Реакторы на расплавленных солях (MSR) подают ядерное топливо, смешанное с расплавленной солью. Их не следует путать с конструкциями, которые используют расплавленную соль только для охлаждения (фторидные высокотемпературные реакторы) и все еще имеют твердое топливо. [2] Реакторы на расплавленных солях, как класс, включают как горелки, так и бридеры в быстрых или тепловых спектрах, использующие топливо на основе фторидных или хлоридных солей и ряд делящихся или воспроизводящих расходных материалов. LFTR определяются использованием фторидных топливных солей и воспроизводством тория в уран-233 в спектре тепловых нейтронов.
Концепция LFTR была впервые исследована в ходе эксперимента по реактору на расплавленной соли в Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1960-х годах, хотя MSRE не использовал торий. Недавно LFTR стал предметом возобновленного интереса во всем мире. [3] Япония, Китай, Великобритания и частные компании из США, Чехии, Канады [4] и Австралии выразили намерение разработать и коммерциализировать эту технологию.
LFTR отличаются от других энергетических реакторов почти во всех отношениях: они используют торий, который превращается в уран, вместо того, чтобы использовать уран напрямую; они заправляются путем перекачки без отключения. [5] Их жидкий солевой теплоноситель обеспечивает более высокую рабочую температуру и гораздо более низкое давление в первичном контуре охлаждения. Эти отличительные характеристики порождают множество потенциальных преимуществ, а также проблем проектирования.
Элвин М. Вайнберг был пионером в использовании MSR в Национальной лаборатории Оук-Ридж . В ORNL были успешно спроектированы, построены и эксплуатировались два прототипа реакторов на расплавленных солях. Это были Aircraft Reactor Experiment в 1954 году и Molten-Salt Reactor Experiment с 1965 по 1969 год. Оба испытательных реактора использовали жидкие фторидные топливные соли. MSRE, в частности, продемонстрировал загрузку U-233 и U-235 во время отдельных испытательных запусков. [13] : ix Вайнберг был отстранен от должности, а программа MSR была закрыта в начале 1970-х годов, [14] после чего исследования в Соединенных Штатах застопорились. [15] [16] Сегодня ARE и MSRE остаются единственными реакторами на расплавленных солях, которые когда-либо эксплуатировались.
Основы разведения
В ядерном энергетическом реакторе есть два типа топлива. Первый — это делящийся материал, который расщепляется при столкновении с нейтронами , высвобождая большое количество энергии, а также высвобождая два или три новых нейтрона. Они могут расщеплять больше делящегося материала, что приводит к продолжению цепной реакции. Примерами делящегося топлива являются U-233, U-235 и Pu-239. Второй тип топлива называется воспроизводящим . Примерами воспроизводящего топлива являются Th-232 (добываемый торий) и U-238 (добываемый уран). Чтобы стать делящимися, эти нуклиды должны сначала поглотить нейтрон , который был произведен в процессе деления, чтобы стать Th-233 и U-239 соответственно. После двух последовательных бета-распадов они трансмутируют в делящиеся изотопы U-233 и Pu-239 соответственно. Этот процесс называется воспроизводством. [5]
Все реакторы воспроизводят некоторое количество топлива таким образом, [17], но современные твердотопливные тепловые реакторы не воспроизводят достаточно нового топлива из воспроизводимого, чтобы компенсировать количество делящегося, которое они потребляют. Это происходит потому, что современные реакторы используют добытый уран-плутониевый цикл в замедленном нейтронном спектре. Такой топливный цикл, использующий замедленные нейтроны, возвращает менее 2 новых нейтронов от деления воспроизводимого плутония. Поскольку для поддержания реакции деления требуется 1 нейтрон, это оставляет бюджет менее 1 нейтрона на деление для воспроизводства нового топлива. Кроме того, материалы в активной зоне, такие как металлы, замедлители и продукты деления, поглощают некоторое количество нейтронов, оставляя слишком мало нейтронов для воспроизводства достаточного количества топлива для продолжения работы реактора. Как следствие, они должны периодически добавлять новое делящееся топливо и заменять часть старого топлива, чтобы освободить место для нового топлива.
В реакторе, который воспроизводит по крайней мере столько же нового топлива, сколько потребляет, нет необходимости добавлять новое расщепляющееся топливо. Добавляется только новое воспроизводящее топливо, которое воспроизводится в расщепляющееся внутри реактора. Кроме того, продукты деления необходимо удалять. Этот тип реактора называется реактором- размножителем . Если он воспроизводит столько же нового расщепляющегося топлива из воспроизводящего, чтобы продолжать работать бесконечно, он называется безубыточным воспроизводителем или изобретателем. LFTR обычно проектируется как реактор-размножитель: торий поступает, делящиеся продукты выходят.
Реакторы, использующие уран-плутониевый топливный цикл, требуют быстрых реакторов для поддержания воспроизводства, поскольку только с быстро движущимися нейтронами процесс деления обеспечивает более 2 нейтронов на деление. С торием можно воспроизводить с помощью теплового реактора . Это было доказано на АЭС Шиппингпорт , чья конечная загрузка топлива воспроизводила немного больше делящегося тория, чем потребляла, несмотря на то, что это был довольно стандартный легководный реактор . Тепловые реакторы требуют меньше дорогостоящего делящегося топлива для запуска, но более чувствительны к продуктам деления, оставшимся в активной зоне.
Существует два способа настроить реактор-размножитель для выполнения требуемого воспроизводства. Один из них — поместить воспроизводящее и делящееся топливо вместе, так что воспроизводство и расщепление будут происходить в одном месте. В качестве альтернативы делящееся и воспроизводящее топливо можно разделить. Последний вариант известен как ядро и бланкет, потому что делящееся ядро производит тепло и нейтроны, а отдельный бланкет выполняет все воспроизводство.
Варианты конструкции первичной системы реактора
Oak Ridge исследовали оба способа создания бридера для своего реактора-размножителя на расплавленной соли. Поскольку топливо жидкое, их называют реакторами-размножителями на расплавленной соли с «одножидкостным» и «двухжидкостным» ториевым термическим размножителем.
Одножидкостный реактор
Упрощенная схема однокилограммового реактора.
Одножидкостная конструкция включает в себя большой реакторный корпус, заполненный фторидной солью, содержащей торий и уран. Графитовые стержни, погруженные в соль, выполняют функцию замедлителя и направляют поток соли. В конструкции ORNL MSBR (реактор-размножитель на расплавленной соли) [18] уменьшенное количество графита вблизи края активной зоны реактора сделало бы внешнюю область недостаточно замедленной и увеличило бы захват нейтронов там торием. При такой компоновке большинство нейтронов генерировалось на некотором расстоянии от границы реактора, что снижало утечку нейтронов до приемлемого уровня. [19] Тем не менее, одножидкостная конструкция требует значительного размера, чтобы обеспечить воспроизводство. [20]
В конфигурации бридера была указана обширная переработка топлива для удаления продуктов деления из топливной соли. [13] : 181
В конфигурации конвертера требования к переработке топлива были упрощены для снижения стоимости установки. [19] Компромиссом стала необходимость периодической дозаправки ураном.
MSRE был прототипом реактора только для основного региона. [21] MSRE предоставил ценный долгосрочный опыт эксплуатации. По оценкам японских ученых, программа LFTR с одной жидкостью может быть реализована посредством относительно скромных инвестиций в размере примерно 300–400 миллионов долларов в течение 5–10 лет для финансирования исследований по заполнению небольших технических пробелов и созданию прототипа небольшого реактора, сопоставимого с MSRE. [22]
Двухжидкостный реактор
Двухжидкостная конструкция механически сложнее, чем конструкция реактора с «одной жидкостью». «Двухжидкостный» реактор имеет ядро с высокой плотностью нейтронов, которое сжигает уран-233 из ториевого топливного цикла . Отдельный бланкет из соли тория поглощает нейтроны и медленно преобразует свой торий в протактиний-233 . Протактиний-233 можно оставить в области бланкета, где поток нейтронов ниже, так что он медленно распадается на расщепляющееся топливо U-233 [23] , а не захватывает нейтроны. Этот выведенный расщепляющийся U-233 можно извлечь, введя дополнительный фтор для создания гексафторида урана, газа, который можно захватить, когда он выходит из раствора. После того, как он снова будет восстановлен до тетрафторида урана, твердого вещества, его можно смешать со средой соли ядра для деления. Соль ядра также очищается, сначала фторированием для удаления урана, затем вакуумной перегонкой для удаления и повторного использования солей-носителей. Кубовые остатки, остающиеся после перегонки, представляют собой отходы продуктов деления LFTR.
Преимущества разделения активной зоны и защитной жидкости включают в себя:
Более простая обработка топлива . Торий химически похож на несколько продуктов деления, называемых лантаноидами . При наличии тория в отдельном бланкете торий изолирован от лантаноидов. Без тория в активной зоне удаление продуктов деления лантаноидов упрощается.
Низкий запас делящегося материала . Поскольку делящееся топливо сосредоточено в небольшой активной зоне, фактическая активная зона реактора более компактна. Во внешнем бланкете, содержащем воспроизводящее топливо для воспроизводства, нет делящегося материала, кроме того, который был там воспроизводим. Из-за этого проект ORNL 1968 года требовал всего 315 килограммов делящихся материалов для запуска двухжидкостного реактора MSBR мощностью 250 МВт(э). [24] : 35 Это снижает стоимость первоначальной загрузки делящегося материала для запуска и позволяет запускать больше реакторов на любом заданном количестве делящегося материала.
Более эффективное воспроизводство . Ториевый бланкет может эффективно улавливать просочившиеся нейтроны из активной зоны. В бланкете практически нет деления, поэтому сам бланкет не пропускает значительного количества нейтронов. Это приводит к высокой эффективности использования нейтронов (экономии нейтронов) и более высокому коэффициенту воспроизводства, особенно в случае небольших реакторов.
Одним из недостатков двухжидкостной конструкции является необходимость периодической замены барьера активной зоны и бланкета из-за повреждения быстрыми нейтронами. [25] : 29 ORNL выбрала графит в качестве материала барьера из-за его низкого поглощения нейтронов , совместимости с расплавленными солями, высокой термостойкости и достаточной прочности и целостности для разделения топлива и солей бланкета. Воздействие нейтронного излучения на графит заключается в его медленной усадке, а затем в его разбухании, что приводит к увеличению пористости и ухудшению физических свойств. [24] : 13 Графитовые трубы изменят длину, могут треснуть и дать течь.
Еще одним недостатком двухжидкостной конструкции является ее сложная сантехническая система. В ORNL посчитали, что для достижения высокого уровня мощности при приемлемо низкой плотности мощности необходимо сложное чередование труб активной зоны и бланкета. [24] : 4 В ORNL решили не развивать двухжидкостную конструкцию, и ни один пример двухжидкостного реактора так и не был построен.
Однако более поздние исследования поставили под сомнение необходимость использования сложных чередующихся графитовых трубок ORNL, предложив простой удлиненный реактор типа «труба в оболочке», который позволил бы выводить большую мощность без сложных трубок, компенсировать тепловое расширение и допустить замену трубок. [1] : 6 Кроме того, графит можно заменить сплавами с высоким содержанием молибдена, которые используются в экспериментах по термоядерному синтезу и обладают большей устойчивостью к повреждениям нейтронами. [1] : 6
Гибридный реактор «полуторажидкостный»
Двухжидкостный реактор, в топливной соли которого находится торий, иногда называют реактором «полуторажидкостный» или реактором с 1,5 жидкостями. [26] Это гибрид, обладающий некоторыми преимуществами и недостатками как одножидкостных, так и двухжидкостных реакторов. Как и в одножидкостном реакторе, в топливной соли у него есть торий, что усложняет обработку топлива. И все же, как и в двухжидкостном реакторе, он может использовать высокоэффективный отдельный бланкет для поглощения нейтронов, которые просачиваются из активной зоны. Дополнительный недостаток, заключающийся в разделении жидкостей с помощью барьера, остается, но при наличии тория в топливной соли меньше нейтронов должны проходить через этот барьер в жидкость бланкета. Это приводит к меньшему повреждению барьера. Любая утечка в барьере также будет иметь меньшие последствия, поскольку система обработки уже должна иметь дело с торием в активной зоне.
