Реактор на расплаве соли ( MSR ) — это класс ядерного реактора деления , в котором основной теплоноситель и/или топливо ядерного реактора представляют собой смесь расплавленной соли с расщепляющимся материалом.
В середине 20 века в США действовали два исследовательских центра MSR . Эксперимент с авиационным реактором 1950-х годов (ARE) был в первую очередь мотивирован компактными размерами технологии, а эксперимент 1960-х годов с реактором на расплавленной соли (MSRE) был направлен на демонстрацию атомной электростанции , использующей ториевый топливный цикл в реакторе-размножителе .
Увеличение исследований в области конструкций реакторов поколения IV возобновило интерес к 21 веку, когда многие страны начали проекты. По состоянию на май 2023 года Китай не объявил о зажигании своей ториевой установки TMSR-LF1 после запланированной даты в феврале 2023 года. [1] [2]
MSR исключают сценарий ядерного расплавления, присутствующий в реакторах с водяным охлаждением, поскольку топливная смесь поддерживается в расплавленном состоянии. Топливная смесь предназначена для слива без перекачки из активной зоны в защитную оболочку в аварийных ситуациях, когда топливо затвердевает, гася реакцию. Кроме того, не происходит выделения водорода. Это исключает риск взрывов водорода (как при ядерной катастрофе на Фукусиме ). [2] Они работают при атмосферном давлении или близком к нему , а не в 75–150 раз выше атмосферного давления, как в типичном легководном реакторе (LWR). Это снижает потребность и стоимость корпусов реакторов под давлением . Газообразные продукты деления ( Xe и Kr ) плохо растворяются в топливной соли, [a] и могут безопасно улавливаться, когда они выходят из топлива, [b] вместо того, чтобы повышать давление внутри топливных трубок , как это происходит в обычных топливных трубках. реакторы. MSR можно дозаправлять во время работы (по сути, это онлайн- ядерная переработка ), в то время как обычные реакторы останавливаются для дозаправки (заметными исключениями являются тяжеловодные реакторы с напорной трубой, такие как CANDU или PHWR класса Atucha, а также реакторы с газовым охлаждением британского производства, такие как Magnox). , СМА ). Рабочая температура MSR составляет около 700 ° C (1292 ° F), что значительно выше, чем у традиционных LWR, и составляет около 300 ° C (572 ° F). Это повышает эффективность производства электроэнергии и возможности технологического тепла .
Соответствующие проблемы проектирования включают коррозионную активность горячих солей и изменение химического состава соли по мере ее преобразования под действием нейтронного потока .
MSR, особенно с топливом в расплавленной соли, обеспечивают более низкое рабочее давление и более высокие температуры. В этом отношении MSR больше похож на реактор с жидкометаллическим охлаждением, чем на обычный легководяной реактор. Конструкции MSR часто представляют собой реакторы-воспроизводители с замкнутым топливным циклом - в отличие от прямоточного топлива, используемого в настоящее время в обычных ядерных генераторах.
В MSR используется отрицательный температурный коэффициент реактивности и большое допустимое повышение температуры для предотвращения аварий, связанных с критичностью . В конструкциях с топливом в соли соль сразу же термически расширяется при скачках мощности. В обычных реакторах отрицательная реактивность задерживается, поскольку тепло от топлива должно передаваться замедлителю. Дополнительный метод — разместить под реактором отдельный пассивно охлаждаемый контейнер. Топливо стекает в емкость при неисправностях или обслуживании, что останавливает реакцию. [6]
Температуры некоторых конструкций достаточно высоки, чтобы выделять технологическое тепло, что привело к включению их в дорожную карту GEN-IV. [7]
MSR предлагают множество потенциальных преимуществ перед легководными реакторами: [8]
МСР можно охлаждать различными способами, в том числе с помощью расплавленных солей.
Твердотопливные реакторы с расплавленно-солевым охлаждением в предложении поколения IV по-разному называются «реакторной системой с расплавленной солью», реакторами-конвертерами с расплавленной солью (MSCR), усовершенствованными высокотемпературными реакторами (AHTR) или фторидными высокотемпературными реакторами ( FHR, предпочтительное обозначение Министерства энергетики ). [15]
FHR не могут легко перерабатывать топливо, и у них есть топливные стержни, которые необходимо изготовить и проверить, что требует до двадцати лет [ нужна ссылка ] с момента начала проекта. FHR сохраняет преимущества безопасности и стоимости теплоносителя низкого давления и высокой температуры, которые также характерны для реакторов с жидкометаллическим охлаждением . Примечательно, что в активной зоне не создается пар (как это происходит в реакторах с кипящей водой ), а также нет больших и дорогих стальных сосудов под давлением (как это требуется для реакторов с водой под давлением ). Поскольку он может работать при высоких температурах, для преобразования тепла в электричество можно использовать эффективную и легкую газовую турбину с циклом Брайтона .
