✖


Jump to content

Жидкосолевой реактор

(Перенаправлено из реактора расплавленной соли )

Пример схемы жидкосолевого реактора

Реактор с расплавленной солью ( MSR ) — это класс ядерного реактора деления , в котором основным теплоносителем и/или топливом ядерного реактора является смесь расплавленной соли с делящимся материалом.

действовали два исследовательских центра MSR в США В середине 20 века 1950-х годов . Эксперимент с авиационным реактором (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 запуске 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 при атмосферном давлении, которое в 75–150 раз превышает атмосферное давление типичного легководного реактора (LWR). Это снижает потребность и стоимость корпусов реакторов под давлением . Газообразные продукты деления ( Xe и Kr ) плохо растворяются в топливной соли. [а] и их можно безопасно улавливать, когда они выходят из топлива. [б] вместо увеличения давления внутри топливных трубок , как это происходит в обычных реакторах. 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 .

Характеристики

[ редактировать ]

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]

Преимущества

[ редактировать ]

MSR предлагают множество потенциальных преимуществ перед легководными реакторами: [8]

  • В MSR достигается пассивный отвод остаточного тепла. В некоторых конструкциях топливо и охлаждающая жидкость представляют собой одну жидкость, поэтому потеря охлаждающей жидкости уносит с собой топливо. Соли фтора плохо растворяются в воде и не образуют горючего водорода. Расплавленный солевой теплоноситель не повреждается нейтронной бомбардировкой, в отличие от корпуса реактора.
  • MSR низкого давления не требует дорогостоящей стальной защитной оболочки активной зоны, трубопроводов и защитного оборудования. Однако в большинстве конструкций MSR радиоактивная жидкость находится в прямом контакте с насосами и теплообменниками.
  • MSR позволяют использовать более дешевые замкнутые ядерные топливные циклы , поскольку они могут работать с медленными нейтронами. Замкнутые топливные циклы могут снизить воздействие на окружающую среду: химическое разделение превращает долгоживущие актиниды в реакторное топливо. Выброшенные отходы представляют собой в основном продукты деления с более коротким периодом полураспада . Это может сократить необходимый срок защиты до 300 лет по сравнению с десятками тысяч лет, необходимыми для отработавшего топлива легководного реактора.
  • Жидкую фазу топлива можно подвергнуть пирообработке для отделения продуктов деления от топлива. Это может иметь преимущества перед традиционной переработкой.
  • Производство твэлов заменено синтезом солей.
  • Некоторые конструкции совместимы с быстрыми нейтронами, которые могут «сжигать» трансурановые элементы, такие как 240
    Мог     , 241
    Pu     ( плутоний реакторного качества ) из LWR.
  • MSR может реагировать на изменения нагрузки менее чем за 60 секунд (в отличие от LWR, которые страдают от отравления ксеноном ).
  • Реакторы на расплавах солей могут работать при высоких температурах, обеспечивая высокий тепловой КПД. Это уменьшает размер, затраты и воздействие на окружающую среду.
  • MSR могут обеспечивать высокую «удельную мощность» (большую мощность при малой массе), как продемонстрировал ARE. [9]
  • Потенциальная нейтронная экономия предполагает, что MSR сможет использовать ториевый топливный цикл с низким содержанием нейтронов .

Недостатки

[ редактировать ]
  • В конструкциях с циркулирующей топливной солью радионуклиды растворяются в оборудовании, контактирующем с топливом, таком как насосы и теплообменники, что потенциально требует полностью дистанционного обслуживания.
  • Некоторые MSR требуют химической обработки на месте для управления смесью активной зоны и удаления продуктов деления.
  • Нормативные изменения для учета нетрадиционных конструктивных особенностей.
  • В некоторых конструкциях MSR используются дорогие никелевые сплавы для удержания расплавленной соли. Такие сплавы склонны к охрупчиванию под действием высокого потока нейтронов . [10] : 83 
  • Риск коррозии. [11] Расплавленные соли требуют тщательного контроля степени их окисления для предотвращения рисков коррозии. смесь изотопов Это особенно сложно для циркуляционных конструкций, в которых через реактор циркулирует и продуктов их распада. Статические конструкции выигрывают от модульности проблемы: топливная соль содержится внутри твэлов, регулярная замена которых, в первую очередь из-за нейтронного облучения, нормирована; при этом соль-теплоноситель имеет более простой химический состав и не представляет опасности коррозии ни твэлов, ни корпуса реактора. MSR, разработанные в ORNL в 1960-х годах, были безопасны в эксплуатации лишь несколько лет и работали всего при температуре около 650 ° C (1202 ° F). Риски коррозии включают растворение хрома жидкими солями фторида тория при температуре более 700 ° C (1292 ° F), что ставит под угрозу компоненты из нержавеющей стали. Нейтронное излучение может трансмутировать обычные легирующие вещества, такие как Co и Ni, сокращая срок службы. Соли лития, такие как FLiBe, гарантируют использование 7
    Li     для уменьшения образования трития (тритий может проникать в нержавеющую сталь, вызывать охрупчивание и выделяться в окружающую среду). Компания ORNL разработала Hastelloy N, чтобы помочь решить эти проблемы, хотя могут быть приемлемы и другие конструкционные стали, такие как 316H , 800H и инконель 617. [12]
  • Некоторые конструкции MSR можно превратить в реактор-размножитель для производства ядерного материала оружейного качества. [13]
  • MSRE и ARE использовали высокообогащенный уран, приближающийся к оружейному. Эти уровни были бы незаконными в большинстве современных режимов регулирования электростанций. В большинстве современных конструкций используется низкообогащенное топливо . [14]
  • Нейтронное повреждение твердых материалов замедлителя может ограничить срок службы активной зоны. Например, MSRE был спроектирован так, чтобы его графитовый замедлитель имел свободные допуски, поэтому нейтронное повреждение могло изменить их без последствий. В «двухжидкостных» конструкциях MSR не используются графитовые трубопроводы, поскольку графит меняет размер при бомбардировке нейтронами. [8] MSR, использующие быстрые нейтроны, не могут использовать графит, поскольку он замедляет нейтроны.
  • Тепловые MSR имеют более низкие коэффициенты воспроизводства, чем бридеры быстрых нейтронов, хотя время их удвоения может быть короче.