Главный вопрос проектирования при выборе между полутора- или двухжидкостным LFTR заключается в том, что будет проще решить: более сложную переработку или более требовательный структурный барьер.
Генерация электроэнергии
LFTR с высокой рабочей температурой 700 градусов по Цельсию может работать с тепловым КПД преобразования тепла в электричество 45%. [23] Это выше, чем у современных легководных реакторов (LWR), которые имеют 32–36% теплового к электрическому КПД. В дополнение к производству электроэнергии , концентрированная тепловая энергия от высокотемпературного LFTR может использоваться в качестве высококачественного промышленного технологического тепла для многих целей, таких как производство аммиака с помощью процесса Габера или термическое производство водорода путем расщепления воды, устраняя потерю эффективности первого преобразования в электричество.
цикл Ренкина
паровой цикл Ренкина
Цикл Ренкина является самым базовым термодинамическим энергетическим циклом. Самый простой цикл состоит из парогенератора , турбины, конденсатора и насоса. Рабочей жидкостью обычно является вода. Система преобразования энергии Ренкина, соединенная с LFTR, может использовать повышенную температуру пара для повышения его термической эффективности . [27] Докритический паровой цикл Ренкина в настоящее время используется на коммерческих электростанциях, причем новейшие установки используют более высокие температуру, более высокое давление, сверхкритические паровые циклы Ренкина. Работа ORNL с 1960-х и 1970-х годов по MSBR предполагала использование стандартной сверхкритической паровой турбины с эффективностью 44%, [25] : 74 и была проделана значительная проектная работа по разработке парогенераторов на основе расплавленной фторидной соли. [28]
Генератор цикла Брайтона имеет гораздо меньшую площадь, чем цикл Ренкина, более низкую стоимость и более высокую тепловую эффективность, но требует более высоких рабочих температур. Поэтому он особенно подходит для использования с LFTR. Рабочим газом может быть гелий, азот или углекислый газ. Теплый газ низкого давления охлаждается в окружающем охладителе. Холодный газ низкого давления сжимается до высокого давления системы. Рабочий газ высокого давления расширяется в турбине для выработки энергии. Часто турбина и компрессор механически соединены через один вал. [29] Ожидается, что циклы Брайтона высокого давления будут иметь меньшую площадь генератора по сравнению с циклами Ренкина низкого давления. Тепловой двигатель цикла Брайтона может работать при более низком давлении с более широким диаметром трубопровода. [29] Первый в мире коммерческий модуль солнечной энергии цикла Брайтона (100 кВт) был построен и продемонстрирован в пустыне Арава в Израиле в 2009 году. [30]
Удаление продуктов деления
LFTR необходим механизм для удаления продуктов деления из топлива. Продукты деления, оставшиеся в реакторе, поглощают нейтроны и, таким образом, снижают нейтронную экономичность . Это особенно важно в ториевом топливном цикле с небольшим количеством запасных нейтронов и тепловым спектром нейтронов, где поглощение сильное. Минимальным требованием является извлечение ценного делящегося материала из отработанного топлива.
Удаление продуктов деления похоже на переработку твердотопливных элементов; химическими или физическими способами ценное расщепляющееся топливо отделяется от отходов продуктов деления. В идеале воспроизводящее топливо (торий или U-238) и другие топливные компоненты (например, соль-носитель или оболочка твэлов в твердом топливе) также могут быть повторно использованы для нового топлива. Однако по экономическим причинам они также могут оказаться в отходах.
Планируется, что обработка на месте будет работать непрерывно, очищая небольшую часть соли каждый день и отправляя ее обратно в реактор. Нет необходимости делать топливную соль очень чистой; цель состоит в том, чтобы поддерживать концентрацию продуктов деления и других примесей (например, кислорода) на достаточно низком уровне. Концентрации некоторых редкоземельных элементов должны быть особенно низкими, поскольку они имеют большое поперечное сечение поглощения. Некоторые другие элементы с малым поперечным сечением, такие как Cs или Zr, могут накапливаться в течение многих лет эксплуатации, прежде чем они будут удалены.
Поскольку топливо LFTR представляет собой расплавленную солевую смесь, привлекательно использовать пирообработку , высокотемпературные методы, работающие непосредственно с горячей расплавленной солью. Пирообработка не использует чувствительные к радиации растворители и нелегко нарушается под действием остаточного тепла. Ее можно использовать на высокорадиоактивном топливе непосредственно из реактора. [31]
Наличие химического разделения на месте, близко к реактору, позволяет избежать транспортировки и поддерживает общий запас топливного цикла на низком уровне. В идеале все, кроме нового топлива (тория) и отходов (продуктов деления), остается внутри завода.
Одним из потенциальных преимуществ жидкого топлива является то, что оно не только облегчает отделение продуктов деления от топлива, но и изолирует отдельные продукты деления друг от друга, что выгодно для изотопов, которые редки и востребованы в различных промышленных (источники излучения для проверки сварных швов с помощью радиографии), сельскохозяйственных (стерилизация продукции с помощью облучения) и медицинских целях ( молибден-99 , который распадается на технеций-99m , ценный радиоактивный краситель для маркировки раковых клеток при медицинском сканировании).
Подробности по группе элементов
Более благородные металлы ( Pd , Ru , Ag , Mo , Nb , Sb , Tc ) не образуют фторидов в обычной соли, а вместо этого образуют мелкие коллоидные металлические частицы. Они могут оседать на металлических поверхностях, таких как теплообменник, или, что предпочтительнее, на фильтрах с большой площадью поверхности, которые легче заменять. Тем не менее, есть некоторая неопределенность, где они в конечном итоге окажутся, поскольку MSRE предоставил только относительно короткий опыт эксплуатации, а независимые лабораторные эксперименты затруднены. [32]
Такие газы, как Xe и Kr, легко выходят при распылении гелия. Кроме того, некоторые «благородные» металлы удаляются в виде аэрозоля . Быстрое удаление Xe-135 особенно важно, так как он является очень сильным нейтронным ядом и затрудняет управление реактором, если его не удалить; это также улучшает нейтронную экономичность. Газ (в основном He, Xe и Kr) удерживается около 2 дней, пока почти весь Xe-135 и другие короткоживущие изотопы не распадутся. Затем большую часть газа можно переработать. После дополнительной выдержки в течение нескольких месяцев радиоактивность становится достаточно низкой, чтобы разделить газ при низких температурах на гелий (для повторного использования), ксенон (для продажи) и криптон, который требует хранения (например, в сжатом виде) в течение длительного времени (несколько десятилетий) для ожидания распада Kr-85 . [18] : 274
Для очистки солевой смеси было предложено несколько методов химического разделения. [33]
По сравнению с классической переработкой PUREX , пиропереработка может быть более компактной и производить меньше вторичных отходов. Пиропроцессы соли LFTR уже начинаются с подходящей жидкой формы, поэтому они могут быть менее затратными, чем использование твердооксидного топлива. Однако, поскольку не было построено ни одного полного завода по переработке расплавленной соли, все испытания были ограничены лабораторией и только с несколькими элементами. Все еще необходимы дополнительные исследования и разработки для улучшения разделения и повышения экономически выгодной переработки.
Уран и некоторые другие элементы могут быть удалены из соли с помощью процесса, называемого летучестью фтора: барботаж фтора удаляет летучие фториды высокой валентности в виде газа. Это в основном гексафторид урана , содержащий топливо уран-233, но также гексафторид нептуния , гексафторид технеция и гексафторид селена , а также фториды некоторых других продуктов деления (например, йода, молибдена и теллура). Летучие фториды могут быть дополнительно разделены адсорбцией и дистилляцией. Обращение с гексафторидом урана хорошо известно в обогащении. Фториды более высокой валентности весьма едкие при высоких температурах и требуют более стойких материалов, чем Hastelloy . Одним из предложений в программе MSBR в ORNL было использование затвердевшей соли в качестве защитного слоя. В реакторе MSRE летучесть фтора использовалась для удаления урана из топливной соли. Также для использования с твердотопливными элементами летучесть фтора достаточно хорошо изучена и испытана. [31]
Другим простым методом, испытанным в ходе программы MSRE, является высокотемпературная вакуумная дистилляция. Фториды с более низкой температурой кипения, такие как тетрафторид урана и соль-носитель LiF и BeF, можно удалить путем дистилляции. В вакууме температура может быть ниже температуры кипения при давлении окружающей среды. Таким образом, температура около 1000 °C достаточна для извлечения большей части соли-носителя FLiBe. [34] Однако, хотя это и возможно в принципе, разделение фторида тория от фторидов лантаноидов с еще более высокой температурой кипения потребует очень высоких температур и новых материалов. Химическое разделение для конструкций с 2 жидкостями, использующих уран в качестве расщепляющегося топлива, может работать с этими двумя относительно простыми процессами: [35]
Уран из бланкетной соли может быть удален за счет летучести фтора и перенесен в соль активной зоны. Чтобы удалить продукты деления из соли активной зоны, сначала уран удаляется за счет летучести фтора. Затем соль-носитель может быть извлечена путем высокотемпературной дистилляции. Фториды с высокой температурой кипения, включая лантаноиды, остаются в виде отходов.
Дополнительные разделения протактиния-233
Ранние химические проекты Oak Ridge не были связаны с распространением и были нацелены на быстрое воспроизводство. Они планировали отделить и хранить протактиний-233 , чтобы он мог распадаться до урана-233 без разрушения нейтронным захватом в реакторе. С периодом полураспада 27 дней, 2 месяца хранения гарантировали бы, что 75% 233 Pa распадется до топлива 233 U. Этап удаления протактиния сам по себе не требуется для LFTR. Альтернативные решения работают при более низкой плотности мощности и, следовательно, с большим запасом делящихся веществ (для 1 или 1,5 жидкости) или большим бланкетом (для 2 жидкости). Кроме того, более жесткий спектр нейтронов помогает достичь приемлемого воспроизводства без изоляции протактиния. [1]
Если указано разделение Pa, это должно выполняться довольно часто (например, каждые 10 дней), чтобы быть эффективным. Для 1-жидкостной установки мощностью 1 ГВт это означает, что около 10% топлива или около 15 т топливной соли должны проходить переработку каждый день. Это осуществимо только в том случае, если затраты намного ниже текущих затрат на переработку твердого топлива.
Более новые конструкции обычно избегают удаления Pa [1] и отправляют меньше соли на переработку, что снижает требуемый размер и затраты на химическое разделение. Это также позволяет избежать проблем распространения из-за высокой чистоты U-233, который может быть доступен при распаде химически отделенного Pa.
Разделение становится более сложным, если продукты деления смешаны с торием, поскольку торий, плутоний и лантаноиды (редкоземельные элементы) химически схожи. Одним из предлагаемых процессов как для разделения протактиния, так и для удаления лантаноидов является контакт с расплавленным висмутом . В окислительно-восстановительной реакции некоторые металлы могут быть переведены в расплав висмута в обмен на литий, добавленный в расплав висмута. При низких концентрациях лития U, Pu и Pa перемещаются в расплав висмута. При более восстановительных условиях (больше лития в расплаве висмута) лантаноиды и торий также переходят в расплав висмута. Затем продукты деления удаляются из сплава висмута на отдельном этапе, например, путем контакта с расплавом LiCl. [36] Однако этот метод гораздо менее разработан. Подобный метод также возможен с другими жидкими металлами, такими как алюминий. [37]
Преимущества
Реакторы на расплавленных солях, работающие на ториевом топливе, обладают множеством потенциальных преимуществ по сравнению с обычными реакторами на легкой воде, работающими на твердом уране: [8] [20] [38] [39] [40] [41]
Безопасность
Внутренняя безопасность . Конструкции LFTR используют сильный отрицательный температурный коэффициент реактивности для достижения пассивной внутренней безопасности против выбросов реактивности. Температурная зависимость исходит из 3 источников. Первый заключается в том, что торий поглощает больше нейтронов, если он перегревается, так называемый эффект Доплера. [42] Это оставляет меньше нейтронов для продолжения цепной реакции, снижая мощность. Вторая часть - это нагрев графитового замедлителя, который обычно вызывает положительный вклад в температурный коэффициент. [42] Третий эффект связан с тепловым расширением топлива. [42] Если топливо перегревается, оно значительно расширяется, что из-за жидкой природы топлива выталкивает топливо из активной зоны. В небольшой (например, испытательный реактор MSRE) или хорошо замедленной активной зоне это снижает реактивность. Однако в большой, недостаточно замедленной активной зоне (например, конструкция ORNL MSBR) меньшее количество топливной соли означает лучшее замедление и, следовательно, большую реактивность и нежелательный положительный температурный коэффициент.
