Wikipedysta:Pliftr/brudnopis

Schemat reaktora ciekło-solnego

Reaktor ciekło-solny (Molten Salt Reactor MSR) jest rodzajem reaktora jądrowego, w którym chłodziwo (ang.) obiegu pierwotnego lub też paliwo występują w postaci płynnej mieszaniny stopionych soli. Reaktory MSR należeć będą do IV generacji reaktorów jądrowych i pracować będą w wyższych temperaturach niż reaktory chłodzone wodą, przez co osiągać będą wyższą sprawność termodynamiczną(ang.) zachowując przy tym niskie wartości ciśnień pary.

Praca w ciśnieniach zbliżonych do atmosferycznego pozwoli zasadniczo zmniejszyć siły mechaniczne, którym poddawana jest instalacja, co pozwoli uprościć konstrukcję reaktora i polepszyć jego bezpieczeństwo. Istnieją szanse zbudowania i eksploatacji reaktorów ciekło-solnych przy kosztach niższych niż w przypadku energetycznych bloków opalanych węglem.

Paliwo tych reaktorów może mieć postać stałą lub być rozpuszczone bezpośrednio w chłodziwie. W wielu wersjach konstrukcji MSR paliwem jądrowym jest czterofluorek uranu (UF₄) rozpuszczone w stanowiących chłodziwo płynnych (stopionych) solach fluorków. Taki roztwór osiąga stan masy krytycznej w obecności grafitu (ang.), który pełni rolę moderatora. Konstrukcje reaktorów ciekło-solnych w wersji na paliwo stałe przewidują paliwo w postaci ceramicznej rozłożone w grafitowej matrycy omywanej stopionymi solami dla zapewnienia wydajnego chłodzenia z zachowaniem wyższych niż dotychczas temperatur, a jednocześnie niskich ciśnień. Stopione sole wykazują jako chłodziwo o wiele lepsze parametry niż proponowany równolegle dla tych reaktorów sprężony hel, jeśli chodzi o odbiór ciepła z rdzenia. Pozwalają też zmniejszyć objętość reaktora oraz obniżyć wymagane wydajności pomp.

Pierwszym z reaktorów na paliwo płynne był odznaczający się niewielkimi wymiarami en:Aircraft Reactor Experiment (ang.) (1954). Jego następcą stał się MSRE en:Molten-Salt Reactor Experiment (ang.) (1965–1969), który do dziś stanowi prototyp opartego o torowy cykl paliwowy ciekło-paliwowego reaktora powielającego (ang.). Wśród projektów reaktorów IV generacji znalazł się również reaktor na paliwo stałe chłodzony ciekłymi solami Szablon:Failed verification. Jego założenia projektowe przewidują moc 1000 MW_e.

Historia

Aircraft Reactor Experiment

Budynek reaktora ARE w laboratorium ORNL przebudowany później dla reaktora MSRE

Szeroko zakrojone prace nad reaktorami ciekło-solnymi zapoczątkowane zostały w ramach amerykańskiego projektu eksperymentalnego reaktora lotniczego zwanego ARE en:Aircraft Nuclear Propulsion (ang.). ARE był eksperymentalnym reaktorem o mocy 2.5 MW_t stworzonym z zamiarem osiągnięcia maksymalnej gęstości mocy, tak aby zastosować go jako jądrowy napęd bombowca strategicznego. Prace prowadzone w instytucie National Reactor Test Station (obecnie en:Idaho National Laboratory (ang.))objęły kilka koncepcji eksperymentalnych, w tym reaktor wysoko-temperaturowy oraz prace nad silnikami zwane ogólnie Heat Transfer Reactor Experiments: HTRE-1, HTRE-2 oraz HTRE-3. Równolegle w Oak Ridge National Laboratory zbudowano wysoko-temperaturowy reaktor ciekło-solny ARE. W reaktorze ARE w roli chłodziwa i jednocześnie paliwa zastosowano stopione sole fluorków NaF-ZrF₄-UF₄ (53-41-6 mol%). Jako moderator służył tlenek berylu (ang.) (BeO), chłodziwem obiegu wtórnego był płynny sód w temperaturze maksymalnej 860 °C. Reaktor przepracował 100 MW-godzin w ciągu dziewięciu dni roku 1954. W konstrukcji rdzenia i rurociągów reaktora wykorzystano stop en:Inconel (ang.).