Большая часть текущих исследований FHR сосредоточена на небольших, компактных теплообменниках , которые уменьшают объемы расплавленной соли и связанные с этим затраты. [16]
Расплавленные соли могут быть очень агрессивными, и коррозионная активность увеличивается с температурой. Для первичного контура охлаждения необходим материал, способный противостоять коррозии при высоких температурах и интенсивном излучении . Эксперименты показывают, что Hastelloy-N и подобные ему сплавы подходят для решения этих задач при рабочих температурах примерно до 700 °C. Однако опыт эксплуатации ограничен. Желательны еще более высокие рабочие температуры - при 850 ° C (1560 ° F) становится возможным термохимическое производство водорода . Материалы для этого температурного диапазона не были проверены, хотя углеродные композиты, молибденовые сплавы (например, TZM), карбиды и сплавы на основе тугоплавких металлов или ОРВ могут быть приемлемыми.
Солевые смеси выбраны так, чтобы сделать реактор более безопасным и практичным.
У фтора есть только один стабильный изотоп (19
F ) и не становится легко радиоактивным при нейтронной бомбардировке. По сравнению с хлором и другими галогенидами фтор также поглощает меньше нейтронов и лучше замедляет (« умеряет ») нейтроны. Фториды низкой валентности кипят при высоких температурах, хотя многие пентафториды и гексафториды кипят при низких температурах. Они должны быть очень горячими, прежде чем распадутся на составные элементы. Такие расплавленные соли «химически стабильны», если их поддерживать значительно ниже температуры кипения. Соли фтора плохо растворяются в воде и не образуют горючего водорода.
Хлор имеет два стабильных изотопа (35
кл и37
Cl ), а также медленно распадающийся изотоп между ними, который облегчает поглощение нейтронов35
кл .
Хлориды позволяют строить быстрые реакторы-размножители . Гораздо меньше исследований было проведено по конструкциям реакторов с использованием хлоридных солей. Хлор, в отличие от фтора, необходимо очищать для выделения более тяжелого стабильного изотопа,37
Cl , тем самым снижая образование тетрахлорида серы , которое происходит при35
Cl поглощает нейтрон, превращаясь в36
Cl , затем распадается в результате бета-распада до36
С.
Литий должен быть в виде очищенного7
Ли , потому что6
Литий эффективно захватывает нейтроны и производит тритий . Даже если чистый7
Используется Li , соли, содержащие литий, вызывают значительное производство трития, сравнимое с тяжеловодными реакторами.
Реакторные соли обычно приближают к эвтектическим смесям, чтобы снизить температуру их плавления. Низкая температура плавления упрощает плавление соли при запуске и снижает риск замерзания соли при ее охлаждении в теплообменнике.
Из-за высокого « окислительно-восстановительного окна» конденсированных фторидных солей окислительно -восстановительный потенциал конденсированной солевой системы может быть изменен. Фтор-литий-бериллий (« FLiBe ») можно использовать с добавками бериллия для снижения окислительно-восстановительного потенциала и почти полного устранения коррозии. Однако, поскольку бериллий чрезвычайно токсичен, в конструкции необходимо предусмотреть специальные меры предосторожности, чтобы предотвратить его выброс в окружающую среду. Многие другие соли могут вызвать коррозию водопровода, особенно если реактор достаточно горячий, чтобы производить высокореактивный водород.
На сегодняшний день большинство исследований сосредоточено на FLiBe, поскольку литий и бериллий являются достаточно эффективными замедлителями и образуют эвтектическую смесь солей с более низкой температурой плавления, чем каждая из составляющих солей. Бериллий также осуществляет удвоение нейтронов, улучшая нейтронную экономику. Этот процесс происходит, когда ядро бериллия испускает два нейтрона после поглощения одного нейтрона. Для солей, несущих топливо, обычно добавляют 1 или 2% (по молям ) UF 4 . Также использовались фториды тория и плутония.
Методы приготовления и обращения с расплавленной солью были впервые разработаны в ОРНЛ. [17] Целью очистки соли является удаление оксидов, серы и примесей металлов. Оксиды могут привести к осаждению твердых частиц при работе реактора. Серу необходимо удалять из-за ее коррозионного воздействия на сплавы на основе никеля при рабочей температуре. Конструкционные металлы, такие как хром, никель и железо, необходимо удалить для предотвращения коррозии.