Стабильный теплоноситель . Расплавленные фториды химически стабильны и непроницаемы для радиации. Соли не горят, не взрываются и не разлагаются даже при высокой температуре и радиации. [43] Не происходит быстрых бурных реакций с водой и воздухом, как у натриевого теплоносителя. Не происходит образования горючего водорода, как у водяных теплоносителей. [44] Однако соль нестабильна к радиации при низких (менее 100 °C) температурах из-за радиолиза .
Работа при низком давлении . Поскольку соли теплоносителя остаются жидкими при высоких температурах, [43] активные зоны LFTR рассчитаны на работу при низких давлениях, например, 0,6 МПа [45] (сравнимо с давлением в системе питьевой воды) от насоса и гидростатического давления. Даже если активная зона выходит из строя [ необходимо разъяснение ] , объем увеличивается незначительно. Таким образом, здание защитной оболочки не может взорваться. Соли теплоносителя LFTR выбираются с очень высокими точками кипения. Даже нагрев на несколько сотен градусов во время переходного процесса или аварии не вызывает существенного повышения давления. В реакторе нет воды или водорода, которые могли бы вызвать большой подъем давления или взрыв, как это произошло во время ядерной аварии на Фукусиме-1 . [46] [ ненадежный источник ]
Нет повышения давления от деления . LFTR не подвержены повышению давления газообразных и летучих продуктов деления . Жидкое топливо позволяет производить оперативное удаление газообразных продуктов деления, таких как ксенон, для переработки, таким образом, эти продукты распада не будут распространяться в случае катастрофы. [47] Кроме того, продукты деления химически связаны с фторидной солью, включая йод, [ сомнительно – обсудите ] цезий и стронций, захватывая излучение и предотвращая распространение радиоактивных материалов в окружающую среду. [48]
Легче контролировать . Реактор на расплавленном топливе имеет преимущество в виде легкого удаления ксенона-135. Ксенон-135 , важный поглотитель нейтронов , затрудняет управление твердотопливными реакторами. В реакторе на расплавленном топливе ксенон-135 можно удалить. В твердотопливных реакторах ксенон-135 остается в топливе и мешает управлению реактором. [49]
Медленный нагрев . Охлаждающая жидкость и топливо неразделимы, поэтому любая утечка или перемещение топлива будет по сути сопровождаться большим количеством охлаждающей жидкости. Расплавленные фториды имеют высокую объемную теплоемкость , некоторые, такие как FLiBe , даже выше, чем у воды. Это позволяет им поглощать большое количество тепла во время переходных процессов или аварий. [33] [50]
Пассивное охлаждение остаточного тепла . Многие конструкции реакторов (например, реактор эксперимента с расплавленной солью ) позволяют смеси топлива и охладителя выходить в сливной бак, когда реактор не работает (см. «Отказоустойчивая активная зона» ниже). Планируется, что этот бак будет иметь некий вид (детали пока не известны) пассивного отвода остаточного тепла, таким образом полагаясь на физические свойства (а не на средства управления) для работы. [51]
Отказоустойчивая активная зона . LFTR могут включать в себя замораживающую пробку внизу, которая должна активно охлаждаться, обычно небольшим электрическим вентилятором. Если охлаждение выходит из строя, например, из-за сбоя питания, вентилятор останавливается, пробка плавится, и топливо сливается в подкритическое пассивно охлаждаемое хранилище. Это не только останавливает реактор, но и резервуар для хранения может легче сбрасывать остаточное тепло от кратковременного радиоактивного распада облученного ядерного топлива. Даже в случае крупной утечки из активной зоны, например, разрыва трубы, соль прольется в комнату в форме кухонной раковины, в которой находится реактор, что приведет к сливанию топливной соли под действием силы тяжести в пассивно охлаждаемый сливной резервуар. [19]
Менее долгоживущие отходы . LFTR могут значительно снизить долгосрочную радиотоксичность отходов своих реакторов. Легководные реакторы с урановым топливом имеют топливо, которое более чем на 95% состоит из U-238. Эти реакторы обычно трансмутируют часть U-238 в Pu-239, долгоживущий изотоп. Таким образом, почти все топливо находится всего в одном шаге от превращения в трансурановый долгоживущий элемент. Плутоний-239 имеет период полураспада 24 000 лет и является наиболее распространенным трансурановым элементом в отработанном ядерном топливе легководных реакторов. Трансурановые элементы, такие как Pu-239, вызывают ощущение, что отходы реактора являются вечной проблемой. Напротив, LFTR использует ториевый топливный цикл , который трансмутирует торий в U-233. Поскольку торий является более легким элементом, для производства трансурановых элементов требуется больше захватов нейтронов. U-233 имеет два шанса на деление в LFTR. Сначала как U-233 (90% будут делиться), а затем оставшиеся 10% имеют еще один шанс, поскольку он трансмутирует в U-235 (80% будут делиться). Доля топлива, достигающего нептуния-237, наиболее вероятного трансуранового элемента , составляет, таким образом, всего 2%, около 15 кг на ГВт-год. [52] Это трансурановое производство в 20 раз меньше, чем в легководных реакторах, которые производят 300 кг трансурановых элементов на ГВт-год. Важно то, что из-за этого гораздо меньшего трансуранового производства трансурановые элементы намного легче перерабатывать. То есть они отправляются обратно в активную зону для последующего деления. Реакторы, работающие на топливном цикле U-238-плутониум, производят гораздо больше трансурановых элементов, что затрудняет полную переработку как нейтронной части реактора, так и системы рециркуляции. В LFTR только доля процента, как потери при переработке, идет в конечные отходы. Когда эти два преимущества более низкого трансуранового производства и переработки объединяются, ториевый топливный цикл сокращает производство трансурановых отходов более чем в тысячу раз по сравнению с обычным однократным урановым легководным реактором . Единственными значительными долгоживущими отходами являются само урановое топливо, но его можно использовать бесконечно путем переработки, всегда производя электроэнергию. Если ториевую стадию когда-либо придется остановить, часть реакторов можно остановить, а их запасы уранового топлива сжечь в оставшихся реакторах, что позволяет сжигать даже эти конечные отходы до такого малого уровня, который требуется обществу. [53] LFTR все еще производит радиоактивные продукты деления в своих отходах, но они не сохраняются очень долго — радиотоксичность этих продуктов деления определяется цезием-137 и стронцием-90. Более длительный период полураспада у цезия: 30,17 лет. Таким образом, через 30,17 лет распад снижает радиоактивность вдвое. Десять периодов полураспада уменьшат радиоактивность на два, возведенных в степень десяти, в 1024 раза. Продукты деления в этот момент, примерно через 300 лет, менее радиоактивны, чем природный уран. [54] [55] Более того, жидкое состояние топливного материала позволяет отделять продукты деления не только от топлива, но и друг от друга, что позволяет сортировать их по продолжительности периода полураспада каждого продукта деления, так что те, у которых период полураспада короче, можно извлечь из хранилища раньше, чем те, у которых период полураспада больше.
Устойчивость к распространению . В 2016 году лауреат Нобелевской премии физик доктор Карло Руббиа , бывший генеральный директор ЦЕРН , заявил, что основной причиной сокращения Соединенными Штатами исследований ториевых реакторов в 1970-х годах является то, что делает его столь привлекательным сегодня: торий трудно превратить в ядерное оружие . [56] [ ненадежный источник? ] LFTR противостоит перенаправлению своего топлива на ядерное оружие четырьмя способами: во-первых, торий-232 размножается, сначала превращаясь в протактиний-233, который затем распадается на уран-233. Если протактиний остается в реакторе, также производятся небольшие количества U-232. U-232 имеет продукт цепочки распада (таллий-208), который испускает мощные, опасные гамма-лучи. Они не являются проблемой внутри реактора, но в бомбе они усложняют производство бомбы, повреждают электронику и раскрывают местонахождение бомбы. [57] Вторая характеристика, устойчивая к распространению, исходит из того факта, что LFTR производят очень мало плутония, около 15 кг на гигаватт-год электроэнергии (это выработка одного большого реактора за год). Этот плутоний также в основном состоит из Pu-238, что делает его непригодным для создания атомной бомбы из-за высокого тепла и спонтанных нейтронов. Третий путь, LFTR, не производит много запасного топлива. Он производит максимум на 9% больше топлива, чем сжигает каждый год, и еще проще спроектировать реактор, который производит всего на 1% больше топлива. С таким типом реактора создание бомб быстро выведет электростанции из эксплуатации, и это является простым указанием на национальные намерения. И, наконец, использование тория может сократить и в конечном итоге устранить необходимость в обогащении урана. Обогащение урана является одним из двух основных методов, с помощью которых государства получили материалы для изготовления бомб. [8]
Экономичность и эффективность
Сравнение годовых потребностей в топливе и отходов электростанции LWR мощностью 1 ГВт на урановом топливе и LFTR мощностью 1 ГВт на ториевом топливе. [58]
Распространенность тория. LFTR превращает торий в уран-233. Земная кора содержит примерно в три-четыре раза больше тория, чем U-238 (тория примерно столько же, сколько свинца ). Это побочный продукт добычи редкоземельных металлов, обычно выбрасываемый как отходы. Используя LFTR, можно получить достаточно доступного тория, чтобы удовлетворить мировые потребности в энергии на сотни тысяч лет. [59] Торий более распространен в земной коре, чем олово, ртуть или серебро. [8] Кубический метр средней коры дает эквивалент примерно четырех кубиков сахара тория, что достаточно для обеспечения энергетических потребностей одного человека в течение более десяти лет при полном расщеплении. [8] По оценкам, перевал Лемхи на границе Монтаны и Айдахо содержит 1 800 000 тонн высококачественной ториевой руды. [8] Пятьсот тонн могли бы удовлетворить все потребности США в энергии в течение одного года. [8] Из-за отсутствия текущего спроса правительство США вернуло около 3200 метрических тонн очищенного нитрата тория в земную кору, захоронив его в пустыне Невада. [8]
Нет недостатка в природных ресурсах . Достаточно других природных ресурсов, таких как бериллий, литий, никель и молибден, доступны для строительства тысяч LFTR. [60]
Эффективность реактора. Обычные реакторы потребляют менее одного процента добываемого урана, оставляя остальное в виде отходов. При идеально работающей переработке LFTR может потреблять до 99% своего ториевого топлива. Улучшенная топливная эффективность означает, что 1 тонна природного тория в LFTR производит столько же энергии, сколько 35 тонн обогащенного урана в обычных реакторах (требующих 250 тонн природного урана) [8] или 4 166 000 тонн черного угля на угольной электростанции.