охлаждающая жидкость

[ редактировать ]

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, на что уходит до двадцати лет. [ нужна ссылка ] с момента создания 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) возможным термохимическое производство водорода становится . 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.

Выбор плавленой соли

[ редактировать ]
Расплавленный ФЛиБе

Солевые смеси выбраны так, чтобы сделать реактор более безопасным и практичным.

Фтор

[ редактировать ]

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 температура кипения значительно ниже их температуры кипения. Соли фтора плохо растворяются в воде и не образуют горючего водорода.

хлор

[ редактировать ]

Хлор имеет два стабильных изотопа ( 35
кл и 37
Cl ), а также медленно распадающийся изотоп между ними, который облегчает поглощение нейтронов 35
кл .

Хлориды быстрые реакторы-размножители позволяют строить . 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 при 35
Cl поглощает нейтрон, превращаясь в 36
Cl , затем распадается в результате бета-распада до 36
С. ​

Литий

[ редактировать ]

Литий должен быть в виде очищенного 7
Ли , потому что 6
Литий эффективно захватывает нейтроны и производит тритий . Даже если чистый 7
Li Используется , соли, содержащие литий, вызывают значительное производство трития, сравнимое с тяжеловодными реакторами.

Смеси

[ редактировать ]

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 1% или 2% (по молям ) УФ 4 Добавляется . Также использовались фториды тория и плутония.

Очистка плавленой солью

[ редактировать ]

Методы приготовления и обращения с расплавленной солью были впервые разработаны в ОРНЛ. [17] Целью очистки соли является удаление оксидов, примесей серы и 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 барботирования HF газового / Смесь H 2 с солью, нагретой до 600°C. [17] : 8  Конструктивные металлические загрязнения в солевых смесях удаляли барботированием газообразного водорода при температуре 700 °С. [17] : 26  Твердый гидрофторид аммония был предложен как более безопасная альтернатива для удаления оксидов. [18]

Обработка плавленой соли

[ редактировать ]

Возможность онлайн-обработки может быть преимуществом MSR. Непрерывная обработка позволит сократить количество продуктов деления, контролировать коррозию и улучшить экономию нейтронов 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-обработка топлива может привести к рискам аварий при переработке топлива. [19] : 15  которые могут вызвать выброс радиоизотопов .

В некоторых сценариях размножения тория промежуточный продукт протактиний 233
Па будет удален из реактора и позволит ему разложиться до очень чистого 233
U , 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) генерируют 232
У. ​Потому что 232
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.

Переработка топлива

[ редактировать ]
Изменение состава быстрого нейтрона МСР (кг/ГВт)

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]

Затраты и экономика

[ редактировать ]

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] [ нужна проверка ] [ необходимы дополнительные ссылки ]

Типы жидкосолевых реакторов

[ редактировать ]

Хотя было предложено множество вариантов конструкции, существует три основные категории, касающиеся роли расплавленной соли:

Категория Примеры
Расплавленное солевое топливо – циркуляционное ARE • AWB • CMSR • DMSR • EVOL • LFTR • IMSR • MSFR • MSRE • MSDR • DFR • TMSR-500 • TMSR-LF
Топливо из расплавленной соли – статическое ССР
Только расплавленная соль охлаждающей жидкости ФХР • ТМСР-СФ

Использование расплавленной соли в качестве топлива и охлаждающей жидкости является независимым конструктивным решением: в оригинальном MSRE со статическим топливом с циркулирующим топливом и солью и в более позднем SSR 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.

Дизайны

[ редактировать ]

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 охлаждающие жидкости (фторидные, хлоридные, литий-бериллиевые, 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

[ редактировать ]

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 десять лет, 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 запасы 233
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]

Стандартный MSFR будет представлять собой реактор мощностью 3000 МВт с общим объемом топливной соли 18 м3. 3 при средней температуре топлива 750°С. 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 общего 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 за счет использования 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 фторидным солевым охлаждением

[ редактировать ]

( Высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной солью FHR), также называемый усовершенствованным высокотемпературным реактором (AHTR), [28] Это также предлагаемый вариант реактора на расплавленной соли IV поколения, который считается многообещающим 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 шестиугольные графитовые блоки, но текущие исследования сосредоточены в первую очередь на топливе галечного типа. [ нужна ссылка ] LS-VHTR может работать при очень высоких температурах (точка кипения большинства кандидатов на расплавы солей 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 ссылка ]

Жидкофторидный ториевый реактор

[ редактировать ]
Основная статья: Реактор жидкого фторида тория

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

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 64 000 метрических тонн. [33]

Традиционно эти реакторы были известны как реакторы-размножители на расплавленной соли (MSBR) или реакторы на расплавленной соли тория (TMSR), но название LFTR было продвинуто в качестве ребрендинга в начале 2000-х годов Кирком Соренсеном.

Реактор стабильной соли

[ редактировать ]
Основная статья: Реактор стабильной соли

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.

Двухжидкостные жидкосолевые реакторы

[ редактировать ]

Прототипическим примером двухжидкостного реактора является реактор на солевом топливе со свинцовым охлаждением.