Molten-Salt Reactor Experiment

Schemat instalacji MSRE

Laboratorium en:Oak Ridge National Laboratory (ang.) (ORNL) przejęło rolę wiodącą w pracach nad reaktorami MSR w latach 60-tych XX wieku i kulminacją tam prowadzonych badań stał się reaktor MSRE en:Molten-Salt Reactor Experiment (ang.). Był to reaktor badawczy o mocy 7.4 MW_t stanowiący prototyp elementów zasadniczych powielającego reaktora epitermalnego pracującego w oparciu o stopione sole. Badania neutroniki zyskały pierwszeństwo przed doposażeniem reaktora w obszerny, kosztowny płaszcz. Współcześnie do MSRE nawiązuje koncepcja konstrukcyjna LFTR czyli reaktora torowego na ciekłych fluorkach.

Reaktor MSRE zlokalizowany był na terenie laboratorium ORNL. Jego armatura, rurociągi, zbiornik rdzenia i elementy instalacji wykonane były ze stopu Hastelloy-N, a grafit pirolityczny pełnił rolę moderatora. Reaktor osiągnął stan krytyczny w 1965 roku i pracował przez 4 lata. Paliwem MSRE był roztwór LiF-BeF₂-ZrF₄-UF₄ (65-29-5-1), moderowany w rdzeniu przez grafit, a rolę chłodziwa wtórnego pełniły sole en:FLiBe (ang.) (2LiF-BeF₂). Rdzeń osiągał temperatury dochodzące do 650 °C i przez okresy łącznie około półtora roku pracował z pełną mocą.

Powielający reaktor na stopionych solach w Oak Ridge National Laboratory

Zwieńczeniem prac prowadzonych w Oak Ridge National Laboratory w latach 1970–1976 stało się opracowanie dokumentacji projektu powielającego reaktora na stopionych solach (MSBR - Molten Salt Breeder Reactor), w którym przewidywano zastosować jako paliwo roztwór LiF-BeF₂-ThF₄-UF₄ (72-16-12-0.4), grafit w roli wymienianego co 4 lata moderatora oraz sole NaF-NaBF₄ jako chłodziwo obiegu wtórnego przy założeniu szczytowej temperatury pracy (ang.) 705 °C. Mimo zakończonego sukcesem programu MSR zastopowano go na początku lat 1970 i przesunięto wysiłek na forsowne badania nad chłodzonym ciekłym metalem prędkim reaktorem powielającym (LMFBR - Liquid Metal Fast-Breeder Reactor ),po którym w badaniach w USA zapanowała stagnacja. Szablon:As of, ARE i MSRE pozostały jedynymi reakorami na stopionych solach, jakie zostały uruchomione.

Na prace nad MSBR uzyskiwano fundusze do 1976 roku. Uwzględniając inflację na projekt ten przeznaczono w latach 1968 do 1976 $38,9 milionów dolarów w dolarach z roku 1991.

Przytaczane są następujące powody zastopowania prac nad projektem:

• Poparcie pod względem politycznym i technicznym było niewystarczająco rozpowszechnione w Stanach Zjednoczonych. Technologia ta była rozumiana wystarczająco dobrze tylko w Oak Ridge w stanie Tennessee.