Термодинамическая эффективность. LFTR, работающие с современными сверхкритическими паровыми турбинами, будут работать с 45% тепловой и электрической эффективностью. С будущими циклами Брайтона с закрытым газом, которые могут использоваться на электростанциях LFTR из-за их высокотемпературной работы, эффективность может достигать 54%. Это на 20–40% выше, чем у современных легководных реакторов (33%), что приводит к тому же снижению на 20–40% потребления расщепляющегося и воспроизводящего топлива, производимых продуктов деления, отвода отработанного тепла для охлаждения и тепловой мощности реактора. [8]
Никакого обогащения и изготовления топливных элементов. Поскольку в качестве топлива можно использовать 100% природного тория, а топливо находится в форме расплавленной соли вместо твердых топливных стержней, дорогостоящие процедуры обогащения топлива и проверки твердых топливных стержней, а также процессы изготовления не требуются. Это значительно снижает затраты на топливо для LFTR. Даже если LFTR запускается на обогащенном уране, ему требуется это обогащение только один раз, чтобы начать работу. После запуска дальнейшее обогащение не требуется. [8]
Более низкая стоимость топлива. Соли довольно недороги по сравнению с производством твердого топлива. Например, хотя бериллий довольно дорог за кг, количество бериллия, необходимое для большого реактора мощностью 1 ГВт, довольно мало. MSBR ORNL потребовал 5,1 тонны металлического бериллия, как 26 тонн BeF2 . [ 60] При цене 147 долларов США/кг BeF2 , [ 50] : 44 этот запас обойдется менее чем в 4 миллиона долларов, что является скромной стоимостью для многомиллиардной электростанции. Следовательно, рост цены на бериллий по сравнению с предполагаемым здесь уровнем мало влияет на общую стоимость электростанции. Стоимость обогащенного лития-7 менее определена и составляет 120–800 долларов США/кг LiF. [1] а запас (опять же на основе системы MSBR) в 17,9 тонн лития-7 в виде 66,5 тонн LiF [60] составляет от 8 до 53 миллионов долларов США для LiF. Добавление 99,1 тонн тория по $30/кг добавляет всего $3 миллиона. Расщепляющийся материал дороже, особенно если используется дорогостоящий переработанный плутоний, при стоимости $100 за грамм расщепляющегося плутония. С пусковым зарядом расщепляющегося материала всего в 1,5 тонны, что стало возможным благодаря мягкому спектру нейтронов [1], это составляет $150 миллионов. Сложение всего дает общую стоимость единовременной топливной загрузки в размере от $165 до $210 миллионов. Это похоже на стоимость первой активной зоны для легководного реактора. [61] В зависимости от деталей переработки солевой запас может длиться десятилетиями, тогда как для LWR требуется совершенно новая активная зона каждые 4–6 лет (1/3 заменяется каждые 12–24 месяца). Собственная оценка ORNL общей стоимости соли даже для более дорогой 3-контурной системы составила около $30 миллионов, что составляет менее $100 миллионов в сегодняшних деньгах. [62]
LFTR чище: как полностью перерабатывающая система, отходы сброса из LFTR в основном представляют собой продукты деления, большинство из которых (83%) имеют относительно короткий период полураспада в часах или днях [63] по сравнению с более долгоживущими отходами актинидов обычных атомных электростанций. [57] Это приводит к значительному сокращению необходимого периода удержания отходов в геологическом хранилище. Оставшимся 17% отходов требуется всего 300 лет, чтобы достичь фоновых уровней. [63] Радиотоксичность отходов ториевого топливного цикла примерно в 10 000 раз меньше, чем у уранового топлива. [8]
Требуется меньше делящегося топлива . Поскольку LFTR являются реакторами теплового спектра, для их запуска требуется гораздо меньше делящегося топлива. Для запуска одножидкостного LFTR требуется всего 1–2 тонны делящегося топлива, а для двухжидкостной конструкции — потенциально всего 0,4 тонны. [1] Для сравнения, для запуска твердотопливных быстрых реакторов-размножителей требуется не менее 8 тонн делящегося топлива. Хотя быстрые реакторы теоретически могут очень хорошо запускаться на трансурановых отходах, их запуск с высоким содержанием делящегося топлива делает это очень дорогим. [ требуется цитата ]
Никаких простоев для дозаправки. LFTR работают на жидком топливе, поэтому нет необходимости останавливать и разбирать реактор только для дозаправки. Таким образом, LFTR можно дозаправлять, не вызывая отключения электроэнергии ( онлайн-дозаправка ).
Следование за нагрузкой. Поскольку LFTR не имеет отравления ксеноном, нет проблем с уменьшением мощности в периоды низкого спроса на электроэнергию и повторным включением в любое время.
Нет сосуда высокого давления. Поскольку активная зона не находится под давлением, не требуется самая дорогая деталь в легководном реакторе — корпус реактора высокого давления для активной зоны. Вместо этого есть сосуд низкого давления и трубы (для расплавленной соли), изготовленные из относительно тонких материалов. Хотя металл представляет собой экзотический никелевый сплав, устойчивый к нагреву и коррозии, Hastelloy -N, необходимое количество относительно невелико.
Отличная теплопередача. Жидкие фторидные соли, особенно соли на основе LiF, обладают хорошими теплопередающими свойствами. Топливная соль, такая как LiF-ThF 4, имеет объемную теплоемкость , которая примерно на 22% выше, чем у воды, [64] FLiBe имеет примерно на 12% большую теплоемкость, чем у воды. Кроме того, соли на основе LiF имеют теплопроводность примерно в два раза больше, чем у горячей воды под давлением в реакторе с водой под давлением. [33] [50] Это приводит к эффективной теплопередаче и компактному первичному контуру. По сравнению с гелием , конкурирующим высокотемпературным теплоносителем реактора, разница еще больше. Топливная соль имеет более чем в 200 раз большую объемную теплоемкость, чем горячий гелий под давлением, и более чем в 3 раза большую теплопроводность. Контур расплавленной соли будет использовать трубопровод диаметром 1/5 и насосы мощностью 1/20 от тех, которые требуются для гелия высокого давления, при этом оставаясь при атмосферном давлении [65]
Меньшая, низконапорная защитная оболочка. Используя жидкую соль в качестве охладителя вместо воды под давлением, можно использовать защитную оболочку, которая лишь немного больше, чем корпус реактора. Легководные реакторы используют воду под давлением, которая в случае утечки превращается в пар и расширяется в тысячу раз, что требует создания защитной оболочки, которая в тысячу раз больше по объему, чем корпус реактора. Защитная оболочка LFTR может быть не только меньше по физическим размерам, ее защитная оболочка также изначально имеет низкое давление. В защитной оболочке нет источников накопленной энергии, которые могли бы вызвать быстрый рост давления (например, водорода или пара). [46] [ ненадежный источник ] Это дает LFTR существенное теоретическое преимущество не только с точки зрения внутренней безопасности, но и с точки зрения меньших размеров, меньшего использования материалов и меньшей стоимости строительства. [8]
От отходов к ресурсам. Есть предположения, что можно было бы извлечь некоторые продукты деления, чтобы они имели отдельную коммерческую ценность. [66] Однако по сравнению с произведенной энергией ценность продуктов деления низкая, а химическая очистка стоит дорого. [67]
Эффективная добыча. Процесс извлечения тория из земной коры является гораздо более безопасным и эффективным методом добычи, чем метод добычи урана. Руда тория, монацит, обычно содержит более высокие концентрации тория, чем процент урана, обнаруженного в соответствующей руде. Это делает торий более экономически эффективным и менее вредным для окружающей среды источником топлива. Добыча тория также проще и менее опасна, чем добыча урана, поскольку шахта представляет собой открытую шахту, которая не требует вентиляции, как подземные урановые шахты, где уровни радона потенциально опасны . [68]
Недостатки
LFTR совершенно не похожи на сегодняшние действующие коммерческие энергетические реакторы. Эти различия создают трудности проектирования и компромиссы:
Пока нет крупномасштабного производства – исследование Чикагского университета, проведенное в 2014 году, пришло к выводу, что, поскольку эта конструкция еще не достигла коммерческой фазы, полные экономические преимущества не будут реализованы без преимуществ крупномасштабного производства: «Хотя экономия затрат на подстанцию связана со строительством LFTR по сравнению с традиционным урановым заводом, разница в стоимости, учитывая текущую отраслевую среду [по состоянию на 2014 год], остается недостаточной для оправдания создания нового LFTR». [69]
Достижение безубыточного воспроизводства сомнительно – Хотя планы обычно призывают к безубыточному воспроизводству, сомнительно, возможно ли это, когда должны быть выполнены другие требования. [42] Ториевый топливный цикл имеет очень мало запасных нейтронов. Из-за ограниченной химической переработки (по экономическим причинам) и компромиссов, необходимых для достижения требований безопасности, таких как отрицательный коэффициент пустотности, может быть потеряно слишком много нейтронов. Старые предложенные одножидкостные конструкции, обещающие производительность воспроизводства, как правило, имеют небезопасный положительный коэффициент пустотности и часто предполагают, что чрезмерная очистка топлива будет экономически выгодной. [42]
Все еще требуется много разработок – Несмотря на то, что экспериментальные реакторы ARE и MSRE уже были построены в 1960-х годах, для LFTR все еще требуется много разработок. Это включает большую часть химического разделения, (пассивное) аварийное охлаждение, тритиевый барьер, дистанционное обслуживание, крупномасштабное производство Li-7, высокотемпературный энергетический цикл и более прочные материалы.