История

[ редактировать ]

1950-е годы

[ редактировать ]

Эксперимент с авиационным реактором, США

[ редактировать ]
Основная статья: Эксперимент с авиационным реактором
Здание эксперимента с авиационным реактором в Национальной лаборатории Ок-Ридж (ORNL). Позже он был модернизирован для MSRE.

Исследования MSR начались с эксперимента с авиационным реактором в США (ARE) в поддержку программы американских авиационных ядерных силовых установок . ARE представлял собой 2,5 МВт эксперимент с ядерным реактором мощностью , предназначенный для достижения высокой плотности энергии для использования в качестве двигателя в атомном бомбардировщике.

Проект включал 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.

Используются расплавленные фтористые соли NaF/ZrF 4 /UF 4 (53-41-6 мол.% ) в качестве топлива, замедлителя 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 Inconel 600. для металлической конструкции и трубопроводов использовался сплав [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). PWAR-1 использовался NaF/ZrF 4 /UF 4 в качестве основного топлива и теплоносителя. Это был один из трех когда-либо построенных критически важных MSR. [34]

1960-е и 1970-е годы

[ редактировать ]

MSRE в Ок-Ридже, США

[ редактировать ]
Основная статья: Эксперимент с реактором на расплавленной соли
Схема установки MSRE [35]

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 топливо было LiF/BeF 2 /ZrF 4 /UF 4 (65-29-5-1) мол.% . Графитовое ядро ​​смягчало 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.

Теоретические разработки в Ок-Ридже, США.

[ редактировать ]
Реактор-размножитель расплавленной соли
[ редактировать ]

С 1970 по 1976 год ORNL исследовал конструкцию реактора-размножителя расплавленных солей (MSBR). Топливо должно было быть LiF/BeF 2 /ThF 4 /UF 4 (72-16-12-0,4) % мол . с графитовым замедлителем. Вторичный теплоноситель должен был быть NaF/Na[ BF4 ] . 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 остались единственными когда-либо работавшими реакторами на расплавленной соли.

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

Официально программу отменили, потому что:

  • Политическая и техническая поддержка программы в Соединенных Штатах была слишком слабой географически. В Соединенных Штатах эту технологию хорошо понимали только в Ок-Ридже. [36]
  • Программа MSR в то время конкурировала с программой быстрого размножения, которая началась рано и имела обильные государственные фонды развития с контрактами, которые принесли пользу многим частям страны. Когда программа развития MSR продвинулась достаточно далеко, чтобы оправдать расширенную программу, ведущую к коммерческому развитию, Комиссия по атомной энергии США (AEC) не смогла оправдать отвлечение значительных средств из LMFBR на конкурирующую программу. [36]
Реактор на денатурированной расплавленной соли
[ редактировать ]

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 представляет собой скорее горелку, чем бридер. [ нужна ссылка ]

Великобритания

[ редактировать ]

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 свинцовым концепции быстрого реактора на расплавленной соли (MSFR) мощностью 2,5 ГВт со 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]

Советский Союз

[ редактировать ]

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]

Двадцать первый век

[ редактировать ]

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]

Коммерческие/национальные/международные проекты

[ редактировать ]

Канада

[ редактировать ]

Terrestrial Energy , канадская компания, разрабатывает конструкцию DMSR под названием Интегральный реактор на расплавленной соли (IMSR). IMSR спроектирован так, чтобы его можно было развернуть в виде небольшого модульного реактора (SMR). Их конструкция, которая в настоящее время проходит процедуру лицензирования, — 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 помощью 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 строительства пилотной установки в Пойнт-Лепро, Канада. [52] и финансовая поддержка со стороны IDOM (международная инжиниринговая фирма) [53] и в настоящее время участвует в процессе проверки проектов канадских поставщиков. [54] компании, На заводе будет использоваться версия стабильного солевого реактора предназначенная для сжигания отходов.

Китай

[ редактировать ]

Китай инициировал проект по исследованию тория в январе 2011 года и к 2021 году потратил на него около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США). [29] [2] Демонстратор твердотопливной версии (TMSR-SF) мощностью 100 МВт, основанный на технологии галечного слоя , планировалось подготовить к 2024 году. Пилотный образец мощностью 10 МВт и более крупный демонстратор жидкотопливного варианта (TMSR-LF) планировалось построить к 2024 году. 2024 и 2035 годы соответственно. [55] [56] Затем Китай ускорил свою программу по строительству к 2020 году двух реакторов мощностью по 12 МВт под землей на исследовательских объектах в Увэй . [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 в сентябре в эксплуатацию прототипа Увэй может начаться выработка электроэнергии из тория. [61] прототип обеспечивает 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] способен обеспечить энергией 100 000 домов. [64]

Было объявлено, что дальнейшие работы над коммерческими реакторами будут завершены к 2030 году. [65] Китайское правительство планирует построить аналогичные реакторы в пустынях и на 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]

Дания

[ редактировать ]

Copenhagen Atomics — датская компания, занимающаяся технологиями расплавленных солей, разрабатывающая реакторы на расплавленной соли для массового производства. Copenhagen Atomics Waste Burner — это одножидкостный, тяжеловодный, фторидный 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. Реактор использует ториевый топливный цикл с использованием выделенного из отработанного ядерного топлива плутония в качестве начальной делящейся нагрузки для реакторов первого поколения, а затем переходит на ториевый бридер. [67] Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, измерительные системы, системы химии и очистки солей, 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] Предполагается, что 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]

Франция

[ редактировать ]

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

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

Германия

[ редактировать ]

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 ссылка ]

Индия

[ редактировать ]

В 2015 году индийские исследователи опубликовали проект MSR. [75] в качестве альтернативы реакторам на основе тория, согласно трехступенчатой ​​программе ядерной энергетики Индии . [76]

