Реактор на расплавах солей

Материал из Википедии — свободной энциклопедии
Перейти к: навигация, поиск
Схема реактора на расплаве солей.
MSRE Diagram.png

Реа́ктор 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 температура — лучше для термодинамической эффективности), оставаясь при этом при низком давлении. Это уменьшает механические напряжения и повышает безопасность.

В некоторых вариантах ядерное топливо тоже жидкое, и является теплоносителем, что упрощает конструкцию реактора, уравнивает выгорание топлива, а также позволяет заменять горючее, не останавливая реактор.

MSR могут использовать в качестве топлива обогащенный уран (U235 и U238), либо смесь фторидов тория-232 и урана-233 (в реакторах LFTR).

Общая информация[править | править вики-текст]

Во многих конструкциях ядерное топливо растворяется в расплавленном фториде теплоносителя — в соли тетрафторида. В расплав также добавлены литий (высокообогащенный по изотопу лития-7 — около 99,995 %[1]) 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 в 1 — 6 тонн тория ежегодно на реактор электрической мощностью 1000 мегаватт (1 ГВт·год; при КПД в 40 %).[2][3] 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 граммов, 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. Развитие межконтинентальных ракет сделало такие самолёты, остающиеся в воздухе без 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 (точнее, уран-233) не стал сырьём для изготовления ядерного оружия. Интерес к развитию электростанций, использующих торий, остывал в 1950—1960 по мере того, как была отлажена схема изготовления ядерного оружия из плутония. Массовый выпуск оружейного плутония тогда был важнее нужд энергетики. В настоящее время (2011 год) заметная часть реакторов использует в качестве ядерного горючего материал из сокращённого ядерного оружия — уран и плутоний. По состоянию на 2011 год действуют 440 реакторов, из которых 350 водо-водяных реакторов — с водой под давлением.

Существующие проекты[править | править вики-текст]

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[править | править вики-текст]

  1. Низкое давление в корпусе реактора (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[править | править вики-текст]

  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[править | править вики-текст]

  • 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[4].

Примечания[править | править вики-текст]

  1. PWR - литиевая угроза, ATOMINFO.RU (23.10.2013). Проверено 29 декабря 2013.
  2. Sustainable Energy — without the hot air. David JC MacKay: «Thorium .. Thorium reactors deliver 3.6 billion kWh of heat per ton of thorium, which implies that a 1 GW reactor requires about 6 tons of thorium per year, assuming its generators are 40 % efficient.»
  3. [1] «Thorium fuel is plentiful and inexpensive. .. $300,000 per ton. 1 ton, 1 city, 1 GW-year»
  4. 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). Проверено 18 октября 2010. Архивировано из первоисточника 8 февраля 2012.

См. также[править | править вики-текст]

Литература[править | править вики-текст]

  • 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