Топливо для запуска – в отличие от добытого урана, добытый торий не имеет делящегося изотопа. Ториевые реакторы производят делящийся уран-233 из тория, но требуют небольшого количества делящегося материала для первоначального запуска. Этого материала относительно мало. Это поднимает проблему, как запустить реакторы в короткие сроки. Одним из вариантов является производство U-233 в современных твердотопливных реакторах, а затем переработка его из твердых отходов. LFTR также может быть запущен другими делящимися изотопами, обогащенным ураном или плутонием из реакторов или списанных бомб. Для запуска обогащенного урана необходимо высокое обогащение. Списанные урановые бомбы имеют достаточное обогащение, но недостаточно для запуска многих LFTR. Трудно отделить фторид плутония от продуктов деления лантаноидов. Один из вариантов для двухжидкостного реактора — работать с плутонием или обогащенным ураном в топливной соли, разводить U-233 в бланкете и хранить его вместо того, чтобы возвращать в активную зону. Вместо этого добавьте плутоний или обогащенный уран, чтобы продолжить цепную реакцию, аналогично сегодняшним твердотопливным реакторам. Когда будет произведено достаточно U-233, замените топливо новым топливом, сохранив U-233 для других запусков. Похожий вариант существует для одножидкостного реактора, работающего как конвертер. Такой реактор не будет перерабатывать топливо во время работы. Вместо этого реактор будет запускаться на плутонии с торием в качестве воспроизводящего и добавлять плутоний. Плутоний в конечном итоге сгорает, и U-233 производится на месте . В конце срока службы топлива реактора отработанная топливная соль может быть переработана для извлечения восстановленного U-233 для запуска новых LFTR. [70]
Замерзание солей – Смеси фторидных солей имеют температуру плавления от 300 до 600 °C (от 572 до 1112 °F). Соли, особенно те, которые содержат фторид бериллия, очень вязкие вблизи точки замерзания. Это требует тщательного проектирования и защиты от замерзания в защитной оболочке и теплообменниках. Замерзание должно быть предотвращено при нормальной работе, во время переходных процессов и во время длительного простоя. Соль первичного контура содержит продукты деления, выделяющие тепло распада, которые помогают поддерживать требуемую температуру. Для MSBR ORNL планировала поддерживать высокую температуру во всем помещении реактора (горячей камере). Это позволило избежать необходимости в отдельных линиях электронагревателей на всех трубопроводах и обеспечить более равномерный нагрев компонентов первичного контура. [18] : 311 Одна концепция «жидкой печи», разработанная для реакторов с охлаждением расплавленной солью и твердотопливных реакторов, использует отдельный буферный солевой бассейн, содержащий весь первичный контур. [71] Благодаря высокой теплоемкости и значительной плотности буферной соли, буферная соль предотвращает замерзание топливной соли и участвует в системе пассивного охлаждения остаточного тепла, обеспечивает радиационную защиту и снижает нагрузки от собственного веса на компоненты первичного контура. Эта конструкция также может быть принята для LFTR. [ необходима цитата ]
Токсичность бериллия – Предлагаемая солевая смесь FLiBe содержит большое количество бериллия , который токсичен для человека (хотя и далеко не так токсичен, как продукты деления и другие радиоактивные вещества). Соль в первичных контурах охлаждения должна быть изолирована от рабочих и окружающей среды, чтобы предотвратить отравление бериллием . Это обычно делается в промышленности. [72] : 52–66 Основываясь на этом промышленном опыте, ожидается, что дополнительные затраты на безопасность бериллия составят всего 0,12 долл. США/МВт·ч. [72] : 61 После запуска процесс деления в первичной топливной соли производит высокорадиоактивные продукты деления с высоким полем гамма- и нейтронного излучения. Поэтому первостепенным требованием является эффективное сдерживание. Вместо этого можно работать с использованием эвтектики фторида лития-фторида тория без бериллия, как было выбрано во французской конструкции LFTR, «TMSR». [73] Это достигается за счет несколько более высокой температуры плавления, но имеет дополнительные преимущества в виде простоты (избегая BeF 2в системах переработки), повышенная растворимость трифторида плутония, сниженное производство трития (бериллий производит литий-6, который в свою очередь производит тритий) и улучшенная теплопередача ( BeF 2увеличивает вязкость солевой смеси). Альтернативные растворители, такие как фториды натрия, рубидия и циркония, позволяют снизить температуру плавления за счет компромисса в разведении. [1]
Потеря запаздывающих нейтронов – Для предсказуемого управления ядерные реакторы полагаются на запаздывающие нейтроны. Им требуются дополнительные медленно эволюционирующие нейтроны от распада продуктов деления для продолжения цепной реакции. Поскольку запаздывающие нейтроны эволюционируют медленно, это делает реактор очень управляемым. В LFTR наличие продуктов деления в теплообменнике и трубопроводах означает, что часть этих запаздывающих нейтронов также теряется. [74] Они не участвуют в критической цепной реакции активной зоны, что, в свою очередь, означает, что реактор ведет себя менее мягко при изменениях потока, мощности и т. д. Примерно до половины запаздывающих нейтронов могут быть потеряны. На практике это означает, что теплообменник должен быть компактным, чтобы объем снаружи активной зоны был как можно меньше. Чем компактнее (выше плотность мощности) активная зона, тем важнее становится эта проблема. Наличие большего количества топлива снаружи активной зоны в теплообменниках также означает, что для запуска реактора требуется больше дорогостоящего расщепляющегося топлива. Это делает довольно компактный теплообменник важным конструктивным требованием для LFTR. [ необходима цитата ]
Управление отходами – Около 83% радиоактивных отходов имеют период полураспада в течение часов или дней, а оставшиеся 17% требуют 300-летнего хранения в геологически стабильном месте для достижения фоновых уровней. [63] Если фторидные топливные соли хранятся в твердой форме в течение многих десятилетий, радиация может вызвать выброс едкого фтористого газа и гексафторида урана . [75] Соли должны быть выгружены, а отходы удалены перед длительными отключениями и храниться при температуре выше 100 градусов по Цельсию. [76] Фториды менее пригодны для длительного хранения, поскольку некоторые из них (например, фторид цезия ) имеют высокую растворимость в воде, если только они не остеклованы в нерастворимое боросиликатное стекло . [77]
Неопределенные расходы на вывод из эксплуатации – очистка эксперимента с реактором на расплавленной соли составила около 130 миллионов долларов для небольшого блока мощностью 8 МВт (тепл.). Большая часть высоких расходов была вызвана неожиданным выделением фтора и гексафторида урана из холодной топливной соли в хранилище, которое ORNL не выгрузила и не хранила правильно, но теперь это было учтено в конструкции MSR. [76] Кроме того, расходы на вывод из эксплуатации не сильно зависят от размера станции, исходя из предыдущего опыта, [78] и расходы возникают в конце срока службы станции, поэтому достаточно небольшой платы за киловатт-час. Например, реакторная установка GWe производит более 300 миллиардов кВт-ч электроэнергии в течение 40 лет, поэтому плата за вывод из эксплуатации в размере 0,001 доллара за кВт-ч приносит 300 миллионов долларов плюс проценты в конце срока службы станции. [ требуется ссылка ]
Накопление благородных металлов – Некоторые радиоактивные продукты деления, такие как благородные металлы , оседают на трубах. Необходимо разработать новое оборудование, такое как картриджи из никелевой ваты, для фильтрации и улавливания благородных металлов, чтобы предотвратить накопление. [ необходима цитата ]
Ограниченный срок службы графита – Компактные конструкции имеют ограниченный срок службы графитового замедлителя и сепаратора топливного/воспроизводящего контура. Под воздействием быстрых нейтронов графит сначала сжимается, затем расширяется до тех пор, пока не станет очень слабым и не может треснуть, создавая механические проблемы и заставляя графит поглощать достаточно продуктов деления, чтобы отравить реакцию. [79] Двухжидкостная конструкция 1960 года имела предполагаемый период замены графита в четыре года. [1] : 3 Исключение графита из герметичных трубопроводов было основным стимулом для перехода на одножидкостную конструкцию. [18] : 3 Замена этой большой центральной части требует дистанционно управляемого оборудования. Конструкции MSR должны предусматривать эту замену. В реакторе на расплавленной соли практически все топливо и продукты деления могут быть направлены в сборный резервуар. Только часть одного процента продуктов деления попадает в графит, в основном из-за продуктов деления, врезающихся в графит. Это делает поверхность графита радиоактивной, и без переработки/удаления хотя бы поверхностного слоя создается довольно объемный поток отходов. Удаление поверхностного слоя и переработка остатка графита решили бы эту проблему. [ оригинальное исследование? ] Существует несколько методов переработки или утилизации ядерного замедлителя графита. [80] Графит инертен и неподвижен при низких температурах, поэтому его можно легко хранить или захоронить при необходимости. [80] По крайней мере в одной конструкции использовались графитовые шарики (галька), плавающие в соли, которые можно было бы извлекать и непрерывно проверять, не останавливая реактор. [81] Снижение удельной мощности увеличивает срок службы графита. [82] : 10 Для сравнения, твердотопливные реакторы обычно заменяют 1/3 топливных элементов, включая все высокорадиоактивные продукты деления в них, каждые 12–24 месяца. Это обычно делается под защитным и охлаждающим слоем столба воды.
Положительная обратная связь по реактивности, вызванная графитом – Когда графит нагревается, он увеличивает деление U-233, вызывая нежелательную положительную обратную связь. [42] Конструкция LFTR должна избегать определенных комбинаций графита и соли и определенных геометрий активной зоны. Если эта проблема решается путем использования адекватного графита и, следовательно, хорошо термализованного спектра, трудно достичь безубыточного воспроизводства. [42] Альтернатива использования небольшого количества графита или его отсутствия приводит к более быстрому спектру нейтронов. Это требует большого количества делящихся материалов и увеличивает радиационный ущерб. [42]
Ограниченная растворимость плутония – фториды плутония, америция и кюрия встречаются в виде трифторидов, что означает, что они имеют три присоединенных атома фтора ( PuF 3, АмФ 3, CmF 3). Такие трифториды имеют ограниченную растворимость в соли-носителе FLiBe. Это усложняет запуск, особенно для компактной конструкции, которая использует меньший запас первичной соли. Конечно, еще лучшим решением является исключение отходов, переносящих плутоний, из процесса запуска, что делает это не проблемой. Растворимость можно увеличить, работая с меньшим количеством или без фторида бериллия (который не растворяется в трифторидах) или работая при более высокой температуре [ необходима ссылка ] (как и в случае с большинством других жидкостей, растворимость повышается с температурой). Тепловой спектр, более низкая плотность мощности ядра не имеет проблем с растворимостью плутония.
Риск распространения от переработки – Эффективная переработка подразумевает риск распространения . LFTR можно использовать и для обработки плутония из других реакторов. Однако, как указано выше, плутоний химически трудно отделить от тория, и плутоний нельзя использовать в бомбах, если его разбавить большим количеством тория. Кроме того, плутоний, производимый в ториевом топливном цикле, в основном представляет собой Pu-238 , который производит высокие уровни спонтанных нейтронов и остаточного тепла, что делает невозможным создание бомбы деления только с этим изотопом и чрезвычайно сложным создание бомбы, содержащей даже очень малые его проценты. Скорость производства тепла 567 Вт/кг [83] означает, что ядро бомбы из этого материала будет непрерывно производить несколько киловатт тепла. Единственный путь охлаждения – это теплопроводность через окружающие слои взрывчатого вещества, которые являются плохими проводниками. Это создает неуправляемо высокие температуры, которые могут разрушить сборку. Скорость спонтанного деления 1204 кБк/г [83] более чем в два раза выше, чем у Pu-240 . Даже очень небольшие проценты этого изотопа резко снизят выход бомбы из-за «преддетонации» из-за нейтронов от спонтанного деления, запускающих цепную реакцию, вызывающую « шипение », а не взрыв. Сама переработка включает автоматизированную обработку в полностью закрытой и изолированной горячей камере, что усложняет диверсию. По сравнению с сегодняшними методами извлечения, такими как PUREX, пиропроцессы недоступны и производят нечистые делящиеся материалы, часто с большим количеством загрязнений продуктами деления. Хотя это не проблема для автоматизированной системы, это создает серьезные трудности для потенциальных распространителей. [ необходима цитата ]
Риск распространения от разделения протактиния – Компактные конструкции могут размножаться только с использованием быстрого разделения протактиния, что является риском распространения, поскольку это потенциально дает доступ к высокочистому 233-U. Это сложно, поскольку 233-U из этих реакторов будет загрязнен 232-U, источником сильного гамма-излучения, что потребует защитной установки горячего обогащения [63] как возможного пути к оружейному материалу. Из-за этого коммерческие энергетические реакторы, возможно, придется проектировать без разделения. На практике это означает либо отсутствие воспроизводства, либо работу с более низкой плотностью мощности. Двухжидкостная конструкция может работать с большим бланкетом и сохранять активную зону с высокой плотностью мощности (в которой нет тория и, следовательно, нет протактиния). [ необходима цитата ] Однако группа инженеров-атомщиков утверждает в Nature (2012), что путь протактиния осуществим и что торий, таким образом, «не так безвреден, как предполагалось...» [84]