Индонезия

[ редактировать ]

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]

Япония

[ редактировать ]

Реактор с расплавленной солью Фудзи ​​LFTR мощностью от 100 до 200 МВт представляет собой электростанцию , в которой используется технология, аналогичная проекту в Ок-Ридже. Разработкой проекта занимается консорциум, в который входят представители Японии, США и России. Проект, вероятно, займет 20 лет, чтобы разработать полноразмерный реактор. [80] но проекту, похоже, не хватает финансирования. [30]

Россия

[ редактировать ]

В 2020 году «Росатом» объявил о планах построить MSR мощностью FLiBe горелку 10 МВт . Его топливом будет служить плутоний из переработанного ВВЭР отработанного ядерного топлива и фториды младших актинидов . Его планируется запустить в 2031 году на Горно-химическом комбинате . [81] [82]

Великобритания

[ редактировать ]

Фонд Элвина Вайнберга — британская некоммерческая организация, основанная в 2011 году и занимающаяся повышением осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Официально он был представлен Палате лордов 8 сентября 2011 года. [83] [84] [85] Он назван в честь американского физика-ядерщика Элвина М. Вайнберга , который был пионером в исследованиях MSR тория.

компании Moltex Energy , конструкция реактора на стабильной соли В исследовании 2015 года, проведенном по заказу британского инновационного агентства Innovate UK была выбрана как наиболее подходящая из шести конструкций MSR для реализации в Великобритании . [86] Поддержка правительства Великобритании была слабой, [87] но британское подразделение компании MoltexFLEX представило небольшую модульную конструкцию FLEX в октябре 2022 года. [88]

Соединенные Штаты

[ редактировать ]

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 компанию Flibe Energy. [37] компания, целью которой является разработка конструкции реактора 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 разработала так называемый реактор на расплавленной соли для уничтожения отходов (WAMSR), предназначенный для потребления существующего отработанного ядерного топлива . [93] с 2011 года до прекращения деятельности в 2018 году и открытия источников своих исследований. [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, компания 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]

См. также

[ редактировать ]

Примечания

[ редактировать ]
  1. ^ «Продукты деления (кроме Xe и Kr) и ядерные материалы хорошо растворимы в соли и останутся в соли как в условиях эксплуатации, так и в условиях ожидаемой аварии. Нерастворимые продукты деления (например, Xe, Kr) постоянно удаляются из соли. расплавленную топливную соль затвердевают, упаковывают и помещают в хранилища с пассивным охлаждением». — Доктор. Чарльз В. Форсберг. [3] : 4 
  2. ^ TMSR-500, реактор на жидком фториде тория, работает при давлении 3 атмосферы и температуре от 550 до 700 ° C. В этой конструкции газообразные побочные продукты деления Xe и Kr отделяются барботированием гелия в резервуары для хранения, где их радиоактивность снижается примерно через неделю. [4] Гелий перерабатывается. [5]

Ссылки

[ редактировать ]
  1. ^ Jump up to: а б с Реакторы на расплавах солей . WNA, обновление: май 2021 г.
  2. ^ Jump up to: а б с Смрити Маллапати (9 сентября 2021 г.). «Китай готовится к испытанию ядерного реактора на ториевом топливе» . Природа . 597 (7876): 311–312. Бибкод : 2021Natur.597..311M . дои : 10.1038/d41586-021-02459-w . ПМИД   34504330 . S2CID   237471852 . Проверено 10 сентября 2021 г. 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.
  3. ^ Форсберг, Чарльз В. (26 сентября 2002 г.). «Реакторы на расплавленной соли (MSR)» (PDF) . Файл: GenIV.MSR.ANES.2002.rev1
  4. ^ «Безопасность – ТорКон» . ThorCon.com . 2022 . Проверено 29 мая 2023 г.
  5. ^ «Отчет о состоянии для МАГАТЭ» (PDF) . Усовершенствованная информационная система МАГАТЭ по реакторам . 22 июня 2020 г. §2.2 Активная зона реактора и топливо. 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 обработки газа для разделения газов, хранения стабильного Xe и радиоактивного Kr-85 в газовых баллонах и возврата гелия для повторного использования в качестве продувочного газа.
  6. ^ Фурукава, Кадзуо; Като, Ёсио; Чигринов, Сергей Евгеньевич (1995). «Трансмутация плутония (TRU) и производство 233U с помощью одножидкостного ускорителя расплавленной соли (AMSB)». Материалы конференции AIP . 346 (1): 745–751. Бибкод : 1995AIPC..346..745F . дои : 10.1063/1.49112 .
  7. ^ Jump up to: а б Технологическая дорожная карта для ядерно-энергетических систем поколения IV (PDF) . Министерство энергетики США (Отчет). Март 2003 г. doi : 10.2172/859105 . ОСТИ   859105 . S2CID   46766688 . GIF–001–00. Архивировано из оригинала (PDF) 22 сентября 2006 года.
  8. ^ Jump up to: а б с Раздел 5.3, WASH 1097. Энергия из репозитория документов Thorium «Использование тория в ядерных энергетических реакторах» . ORNL.gov
  9. ^ Jump up to: а б Розенталь, Марри. Отчет о тринадцати ядерных реакторах Национальной лаборатории Ок-Ридж, ORNL/TM-2009/181 .
  10. ^ Jump up to: а б Энгель, младший; Бауман, ХФ; Диринг, Дж. Ф.; Граймс, WR; Маккой, HE; Роудс, Вашингтон (июль 1980 г.). Концептуальные проектные характеристики денатурированного жидкосолевого реактора с прямоточной загрузкой топлива (Отчет). дои : 10.2172/5352526 . ОСТИ   5352526 . ORNL/TM–7207 – через Университет Северного Техаса.
  11. ^ «Финская исследовательская сеть по ядерным энергетическим системам четвертого поколения» (PDF) . vtt.fi. ​2008.
  12. ^ «Коммерческий сплав, пригодный для нового использования, расширяющий рабочую температуру ядерного оружия» . Министерства энергетики США Национальная лаборатория штата Айдахо . 28 апреля 2020 г.
  13. ^ Маккенна, Фил (5 декабря 2012 г.). « Супертопливо» Торий – риск распространения?» . Популярная механика . Проверено 29 мая 2023 г.
  14. ^ «Белая книга по трансатомной энергетике, версия 1.0.1, раздел 1.2» (PDF) . Transatomic Power Inc. Архивировано из оригинала (PDF) 5 июля 2015 года . Проверено 2 июня 2016 г.
  15. ^ Грин, Шеррел (май 2011 г.). «Высокотемпературные реакторы с фторидным солевым теплоносителем – состояние технологии и стратегия развития». ИКЕНЕС-2011 . Сан-Франциско, Калифорния. {{cite book}}: CS1 maint: отсутствует местоположение издателя ( ссылка )
  16. ^ Форсберг, Чарльз (ноябрь 2011 г.). «Высокотемпературные реакторы с фторидно-солевым охлаждением для энергетики и технологического тепла» (PDF) . Массачусетский технологический институт .
  17. ^ Jump up to: а б с Шаффер, Дж. Х. (январь 1971 г.). Приготовление солевых смесей и обращение с ними для эксперимента с реактором на расплаве соли (отчет). дои : 10.2172/4074869 . ОСТИ   4074869 . ORNL-4616 – через Университет Северного Техаса.
  18. ^ Игнатьев, Виктор (1 апреля 2010 г.). Критические проблемы ядерно-энергетических систем, использующих расплавленные фториды солей (PDF) . Лиссабон, Португалия: ПРИНЯТЬ. Архивировано из оригинала (PDF) 13 апреля 2016 года . Проверено 18 декабря 2011 г.
  19. ^ К. Форсберг, Чарльз (июнь 2004 г.). «Аспекты безопасности и лицензирования реактора с расплавленной солью» (PDF) . Ежегодное собрание Американского ядерного общества, 2004 г. Питтсбург, Пенсильвания: Американское ядерное общество. Архивировано из оригинала (PDF) 13 января 2010 года . Проверено 12 сентября 2009 г.
  20. ^ Jump up to: а б Эндрюс, Энтони (27 марта 2008 г.), «Переработка ядерного топлива: развитие политики США» (PDF) , Отчет CRS для Конгресса , RS22542
  21. ^ Миньякка, Бенито; Локателли, Джорджо (ноябрь 2020 г.). « Экономика и финансы жидкосолевых реакторов » . Прогресс в атомной энергетике . 129 : 103503. doi : 10.1016/j.pnucene.2020.103503 . hdl : 11311/1204838 .
  22. ^ «Ян Скотт обсуждает разработку реактора на стабильной соли, сжигающего отходы» . Инженер-химик .
  23. ^ Гат, У.; Энгель, младший; Доддс, Х.Л. (1 января 1991 г.). Вариант реактора на расплавленной соли для эффективного использования расщепляющегося материала из демонтированного оружия . Ежегодное собрание Американской ассоциации содействия развитию науки: науки о Земле. ОСТИ   5717860 .
  24. ^ Ван, Брайан (26 августа 2018 г.). «Глобальная гонка за преобразовательную ядерную энергию на расплавленной соли включает в себя Билла Гейтса и Китай» . NextBigFuture.com . Проверено 2 сентября 2018 г.
  25. ^ Аллиберт, М.; Ауфиеро, М.; Бровченко М.; Дельпеч, С.; Гетта, В.; Хойер, Д.; Лоро, А.; Мерл-Люкотт, Э. (1 января 2016 г.), Пиоро, Игорь Л. (редактор), «7 - Быстрые реакторы на расплавах солей» , Справочник по ядерным реакторам поколения IV , Серия публикаций Woodhead Publishing по энергетике, Woodhead Publishing, стр. 157 –188, ISBN  978-0-08-100149-3 , получено 14 ноября 2021 г.
  26. ^ Симер, Дэррил Д. (2015). «Почему быстрый реактор на расплавах солей (MSFR) является «лучшим» реактором поколения IV» . Энергетические науки и инженерия . 3 (2): 83–97. Бибкод : 2015EneSE...3...83S . дои : 10.1002/ese3.59 . ISSN   2050-0505 . S2CID   108761992 .
  27. ^ Jump up to: а б Хойер, Д.; Мерль-Люкотт, Э.; Аллиберт, М.; Бровченко М.; Гетта, В.; Рубиоло, П. (1 февраля 2014 г.). «К ториевому топливному циклу с расплавленносолевыми быстрыми реакторами» . Летопись атомной энергетики . 64 : 421–429. doi : 10.1016/j.anucene.2013.08.002 . ISSN   0306-4549 .
  28. ^ Высокотемпературный реактор с фторидным солевым охлаждением . Объявление о семинаре и приглашение к участию, сентябрь 2010 г., Национальная лаборатория Ок-Ридж, Ок-Ридж, штат Теннесси.
  29. ^ Jump up to: а б Эванс-Притчард, Эмброуз (6 января 2013 г.) Китай прокладывает путь к «чистой» атомной энергетике из тория The Daily Telegraph , Великобритания. По состоянию на 18 марта 2013 г.
  30. ^ Jump up to: а б Бартон, Чарльз (март 2008 г.) Интервью с Ральфом Мойром в блоге Energy From Thorium
  31. ^ Jump up to: а б Кирк Соренсен основал компанию Thorium Power. Архивировано 26 октября 2011 г. в Wayback Machine в блоге NextBigFuture, 23 мая 2011 г.
  32. ^ Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (2010). «Реакторы с жидким фторидом тория». Американский учёный . 98 (4): 304–313. дои : 10.1511/2010.85.304 . JSTOR   27859537 . ПроКвест   847558669 .
  33. ^ Ван Гозен, бакалавр наук; Армбрустмахер, Т.Дж. (2009), Ториевые месторождения США – энергетические ресурсы будущего? , том. Циркуляр 1336, Геологическая служба США
  34. ^ Скотт, Д; Алванг, ГВ; Демский, Э.Ф.; Фейдер, В.Дж.; Сандин, Е.В.; Маленфант, RE (14 августа 1958 г.). Эксперимент с реактором с отражателем нулевой мощности при повышенной температуре (отчет). дои : 10.2172/4673343 . ОСТИ   4673343 . ОРНЛ–2536.
  35. ^ Легенда MSRE: 1) Корпус реактора; 2) Теплообменник; 3) Топливный насос расплавленной соли; 4) Фиксирующий фланец; 5) Тепловой экран; 6) Солевой насос охлаждающей жидкости; 7) Радиатор; 8) Бачок для слива соли охлаждающей жидкости; 9) Болельщики; 10) Баки для слива топливной соли; 11) Смывной бачок; 12) Судно; 13) Клапан замерзания топливной соли. —ORNL-LR-DWG 63-1209R
  36. ^ Jump up to: а б с Макферсон, Х.Г. (1985). «Приключение в реакторе с расплавленной солью» (PDF) . Ядерная наука и инженерия . 90 (4): 374–380. Бибкод : 1985NSE....90..374M . дои : 10.13182/NSE90-374 .
  37. ^ Jump up to: а б с д и Уолдроп, М. Митчелл (22 февраля 2019 г.). «Ядерная энергия уходит в прошлое — с гораздо более экологичными перспективами» . Знающий журнал . doi : 10.1146/knowable-022219-2 . S2CID   186586892 .
  38. ^ Вайнберг, Элвин (1997). Первая ядерная эра: жизнь и времена технологического наладчика . Спрингер . ISBN  978-1-56396-358-2 .
  39. ^ «Глава 6: Реагирование на социальные потребности» . ОРНЛ: Первые 50 лет . Архивировано из оригинала 21 июня 2013 года . Проверено 12 ноября 2011 г.
  40. ^ Джонстон, Луи; Уильямсон, Сэмюэл Х. (2023). «Какой тогда был ВВП США?» . Измерительная ценность . Проверено 30 ноября 2023 г. США Показатели дефлятора валового внутреннего продукта соответствуют серии MeasuringWorth .
  41. ^ Коэн, Линда Р.; Нолл, Роджер Г. (1991). Технология свиной бочки . Брукингский институт . п. 234. ИСБН  978-0-8157-1508-5 . Проверено 28 февраля 2012 г.
  42. ^ Jump up to: а б с «Забытая британская программа реакторов на расплавленной соли» . Фонд Элвина Вайнберга. Архивировано из оригинала 5 марта 2016 года.
  43. ^ Смит, Дж; Симмонс, МЫ (ред.). «Оценка ( быстрого реактора на расплаве хлоридной соли мощностью 2500 МЕ» PDF) . Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства . Проверено 13 июня 2015 г.
  44. ^ Мэй, туалет; Симмонс, МЫ (ред.). расплавленной соли мощностью 2500 МЕ с гелиевым охлаждением «Концептуальный проект и оценка реактора на и интегрированной газотурбинной установкой» (PDF) . Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства . Проверено 13 июня 2015 г.
  45. ^ Новиков, Владимир М. (15 сентября 1995 г.). «Результаты исследований Российского научного центра «Курчатовский институт» по применению расплавленных солей в задачах ядерной энергетики». Материалы конференции AIP . 346 (1): 138–147. Бибкод : 1995AIPC..346..138N . дои : 10.1063/1.49148 .
  46. ^ Сокращение активности произошло после 1986 года из-за Чернобыльской аварии , а также общего застоя атомной энергетики и атомной промышленности.
  47. ^ Агентство ядерной энергии; ОЭСР (1999). Перспективные реакторы с инновационным топливом . п. 381. ИСБН  978-92-64-17117-6 .
  48. ^ Гринблатт, Джеффри Б.; Браун, Николас Р.; Слейбо, Рэйчел; Уилкс, Тереза; Стюарт, Эмма; Маккой, Шон Т. (17 октября 2017 г.). «Будущее низкоуглеродной электроэнергии» . Ежегодный обзор окружающей среды и ресурсов . 42 (1): 289–316. doi : 10.1146/annurev-environ-102016-061138 . S2CID   157675268 .
  49. ^ Интегральный реактор расплавленной соли . terrestrialenergy.com
  50. ^ «Обзор конструкции поставщика перед лицензированием» . Канадская комиссия по ядерной безопасности . 3 февраля 2014 года . Проверено 10 ноября 2017 г. .
  51. ^ Роберт Рапир (23 апреля 2023 г.) Ядерные реакторы четвертого поколения делают большой шаг вперед, завершена фаза 2 предварительного лицензионного обзора конструкции поставщика (VDR).
  52. ^ «Партнеры Moltex в проекте SMR в Нью-Брансуике» , World Nuclear News , 16 июля 2018 г.
  53. ^ «Karios, Moltex, наблюдайте за прогрессом в финансировании; первый канадский SMR, HTGR, подает заявку на получение лицензии в CNSC» , Neutron Bytes , 6 апреля 2019 г.
  54. ^ «Текущие предлицензионные обзоры проектов поставщиков» , Канадская комиссия по ядерной безопасности , 3 февраля 2014 г. , дата обращения 8 июня 2020 г.
  55. ^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку по развитию ядерной энергетики из тория» . Хранитель .
  56. ^ Халпер, Марк. «Китай рассматривает ториевые MSR для промышленного производства тепла и водорода; пересматривает сроки» . Вайнберг Next Nuclear . Фонд Элвина Вайнберга . Проверено 9 июня 2016 г.
  57. ^ Jump up to: а б Чен, Стивен (5 декабря 2017 г.). «Китай надеется, что ядерная энергетика времен Холодной войны будет использоваться в военных кораблях и дронах» . Южно-Китайская Морнинг Пост . Проверено 4 мая 2018 г.
  58. ^ Тенненбаум, Джонатан (4 февраля 2020 г.). «Расплавленная соль и ядерные реакторы на бегущей волне» . Азия Таймс . Проверено 30 сентября 2020 г.
  59. ^ «Исследования проясняют происхождение превосходных свойств новых материалов для реакторов на расплавах солей следующего поколения - ANSTO» . ansto.gov.au .
  60. ^ «Исследования реакторов на расплавах солей позволяют разработать класс сплавов» . world-nuclear-news.org . Мировые ядерные новости.
  61. ^ Лаварс, Ник (20 июля 2021 г.). «Китай завершает работу над первым в мире ториевым ядерным реактором» . Новый Атлас .