• Program MSR konkurował z programem prędkiego reaktora powielającego, który ubiegł MSR i uzyskał olbrzymie fundusze rządowe na prace badawcze w wielu ośrodkach naukowych Stanów Zjednoczonych. W chwili gdy zaawansowanie projektu MSR doszło do etapu, który wymagał zintensyfikowania badań, aby powstała wersji użytkowa reaktora, komisja AEC nie znalazła dostatecznego usprawiedliwienia, aby przekierować znaczne kwoty z programu en:LMFBR (ang.) na program z nim konkurujący.

Rosyjski program badawczy MSR

Program badawczy nad reaktorami ciekło-solnymi rozpoczęto w Związku Radzieckim w latach 1970 w Instytucie Kurczatowa. Program obejmował szeroki zakres studiów teoretycznych i eksperymentalnych, a w szczególności koncentrował się na właściwościach mechanicznych, odporności na korozję i parametrach radiacyjnych kadzi ciekło-solnego rdzenia. Podstawowym wnioskiem wywiedzionym z zakończonego programu było, że nie istnieją bariery fizyczne ani technologiczne, które mogłyby przeszkodzić w praktycznym wprowadzeniu reaktorów MSR. Wyhamowanie prac nad projektem miało miejsce w 1986 roku na skutek katastrofy w Czarnobylu oraz ogólnej stagnacji w energetyce jądrowej i w badaniach atomowych, jakie nastąpiły.Szablon:Rp

Ostatnie wydarzenia

Bardzo wysokotemperaturowy reaktor chłodzony ciekłymi solami

(ang.)

We wrześniu 2010 roku kontynuowano badania nad wykorzystaniem ciekłych soli jako chłodziwa dla reaktorów jądrowych. Wybrano wówczas oryginalny projekt reaktora ciekło-solnego jak i bardzo wysokotemperaturowego reaktora (ang.) (VHTR - Very High Temperature Reactor) jako potencjalne obiekty badań w ramach Generation IV International Forum (GIF). Wersją VHTR wyznaczoną do dalszych badań został liquid-salt very-high-temperature reactor (LS-VHTR)zwany także zaawansowanym reaktorem wysokotemperaturowym advanced high-temperature reactor (AHTR). Jest to zasadniczo standardowy projekt VHTR, z tym że w obiegu pierwotnym jako chłodziwo znajdują zastosowanie ciekłe sole w miejsce pojedynczego obiegu helu. Reaktor ten wykorzystywałe będzie paliwo typu "TRISO" w formie kulek, w których cząstki paliwowe są rozlokowane w grafitowej matrycy. Pierwotne koncepcje AHTR zakładały wykorzystanie grafitu w postaci prętów, które miały być umieszczone w moderujących ośmiokątnych blokach, lecz obecne koncepcje skupiają się na paliwie kulkowym (pebble-type fuel). Reaktor LS-VHTR posiada wiele dodatnich cech takich jak: zdolność do pracy w bardzo wysokich temperaturach (temperatura wrzenia większości branych pod uwagę soli wynosi ponad 1400 °C); niskie ciśnienie chłodziwa, co pozwala na łatwe zastosowanie w technologiach wytwarzania wodoru (większość rozwijanych metod termo-chemicznych otrzymywania wodoru wymaga temperatur ponad 750 °C); wyższa sprawność generowania energii elektrycznej niż w reaktorach VHTR chłodzonych helem pracujących w porównywalnych warunkach; pasywne układy bezpieczeństwa oraz lepsza zdolność zatrzymywania produktów rozszczepienia w razie awarii. Ta koncepcja reaktora jest obecnie znana jako "fluoride salt-cooled high-temperature reactor" (FHR).

Reaktor torowy na ciekłych fluorkach LFTR

Reaktory wykorzystujące tor i stopione sole zwane reaktorami torowymi na ciekłych fluorkach (Liquid Fluoride Thorium Reactors LFTR) będą wyzyskiwały obfite źródło energii tkwiące w torowym cyklu paliwowym. Prywatne firmy z Japonii, Rosji, Australii i Stanów Zjednoczonych oraz rząd Chin wyraziły wolę rozwijania tej technologii.