Распространение нептуния-237 – В конструкциях, использующих фторатор, Np-237 появляется с ураном в виде газообразного гексафторида и может быть легко отделен с использованием твердых фторидных гранул абсорбционных слоев. Никто не производил такую бомбу, но значительное быстрое сечение деления Np-237 и низкая критическая масса подразумевают такую возможность. [85] Когда Np-237 хранится в реакторе, он трансмутирует в короткоживущий Pu-238. Все реакторы производят значительное количество нептуния, который всегда присутствует в высоком (моно)изотопном качестве и легко извлекается химическим путем. [85]
Отравление нейтронами и производство трития из лития-6 – Литий-6 является сильным ядом для нейтронов; использование LiF с природным литием, содержащим 7,5% лития-6, препятствует запуску реакторов. Высокая плотность нейтронов в активной зоне быстро трансмутирует литий-6 в тритий , теряя нейтроны, необходимые для поддержания безубыточного размножения. Тритий – это радиоактивный изотоп водорода, который химически почти идентичен обычному водороду. [86] В MSR тритий довольно подвижен, поскольку в своей элементарной форме он быстро диффундирует через металлы при высокой температуре. Если литий изотопно обогащен литием-7, а уровень изотопного разделения достаточно высок (99,995% лития-7), количество производимого трития составляет всего несколько сотен граммов в год для реактора мощностью 1 ГВт. Это гораздо меньшее количество трития в основном поступает из реакции литий-7 – тритий и из бериллия, который может производить тритий косвенно, сначала трансмутируя в производящий тритий литий-6. Конструкции LFTR, которые используют соль лития, выбирают изотоп лития-7 . В MSRE литий-6 был успешно удален из топливной соли с помощью изотопного обогащения. Поскольку литий-7 по крайней мере на 16% тяжелее лития-6 и является наиболее распространенным изотопом, литий-6 сравнительно легко и недорого извлекать. Вакуумная перегонка лития достигает эффективности до 8% на стадию и требует только нагрева в вакуумной камере. [87] Однако примерно одно деление из 90 000 производит гелий-6 , который быстро распадается на литий-6, а одно деление из 12 500 производит атом трития напрямую (во всех типах реакторов). Практические MSR работают под слоем сухого инертного газа, обычно гелия. LFTR предлагают хорошие шансы на извлечение трития, поскольку он не сильно разбавлен водой, как в реакторах CANDU. Существуют различные методы улавливания трития, такие как гидрирование его до титана, [88] окисление его до менее подвижных (но все еще летучих) форм, таких как фторборат натрия или расплавленная соль нитрата, или улавливание его в газе силового цикла турбины и его дегазация с использованием гранул оксида меди. [89] : 41 ORNL разработала систему охлаждения вторичного контура, которая химически улавливала бы остаточный тритий, чтобы его можно было удалить из вторичного охлаждающего вещества, а не диффундировать в силовой цикл турбины. ORNL подсчитала, что это снизит выбросы трития до приемлемых уровней. [86]
Коррозия от теллура – Реактор производит небольшое количество теллура как продукта деления. В MSRE это вызвало небольшое количество коррозии на границах зерен специального никелевого сплава, Hastelloy -N. Металлургические исследования показали, что добавление 1–2% ниобия к сплаву Hastelloy -N повышает устойчивость к коррозии от теллура. [54] : 81–87 Поддержание соотношения UF4/ УФ 3до менее 60 уменьшил коррозию, поддерживая топливную соль в слегка восстанавливающем состоянии. MSRE постоянно контактировал с текущей топливной солью с бериллием, металлическим стержнем, погруженным в клетку внутри чаши насоса. Это вызвало дефицит фтора в соли, восстанавливая теллур до менее агрессивной (элементарной) формы. Этот метод также эффективен для снижения коррозии в целом, поскольку процесс деления производит больше атомов фтора, которые в противном случае воздействовали бы на структурные металлы. [90] : 3–4
Радиационное повреждение никелевых сплавов – Было обнаружено, что стандартный сплав Hastelloy N охрупчивается нейтронным излучением. Нейтроны реагируют с никелем, образуя гелий. Этот гелий концентрируется в определенных точках внутри сплава, где он увеличивает напряжения. ORNL решила эту проблему, добавив 1–2% титана или ниобия в Hastelloy N. Это изменило внутреннюю структуру сплава, так что гелий был тонко распределен. Это сняло напряжение и позволило сплаву выдерживать значительный поток нейтронов. Однако максимальная температура ограничена примерно 650 °C. [91] Может потребоваться разработка других сплавов. [92] Внешняя стенка сосуда, которая содержит соль, может иметь нейтронную защиту, такую как карбид бора, для эффективной защиты от нейтронного повреждения. [93]
Бизнес-модель – Сегодняшние поставщики твердотопливных реакторов получают долгосрочные доходы за счет производства топлива. [ сомнительно – обсудить ] Без топлива для производства и продажи LFTR примет другую бизнес-модель. Будет существенный барьер для затрат на вход, чтобы сделать этот бизнес жизнеспособным. Существующая инфраструктура и поставщики деталей ориентированы на водоохлаждаемые реакторы. Рынок тория и добыча тория невелики, поэтому значительная инфраструктура, которая могла бы потребоваться, пока не существует. Регулирующие органы имеют меньше опыта регулирования ториевых реакторов, что создает потенциал для длительных задержек. [ нужна цитата ]
Разработка энергетического цикла – Разработка большой турбины на гелии или сверхкритическом углекислом газе необходима для максимальной эффективности. Эти газовые циклы предлагают многочисленные потенциальные преимущества для использования с реакторами, работающими на расплавленной соли или охлаждаемыми расплавленной солью. [94] Эти замкнутые газовые циклы сталкиваются с проблемами проектирования и инженерной работой по масштабированию для коммерческой турбогенераторной установки. [95] Стандартная сверхкритическая паровая турбина может использоваться с небольшим снижением эффективности (чистая эффективность MSBR была спроектирована примерно на 44%, используя старую паровую турбину 1970-х годов). [96] Генератор расплавленной соли в пар все еще должен быть разработан. В настоящее время парогенераторы на расплавленной нитратной соли используются на концентрированных солнечных тепловых электростанциях, таких как Andasol в Испании. Такой генератор может использоваться для MSR в качестве третьего циркуляционного контура, где он также будет улавливать любой тритий, который диффундирует через первичный и вторичный теплообменник [97]
Последние события
Fuji MSR
FUJI MSR был проектом термического реактора-размножителя с топливным циклом на основе расплавленных солей мощностью от 100 до 200 МВт , использующего технологию, похожую на реакторный эксперимент Национальной лаборатории Ок-Ридж. Он разрабатывался консорциумом, включающим участников из Японии, США и России. Как реактор-размножитель, он преобразует торий в ядерное топливо. [98] Промышленная группа представила обновленные планы по FUJI MSR в июле 2010 года. [99] Они прогнозировали стоимость в 2,85 цента за киловатт-час. [100]
Консорциум IThEMS планировал сначала построить гораздо меньший реактор MiniFUJI 10 МВт той же конструкции, как только он получит дополнительное финансирование в размере 300 миллионов долларов, но IThEMS закрылся в 2011 году после того, как не смог получить адекватное финансирование. Новая компания Thorium Tech Solution (TTS) была основана в 2011 году Кадзуо Фурукавой, главным ученым IThEMS, и Масааки Фурукавой. TTS приобрела конструкцию FUJI и некоторые связанные с ней патенты.
Китайский проект MSR по торию
Китайская Народная Республика инициировала научно-исследовательский и опытно-конструкторский проект в области технологии реактора на расплавленной соли тория. [101] О проекте было официально объявлено на ежегодной конференции Китайской академии наук (CAS) в январе 2011 года. Его конечной целью является исследование и разработка ядерной системы на расплавленной соли на основе тория примерно за 20 лет. [102] [103] Ожидаемым промежуточным результатом исследовательской программы TMSR является строительство исследовательского реактора с шаровыми засыпками и фторидной солью мощностью 2 МВт в 2015 году и исследовательского реактора на расплавленной соли мощностью 2 МВт в 2017 году. За этим последуют демонстрационный реактор мощностью 10 МВт и пилотный реактор мощностью 100 МВт. [104] [105] Проект возглавляет Цзян Мяньхэн , с начальным бюджетом в 350 миллионов долларов, и уже набрал 140 ученых-докторантов, работающих полный рабочий день над исследованиями реактора на расплавленной соли тория в Шанхайском институте прикладной физики. Расширение штата увеличилось до 700 человек по состоянию на 2015 год. [106] По состоянию на 2016 год их план заключается в том, что пилотный LFTR мощностью 10 МВт должен быть введен в эксплуатацию в 2025 году, а версия мощностью 100 МВт должна последовать в 2035 году. [107]
В конце августа 2021 года Шанхайский институт прикладной физики (SINAP) завершил строительство экспериментального ториевого реактора на расплавленной соли мощностью 2 МВт (теплового) в Увэе, Ганьсу , известного как TMSR-LF1 . [108]
Китай планирует продолжить эксперимент с версией мощностью 373 МВт к 2030 году. [109]
Флайб Энерджи
Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный ядерный технолог в Teledyne Brown Engineering , был давним сторонником ториевого топливного цикла и, в частности, реакторов на жидком фториде тория. Впервые он исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА, при оценке проектов электростанций, подходящих для лунных колоний. Материалы об этом топливном цикле было на удивление трудно найти, поэтому в 2006 году Соренсен запустил "energyfromthorium.com", хранилище документов, форум и блог для продвижения этой технологии. В 2006 году Соренсен придумал реактор на жидком фториде тория и номенклатуру LFTR для описания подмножества проектов реакторов на расплавленных солях, основанных на жидком фторидно-солевом топливе с воспроизводством тория в уран-233 в тепловом спектре. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, которая изначально намеревалась разрабатывать проекты малых модульных реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз; Соренсен отметил, что в контексте современной ядерной нормативной и политической среды США легче продвигать новые военные проекты, чем проекты гражданских электростанций. [110] [111] Независимая технологическая оценка, скоординированная с EPRI и Southern Company, представляет собой наиболее подробную информацию, доступную общественности, о предлагаемом проекте LFTR компании Flibe Energy. [112]
Копенгаген Атомикс
Copenhagen Atomics — датская компания, занимающаяся технологиями расплавленных солей, которая разрабатывает массовые производственные реакторы на расплавленных солях мощностью 100 МВт . Copenhagen Atomics Waste Burner — это одножидкостный, тяжеловодный, фторидный, тепловой спектральный и автономно управляемый реактор на расплавленных солях. Он разработан для размещения внутри герметичного 40-футового контейнера для транспортировки из нержавеющей стали. Тяжеловодный замедлитель теплоизолирован от соли и непрерывно дренируется и охлаждается до температуры ниже 50 °C (122 °F). Также исследуется версия замедлителя на основе расплавленного литий-7-дейтероксида (7LiOD). Реактор использует ториевый топливный цикл с использованием отделенного плутония из отработанного ядерного топлива в качестве начальной делящейся загрузки для первого поколения реакторов, в конечном итоге переходя к ториевому бридеру. [113] Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, измерительные системы, системы химии соли и очистки, а также системы управления и программное обеспечение для применения расплавленной соли. [114]
В июле 2024 года компания Copenhagen Atomics объявила, что ее реактор готов к испытаниям в реальных условиях с проведением критического эксперимента в Институте Пауля Шеррера в Швейцарии в 2026 году. [115]
Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG)
Thorium Energy Generation Pty. Limited (TEG) была австралийской научно-исследовательской компанией, занимающейся всемирной коммерческой разработкой реакторов LFTR, а также систем, управляемых ториевыми ускорителями . По состоянию на июнь 2015 года TEG прекратила свою деятельность.
Фонд Элвина Вайнберга
Фонд Элвина Вайнберга был британской благотворительной организацией, основанной в 2011 году, целью которой было повышение осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Он был официально запущен в Палате лордов 8 сентября 2011 года. [116] [117] [118] Он назван в честь американского физика-ядерщика Элвина М. Вайнберга , который был пионером исследований реактора на расплавленной соли тория .
Торкон
Ядерный реактор ThorCon — это предлагаемый плавучий реактор на расплавленной соли, разработанный американской компанией Thorcon. Двухреакторный блок предназначен для производства на сборочной линии на верфи и доставки на барже к любому берегу океана или крупного водного пути. Реакторы должны поставляться в запечатанном виде и никогда не открываться на месте. Все техническое обслуживание реактора и переработка топлива производятся за пределами площадки.
^ abcdefghij Леблан, Дэвид (2010). "Реакторы на расплавленных солях: новое начало старой идеи" (PDF) . Ядерная инженерия и проектирование . 240 (6): 1644. doi :10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
^ Грин, Шеррел (май 2011 г.). Высокотемпературные реакторы с охлаждением фторидной солью – состояние технологии и стратегия развития . ICENES-2011. Сан-Франциско, Калифорния.
^ Стенгер, Виктор (12 января 2012 г.). «LFTR: долгосрочное энергетическое решение?». Huffington Post .
^ Уильямс, Стивен (16 января 2015 г.). «Реакторы на расплавленных солях: будущее зеленой энергии?». ZME Science . Получено 12 августа 2015 г.
^ ab Warmflash, Дэвид (16 января 2015 г.). «Ториевая энергия — более безопасное будущее ядерной энергетики». Журнал Discover . Архивировано из оригинала 21 января 2015 г. Получено 22 января 2015 г.
↑ UP (29 сентября 1946 г.). «Секрет атомной энергии, изложенный на понятном публике языке». Pittsburgh Press . Получено 18 октября 2011 г.
↑ UP (21 октября 1946 г.). «Третий ядерный источник обнажен». The Tuscaloosa News . Получено 18 октября 2011 г.
^ abcdefghijklm Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (июль 2010 г.). «Реакторы на жидком фториде тория: старая идея в ядерной энергетике пересматривается» (PDF) . American Scientist . 98 (4): 304–313. doi :10.1511/2010.85.304. Архивировано из оригинала (PDF) 8 декабря 2013 г.
