Реактор на расплавах солей

Схема реактора на расплаве солей.

Реактор на расплавах солей (жидкосолевой реактор, ЖСР, MSR) является одним из видов ядерных реакторов деления, в которых основой охлаждающей жидкости является смесь расплавленных солей, которая может работать при высоких температурах (выше - лучше для термодинамической эффективности), оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность. Ядерное топливо – жидкое и оно же является теплоносителем, что упрощает конструкцию реактора, уравнивает выгорания топлива, а также позволяет заменять горючее, не останавливая реактор. Одним из видов MSR и основным из разрабатываемых является жидкость на основе фторидов тория-232 и урана-233.

Общая информация

Во многих конструкциях ядерное топливо растворяется в расплавленном фториде теплоносителя – в соли тетрафторида. В расплав также добавлены литий и бериллий. Реакторы могут быть основаны на ториевом или на урановом топливном цикле.

При ториевом топливном цикле цепная ядерная реакция возможна только при захвате торием-232 медленных нейтронов, что требует наличия замедлителя нейтронов. Замедлителем является графит, расположенный непосредственно в самом реакторе, с регулирующими стержнями. При аварийной ситуации, когда регулирующие стержни не работают, реактор начинает перегреваться, но жидкость под действием силы тяжести сливается в аварийно-резервное хранилище, заполненное холодным раствором соли. В качестве аварийного клапана предлагается использовать пробку из более тугоплавкой соли. Нагретая соль направляется в первый теплообменник, через который циркулирует соль второго контура, не содержащая радиоактивных веществ. Этот расплав соли направляется в следующий теплообменник, где тепло передаётся гелию или водяному пару. На горячем газе работают турбины, вращающие генераторы.

MSR-реактор работает при высокой температуре, 600 – 700 °C, что НЕ превышает точку кипения расплава солей. Поэтому в реакторе давление немного выше 1 кг/см², что позволяет обойтись без тяжёлого и дорогого корпуса. Еще одно преимущество MSR-реактора – небольшая активная зона, что требует меньше материалов для защиты.

MSR-реактор – использует торий-232 в качестве горючего, но в техническом смысле торий не является ядерным горючим, поскольку он не распадается и не может породить цепную реакцию. Но с помощью нейтрона со стороны торий можно расщепить. Эту роль выполняет уран-233. Ядро тория-232 захватывает нейтрон. После этого происходит бета-распад и изначальный торий-232 превращается через несколько промежуточных продуктов в уран-233. Таким образом, единственным расходуемым веществом является торий-232.

Расход ядерного горючего оценивается примерно в 1000 кг тория на 1000 мегаватт произведённой энергии.^{[источник не указан 36 дней]} Высокорадиоактивных отходов производится при этом около тонны в год. Через 10 лет 83 процента из них стабилизируется, а оставшиеся 17 процентов необходимо захоронить на 300 – 500 лет. Плутония производится всего 30 грамм, поэтому такой реактор нельзя применить для производства оружейного плутония. Известные мировые запасы тория 2,23 миллиона тонн, приблизительные неразведанные составляют ещё 2,13 млн.т.

MSR-техника не так хорошо известна даже среди инженеров ядерной энергетики, но её история начиналась ещё в 1940-х. До конца 1960-х были попытки приспособить такие реакторы, используя их малые габариты, в качестве источника энергии на самолёты. Первый такой опытный реактор действовал в 1954, бомбардировщик B-36 был оснащён им в 1955 – 1957. Ракетные технологии и межконтинентальные ракеты сделали такие самолёты, остающиеся в воздухе и не требующие дозаправки неделями, ненужными.

Главная причина того, почему MSR-реакторов сейчас нет в массовом практическом использовании, несмотря на огромные запасы сырья и малое количество отходов – торий не был сырьём для изготовления ядерного оружия. Интерес к развитию электростанций, использующих торий, остывал в 1950 – 1960 по мере того, как разгоралась холодная война. Мегатонны тогда были важнее мегаватт, а сейчас из мегатонн получают мегаватты – треть мирового ядерного горючего на 2011 год родом из устаревшего и сокращённого ядерного оружия – урана и плутония. По состоянию на 2011 год действуют 440 реакторов, из которых 350 водо-водяных реакторов — с водой под давлением.

Существующие проекты

Существующие проекты представляют из себя гомогенные реакторы (в том числе, на быстрых нейтронах), работающие на смеси расплавов фторидов Li — лития, Be — бериллия, Zr — циркония, U — урана.

Достоинства

1. Низкое давление в корпусе реактора (0,1 атм) — позволяет использовать очень дешёвый корпус, при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура.
2. Высокие температуры 1-го контура — выше 700 °C, (а в реакторах сверхвысокой температуры выше 1400) и, как следствие, высокий термодинамический КПД (до 44 % для MSBR-1000), что позволяет использовать обычные турбины от тепловых электростанций.
3. Возможно организовать непрерывную замену горючего, без остановки реактора - вывод продуктов деления из 1-го контура и его подпитку свежим топливом.
4. Меньший радиоактивный износ материалов конструкции по сравнению с водо-водяными реакторами.
5. Высокая топливная эффективность.
6. Возможность построить реактор-размножитель или конвертер.
7. Возможность использования ториевых топливных циклов, что значительно расширяет и удешевляет топливный цикл.
8. Фториды металлов, в отличие от жидкого натрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает целый класс аварий, возможных для жидкометалических реакторов с натриевым теплоносителем.
9. Возможность вывода ксенона (для исключения отравления реактора) простой продувкой теплоносителя гелием в ГЦН. Как следствие — возможность работать в режимах с постоянным изменением мощности.

Недостатки

1. Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС.
2. Более высокая коррозия от расплава солей.
3. Более высокие дозовые затраты при проведении ремонта 1-го контура по сравнению с ВВЭР
4. Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометалическими реакторами с натриевым теплоносителем (КВ ~ 1,6 для БН-600, БН-800)
5. Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития, с которыми можно бороться подбором конструкционных материалов трубопроводов 1-го контура.
6. Отсутствие конструкционных материалов.

Проекты жидкосолевых реакторов

• Aircraft Reactor Experiment, ARE, 3 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — построен 1954 г., работал 9 дней.
• Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE, 8 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем, работал 25 000 часов.
• Molthen-Salt Breeder Reactor, MSBR-1000, 1000 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем. Развитие MSRE — проект коммерческого реактора. Экономическая эффективность примерно соответствует водо-водяным реакторам. Может работать как в режиме конвертера, так и реактора-размножителя.
• Denatured Molten-Salt Reactor (with once-through fueling), DMSR-1000, Окриджская Национальная Лаборатория. Проект не был осуществлён^[1].

Примечания

1. ↑ J.R.Engel, H.F.Bauman, J.F.Dearing, W.R.Grimes, H.E.McCoy, W.A.Rhoades Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling  (англ.). Technical Report. Oak Ridge National Lab (1 June 1980). Архивировано из первоисточника 8 февраля 2012. Проверено 18 октября 2010.

См. также

• Реактор на растворах солей

Литература

• В.Л .Блинкин, В.М. Новиков Жидкосолевые ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1978.
• Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И., Чередников В.Н. Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы, Энергоатомиздат, М., 1990