Стадия очистки для снижения содержания воды с использованием HF и продувочного газа гелия была рассчитана на температуру 400 °C. Примеси оксидов и серы в солевых смесях удаляли с помощью газового барботажа смеси HF / H 2 при нагреве соли до 600 °С. [17] : 8 Структурные металлические загрязнения в солевых смесях удаляли с помощью барботирования газообразного водорода при температуре 700°C. [17] : 26 Твердый гидрофторид аммония был предложен в качестве более безопасной альтернативы для удаления оксидов. [18]
Возможность онлайн-обработки может быть преимуществом MSR. Непрерывная обработка позволит сократить количество продуктов деления, контролировать коррозию и улучшить нейтронную экономику за счет удаления продуктов деления с высоким поперечным сечением поглощения нейтронов, особенно ксенона . Это делает MSR особенно подходящим для ториевого топливного цикла с низким содержанием нейтронов . Онлайн-переработка топлива может привести к возникновению риска аварий при переработке топлива, [19] : 15 , которые могут спровоцировать выброс радиоизотопов .
В некоторых сценариях размножения тория промежуточный продукт протактиний 233
Па будет удален из реактора и позволит ему разложиться до очень чистого233U , привлекательный материал для изготовления бомб. В более современных конструкциях предлагается использовать меньшую удельную мощность или отдельный бланкет для воспроизводства тория. Это разбавляет протактиний до такой степени, что немногие атомы протактиния поглощают второй нейтрон или посредством реакции (n, 2n) (в которой падающий нейтрон не поглощается, а вместо этого выбивает нейтрон из ядра) генерируют232
У. Потому что232
U имеет короткий период полураспада, а его цепь распада содержит твердые гамма- излучатели, что делает изотопную смесь урана менее привлекательной для изготовления бомб. Это преимущество будет связано с дополнительными расходами на больший запас делящихся ядер или двухжидкостную конструкцию с большим количеством соли.
Необходимая технология переработки топливной соли была продемонстрирована, но только в лабораторных масштабах. Обязательным условием полномасштабного проектирования коммерческого реактора являются исследования и разработки экономически конкурентоспособной системы очистки топливных солей.
Под переработкой понимается химическое отделение расщепляющегося урана и плутония от отработавшего топлива. [20] Такое восстановление может увеличить риск распространения ядерного оружия . В Соединенных Штатах режим регулирования существенно различается в зависимости от администрации. [20]
Систематический обзор литературы, проведенный в 2020 году, пришел к выводу, что информация об экономике и финансах MSR очень ограничена, качество информации низкое, а оценки затрат неопределенны. [21]
В конкретном случае стабильно-солевого реактора (SSR), где радиоактивное топливо содержится в виде расплавленной соли внутри твэлов, а первый контур нерадиоактивен, эксплуатационные затраты, вероятно, будут ниже. [22] [ необходима проверка ] [ необходимы дополнительные ссылки ]
Хотя было предложено множество вариантов конструкции, существует три основные категории, касающиеся роли расплавленной соли:
Использование расплавленной соли в качестве топлива и охлаждающей жидкости является независимым конструктивным решением: в оригинальном MSRE с циркулирующим топливом и солью и в более позднем SSR со статическим топливом используется соль в качестве топлива и соль в качестве охлаждающей жидкости; DFR использует соль в качестве топлива , а металл в качестве охлаждающей жидкости; а у ФХР твердое топливо, но в качестве теплоносителя соль.
MSR могут быть горелками или размножителями. Они могут быть быстрыми , термическими или эпитермальными . В тепловых реакторах обычно используется замедлитель (обычно графит) для замедления нейтронов и снижения температуры. Они могут принимать различные виды топлива (низкообогащенный уран, торий, обедненный уран , отходы) [23] и теплоносители (фторид, хлорид, литий, бериллий, смешанные). Топливный цикл может быть как замкнутым, так и прямоточным. [24] Они могут быть монолитными или модульными, большими или маленькими. Реактор может иметь петлевую, модульную или интегральную конфигурацию. Вариации включают:
Быстрый реактор на расплавах солей (MSFR) представляет собой предлагаемую конструкцию с топливом, растворенным в теплоносителе из фторидных солей. MSFR — это один из двух вариантов MSR, выбранных Международным форумом поколения IV (GIF) для дальнейшего развития, второй — FHR или AHTR. [1] MSFR основан на спектре быстрых нейтронов и считается долгосрочной заменой твердотопливным быстрым реакторам. Их изучают уже почти десятилетие, в основном путем расчетов и определения основных физических и химических свойств в Европейском Союзе и Российской Федерации. [25] MSFR считается устойчивым, поскольку здесь нет нехватки топлива. Работа MSFR теоретически не генерирует и не требует больших количеств трансурановых (TRU) элементов . Когда в MSFR достигается устойчивое состояние, необходимость в установках по обогащению урана отпадает. [26]
MSFR могут быть реакторами-размножителями . Они работают без замедлителя в сердечнике, таком как графит, поэтому срок службы графита больше не является проблемой. В результате получается реактор-размножитель со спектром быстрых нейтронов, который работает в ториевом топливном цикле. MSFR содержат относительно небольшие первоначальные запасы233