^ Синтез тяжелых элементов. Gesellschaft für Schwerionenforschung. gsi.de
^ Сотрудничество KamLAND; Гандо, Ю.; Ичимура, К.; Икеда, Х.; Иноуэ, К.; Кибе, Ю.; Кисимото, Ю.; Кога, М.; Минекава, Ю.; и др. (17 июля 2011 г.). «Частичная радиогенная тепловая модель Земли, выявленная с помощью измерений геонейтрино» (PDF) . Природа Геонауки . 4 (9): 647–651. Бибкод : 2011NatGe...4..647K. дои : 10.1038/ngeo1205.
^ «Ранняя программа лаборатории по созданию реакторов для подводных лодок проложила путь для современных атомных электростанций». Наследие ядерной науки и технологий Аргонна . Аргоннская национальная лаборатория . 1996.
^ Соренсен, Кирк (2 июля 2009 г.). "Уроки для жидкофторидного ториевого реактора" (PDF) . Маунтин-Вью, Калифорния. Архивировано из оригинала (PDF) 12 декабря 2011 г.
^ ab Розенталь, М.; Бриггс, Р.; Хаубенрайх, П. «Программа реактора на расплавленной соли: полугодовой отчет о ходе работ за период, заканчивающийся 31 августа 1971 г.» (PDF) . ORNL-4728. Национальная лаборатория Оук-Ридж .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ MacPherson, HG (1 августа 1985). "The Molten Salt Reactor Adventure". Nuclear Science and Engineering . 90 (4): 374–380. Bibcode :1985NSE....90..374M. doi :10.13182/NSE90-374. Архивировано из оригинала 4 июня 2011 г.
^ Вайнберг, Элвин (1997). Первая ядерная эра: жизнь и времена технологического фиксера. Том 48. Springer . С. 63–64. Bibcode : 1995PhT....48j..63W. doi : 10.1063/1.2808209. ISBN978-1-56396-358-2. {{cite book}}: |journal=проигнорировано ( помощь )
^ "ORNL: Первые 50 лет - Глава 6: Реагирование на социальные потребности". Архивировано из оригинала 16 сентября 2012 года . Получено 12 ноября 2011 года .
^ "Плутоний". Всемирная ядерная ассоциация . Март 2012. Архивировано из оригинала 30 марта 2010 года . Получено 28 июня 2012 года . Наиболее распространенным изотопом, образующимся в типичном ядерном реакторе, является делящийся изотоп Pu-239, образующийся при захвате нейтронов из U-238 (с последующим бета-распадом), и который дает примерно такую же энергию, как деление U-235. Значительно больше половины плутония, созданного в активной зоне реактора, потребляется in situ и отвечает примерно за одну треть общей тепловой мощности легководного реактора (LWR).(Обновлено)
^ abcd Rosenthal; MW; et al. (август 1972 г.). «Состояние разработки реакторов-размножителей на расплавленных солях» (PDF) . ORNL-4812. Национальная лаборатория Оук-Ридж .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ abc Rosenthal, MW; Kasten, PR; Briggs, RB (1970). "Реакторы на расплавленных солях – история, статус и потенциал" (PDF) . Ядерные применения и технологии . 8 (2): 107–117. doi :10.13182/NT70-A28619.
^ ab Раздел 5.3, WASH 1097 «Использование тория в ядерных энергетических реакторах», доступно в формате PDF на сайте Liquid-Halide Reactor Documents, доступ получен 23.11.09
^ Бриггс, Р. Б. (ноябрь 1964 г.). «Полугодовой отчет о ходе выполнения программы реактора на расплавленной соли за период, заканчивающийся 31 июля 1964 г.» (PDF) . ORNL-3708. Национальная лаборатория Оук-Ридж.{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ Фурукава; КА; и др. (2008). «Дорожная карта для реализации глобального цикла воспроизводства тория с помощью одного потока расплавленного фторида». Energy Conversion and Management . 49 (7): 1832. Bibcode : 2008ECM....49.1832F. doi : 10.1016/j.enconman.2007.09.027.
^ ab Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (январь 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Форум по физике и обществу . 41 (1): 6–10.
^ abc Робертсон, RC; Бриггс, RB; Смит, OL; Беттис, ES (1970). "Исследование конструкции реактора-размножителя на двух жидкостях (состояние на 1 января 1968 г.)". ORNL-4528. Национальная лаборатория Оук-Ридж . doi : 10.2172/4093364 .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ abc Robertson, RC (июнь 1971 г.). "Исследование концептуального проекта реактора-размножителя на расплавленной соли с одной жидкостью" (PDF) . ORNL-4541. Национальная лаборатория Оук-Ридж .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ Леблан, Дэвид (май 2010). «Слишком хорошо, чтобы оставить на полке». Машиностроение . 132 (5): 29–33. doi : 10.1115/1.2010-May-2 .
↑ Хаф, Шейн (4 июля 2009 г.) Сверхкритический цикл Ренкина. if.uidaho.edu
^ "Национальная лаборатория Ок-Ридж: Новый подход к проектированию парогенераторов для электростанций с реакторами на расплавленных солях" (PDF) . Moltensalt.org . Получено 24 октября 2012 г. .
^ ab Sabharwall, Piyush; Kim, Eung S.; McKellar, Michael; Anderson, Nolan (апрель 2011 г.). Варианты теплообменников для высокотемпературного реактора на фторидных солях (PDF) (Отчет). Национальная лаборатория Айдахо. Архивировано из оригинала (PDF) 8 августа 2014 г. Получено 4 мая 2012 г.
^ ""Цветочная энергия" была открыта в Израиле" (Новости) . Enel Green Power. 10 июля 2009 г.{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь ) [ мертвая ссылка ]
^ ab "Пирохимическое разделение в ядерных применениях: отчет о состоянии" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ Форсберг, Чарльз В. (2006). "Пробелы в технологии реакторов на расплавленных солях" (PDF) . Труды Международного конгресса 2006 года по достижениям в области атомных электростанций (ICAPP '06) . Архивировано из оригинала (PDF) 29 октября 2013 года . Получено 7 апреля 2012 года .
^ abc "LIFE Materials: Molten-Salt Fuels Volume 8" (PDF) . E-reports-ext.11nl.gov . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Низкотемпературная перегонка расплавленных фторидных смесей: нерадиоактивные тесты для эксперимента по перегонке MSRE;1971, ORNL-4434" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ "Исследования конструкции реакторов-размножителей на расплавленных солях мощностью 1000 МВт (эл.); 1966, ORNL-3996" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ "Инженерные испытания процесса переноса металла для извлечения редкоземельных продуктов деления из топливной соли реактора-размножителя на расплавленной соли; 1976, ORNL-5176" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Conocar, Olivier; Douyere, Nicolas; Glatz, Jean-Paul; Lacquement, Jérôme; Malmbeck, Rikard & Serp, Jérôme (2006). "Перспективные пирохимические процессы разделения актинидов/лантанидов с использованием алюминия" . Nuclear Science and Engineering . 153 (3): 253–261. Bibcode : 2006NSE...153..253C. doi : 10.13182/NSE06-A2611. S2CID 91818903.
^ "Реакторы на расплавленных солях: новое начало для старой идеи" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 4 октября 2013 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Потенциал реакторов на расплавленных солях с ториевым топливом" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 22 января 2012 года . Получено 24 октября 2012 года .
^ "6-я Международная летняя студенческая школа по методам и ускорителям ядерной физики в биологии и медицине (июль 2011 г., ОИЯИ Дубна, Россия)" (PDF) . Uc2.jinr.ru. Архивировано из оригинала (PDF) 15 мая 2013 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Купер, Н.; Минаката, Д.; Бегович, М.; Криттенден, Дж. (2011). «Следует ли нам рассмотреть возможность использования реакторов на основе жидкого фторида тория для генерации электроэнергии?». Environmental Science & Technology . 45 (15): 6237–8. Bibcode : 2011EnST...45.6237C. doi : 10.1021/es2021318 . PMID 21732635.
^ abcdefgh Матье, Л.; Хойер, Д.; Бриссо, Р.; Гарзенн, К.; Ле Брун, К.; Лекарпантье, Д.; Лиатар, Э.; Луазо, Ж.-М.; Меплан, О.; и др. (2006). «Ториевый реактор на расплавленной соли: переход от MSBR» (PDF) . Прогресс в атомной энергетике . 48 (7): 664–679. arXiv : nucl-ex/0506004 . doi :10.1016/j.pnucene.2006.07.005. S2CID 15091933.
^ ab "Инженерная база данных термофизических и термохимических свойств жидких солей" (PDF) . Inl.gov. Архивировано из оригинала (PDF) 8 августа 2014 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Глава 13: Конструкционные материалы для реакторов на расплавленных солях" (PDF) . Moltensalt.org . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Реакторы на расплавленных солях теплового и быстрого спектра для сжигания актинидов и производства топлива" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 19 января 2012 года . Получено 24 октября 2012 года .
^ ab Devanney, Jack. "Simple Molten Salt Reactors: a time for brave impatience" (PDF) . C4tx.org. Архивировано из оригинала (PDF) 23 сентября 2015 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ Moir, RW (2008). «Рекомендации по возобновлению разработки реактора на расплавленной соли» (PDF) . Energy Conversion and Management . 49 (7): 1849–1858. Bibcode : 2008ECM....49.1849M. doi : 10.1016/j.enconman.2007.07.047.
^ Леблан, Д. (2010). «Реакторы на расплавленных солях: новое начало старой идеи». Ядерная инженерия и проектирование . 240 (6): 1644. doi :10.1016/j.nucengdes.2009.12.033.
^ "Влияние ксенона-135 на работу реактора" (PDF) . Cnta.com . Получено 24 октября 2012 г. .
^ abc "Оценка кандидатов на расплавленные солевые теплоносители для усовершенствованного высокотемпературного реактора (AHTR) - ORNL-TM-2006-12" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 сентября 2012 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Модульная система пассивного отвода тепла от распада, инициируемого излучением, для реакторов с солевым охлаждением" (PDF) . Ornl.gov. Архивировано из оригинала (PDF) 21 октября 2008 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ Ториевый топливный цикл, Серия симпозиумов AEC, 12, USAEC, февраль 1968 г.
^ "Использование LTFR для минимизации отходов актинидов" (PDF) . Thoriumenergyaslliance.com. Архивировано из оригинала (PDF) 15 мая 2013 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ ab Engel, JR; Grimes, WR; Bauman, HF; McCoy, HE; Dearing, JF; Rhoades, WA (1980). Концептуальные проектные характеристики реактора на денатурированных расплавленных солях с однократной подачей топлива (PDF) . Национальная лаборатория Ок-Ридж, штат Теннесси. ORNL/TM-7207. Архивировано из оригинала (PDF) 14 января 2010 г. . Получено 22 ноября 2011 г. .
^ Hargraves, Robert & Moir, Ralph (27 июля 2011 г.). «Ядерные реакторы на жидком топливе». Aps.org . Получено 3 августа 2012 г.
^ "for nuclear energy looms". Архивировано из оригинала 22 июля 2016 года . Получено 26 января 2016 года .
^ ab Sylvain, David; et al. (март–апрель 2007 г.). «Пересмотр ядерного топливного цикла тория и урана» (PDF) . Europhysics News . 38 (2): 24–27. Bibcode :2007ENews..38b..24D. doi : 10.1051/EPN:2007007 .
^ "Изображение основано на". Thoriumenergyalliance.com. Архивировано из оригинала (PDF) 5 апреля 2012 г. Получено 24 октября 2012 г.
↑ Эванс-Притчард, Эмброуз (29 августа 2010 г.) Обама может уничтожить ископаемое топливо в одночасье с помощью ядерного рывка к торию. Telegraph. Получено 24 апреля 2013 г.
^ abc "Oak Ridge National Laboratory: Abstract" (PDF) . Energyfromthorium . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Реакторы на денатурированных расплавленных солях" (PDF) . Coal2nuclear.com . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Оценочная стоимость добавления третьей системы циркуляции соли для контроля миграции трития в реакторе MSBR мощностью 1000 МВт(э) [Диск 5]" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ abcd Бонометти, Дж. "Жидкофторидный ториевый реактор LFTR - каким хотел быть термоядерный синтез!" Презентация доступна на сайте www.energyfromthorium.com (2011)
^ "Критические проблемы ядерных энергетических систем, использующих расплавленные фториды солей" (PDF) . Архивировано из оригинала (PDF) 26 апреля 2012 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Петерсон, Пер Ф.; Чжао, Х. и Фукуда, Г. (5 декабря 2003 г.). "Сравнение расплавленной соли и гелия высокого давления для промежуточной теплопередающей жидкости NGNP" (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-03-004 . Архивировано из оригинала (PDF) 11 августа 2014 г.