  62. ^ «Почему Китай разрабатывает революционный ядерный реактор на ториевом топливе» . Франция 24 . 12 сентября 2021 г.
  63. ^ Ван, Брайан. «Китайские ядерные реакторы на расплавленной соли» . Следующее большое будущее . Проверено 24 августа 2021 г.
  64. ^ Jump up to: а б «Китай готовится запустить первый в мире «чистый» коммерческий ядерный реактор» . Живая наука . 23 июля 2021 г.
  65. ^ «Китай представил проект первого безводного ядерного реактора» . Южно-Китайская Морнинг Пост . 19 июля 2021 г. Проверено 2 сентября 2021 г.
  66. ^ Ван, Брайан (24 августа 2022 г.). «Китайский ториевый ядерный реактор на расплавленной соли мощностью 2 мегаватта получил одобрение на запуск | NextBigFuture.com» . Проверено 25 августа 2022 г.
  67. ^ «Достижения в области разработки технологий малых модульных реакторов» (PDF) . Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ) . Проверено 22 декабря 2019 г.
  68. ^ Copenhagen Atomics — Томас Джем Педерсен @ TEAC10 . Ютуб. 17 ноября 2019 г. Архивировано из оригинала 12 декабря 2021 г. Проверено 22 декабря 2019 г.
  69. ^ «Сиборг: обеспечение устойчивой ядерной энергетики» (PDF) . Двойные порты . 2019.
  70. ^ «Сиборг: переосмысление атомной энергетики» . Сиборг . Проверено 28 июня 2021 г.
  71. ^ «Европейская комиссия: CORDIS: Служба проектов и результатов: Краткое изложение периодического отчета - EVOL (Оценка и жизнеспособность системы быстрого реактора на жидком топливе)» . Архивировано из оригинала 13 апреля 2016 года.
  72. ^ «Заключительный отчет EVOL (проект № 249696)» (PDF) .
  73. ^ Серп, Жером; Аллибер, Мишель; Бенеш, Ондржей; Дельпеч, Сильви; Фейнберг, Ольга; Гетта, Вероника; Хойер, Даниэль; Холкомб, Дэвид; Игнатьев Виктор; Клоостерман, Ян Лин; Луцци, Лелио; Мерль-Люкотт, Эльза; Углирж, Ян; Ёсиока, Рицуо; Жимин, Дай (1 ноября 2014 г.). «Реактор на расплаве соли (MSR) IV поколения: обзор и перспективы». Прогресс в атомной энергетике . 77 : 308–319. дои : 10.1016/j.pnucene.2014.02.014 . hdl : 11311/852934 .
  74. ^ «САМОФАР дом» . САМОФАР . Проверено 31 августа 2018 г.
  75. ^ Виджаян, ПК; Басак, А.; Дулера, IV; Вазе, КК; Басу, С.; Синха, РК (1 сентября 2015 г.). «Концептуальный проект индийского реактора-размножителя расплавленной соли». Прамана . 85 (3): 539–554. Бибкод : 2015Прама..85..539В . дои : 10.1007/s12043-015-1070-0 . S2CID   117404500 .
  76. ^ «Запущен индийский реактор-размножитель расплавленной соли (IMSBR)» . Ториевый энергетический мир . Проверено 31 августа 2018 г.
  77. ^ Юрман, Дэн (28 января 2022 г.). «Empresarios Agrupados выбран в качестве A/E для Thorcon TMSR-500» . Нейтронные байты . Проверено 30 марта 2022 г.
  78. ^ Прихатини, Зинтан (29 марта 2022 г.). «BRIN использует технологию реактора на расплаве соли для АЭС, которая считается безопасной и экономичной. Страница все» . КОМПАС.com (на индонезийском языке) . Проверено 30 марта 2022 г.
  79. ↑ World Nuclear News (26 января 2022 г.) Empresarios Agrupados заключила контракт на строительство первого реактора ThorCon.
  80. ^ Реактор с расплавленной солью Fuji. Архивировано 5 февраля 2010 года в Wayback Machine . nextbigfuture.com. 19 декабря 2007 г.
  81. ^ "Росатом запустил проект ядерного реактора-"сжигателя" опасных веществ" [Rosatom launches project of burner reactor], РИА Новости (in Russian), Moscow, 11 June 2020 , retrieved 11 February 2021
  82. ^ Ганжур, Ольга (12 April 2020). "Жидкосолевой реактор на ГХК планируют запустить к 2031 году" [Molten salt reactor at MCC is planned to be launched in 2031]. Страна РОСАТОМ (in Russian) . Retrieved 11 February 2021 .
  83. ^ Кларк, Дункан (9 сентября 2011 г.). «Сторонники тория создают группу давления» . Хранитель .
  84. ^ «Лондон: Фонд Вайнберга активизирует кампанию за безопасность, экологичность... - Фонд Вайнберга» . Архивировано 30 октября 2011 г. в Wayback Machine . Мой отдел новостей .
  85. ^ «Новая неправительственная организация, подогревающая интерес к безопасным ториевым ядерным реакторам» . businessgreen.com .
  86. ^ Гриффитс, Тревор; Томлинсон, Джаспер; О'Салливан, Рори. «Обзор MSR - Технико-экономическое обоснование разработки пилотного реактора на расплавленной соли в Великобритании» (PDF) . Развитие энергетических процессов . Проверено 14 января 2016 г.
  87. ^ Ян Скотт (20 июня 2017 г.). Реакторы на расплавах солей . Ядерный институт Великобритании . Проверено 18 марта 2018 г. - через YouTube. [ мертвая ссылка ]
  88. ^ «MoltexFLEX запускает гибко управляемый реактор на расплаве соли: New Nuclear - World Nuclear News» . world-nuclear-news.org . Проверено 6 марта 2024 г.
  89. ^ Эресман, Тери (ред.). Реактор на расплавленной соли (MSR) (PDF) (информационный бюллетень). Том. 08-GA50044-17-R1 R6-11. Национальная лаборатория Айдахо . Архивировано из оригинала (PDF) 18 апреля 2013 года.
  90. ^ "Флайб Энерджи" . flibe-energy.com .
  91. ^ «Онлайн-чат: технолог ядерного тория Кирк Соренсен» . Хранитель . 7 сентября 2011 г.
  92. ^ «Новая компания в Хантсвилле будет строить ядерные реакторы на основе тория». Архивировано 6 апреля 2012 года в Wayback Machine . www.huntsvillenewswire.com .
  93. ^ «Новая ядерная бомба может снабжать мир энергией до 2083 года» . Регистр . 14 марта 2013 г.
  94. ^ Трансатомный (25 сентября 2018 г.). «Трансатомная энергетика» . Твиттер . Проверено 13 октября 2019 г.
  95. ^ «Открытый исходный код» . 25 сентября 2018 г.
  96. ^ «Министерство энергетики объявляет о новых инвестициях в усовершенствованные ядерные энергетические реакторы...» Министерство энергетики США . Проверено 16 января 2016 г. .
  97. ^ Ван, Брайан (21 декабря 2023 г.). «Разрешение NRC на строительство ядерного реактора на расплавленной соли Kairos Power к 2027 году | NextBigFuture.com» . Проверено 24 декабря 2023 г.
  98. ^ «Министерство энергетики США и Kairos Power заключают новый этапный контракт с фиксированной ценой, основанный на результатах» . Кайрос Пауэр . Проверено 24 февраля 2024 г.
  99. ^ РЕГИСТРАЦИЯ, ПОЧТА (18 ноября 2021 г.). «INL является целевой площадкой для первого в мире солевого реактора быстрого спектра» . Почтовая регистрация . Проверено 19 ноября 2021 г.
  100. ^ Мировые ядерные новости (wnn) (19 августа 2022 г.) Поданная заявка на американский исследовательский реактор с расплавленной солью ACU является частью NEXT.

