, а коррозия Hastelloy-N была незначительной. Благородные газы были удалены из топливной соли с помощью системы распыления, что уменьшило отравление 135 Xe примерно в 6 раз. Основная часть элементов продуктов деления оставалась стабильной в соли. Добавление урана и плутония в соль во время работы было быстрым и беспрецедентным, а восстановление урана фторированием было эффективным. Нейтронные характеристики, включая критическую нагрузку, коэффициенты реактивности, динамику и долгосрочные изменения реактивности, согласовались с предыдущими расчетами.
В других областях операция привела к улучшению данных или снижению неопределенностей. Отношение захвата к делению 233 U в типичном спектре нейтронов MSR является примером основных данных, которые были улучшены. Было решено влияние деления на окислительно-восстановительный потенциал топливной соли. Ожидалось осаждение некоторых элементов (« благородных металлов »), но MSRE предоставил количественные данные об относительном осаждении на графите, металле и интерфейсах жидкость-газ. Коэффициенты теплопередачи , измеренные в MSRE, согласовались с обычными расчетами конструкции и не изменились в течение срока службы реактора. Ограничение кислорода в соли оказалось эффективным, и тенденция продуктов деления рассеиваться из загрязненного оборудования во время обслуживания была низкой.
Эксплуатация MSRE дала представление о проблеме трития в реакторе на расплавленной соли. Было замечено, что около 6–10% от расчетного производства 54 Ки/день (2,0 ТБк ) диффундировало из топливной системы в атмосферу защитной ячейки, а еще 6–10% достигало воздуха через систему отвода тепла. [18] Тот факт, что эти фракции не были выше, указывал на то, что что-то частично сводило на нет перенос трития через горячие металлы.
Одним из неожиданных открытий стало межзеренное растрескивание на всех металлических поверхностях, подвергавшихся воздействию топливной соли. Причиной охрупчивания был теллур , продукт деления, образующийся в топливе. Впервые это было отмечено в образцах, которые извлекались из активной зоны с интервалами во время работы реактора. Послеоперационное обследование частей наконечника регулирующего стержня, трубок теплообменника и деталей корпуса насоса выявило повсеместное распространение растрескивания и подчеркнуло его важность для концепции MSR. Рост трещин был достаточно быстрым, чтобы стать проблемой в течение запланированного 30-летнего срока службы последующего ториевого реактора-размножителя. Это растрескивание можно было бы в краткосрочной перспективе уменьшить, добавив небольшие количества ниобия в Hastelloy-N. Однако необходимы были дальнейшие исследования для оценки эффектов более длительного времени воздействия и некоторых параметров взаимодействия для используемых смесей. [19]
Опыт эксплуатации MSRE показал, что для успешной эксплуатации коммерческого MSR необходимо дальнейшее изучение следующих областей:
По состоянию на 2019 год MSRE находится в состоянии SAFESTOR, что означает, что он все еще цел, но закрыт и активно контролируется и обслуживается. [21]
После закрытия считалось, что соль находится в долгосрочном безопасном хранилище. При низких температурах радиолиз может освободить фтор из соли. В качестве контрмеры соль ежегодно нагревалась до температуры около 302 °F (150 °C) до 1989 года. [22] Но начиная с середины 1980-х годов возникли опасения, что радиоактивность мигрирует через систему, о чем сообщил сотрудник ORNL, который был среди 125 человек, работающих над реактором, который не был дезактивирован или выведен из эксплуатации. Менеджер по операциям в Оук-Ридже Министерства энергетики Джо Бен ЛаГрон приказал эвакуировать 125 сотрудников на основании результатов, сообщенных ему инспектором Уильямом Дэном ДеФордом, PE [23]
Отбор проб в 1994 году выявил концентрацию урана, которая создавала потенциальную возможность аварии с критичностью ядерной установки , а также потенциально опасное накопление газообразного фтора: среда над затвердевшей солью содержала приблизительно одну атмосферу фтора. [ необходима ссылка ] Последующий проект по дезактивации и выводу из эксплуатации был назван «самым технически сложным» видом деятельности, порученным Bechtel Jacobs в рамках ее контракта по управлению окружающей средой с организацией Oak Ridge Operations Министерства энергетики США.
В 2003 году проект по очистке MSRE оценивался в 130 миллионов долларов, а вывод из эксплуатации планировалось завершить в 2009 году. [24] Удаление урана из соли было завершено в марте 2008 года, однако соль с продуктами деления все еще оставалась в баках. [25] Большая часть высокой стоимости была вызвана неприятным сюрпризом в виде выделения фтора и гексафторида урана из холодной топливной соли в хранилище, которую ORNL не выгружала и не хранила должным образом, но теперь это было учтено в конструкции MSR. [26]
Описан потенциальный процесс вывода из эксплуатации; [27] уран должен быть удален из топлива в виде гексафторида путем добавления избыточного фтора, а плутоний в виде диоксида плутония путем добавления карбоната натрия .
35°55′18″с.ш. 84°18′24″з.д. / 35,92178°с.ш. 84,30672°з.д. / 35,92178; -84,30672
{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ){{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ){{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ){{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )>.{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ){{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка )(см. страницу 10 PDF) «MSRE был заправлен 39 килограммами 233U, который содержал ~220 частей на миллион (ppm) 232U [...который был выращен в] различных легководных реакторах, которые работали на 235U (например, Indian Point PWR)»{{cite web}}: CS1 maint: архивная копия как заголовок ( ссылка ){{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )