Эксперимент с реактором на расплавленной соли

Схема установки MSRE: (1) Корпус реактора , (2) Теплообменник , (3) Топливный насос, (4) Замораживающий фланец, (5) Тепловой экран, (6) Насос охлаждающей жидкости, (7) Радиатор , (8) Слив охлаждающей жидкости бак, (9) Вентиляторы, (10) Резервуары для слива топлива, (11) Промывочный бак, (12) Защитный сосуд, (13) Замораживающий клапан. Также обратите внимание на зону управления вверху слева и дымоход вверху справа.

Эксперимент с реактором на расплавленной соли ( MSRE ) — экспериментальный с реактором на расплавленной соли исследовательский реактор в Национальной лаборатории Ок-Ридж (ORNL) в Ок-Ридже, штат Теннесси . Эта технология исследовалась на протяжении 1960-х годов, реактор был построен к 1964 году, в 1965 году он вышел из строя и проработал до 1969 года. Стоимость проекта по очистке оценивается в 130 миллионов долларов.

15 МВт _{Первоначально рассчитанная на мощность} , MSRE эксплуатировалась на мощности 7,4 МВт _из- за неточных данных о поперечном сечении ядер . Это был испытательный реактор, моделирующий нейтронно-физическое «ядро» типа по своей сути более безопасного надтеплового тория реактора-размножителя , называемого реактором с жидким фторидом тория . В основном использовалось два топлива: сначала уран-235 , а затем уран-233 . Последний ²³³ UF ₄ был результатом образования тория в других реакторах. Поскольку это были инженерные испытания, большой и дорогой слой воспроизводящей соли тория был опущен в пользу нейтронных измерений.

В MSRE тепло от активной зоны реактора отводилось через систему охлаждения с использованием обдува радиаторов воздухом . Считается, что подобные реакторы могут использоваться в высокоэффективных тепловых двигателях, таких как газовые турбины замкнутого цикла . Трубопроводы, активная камера и конструктивные элементы MSRE были изготовлены из Hastelloy -N, а его замедлителем служила сердцевина из пиролитического графита . Топливом для МСРЭ служило LiF - BeF ₂ - ZrF ₄ - UF ₄ (65-29,1-5-0,9 мольных %). Вторичным хладагентом был FLiBe (2LiF-BeF ₂ ), он работал при температуре 650 °C и работал в течение примерно 1,5 лет работы на полной мощности.

Результатом обещал стать простой и надежный реактор. Цель эксперимента с реактором на расплавленной соли заключалась в том, чтобы продемонстрировать , что некоторые ключевые особенности предлагаемых энергетических реакторов с расплавленной солью могут быть воплощены в практическом реакторе, который можно будет эксплуатировать безопасно и надежно и обслуживать без чрезмерных трудностей. Для простоты это должен был быть довольно небольшой одножидкостный (т.е. невоспроизводящий) реактор, работающий с мощностью 10 МВт _или меньше, с отводом тепла в воздух через вторичную (бестопливную) соль.

Описание реактора

Реактор расплавленной соли

Основной

Графитовый сердечник MSRE

из пиролитического графита также служил сердечник Замедлителем марки CGB . До начала разработки MSRE испытания показали, что соль не проникает в графит, в котором поры имеют размер порядка микрометра. Однако графит с желаемой пористой структурой был доступен только в небольших, экспериментально приготовленных кусках, и когда производитель решил выпустить новую марку (CGB), отвечающую требованиям MSRE, возникли трудности.

Топливо

Топливо было ⁷ LiF-BeF ₂ -ZrF ₄ -UF ₄ (65-29,1-5-0,9 мольных %). Первое топливо было 33% ²³⁵ У; позже меньшее количество ²³³ UF ₄ Использовали . К 1960 году лучшее понимание фторидных на основе реакторов с расплавленной солью солей появилось в результате более ранних исследований реакторов с расплавленными солями в рамках эксперимента с авиационного реактора . Фторидные соли сильно ионны и при плавлении устойчивы при высоких температурах, низких давлениях и высоких потоках радиации . Стабильность при низком давлении позволяет сделать корпуса реактора менее прочными и повысить надежность. Высокая реакционная способность фтора улавливает большинство побочных продуктов реакции деления. Оказалось, что жидкая соль позволит провести химическое разделение топлива и отходов на месте.

Топливная система располагалась в герметичных ячейках, вынесенных для обслуживания с помощью инструментов с длинной ручкой через отверстия в верхней защите. Резервуар с солью LiF-BeF ₂ использовался для промывки системы циркуляции топлива до и после технического обслуживания. В камере, прилегающей к реактору, находилась простая установка для барботирования газа через топливо или промывочную соль: смесь H ₂ - фтористого водорода в соотношении примерно 10:1 для удаления оксида, фтор для удаления урана в виде гексафторида урана .

Расплавленный ФЛиБе

Вторичный теплоноситель — LiF-BeF ₂ (66–34 мол. %).

Насос

Чаша топливного насоса служила уравнительным пространством для циркуляционного контура, и здесь в газовое пространство распылялось около 50 галлонов США в минуту (190 л/мин), чтобы позволить ксенону и криптону выйти из соли. Удаление наиболее значимого нейтронного поглотителя ксенона-135 сделало реактор более безопасным и облегчило его перезапуск. В твердотопливных реакторах при перезапуске ¹³⁵ Хе в топливе поглощает нейтроны , после чего происходит внезапный скачок реактивности. ¹³⁵ Ксе сгорел. Обычным реакторам, возможно, придется ждать несколько часов, пока ксенон-135 не распадется после остановки, а не немедленного перезапуска (так называемая йодная яма ).

Также в чаше насоса имелось отверстие, через которое можно было отбирать пробы соли или _{капсулы с концентрированной солью, обогащающей топливо (UF 4} -LiF или PuF ₃ вводить ).

Теплообменники с воздушным охлаждением

Теплообменник MSRE с воздушным охлаждением светится тускло-красным светом из-за высокой температуры.

В то время высокие температуры рассматривались почти как недостаток, поскольку они препятствовали использованию обычных паровых турбин . Сейчас такие температуры рассматриваются как возможность использовать высокоэффективные газовые турбины замкнутого цикла . После двух месяцев работы на большой мощности реактор простоял на 3 месяца из-за отказа одного из главных вентиляторов охлаждения.

Нейтроника и теплогидравлика

Реактор имел устойчивую нейтронно-физическую работу . Если температура увеличится или образуются пузырьки, объем солей жидкого топлива увеличится, и некоторые соли жидкого топлива будут вытеснены из активной зоны, тем самым снижая реактивность . Программа развития MSRE не включала эксперименты по физике реакторов и теплопередачи измерения . В MSRE было достаточно свободы действий, чтобы отклонения от прогнозов не ставили под угрозу безопасность или достижение целей экспериментального реактора.

Строительные площадки

Здание эксперимента с авиационным реактором в ORNL, которое было переоборудовано для размещения MSRE.

Строительство основных компонентов системы и реконструкция старого экспериментального здания авиационного реактора (которое было частично реконструировано под предлагаемый _{авиационный реактор мощностью} 60 МВт ) были начаты в 1962 году. Монтаж соляных систем был завершен в середине 1964 года. ORNL отвечал за обеспечение качества, планирование и управление строительством. Основные системы были установлены персоналом ОРНЛ; субподрядчики модифицировали здание и установили вспомогательные системы.

Конструкционный сплав Хастеллой-Н

Hastelloy -N — сплав с низким содержанием хрома , никеля и молибдена — использовался в MSRE и оказался совместимым с фторидными солями FLiBe и FLiNaK . Все металлические части, контактирующие с солью, были изготовлены из Hastelloy-N. Выбор Hastelloy-N для MSRE был обусловлен многообещающими результатами испытаний в условиях ядерной силовой установки самолета и наличием большей части необходимых металлургических данных. Разработка MSRE позволила получить дополнительные данные, необходимые для утверждения норм ASME . Он также включал подготовку стандартов для закупок Hastelloy-N и изготовления компонентов.

Почти 200 000 фунтов (90 000 кг) материалов различных форм для MSRE было произведено на коммерческой основе. Запросы на участие в тендерах на изготовление компонентов были направлены нескольким компаниям ядерной промышленности, но все они отказались подавать заявки с единовременной выплатой из-за отсутствия опыта работы с новым сплавом. Следовательно, все основные компоненты были изготовлены в Комиссии по атомной энергии США цехах в Ок-Ридже и Падуке, Кентукки .

В то время, когда были установлены расчетные напряжения для MSRE, имеющиеся данные указывали на то, что прочность и скорость ползучести Hastelloy-N практически не пострадали от облучения . После того, как строительство было завершено, было обнаружено, что долговечность до разрушения и деформация разрушения резко снизились из-за облучения тепловыми нейтронами . Напряжения MSRE были повторно проанализированы, и был сделан вывод, что реактор будет иметь достаточный срок службы для достижения своих целей. Одновременно была запущена программа по повышению стойкости Хастеллоя-Н к охрупчиванию .