Дальнейшее чтение

[ редактировать ]
[ редактировать ]
На Wikimedia Commons есть СМИ, связанные с реакторами на расплавленной соли .
Retrieved from "https://en.wikipedia.org/w/index.php?title=Molten-salt_reactor&oldid=1236424499"
Arc.Ask3.Ru: конец переведенного документа.
Arc.Ask3.Ru
Номер скриншота №: d67b1ea824deaa45ac73980f79b14f82__1721828220
URL1:https://arc.ask3.ru/arc/aa/d6/82/d67b1ea824deaa45ac73980f79b14f82.html
Заголовок, (Title) документа по адресу, URL1:
Molten-salt reactor - Wikipedia
Данный printscreen веб страницы (снимок веб страницы, скриншот веб страницы), визуально-программная копия документа расположенного по адресу URL1 и сохраненная в файл, имеет: квалифицированную, усовершенствованную (подтверждены: метки времени, валидность сертификата), открепленную ЭЦП (приложена к данному файлу), что может быть использовано для подтверждения содержания и факта существования документа в этот момент времени. Права на данный скриншот принадлежат администрации Ask3.ru, использование в качестве доказательства только с письменного разрешения правообладателя скриншота. Администрация Ask3.ru не несет ответственности за информацию размещенную на данном скриншоте. Права на прочие зарегистрированные элементы любого права, изображенные на снимках принадлежат их владельцам. Качество перевода предоставляется как есть. Любые претензии, иски не могут быть предъявлены. Если вы не согласны с любым пунктом перечисленным выше, вы не можете использовать данный сайт и информация размещенную на нем (сайте/странице), немедленно покиньте данный сайт. В случае нарушения любого пункта перечисленного выше, штраф 55! (Пятьдесят пять факториал, Денежную единицу (имеющую самостоятельную стоимость) можете выбрать самостоятельно, выплаичвается товарами в течение 7 дней с момента нарушения.)