^ "Продукты". Flibe Energy. Архивировано из оригинала 28 июня 2013 года . Получено 24 октября 2012 года .
^ Буш, РП (1991). «Восстановление металлов платиновой группы из высокоактивных радиоактивных отходов» (PDF) . Обзор платиновых металлов . 35 (4): 202–208. doi :10.1595/003214091X354202208. Архивировано из оригинала (PDF) 24 сентября 2015 г. . Получено 9 марта 2013 г. .
^ Чианг, Ховард; Цзян, Ихао; Левин, Сэм; Питтард, Крис; Цянь, Кевин; Ю, Пэм (8 декабря 2014 г.). Реакторы на жидком фториде тория: сравнительный анализ и исследование осуществимости традиционных ядерных установок (PDF) (технический отчет). Чикагский университет.
^ "Торий". Мировая ядерная .
^ Петерсон, Пер Ф. и Чжао, Хайхуа (29 декабря 2005 г.). «Предварительное описание конструкции жидкосолевого VHTR первого поколения с металлическими внутренними частями сосуда (AHTR-MI)» (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-05-005 . Архивировано из оригинала (PDF) 1 января 2014 г.
^ ab Fei, Ting; et al. (16 мая 2008 г.). "Модульный высокотемпературный реактор с шаровыми твёрдыми твёрдыми частицами" (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-08-001 . Архивировано из оригинального (PDF) 1 января 2014 г. . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Ториевый реактор на расплавленных солях: запуск ториевого цикла с одновременным закрытием текущего топливного цикла" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ "Эксперимент с авиационным реактором-физика" (PDF) . Moltensalt.org . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Национальный исследовательский совет (США). Комитет по рекультивации захороненных и находящихся в резервуарах отходов. Группа по расплавленным солям (1997). Оценка альтернатив Министерства энергетики США по удалению и утилизации фторидных солей, полученных в ходе экспериментов с расплавленными солевыми реакторами. National Academies Press. стр. 15. ISBN978-0-309-05684-7.
^ ab "Производство и рекомбинация фтора в замороженных солях MSR после работы реактора [Диск 5]" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Форсберг, К.; Беам, Э.; Рудольф, Дж. (2 декабря 1996 г.). Прямая конверсия галогенсодержащих отходов в боросиликатное стекло (PDF) . Симпозиум II Научные основы управления ядерными отходами XX. Том 465. Бостон, Массачусетс: Materials Research Society. стр. 131–137.
^ "Стоимость вывода из эксплуатации атомных электростанций" (PDF) . Iaea.org. Архивировано из оригинала (PDF) 6 августа 2009 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ "Национальная лаборатория Оук-Ридж: поведение графита и его влияние на производительность MSBR" (PDF) . Moltensalt.org . Получено 24 октября 2012 г. .
^ ab "IAEA-TECDOC-1521" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Полугодовой отчет о ходе работ за период, заканчивающийся 28 февраля 1970 года" (PDF) . ORNL-4548: Программа реактора на расплавленных солях. стр. 57. Архивировано из оригинала (PDF) 29 июня 2011 года . Получено 6 июня 2015 года .
^ Родригес-Вьитес, Э.; Ловенталь, доктор медицины; Гринспен, Э.; Ан, Дж. (7 октября 2002 г.). Оптимизация реактора трансмутации расплавленной соли (PDF) . PHYSOR 2002. Сеул, Корея.
^ ab "Архив ядерного оружия – Полезные таблицы" . Получено 31 августа 2013 г.
^ "Thorium Fuel Has Risks" . Получено 16 октября 2015 г. .
^ ab "Нептуний 237 и америций: мировые запасы и проблемы распространения" (PDF) . Isis-online.org . Получено 24 октября 2012 г. .
^ ab "Распределение и поведение трития в установке по технологии теплоносителя-соли [Диск 6]" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
^ Manely; WD; et al. (1960). «Металлургические проблемы в системах расплавленных фторидов». Прогресс в ядерной энергетике . 2 : 164–179.
^ Heung, LK (31 августа 2012 г.). "Титан для долгосрочного хранения трития" (PDF) . Osti.gov. doi :10.2172/10117162 . Получено 24 октября 2012 г. .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ Робертсон, RC (31 августа 2012 г.). "Концептуальное проектное исследование реактора-размножителя на расплавленной соли с одной жидкостью" (PDF) . Osti.gov. doi :10.2172/4030941 . Получено 24 октября 2012 г. .{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ Moir; RW; et al. (2002). "Реакторы с глубоким сжиганием расплавленных солей" (заявка в стадии рассмотрения) . LAB NE 2002-1. Министерство энергетики, Инициатива по исследованию ядерной энергии.{{cite journal}}: Цитировать журнал требует |journal=( помощь )
^ "Состояние разработки материалов для реакторов на расплавленных солях" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г. .
^ [1] (52 МБ) Межкристаллитное растрескивание INOR-8 в MSRE,
^ "Потенциал реакторов на расплавленных солях тория: подробные расчеты и развитие концепции в свете крупного производства ядерной энергии" (PDF) . Hal.archives-ouvertes.fr . Получено 24 октября 2012 г. .
^ Чжао, Х. и Петерсон, Пер Ф. (25 февраля 2004 г.). "A Reference 2400 MW(t) Power Conversion System Point Design for Molten-Salt-Cooled Fission and Fusion Energy Systems" (PDF) . Отчет Калифорнийского университета в Беркли UCBTH-03-002 . Архивировано из оригинала (PDF) 1 января 2014 г.
^ Хи Чон Но; Джи Хван Ким; Хён Мин Ким (2007). «Обзор технологии гелиевых газовых турбин для высокотемпературных газоохлаждаемых реакторов». Ядерная инженерия и технологии . 39 (1): 21–30. doi : 10.5516/net.2007.39.1.021 .
^ "Концептуальное проектное исследование реактора-размножителя с одним флюидом на расплавленных солях" (PDF) . Energyfromthorium.com . Получено 24 октября 2012 г. .
^ "Теплопередающая соль для высокотемпературной генерации пара [Диск 5]" (PDF) . Получено 24 октября 2012 г.
↑ Fuji MSR стр. 821–856, январь 2007 г.
^ "IThEO представляет International Thorium Energy & Molten-Salt Technology Inc". Международная организация по энергетике тория. 20 июля 2010 г. Архивировано из оригинала 27 июля 2010 г.
^ "Глава X. MSR-FUJI. Общая информация, технические характеристики и эксплуатационные характеристики" (PDF) .
^ Мартин, Ричард (1 февраля 2011 г.). «Китай лидирует в гонке за чистую ядерную энергетику». Wired Science .
^ "未来核电站 安全"不挑食"". Whb.news365.com.cn. 26 января 2011 года. Архивировано из оригинала 17 июля 2012 года . Проверено 24 октября 2012 г.
^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку за развитие ядерной энергетики из тория». The Guardian . Лондон.
^ "Кун Чэнь из Китайской академии наук о программе TMSR по созданию реактора на расплавленных солях тория в Китае". YouTube. 10 августа 2012 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ Halper, Mark (30 октября 2012 г.). «Completion date slips for China.s thorium molten salt react». Weinberg Foundation. Архивировано из оригинала 21 апреля 2017 г. Получено 17 апреля 2013 г.
^ Эванс-Притчард, Эмброуз (6 января 2013 г.). «Китай прокладывает путь к «чистой» ядерной энергетике из тория». The Daily Telegraph .
^ Брайан Ванг (11 октября 2016 г.). «Обновление проектов жидкофторидного ториевого реактора в Китае и США». Next Big Future . Получено 27 июня 2017 г.
^ «Китайский реактор на расплавленной соли получил разрешение на запуск». 9 августа 2022 г.
^ Маллапати, Смрити (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.
^ "Флайб Энерджи". Флайб Энерджи . Проверено 24 октября 2012 г.
^ "Новая компания Хантсвилла построит ядерные реакторы на основе тория". Huntsvillenewswire.com. 27 сентября 2011 г. Архивировано из оригинала 6 апреля 2012 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ "Программа по технологическим инновациям: технологическая оценка конструкции реактора на расплавленных солях – жидкофторидный ториевый реактор (LFTR)". EPRI . 22 октября 2015 г. Архивировано из оригинала 10 марта 2016 г. Получено 10 марта 2016 г.
^ «Достижения в области развития технологий малых модульных реакторов 2018» (PDF) .
^ Copenhagen Atomics (22 сентября 2023 г.). Торий: самая дешевая энергия в мире! [Обнародована наука] . Получено 22 июля 2024 г. – через YouTube.
^ "Copenhagen Atomics привлекает PSI для проверки технологии реактора: New Nuclear - World Nuclear News". www.world-nuclear-news.org . Получено 22 июля 2024 г.
^ Кларк, Дункан (9 сентября 2011 г.). «Сторонники тория запускают группу давления». The Guardian . Лондон.
^ "Фонд Вайнберга – Лондон: Фонд Вайнберга разогревает кампанию за безопасность, экологичность,…". Mynewsdesk. 8 сентября 2011 г. Архивировано из оригинала 30 октября 2011 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ "Новая НПО для подогрева интереса к безопасным ториевым ядерным реакторам". BusinessGreen. 8 сентября 2011 г. Получено 24 октября 2012 г.
^ "NRG: Detail". Архивировано из оригинала 1 декабря 2017 года . Получено 29 ноября 2017 года .
Дальнейшее чтение
Харгрейвс, Роберт (2009). Цельтесь высоко!: энергия тория, более дешевая, чем из угля, решает не только проблему глобального потепления (PDF) . Издательство BookSurge. ISBN 978-1-4392-2538-7. Архивировано из оригинала (PDF) 11 июня 2011 года.
Купер, Н.; Минаката, Д.; Бегович, М.; Криттенден, Дж. (2011). «Следует ли нам рассмотреть возможность использования реакторов на основе жидкого фторида тория для генерации электроэнергии?». Environmental Science & Technology . 45 (15): 6237–8. Bibcode : 2011EnST...45.6237C. doi : 10.1021/es2021318 . PMID 21732635.
Ториевый топливный цикл – потенциальные выгоды и проблемы , МАГАТЭ, 105 страниц (2005) ISBN 978-9201034052
Ядерный императив: критический взгляд на приближающийся энергетический кризис (еще больше физики для президентов) , Джефф Эркенс, 212 страниц, Springer (2010) ISBN 978-9048186662
Лейн, Джеймс. А. (1958). Реакторы на жидком топливе. Addison-Wesley & US AEC. стр. 972.
Wigeland, R, Taiwo, T, Todosow, M, Halsey, W, и Gehin, J. Исследование опционов AFCI. Соединенные Штаты: N. p., 2009. Web. doi:10.2172/978356.
Внешние ссылки
«Уран — это прошлый век. Встречайте торий, новую зеленую ядерную бомбу». Статья в журнале Wired
Торий — крупнейший энергетический прорыв после пожара? Возможно. Статья Forbes
Реакторы на расплавленной соли – Ральф Мойр
Видео
TEDxYYC – Кирк Соренсен – Торий. Презентация о LFTR на TEDxYYC 2011
Жидкофторидный ториевый реактор: каким хотел быть термоядерный синтез Google TechTalk доктора Джо Бонометти NASA / Военно-морская аспирантура
Ториевый реактор на расплавленной соли: почему этого не произошло. Google TechTalk Кирка Соренсена, в котором рассматривается история разработки ториевого реактора на расплавленной соли в Ок-Ридже, политический климат и причины отмены программы.
Кирк Соренсен – Глобальная альтернатива @ TEAC4 Презентация Кирка Соренсена на конференции Thorium Energy Alliance № 4 в Чикаго.