вне сваи была Программа испытаний на коррозионную стойкость проведена для Hastelloy-N, что указывает на чрезвычайно низкую скорость коррозии в условиях MSRE. Капсулы, экспонированные в реакторе для испытания материалов, солевого деления показали, что плотность мощности превышает 200 Вт/см. ³ не оказало негативного влияния на совместимость топливной соли, Hastelloy-N и графита. Было обнаружено, что газообразный фтор образуется в результате радиолиза замороженных солей, но только при температуре ниже примерно 212 ° F (100 ° C).

Компоненты, разработанные специально для MSRE, включали фланцы для 5-дюймовых (130 мм) линий подачи расплавленной соли, замораживающие клапаны (секция с воздушным охлаждением, где соль могла замораживаться и оттаивать), гибкие регулирующие стержни для работы в гильзах при температуре 1200°. F (649 °C) и пробоотборник-обогатитель топлива. Были разработаны центробежные насосы, аналогичные тем, которые успешно используются в программе авиационных реакторов, но с возможностью дистанционного обслуживания и системой распыления для удаления ксенона. При разработке MSRE учитывались соображения удаленного обслуживания, а в число разработок входили устройства для удаленной резки и пайки . труба диаметром 1 + 1 ⁄ 2 дюйма (38 мм), съемные теплоизоляционные блоки и оборудование для удаления образцов металла и графита из активной зоны.

Девелопмент и строительство

Большая часть усилий MSRE с 1960 по 1964 год была посвящена проектированию, разработке и строительству MSRE. Основными разработками были производство и дальнейшие испытания графита и хастеллоя-N, как внутри, так и снаружи. Другие включали работу в области химии реактора , разработку технологий изготовления Хастеллоя-N, разработку компонентов реактора, а также планирование и подготовку к дистанционному техническому обслуживанию.

Операция

Элвин М. Вайнберг отмечает «6000 часов полной мощности!» операции MSRE, 1967 год.

МСРЕ просуществовал 5 лет. Соль была загружена в 1964 году, а ядерная операция завершилась в декабре 1969 года. и все цели эксперимента были достигнуты за этот период.

Проверочные и предядерные испытания включали 1000 часов циркуляции промывочной соли и соли-топлива. Ядерные испытания MSRE начались в июне 1965 года с добавления обогащенного ²³⁵ U в виде эвтектики UF ₄ -LiF для соли-носителя, чтобы сделать реактор критическим . После экспериментов с нулевой мощностью по измерению мощности стержня и коэффициентов реактивности, Реактор был остановлен и проведена последняя подготовка к работе на мощности. Набор мощности был отложен, когда пары масла, попавшие в топливный насос, полимеризовались радиоактивными отходящими газами и засорили газовые фильтры и клапаны. Максимальная мощность, ограниченная _{на уровне} возможностями системы отвода тепла 7,4 МВт, была достигнута в мае 1966 года.

После двух месяцев работы на большой мощности реактор простоял на три месяца из-за отказа одного из главных вентиляторов охлаждения. Некоторые дальнейшие задержки возникли из-за закупорки трубопровода отходящего газа, но к концу 1966 года большинство проблем с запуском остались позади. В течение следующих 15 месяцев реактор находился в критическом состоянии 80% времени, при этом работы в течение 1, 3 и 6 месяцев не прерывались из-за слива топлива. К марту 1968 года первоначальные цели MSRE были достигнуты, и ядерная операция с участием ²³⁵ У был сделан вывод.

AEC Председатель Сиборг на посту управления MSRE в 1968 году запуска с U-233.

К этому времени достаточно ²³³ Ты стал доступен, поэтому программа MSRE была расширена и включила замену ²³³ Уран в топливной соли и операция по наблюдению новых ядерных характеристик. С помощью технологического оборудования на площадке промывочную соль и топливную соль фторировали для извлечения содержащегося в них урана в виде UF ₆ . ²³³ UF ₄ -LiF Затем к соли-носителю была добавлена ​​эвтектика , и в октябре 1968 года MSRE стал первым в мире реактором, работающим на ²³³ В.

The ²³³ Эксперименты и динамические испытания U при нулевой мощности подтвердили предсказанные нейтронно-физические характеристики. Неожиданным последствием обработки соли было то, что ее физические свойства немного изменились, и из топливного насоса в циркуляционный контур попало больше обычного количества газа. Циркулирующий газ и сопутствующие ему колебания мощности были устранены за счет работы топливного насоса на несколько меньшей скорости. Работа на высокой мощности в течение нескольких месяцев позволила точно измерить отношение захвата к делению , например ²³³ U в этом реакторе, выполняя задачи ²³³ У операция.