У. MSFR работают на жидком топливе без твердых веществ внутри активной зоны. Это приводит к возможности достижения удельной мощности, значительно превышающей реакторы, использующие твердое топливо. Вырабатываемое тепло поступает непосредственно в теплоноситель. В MSFR небольшое количество расплавленной соли отводится для обработки для удаления продуктов деления, а затем возвращается в реактор. Это дает MSFR возможность перерабатывать топливо без остановки реактора. Это сильно отличается от твердотопливных реакторов, поскольку у них есть отдельные установки для производства твердого топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. MSFR может работать с использованием самых разных топливных композиций благодаря оперативному контролю топлива и гибкой обработке топлива. [27]
Стандартным MSFR будет реактор мощностью 3000 МВт с общим объемом топливной соли 18 м 3 и средней температурой топлива 750 °C. Форма активной зоны представляет собой компактный цилиндр с отношением высоты к диаметру, равным 1, в котором жидкая фторидная топливная соль течет снизу вверх. Обратная циркуляция соли сверху вниз разбита на 16 групп насосов и теплообменников, расположенных вокруг активной зоны. Топливной соли требуется примерно 3–4 секунды для завершения полного цикла. В любой момент времени эксплуатации половина всего объема топливных солей находится в активной зоне, а остальная часть – во внешнем топливном контуре (солеуловители, сепараторы солевых пузырей, теплообменники топлива, насосы, солевые инжекторы и трубы). [27] MSFR содержат систему аварийного слива, которая срабатывает и осуществляется с помощью резервных и надежных устройств, таких как технология обнаружения и открытия. В процессе работы скорость циркуляции топливной соли можно регулировать, регулируя мощность насосов в каждом секторе. Скорость циркуляции промежуточной жидкости можно регулировать путем регулирования мощности насосов промежуточного контура. Температуру промежуточной жидкости в промежуточных теплообменниках можно регулировать с помощью двойного байпаса. Это позволяет поддерживать постоянную температуру промежуточной жидкости на входе в конверсионный теплообменник, в то время как ее температура контролируемым образом увеличивается на входе в промежуточные теплообменники. Температуру керна можно регулировать, изменяя долю пузырьков, впрыскиваемых в керн, поскольку это снижает плотность соли. В результате снижается средняя температура топливной соли. Обычно температуру топливной соли можно снизить на 100 °C, используя 3% долю пузырьков. MSFR имеют два режима слива: контролируемый плановый слив и аварийный слив. Во время контролируемого планового слива топливная соль переносится в активно охлаждаемые резервуары-хранилища. Перед сливом можно снизить температуру топлива, это может замедлить процесс. Этот тип дренажа можно проводить каждые 1–5 лет при замене секторов. Аварийный слив производится при возникновении нарушений в работе. Топливную соль можно сливать непосредственно в бак аварийного слива как с помощью активных устройств, так и пассивным способом. Слив должен быть быстрым, чтобы ограничить нагрев топливной соли в случае потери теплоотвода.
Высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной солью (FHR), также называемый усовершенствованным высокотемпературным реактором (AHTR), [28] также является предлагаемым вариантом реактора с расплавленной солью поколения IV, который считается перспективным на долгосрочное будущее. [1] Реактор FHR/AHTR использует твердотопливную систему вместе с расплавленной фторидной солью в качестве теплоносителя.
Одним из изучаемых вариантов сверхвысокотемпературного реактора (ВВТР) был жидкосолевой сверхвысокотемпературный реактор (LS-VHTR). В качестве теплоносителя в первичном контуре используется жидкая соль, а не один гелиевый контур. В его основе лежит топливо « ТРИСО », диспергированное в графите. Ранние исследования AHTR были сосредоточены на графите в форме графитовых стержней, которые вставлялись в гексагональные графитовые блоки, но текущие исследования сосредоточены в первую очередь на топливе галечного типа. [ нужна цитация ] LS-VHTR может работать при очень высоких температурах (температура кипения большинства кандидатов на расплавленную соль составляет> 1400 ° C); охлаждение низким давлением, которое можно использовать в условиях установки по производству водорода (большинство термохимических циклов требуют температур выше 750 °C); более высокий КПД электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающего в аналогичных условиях; системы пассивной безопасности и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии. [ нужна цитата ]
Реакторы, содержащие расплавленную соль тория, называемые реакторами с жидким фторидом тория (LFTR), будут использовать ториевый топливный цикл . Частные компании из Японии, России, Австралии и США, а также правительство Китая выразили заинтересованность в разработке этой технологии. [29] [30] [31]
По оценкам защитников, пятьсот метрических тонн тория могут обеспечить энергетические потребности США в течение одного года. [32] По оценкам Геологической службы США , крупнейшее известное месторождение тория в США, район Лемхи-Пасс на границе Монтаны и Айдахо , содержит запасы тория в размере 64 000 метрических тонн. [33]
Традиционно эти реакторы были известны как реакторы-размножители расплавленных солей (MSBR) или реакторы на расплавленной соли тория (TMSR), но название LFTR было продвинуто в качестве ребрендинга в начале 2000-х годов Кирком Соренсеном.
Стабильно-солевой реактор — относительно недавняя концепция, которая статически удерживает расплавленное солевое топливо в традиционных топливных элементах LWR. Перекачка топливной соли и все проблемы коррозии/отложения/технического обслуживания/сдерживания, возникающие в результате циркуляции высокорадиоактивной, горячей и химически сложной жидкости, больше не требуются. Топливные штифты погружены в отдельную неделящуюся фторидную соль, которая действует как основной теплоноситель.
Прототипическим примером двухжидкостного реактора является реактор со свинцовым охлаждением и солевым топливом.
Исследования MSR начались с эксперимента с авиационным реактором в США (ARE) в поддержку программы американских авиационных ядерных силовых установок . ARE представлял собой эксперимент с ядерным реактором мощностью 2,5 МВт, предназначенный для достижения высокой плотности энергии для использования в качестве двигателя в атомном бомбардировщике.
Проект включал в себя эксперименты, в том числе испытания при высоких температурах и двигателях, под общим названием «Эксперименты с реактором теплопередачи»: HTRE-1, HTRE-2 и HTRE-3 на Национальной испытательной станции реакторов (ныне Национальная лаборатория Айдахо ), а также экспериментальную высокотемпературную установку. реактор на расплавленной соли в Национальной лаборатории Ок-Ридж – ARE.
В качестве топлива АРЭ использовали расплавленную фторидную соль NaF/ZrF 4 /UF 4 (53-41-6 мол% ), замедлившуюся оксидом бериллия (BeO). Жидкий натрий был вторичным теплоносителем.
В эксперименте максимальная температура составила 860 °C. В 1954 году он произвел 100 МВтч за девять дней. В этом эксперименте для металлической конструкции и трубопроводов использовался сплав Inconel 600. [9]
MSR эксплуатировался в Центре критических экспериментов Национальной лаборатории Ок-Ридж в 1957 году. Он был частью программы реактора с циркулирующим топливом компании Pratt & Whitney Aircraft Company (PWAC). Это называлось «Авиационный реактор Пратта и Уитни-1» (PWAR-1). Эксперимент проводился несколько недель практически на нулевой мощности, хотя и достиг критичности. Рабочая температура поддерживалась постоянной на уровне примерно 675 °C (1250 °F). В PWAR-1 в качестве основного топлива и теплоносителя использовался NaF/ZrF 4 /UF 4 . Это был один из трех когда-либо построенных критически важных MSR. [34]
Национальная лаборатория Ок-Риджа (ORNL) лидировала в исследованиях MSR на протяжении 1960-х годов. Большая часть их работы завершилась экспериментом с реактором на расплавленной соли (MSRE). MSRE представлял собой испытательный реактор мощностью 7,4 МВт, имитирующий нейтронно-физическое «ядро» надтеплового ториевого реактора-размножителя на расплавленной соли, называемого реактором с жидким фторидом тория (LFTR). Большой (дорогой) слой воспроизводства из соли тория был исключен в пользу нейтронных измерений.
Трубопроводы, сердечная камера и конструктивные элементы MSRE были изготовлены из сплава Hastelloy -N с добавлением пиролитического графита . В 1965 году ситуация достигла критической точки и продолжалась четыре года. Его топливом служил LiF/BeF 2 /ZrF 4 /UF 4 (65-29-5-1) % мол . Графитовое ядро смягчало его. Его вторичным теплоносителем был FLiBe ( 2LiF·BeF 2 ). Он достиг температуры до 650 ° C (1202 ° F) и проработал примерно 1,5 года работы на полной мощности.
С 1970 по 1976 год ORNL исследовал конструкцию реактора-размножителя расплавленных солей (MSBR). Топливо должно было представлять собой LiF/BeF 2 /ThF 4 /UF 4 (72-16-12-0,4) % мол . с графитовым замедлителем. Вторичным хладагентом должен был быть NaF/Na[BF 4 ] . Его максимальная рабочая температура должна была составлять 705 ° C (1301 ° F). [8] Это будет следовать 4-летнему графику замены. Программа MSR закрылась в начале 1970-х годов в пользу жидкометаллического реактора-размножителя на быстрых нейтронах (LMFBR) [36] , после чего исследования в США застопорились. [37] [38] [39] По состоянию на 2011 год ARE и MSRE оставались единственными когда-либо работавшими реакторами на расплавленной соли.[обновлять]
Проект MSBR получил финансирование с 1968 по 1976 год в размере (в долларах 2023 года [40] ) 77,6 миллионов долларов. [41]
Официально программу отменили, потому что:
Реактор на денатурированной расплавленной соли (DMSR) представлял собой теоретическую конструкцию Ок-Риджа, которая так и не была построена.