Orędownicy LFTR twierdzą, że 500 ton metrycznych toru jest w stanie zaspokoić całość potrzeb energetycznych USA przez rok. Amerykański urząd geologiczny en:U.S. Geological Survey(ang.) szacuje, że największe znane amerykańskie złoża toru w rejonie Lemhi Pass na granicy stanów Montana i Idaho kryją zasoby toru rzędu 64.000 ton metrycznych.

Reaktor Fuji MSR

FUJI MSR(ang.) to projekt reaktora typu LFTR o mocy 100 do 200 Mwe(ang.) posługującego się technologią podobną jak w reaktorze eksperymentalnym Oak Ridge National Laboratory. Jest on rozwijany przez konsorcjum firm z Japonii, Stanów Zjednoczonych i Rosji. Do czasu uruchomienia reaktora o pełnej mocy upłynie prawdopodobnie 20 lat, ale wydaje się, że nie wystarczyło funduszy na ten projekt.

Projekt chiński

Pod kierownictwem en:Jiang Mianheng(ang.) Chińska Republika Ludowa zainicjowała badania i projekt rozwojowy reaktorów ciekło-solnych w technologii torowej. Decyzję formalnie ogłosiła Chińska Akademia Nauk(ang.) (CAS) na dorocznej konferencji w styczniu 2011. W planach jest "budowa niewielkiego reaktora 2 MW na ciekłe paliwo fluorkowe do końca dekady prowadząca do reaktora handlowego o pełnych wymiarach w latach 2020. Prace trwają także nad chłodzonym ciekłymi solami stało-paliwowy reaktorem na paliwo kulkowe". Proponowane terminy ukończenia eksperymentalnego reaktora 2 MW na paliwo kulkowe jako reaktora chłodzonego ciekłymi solami zostało przesunięte z roku 2015 na 2017. Proponowana data oddania "testowego reaktora torowego na ciekłych solach" została również przesunięta.

Firmy amerykańskie

Były naukowiec NASA i główny technolog nuklearny firmy en:Teledyne Brown Engineering(ang.) Kirk Sorensen, który zaproponował określenie reaktor torowy na ciekłych fluorkach LFTR (Liquid Fluoride Thorium reactor) od lat jest orędownikiem torowego cyklu paliwowego. W 2011 roku Sorensen założył firmę en:Flibe Energy(ang.), której celem jest zbudowanie reaktora LFTR o mocy 20-50 MW mającego stanowić źródło energii dla amerykańskich baz wojskowych. Istotną kwestią jest, że wobec rozbudowanego systemu przepisów rządzącego cywilną energetyką jądrową łatwiej jest w USA uzyskać certyfikację dla nowatorskiego projektu wojskowego.

Inna z debiutujących amerykańskich firm en:Transatomic Power(ang.) stworzona została przez doktorantów instytutu en:MIT(ang.) oraz Russ Wilcox'a, twórcę firmy E Ink (ang.). Ich celem jest zbudowanie ciekło-solnego reaktora WAMSR (Waste-Annihilating Molten Salt Reactor), który miałby za cel główny dopalanie istniejących odpadów paliwa nuklearnego.

Fundacja Weinberga

Założona w 2011 roku Fundacja Weinberga(ang.) jest brytyjską organizacją stawiającą sobie za cel propagowanie, dyskutowanie i lobbowanie na rzecz energii pochodzącej z toru oraz reaktorów LFTR. Uroczysta inauguracja tej fundacji miała miejsce w brytyjskiej Izbie Lordów 8 września 2011. Organizacja wzięła swą nazwę od nazwiska amerykańskiego fizyka jądrowego en:Alvin M. Weinberga, który był pionierem badań nad torowymi reaktorami ciekło-solnymi.

Opcje paliwowe w reaktorach ciekło-paliwowych

• Wariant reaktora wykorzystującego tor zwany reaktorem torowym na ciekłych fluorkach stał się koncepcją szeroko dyskutowaną wśród inżynierów jądrowych. Najbardziej znanym z twórców tego reaktora był wybitny naukowiec en:Alvin Weinberg(ang.), który ponadto opatentował reaktor lekko-wodny i stał na czele Oak Ridge National Laboratory, widącego ośrodka badań jądrowych w USA.
• Paliwem reaktora MSR może być także wzbogacony Uran-235 (ang.).
• Paliwo może w MSR stanowić również materiał rozszczepialny ze zdemontowanej broni jadrowej.

Reaktory chłodzone ciekłymi solami

Ciekło-paliwowe reaktory na stopionych solach są zasadniczo różne od reaktorów na paliwo stałe, w których proponuje się ciekłe sole jedynie w roli chłodziwa. W dokumentach dotyczących reaktorów jądrowych IV generacji zwane one są "molten salt reactor system" lub MSCR (Molten Salt Converter Reactor). Jedna z koncepcji wśród tych reaktorów zwana jest zaawansowanym reaktorem wysoko-temperaturowym AHTR (Advanced High-Temperature Reactor), lecz od około 2010 roku nazwą stosowaną przez Departament Energii Stanów Zjednoczonych jest FHR (Fluoride High-Temperature Reactors.

W koncepcji FHR paliwo nie może być poddawane reprocesingowi bez przerywania pracy. Wykorzystywane są w nim pręty paliwowe wymagające fabrykacji i legalizacji, co powoduje, że termin uruchomienie reaktora wynosi 20 lat od czasu rozpoczęcia projektu. Tym niemniej produkcja prętów paliwowych dostarcza firmom budującym reaktory znacznego źródła dochodów.

Reaktor FHR posiada wszystkie zalety biorące się z chłodziwa o niskim ciśnieniu i wysokiej temperaturze, podobnie jak to ma miejsce w reaktorach chłodzonych ciekłym metalem liquid metal fast reactor. Istotnym jest, że w obrębie rdzenia nie występuje grożąca eksplozją para wodna, co wymaga stosowania olbrzymich, kosztownych zbiorników bezpieczeństwa. Dzięki wysokiej temperaturze eksploatacyjnej FHR do generowania energii elektrycznej można będzie zastosować wysokowydajne, niewielkie turbiny gazowe z obiegiem Brayton'a.

Duża część uwagi w badaniach nad FHR skupia się na małogabarytowych wymiennikach ciepła. Zastosowanie mniejszych wymienników pozwoli na anagażowanie mniejszej objętości soli, co przyniesie znaczną oszczędność kosztów.

Stopione sole mogą być wysoce korozyjne, szczególnie wraz ze wzrostem temperatury. Dla pierwotnego obiegu chłodziwa MSR wymagane jest więc zastosowanie materiału konstrukcyjnego zdolnego oprzeć się korozji w wysokich temperaturach oraz intensywnemu promieniowaniu jądrowemu. W trakcie badań wykazano, że en:Hastelloy-N(ang.) oraz pokrewne stopy z powodzeniem spełniają swoją rolę w temperaturach eksploatacji do około 700 °C. Potrzebne będą jednak badania eksploatacyjne z długim horyzontem czasowym dla pełnowymiarowego reaktora. Wbrew znacznym trudnościom w dziedzinie inżynierii materiałowej konieczne może się okazać uzyskanie stopow wytrzymujących jeszcze wyższe temperatury, tak aby można było te reaktory zastosować w termo-chemicznych procesach uzyskiwania wodoru. Nie uzyskano jeszcze takich sprawdzonych materiałów, tym niemniej kompozyty węglowe, stopy molibdenu (np. TZM), węgliki oraz stopy utwardzanych dyspersyjnie en:ODS alloys(ang.) oferują obiecujące właściwości.

ODTĄD TEKST ŹRÓDŁOWY UAKTUALNIONY 24/08/13

Dobór mieszanin soli

Stopione sole FLiBe

Skład soli dobierany jest ze względów praktycznych i pod katem bezpieczeństwa pracy reaktora. Preferowane są sole fluorków, ponieważ fluor posiada tylko jeden stabilony izotop F-19 i poprzez bombardowanie neutronami nie ulega łatwo radioaktywacji. Z obu tych powodów fluor posiada przewagę nad chlorem, który posiada dwa stabilne izotopy (Cl-35 and Cl-37). Ponadto ulegające powolnemu rozpadowi izotopy na drodze rozpadu między nimi zwiększają absorpcję neutronów przez Cl-35. Tak więc fluorki w porównaniu do chlorków i innych halogenków przechwytują mniej neutronów oraz lepiej spowalniają (moderacja) neutrony. Nisko walencyjne fluorki posiadają wysokie temperatury wrzenia, tym niemniej wiele z pięcio- i sześcio-fluorków wrze w temperaturach niższych. Wiązania stopionych soli fluorków odznaczają się stabilnością zanim ulegną rozkładowi na pierwiastki składowe, do czego dochodzi dopiero w temperaturach bliskich punktowi wrzenia.

Z drugiej strony niektóre rodzaje soli mają tak cenne cechy użytkowe, że warto podjąć wysiłek separacji izotopów dla wydzielenia izotopów pożądanych. On the other hand, some salts are so useful that isotope separation of the halide is worthwhile. I tak chlorki mogą stanowić punkt wyjścia do budowy zaproponowanego przez Mieczysław Taube prędkiego reaktora powielającego na stopionych solach. Chlorides permit fast breeder reactors to be constructed using molten salts. Niestety prace nad projektem reaktora wykorzystującym stopione chlorki nie zostały zaawansowane. However, not nearly as much work has been done on reactor designs using chloride salts. Chlorki, odmiennie od fluorków, należy poddać oczyszczeniu dla wyizolowania cięższego, stabilnego izotopu chloru-37 i eliminacji chloru-35. Chlorine, unlike fluorine, must be purified to isolate the heavier stable isotope, chlorine-37, thus reducing production of sulfur tetrafluoride??????????? that occurs when chlorine-35 absorbs a neutron to become chlorine-36, then degrades by beta decay to sulfur-36. Similarly, any lithium present in a salt mixture must be in the form of purified lithium-7 to reduce tritium production by lithium-6 (the tritium then forms corrosive hydrogen fluoride).

Reactor salts are usually close to eutectic mixtures to reduce their melting point. A low melting point simplifies melting the salt at startup and reduces the risk of the salt freezing as it's cooled in the heat exchanger.

Due to the high "redox window" of fused fluoride salts, the chemical potential of the fused salt system can be changed. Fluorine-Lithium-Beryllium ("FLiBe") can be used with beryllium additions to lower the electrochemical potential and almost eliminate corrosion. However, since beryllium is extremely toxic, special precautions must be engineered into the design to prevent its release into the environment. Many other salts can cause plumbing corrosion, especially if the reactor is hot enough to make highly reactive hydrogen.

To date, most research has focused on FLiBe, because lithium and beryllium are reasonably effective moderators, and form a eutectic salt mixture with a lower melting point than each of the constituent salts. Beryllium also performs neutron doubling, improving the neutron economy. This process occurs when the Beryllium nucleus re-emits two neutrons after absorbing a single neutron. For the fuel carrying salts, generally 1% or 2% (by mole) of UF₄ is added. Thorium and plutonium fluorides have also been used.

Comparison of the neutron capture and moderating efficiency of several materials. Red are Be-bearing, blue are ZrF₄-bearing and green are LiF-bearing salts.