В заключительные месяцы работы трития исследовались удаление ксенона, осаждение продуктов деления и поведение . Возможность использования плутония в жидкосолевых реакторах была подчеркнута добавлением _{PuF 3} в этот период в качестве подпиточного топлива .

После окончательной остановки в декабре 1969 года реактор оставался в режиме ожидания почти год. Затем была проведена ограниченная программа исследований, включая стержень замедлителя активной зоны, втулку регулирующего стержня , трубки теплообменника, детали из чаши топливного насоса и замораживающий клапан, в котором возникла утечка во время окончательного останова реактора . Затем радиоактивные системы были закрыты в ожидании окончательной утилизации.

Статистика

Параметры и эксплуатационная статистика:

Мощность : 8 МВт (тепловая)
мощность: 92,8 ГВтч
эквивалентная полная мощность: 11 555 ч.

Топливная соль : фторид
катионы : 65% Li-7 , 29,1% Be , 5% Zr , 0,9% U.
вес: 11 260 фунтов (5 107 кг)
температура плавления: 813 F (434 C)
температура на входе: 1175 F (635 C)
температура на выходе: 1225 F (663 C)
расход: 400 галлонов/мин (1514 л/мин)
Циркуляция топливного насоса: 19 405 ч.

Соль охлаждающей жидкости : фторид
катионы: 66% Li-7, 34% Be
вес: 15 300 фунтов (6 940 кг)
Циркуляция насоса охлаждающей жидкости: 23 566 ч

Модератор : ядерный графит

Контейнер : Хастеллой -Н

Первое топливо : U-235.
первая критика: 1 июня 1965 г.
тепловая мощность: 72 441 МВтч
критические часы: 11 515 ч.
эквивалент полной выходной мощности: 9006 ч.

Второе топливо : U-233.
критический: 2 октября 1968 г.
тепловая мощность: 20 363 МВтч
критические часы: 3910 ч.
Эквивалент полной мощности: 2549 ч.

Завершение работы : декабрь 1969 г.

Результаты

Самый общий и, возможно, самый важный вывод из опыта MSRE заключался в том, что концепция реактора на расплавленном солевом топливе жизнеспособна. Он работал в течение значительных периодов времени, предоставляя ценную информацию, а обслуживание проводилось безопасно и без чрезмерных задержек.

MSRE подтвердил ожидания и прогнозы. Например, было продемонстрировано, что: топливная соль невосприимчива к радиационному повреждению, графит не подвергается воздействию топливной соли, а коррозия Hastelloy-N незначительна. Благородные газы отделялись от топливной соли с помощью распылительной системы, что снижало ¹³⁵ Отравление ксеном примерно в 6 раз. Основная часть элементов продуктов деления оставалась стабильной в соли. Добавление урана и плутония в соль во время работы происходило быстро и без происшествий, а извлечение урана путем фторирования было эффективным. Нейтронные характеристики, включая критическую нагрузку, коэффициенты реактивности, динамику и долгосрочные изменения реактивности, согласовались с предыдущими расчетами.

В других областях операция привела к улучшению данных или уменьшению неопределенностей. ²³³ Отношение захвата к делению U в типичном спектре нейтронов MSR является примером улучшенных основных данных. Было решено влияние деления на окислительно-восстановительный потенциал топливной соли. осаждение некоторых элементов (« благородных металлов Ожидалось »), но MSRE предоставил количественные данные об относительном осаждении на границах раздела графит, металл и жидкость-газ. Коэффициенты теплопередачи , измеренные в MSRE, соответствовали традиционным проектным расчетам и не менялись в течение срока службы реактора. Ограничение содержания кислорода в соли оказалось эффективным, а склонность продуктов деления к рассеиванию из загрязненного оборудования во время технического обслуживания была низкой.

Работа MSRE позволила лучше понять проблему трития в реакторе с расплавленной солью. Было замечено, что около 6–10% расчетного производства 54 Ки/день (2,0 ТБк ) диффундировало из топливной системы в атмосферу защитной камеры, а еще 6–10% достигало воздуха через систему отвода тепла. Тот факт, что эти фракции не были выше, указывал на то, что что-то частично сводило на нет перенос трития через горячие металлы.