Энгель и др. В 1980 году говорилось, что проект «исследует [концептуальную осуществимость энергетического реактора с расплавленной солью, питаемого денатурированным ураном-235 (т.е. низкообогащенным ураном) и работающего с минимальной химической обработкой». Главным приоритетом разработки была устойчивость к распространению. [10] Хотя DMSR теоретически может частично питаться торием или плутонием, заправка исключительно низкообогащенным ураном (НОУ) помогает максимизировать устойчивость к распространению.
Другими целями DMSR было сведение к минимуму исследований и разработок и максимизация осуществимости. Международный форум «Поколение IV» (GIF) рассматривает «переработку соли» как технологический пробел для реакторов с расплавленной солью. [7] Конструкция DMSR теоретически требует минимальной химической обработки, поскольку она представляет собой скорее горелку, чем бридер. [ нужна цитата ]
Британский исследовательский центр по атомной энергии (AERE) разрабатывал альтернативную конструкцию MSR в своих национальных лабораториях в Харвелле , Калхэме , Рисли и Уинфрите . AERE решила сосредоточиться на концепции быстрого реактора на расплавленной соли (MSFR) мощностью 2,5 ГВт со свинцовым охлаждением с использованием хлорида . [42] Они также исследовали газообразный гелий в качестве теплоносителя. [43] [44]
Британский MSFR работал бы на плутонии , топливе, которое ученые-исследователи программы считали «бесплатным» из-за британских запасов плутония.
Несмотря на различия в проектах, ORNL и AERE в течение этого периода поддерживали контакты посредством обмена информацией и визитов экспертов. Теоретическая работа над этой концепцией проводилась в период с 1964 по 1966 год, а экспериментальная работа продолжалась с 1968 по 1973 год. Программа получала ежегодное государственное финансирование в размере около 100 000–200 000 фунтов стерлингов (что эквивалентно 2–3 миллионам фунтов стерлингов в 2005 году). Это финансирование закончилось в 1974 году, отчасти из-за успеха прототипа быстрого реактора в Данри, который считался приоритетным для финансирования, поскольку в том же году он стал критическим. [42]
В СССР программа исследований жидкосолевых реакторов стартовала во второй половине 1970-х годов в Курчатовском институте . Он включал теоретические и экспериментальные исследования, в частности исследование механических, коррозионных и радиационных свойств материалов контейнеров для расплавленной соли. Основные результаты подтвердили вывод о том, что никакие физические или технологические препятствия не препятствовали практическому внедрению MSR. [45] [46] [47]
Интерес к MSR возобновился в новом тысячелетии из-за продолжающихся задержек в термоядерной энергетике и других ядерно-энергетических программах, а также из-за растущего спроса на источники энергии, которые будут нести минимальные выбросы парниковых газов (ПГ). [37] [48]
Terrestrial Energy , канадская компания, разрабатывает конструкцию DMSR под названием Интегральный расплавленно-солевой реактор (IMSR). IMSR спроектирован так, чтобы его можно было развернуть в виде небольшого модульного реактора (SMR). Их конструкция, которая в настоящее время проходит лицензирование, — тепловая мощность 400 МВт (электрическая — 190 МВт). Благодаря высоким рабочим температурам IMSR находит применение на промышленных рынках тепла, а также на традиционных рынках электроэнергии. Основные конструктивные особенности включают замедление нейтронов графитом, заправку низкообогащенным ураном и компактную сменную активную зону. Тепло распада удаляется пассивно с использованием азота (в качестве аварийной альтернативы используется воздух). Последняя особенность обеспечивает простоту эксплуатации, необходимую для промышленного внедрения. [49]
Terrestrial завершила первый этап предварительной лицензионной проверки Канадской комиссией по ядерной безопасности в 2017 году, которая предоставила регулирующее заключение о том, что конструктивные особенности в целом достаточно безопасны, чтобы в конечном итоге получить лицензию на строительство реактора. [50] [51]
Moltex Energy Canada, дочерняя компания британской компании Moltex Energy Ltd, получила поддержку от New Brunswick Power для разработки пилотной установки в Пойнт-Лепро, Канада, [52] и финансовую поддержку от IDOM (международной инжиниринговой фирмы) [53] ] и в настоящее время участвует в процессе проверки конструкции канадского поставщика. [54] Завод будет использовать версию стабильного солевого реактора компании, предназначенную для сжигания отходов .
Китай инициировал проект по исследованию тория в январе 2011 года и потратил на него около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США) к 2021 году. [29] [2] Демонстратор твердотопливной версии (TMSR-SF) мощностью 100 МВт на основе гальки. Планировалось, что пилотный проект мощностью 10 МВт и более крупный демонстрационный вариант жидкотопливного варианта (TMSR-LF) будут готовы к 2024 году и 2035 году соответственно. [55] [56] Затем Китай ускорил свою программу по строительству двух подземных реакторов мощностью 12 МВт на исследовательских объектах в Увэй к 2020 году, [57] начиная с прототипа TMSR-LF1 мощностью 2 мегаватта . [58] Целью проекта было испытание новых устойчивых к коррозии материалов. [57] В 2017 году ANSTO /Шанхайский институт прикладной физики объявил о создании сплава NiMo-SiC для использования в MSR. [59] [60]
В 2021 году Китай заявил, что эксплуатация прототипа Wuwei может начать выработку электроэнергии из тория в сентябре [61] , при этом прототип будет обеспечивать энергией около 1000 домов. [62] Это первый в мире ядерный реактор на расплавленной соли после проекта Ок-Ридж. Ожидалось, что преемник мощностью 100 МВт будет иметь высоту 3 метра и ширину 2,5 метра, [63] способный обеспечить электроэнергией 100 000 домов. [64]
Было объявлено, что дальнейшие работы над коммерческими реакторами будут завершены к 2030 году. [65] Китайское правительство планирует реализовать аналогичные реакторы в пустынях и равнинах западного Китая, а также еще в 30 странах, участвующих в китайской инициативе « Пояс и путь ». [64]
В 2022 году Шанхайский институт прикладной физики (SINAP) получил одобрение Министерства экологии и окружающей среды на ввод в эксплуатацию экспериментального MSR на ториевом двигателе. [66]
Copenhagen Atomics — датская компания, занимающаяся технологиями расплавленных солей, разрабатывающая реакторы на расплавленной соли для массового производства. Copenhagen Atomics Waste Burner — это одножидкостный, тяжеловодный, на основе фторидов реактор с тепловым спектром и автономным управлением, работающий на расплавленной соли. Он предназначен для размещения внутри герметичного 40-футового транспортного контейнера из нержавеющей стали. Тяжеловодный замедлитель термически изолирован от соли, постоянно осушается и охлаждается до температуры ниже 50 °C (122 °F). Расплавленный дейтеоксид лития-7 (7
LiOD ) модераторская версия также исследуется. В реакторе используется ториевый топливный цикл с использованием выделенного из отработанного ядерного топлива плутония в качестве начальной делящейся нагрузки для реакторов первого поколения, а затем в конечном итоге происходит переход на ториевый размножитель. [67] Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, системы измерения, солевой химии и системы очистки, а также системы управления и программное обеспечение для применений с расплавленными солями. [68]
Seaborg Technologies разрабатывает активную зону компактного реактора на расплаве соли (CMSR). CMSR — это высокотемпературный односолевой термический MSR, предназначенный для работы с коммерчески доступным низкообогащенным ураном . Конструкция CMSR является модульной и использует запатентованный замедлитель NaOH. [37] [69] По оценкам, активная зона реактора будет заменяться каждые 12 лет. В процессе эксплуатации топливо не будет заменяться и будет гореть в течение всего 12-летнего срока службы реактора. Планируется, что первая версия ядра Сиборга будет производить мощность 250 МВт и электроэнергию 100 МВт . Будучи электростанцией, CMSR сможет поставлять электроэнергию, чистую воду и отопление/охлаждение примерно 200 000 домохозяйств. [70]
Проект CNRS EVOL (Оценка и жизнеспособность системы быстрого реактора на жидком топливе) с целью предложить конструкцию быстрого реактора на расплавах солей (MSFR) [71] опубликовал свой окончательный отчет в 2014 году. [72] Различные проекты MSR как и FHR, MOSART, MSFR и TMSR, имеют общие темы исследований и разработок. [73]
Проект EVOL будет продолжен финансируемым ЕС проектом «Оценка безопасности быстрого реактора на расплавленной соли» (SAMOFAR), в котором сотрудничают несколько европейских исследовательских институтов и университетов. [74]
Немецкий институт ядерной физики твердого тела в Берлине предложил двухжидкостный реактор в качестве концепции быстрого размножителя MSR со свинцовым охлаждением. В исходной концепции MSR жидкая соль использовалась для обеспечения материалов деления, а также для отвода тепла. Поэтому возникли проблемы с необходимой скоростью потока. Считается, что использование двух разных жидкостей в отдельных кругах решит проблему. [ нужна цитата ]
В 2015 году индийские исследователи опубликовали проект MSR [75] как альтернативу реакторам на основе тория в соответствии с трехступенчатой программой ядерной энергетики Индии . [76]
Thorcon разрабатывает реактор на расплавленной соли TMSR-500 для индонезийского рынка. [77] Национальное агентство исследований и инноваций через свою Исследовательскую организацию по ядерной энергии объявило о возобновлении интереса к исследованиям реактора MSR 29 марта 2022 года и планирует изучить и разработать MSR для ядерных реакторов на ториевом топливе . [78] [79]
Реактор с расплавленной солью Фудзи представляет собой электростанцию LFTR мощностью от 100 до 200 МВт , в которой используется технология, аналогичная проекту в Ок-Ридже. Разработкой проекта занимается консорциум, в который входят представители Японии, США и России. Разработка полноразмерного реактора, вероятно, займет 20 лет, [80] но, похоже, проекту не хватает финансирования. [30]
В 2020 году «Росатом» объявил о планах построить горелку FLiBe MSR мощностью 10 МВт . Его топливом будет служить плутоний из переработанного отработанного ядерного топлива ВВЭР и фториды младших актинидов . Его планируется запустить в 2031 году на Горно-химическом комбинате . [81] [82]
Фонд Элвина Вайнберга — британская некоммерческая организация, основанная в 2011 году и занимающаяся повышением осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Он был официально запущен в Палате лордов 8 сентября 2011 года. [83] [84] [85] Он назван в честь американского физика-ядерщика Элвина М. Вайнберга , который был пионером в исследовании тория MSR.