Одним из неожиданных открытий стало межкристаллитное растрескивание на всех металлических поверхностях, подвергшихся воздействию топливной соли. Причиной охрупчивания стал теллур — продукт деления, образующийся в топливе. Впервые это было отмечено на образцах, которые периодически извлекались из активной зоны во время работы реактора. Послеоперационное обследование частей гильзы регулирующего стержня, трубок теплообменника и частей корпуса насоса выявило повсеместное распространение трещин и подчеркнуло их важность для концепции MSR. Рост трещин был достаточно быстрым, чтобы стать проблемой в течение запланированного 30-летнего срока службы последующего ториевого реактора-размножителя. Это растрескивание можно в краткосрочной перспективе уменьшить, добавив небольшое количество ниобия в Hastelloy-N. Однако необходимы дальнейшие исследования для оценки влияния более длительного времени воздействия и некоторых параметров взаимодействия используемых смесей.

Опыт эксплуатации, полученный с помощью MSRE, показал, что для успешной эксплуатации коммерческого MSR необходимы дальнейшие исследования:

• Сохранение соли в жидком состоянии во всех частях первичной системы, особенно в удаленных от ядра конечностях.
• Жесткий контроль над производством и транспортировкой трития из активной зоны (только <20% удалось удалить за счет системы диффузии и отвода тепла в MSRE).
• Уменьшение роста межзеренных трещин на открытых металлических поверхностях (за счет теллура , продукта деления урана).
• Вывод из эксплуатации и утилизация конструкции реактора и отработанной соли (приблизительные затраты в 2019 году — 10 млн долларов США в год). ).

Вывод из эксплуатации

По состоянию на 2019 год MSRE находится в состоянии SAFESTOR, что означает, что он все еще не поврежден, но отключен, а также активно контролируется и обслуживается.

Считалось, что после остановки соль находилась в долгосрочном безопасном хранилище. При низких температурах радиолиз может освободить фтор из соли. В качестве контрмеры соль ежегодно нагревали примерно до 302 ° F (150 ° C) до 1989 года. Но начиная с середины 1980-х годов возникли опасения, что радиоактивность мигрирует через систему, о чем сообщил сотрудник ORNL, который был среди 125 человек, работающих над реактором, который не был дезактивирован или выведен из эксплуатации. Операционный менеджер Департамента энергетики Ок-Риджа Джо Бен Лагроун приказал эвакуировать 125 сотрудников на основании результатов, о которых ему сообщил инспектор Уильям Дэн ДеФорд, PE.

Отбор проб в 1994 году выявил концентрации урана, которые создавали потенциальную угрозу ядерной аварии , а также потенциально опасное накопление газообразного фтора: окружающая среда над затвердевшей солью содержала примерно одну атмосферу фтора. Последующий проект по дезактивации и выводу из эксплуатации был назван «наиболее технически сложным» мероприятием, порученным компании Bechtel Jacobs в рамках контракта на управление окружающей средой с организацией Oak Ridge Operations Министерства энергетики США.

В 2003 году проект очистки MSRE оценивался в 130 миллионов долларов, а вывод из эксплуатации, как ожидается, будет завершен в 2009 году. Удаление урана из соли было завершено в марте 2008 года, однако соль с продуктами деления по-прежнему оставалась в резервуарах. Большая часть высокой стоимости была вызвана неприятным сюрпризом, связанным с выделением фтора и гексафторида урана из солей холодного топлива при хранении, которые ORNL не выгружала и не хранила правильно, но теперь это было учтено при проектировании MSR.

Описан потенциальный процесс вывода из эксплуатации; уран следует удалять из топлива в виде гексафторида путем добавления избытка фтора, а плутоний в виде диоксида плутония путем добавления карбоната натрия .

См. также

• Ториевый топливный цикл
• Фуджи МСР
• Ядерная энергетика на основе тория

Ссылки

• Бриггс, РБ (1964). «Полугодовой отчет о ходе реализации программы MSR за период, закончившийся 31 июля 1964 г.» (PDF) . (ORNL-3708) (66,3 МБ PDF ), Национальная лаборатория Ок-Ридж , AEC США (опубликовано в ноябре 1964 г.) . Проверено 21 мая 2008 г. {{cite journal}}: Для цитирования журнала требуется |journal= ( помощь )

Дальнейшее чтение

• MSRE Анализ безопасности

Внешние ссылки

• «Эксперимент с реактором с расплавленной солью» (1969), Национальная лаборатория Ок-Ридж на YouTube , фильм, опубликованный Комиссией по атомной энергии.
• Эксперимент Элвина Вайнберга с реактором на расплавленной соли на YouTube
• Отчет о тринадцати ядерных реакторах Национальной лаборатории Ок-Ридж (из ORNL; включает раздел, посвященный MSRE)
• Семинар 2015 г. по технологиям реакторов на расплавленной соли («В честь 50-летия запуска MSRE»), включая брошюру, посвященную 50-летию , плакаты и историю программы ORNL по расплавленной соли.