В исследовании 2015 года, проведенном по заказу британского инновационного агентства Innovate UK , конструкция реактора на стабильной соли Moltex Energy была выбрана как наиболее подходящая из шести конструкций MSR для внедрения в Великобритании . [86] Поддержка правительства Великобритании была слабой, [87] но британское подразделение компании MoltexFLEX запустило свою небольшую модульную конструкцию FLEX в октябре 2022 года. [88]
Национальная лаборатория Айдахо спроектировала [ когда? ] реактор с расплавленным солевым охлаждением и топливом из расплавленной соли с перспективной мощностью 1000 МВт эл . [89]
Кирк Соренсен, бывший учёный НАСА и главный ядерный технолог компании Teledyne Brown Engineering , является давним пропагандистом ториевого топливного цикла , придумавшим термин реактор с жидким фторидом тория . В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, [37] компанию, занимающуюся разработкой конструкций реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз. (В условиях ядерного регулирования США легче одобрить новые военные проекты, чем проекты гражданских электростанций). [31] [90] [91] [92]
Transatomic Power с 2011 года до прекращения эксплуатации в 2018 году разрабатывала так называемый реактор на расплавленной соли для уничтожения отходов (WAMSR), предназначенный для потребления существующего отработавшего ядерного топлива , и открыла доступ к своим исследованиям. [94] [95]
В январе 2016 года Министерство энергетики США объявило о выделении премиального фонда в размере 80 миллионов долларов на разработку проектов реакторов поколения IV . [96] Один из двух бенефициаров, Southern Company, будет использовать финансирование для разработки быстрого реактора на расплавленном хлориде (MCFR), типа MSR, разработанного ранее британскими учеными. [42] [37]
В 2021 году Управление долины Теннесси (TVA) и Kairos Power объявили о строительстве испытательного реактора мощностью 140 МВт, работающего на топливе TRISO , низкого давления и фторидно-солевого охлаждения, который будет построен в Ок-Ридже, штат Теннесси. Разрешение на строительство проекта было выдано Комиссией по ядерному регулированию США (NCR) в 2023 году. Ожидается, что конструкция будет работать с КПД 45%. Температура на выходе составляет 650 °C (1202 °F). Основное давление пара составляет 19 МПа. Конструкция реактора изготовлена из нержавеющей стали 316 . Топливо обогащено до 19,75%. Охлаждение при потере мощности является пассивным. [97] В феврале 2024 года Министерство энергетики и Kairos Power подписали соглашение об инвестициях в технологии на сумму 303 миллиона долларов для поддержки проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию реактора. Компания будет получать фиксированные выплаты по завершении этапов проекта. [98]
Также в 2021 году компания Southern Company в сотрудничестве с TerraPower и Министерством энергетики США объявила о планах построить эксперимент с реактором на расплавленном хлориде, первый солевой реактор быстрого спектра в Национальной лаборатории Айдахо. [99]
Христианский университет Абилина (ACU) подал заявку в NRC на получение лицензии на строительство исследовательского реактора на расплавленной соли (MSRR) мощностью 1 МВт, который будет построен на территории его кампуса в Абилине, штат Техас, в рамках лаборатории экспериментальных испытаний ядерной энергии (NEXT). . ACU планирует достичь критичности MSRR к декабрю 2025 года. [100]
Реакторы на расплавах солей считаются относительно безопасными, поскольку топливо уже растворено в жидкости, и они работают при более низких давлениях, чем обычные ядерные реакторы, что снижает риск взрывных расплавлений.
Газовая смесь He, Xe и Kr затем течет из баллона через два накопительных бака и угольную линию задержки во вторичной ячейке теплообменника. Поток газа поступает в систему криогенной переработки газа для разделения газов, хранения стабильного Xe и радиоактивного Kr-85 в газовых баллонах и возврата гелия для повторного использования в качестве продувочного газа.
{{cite book}}
: CS1 maint: отсутствует местоположение издателя ( ссылка )