Material	Total neutron capture relative to graphite (per unit volume)	Moderating ratio (Avg. 0.1 to 10 eV)
Heavy water	0.2	11449
Light water	75	246
Graphite	1	863
Sodium	47	2
UCO	285	2
UO2	3583	0.1
2LiF–BeF2	8	60
LiF–BeF2–ZrF4 (64.5–30.5–5)	8	54
NaF–BeF2 (57–43)	28	15
LiF–NaF–BeF2 (31–31–38)	20	22
LiF–ZrF4 (51–49)	9	29
NaF–ZrF4 (59.5–40.5)	24	10
LiF-NaF–ZrF4 (26–37–37)	20	13
KF–ZrF4 (58–42)	67	3
RbF–ZrF4 (58–42)	14	13
LiF–KF (50–50)	97	2
LiF–RbF (44–56)	19	9
LiF–NaF–KF (46.5–11.5–42)	90	2
LiF–NaF–RbF (42–6–52)	20	8

Fused salt purification

Techniques for preparing and handling molten salt had been first developed at Oak Ridge National Lab. The purpose of salt purification was to eliminate oxides, Sulfur, and metal impurities. Oxides could result in the deposition of solid particles in reactor operation. Sulfur had to be removed because of their corrosive attack on nickel-base alloys at operational temperature. Structural metal such as Chromium, Nickel, and Iron had to be removed for corrosion control.

A water content reduction purification stage using HF and Helium sweep gas was specified to run at 400 °C. Oxide and Sulfur contamination in the salt mixtures were removed using gas sparging of HF - H₂ mixture, with the salt heated to 600 °C.Szablon:Rp Structural metal contamination in the salt mixtures were removed using Hydrogen gas sparging, at 700 °C.Szablon:Rp Solid ammonium hydrofluoride was proposed as a safer alternative for oxide removal.

Fused salt processing

The possibility of online processing can be an advantage of the MSR design. Continuous processing would reduce the inventory of fission products, control corrosion and improve neutron economy by removing fission products with high neutron absorption cross-section, especially xenon. This makes the MSR particularly suited to the neutron-poor thorium fuel cycle. Online fuel processing can introduce risks of fuel processing accidentsSzablon:Rp, which can trigger release of radio isotopes.

In some thorium breeding scenarios, the intermediate product protactinium-233 would be removed from the reactor and allowed to decay into highly pure uranium-233, an attractive bomb-making material. More modern designs propose to use a lower specific power or a separate large thorium breeding blanket. This dilutes the protactinium to such an extent that few protactinium atoms absorb a second neutron or, via a (n, 2n) reaction (in which an incident neutron is not absorbed but instead knocks a neutron out of the nucleus), generate uranium-232. Because U-232 has a short half-life and its decay chain contains hard gamma emitters, it makes the isotopic mix of uranium less attractive for bomb-making. This benefit would come with the added expense of a larger fissile inventory or a 2-fluid design with a large quantity of blanket salt.

The necessary fuel salt reprocessing technology has been demonstrated, but only at laboratory scale. A prerequisite to full-scale commercial reactor design is the R&D to engineer an economically competitive fuel salt cleaning system. DOTĄD TEKST ŹRÓDŁOWY UAKTUALNIONY 24/08/13

Fissile fuel reprocessing issues

Reprocessing refers to the chemical separation of fissionable uranium and plutonium from spent nuclear fuel. The recovery of uranium or plutonium could be subject to the risk of nuclear proliferation. In the United States the regulatory regime has varied dramatically in different administrations.

In the original 1971 Molten Salt Breeder Reactor proposal, uranium reprocessing was scheduled every ten days as part of reactor operation.Szablon:Rp Subsequently a once-through fueling design was proposed that limited uranium reprocessing to every thirty years at the end of useful salt life.Szablon:Rp A mixture of uranium-238 was called for to make sure recovered uranium would not be weapons grade. This design is referred to as denatured molten salt reactor. If reprocessing were to be prohibited then the uranium would be disposed with other fission products.

Comparison to ordinary light water reactors

MSRs, especially those with the fuel dissolved in the salt differ considerably from conventional reactors. The pressure can be low and the temperature is much higher. In this respect a MSR is more similar to a liquid metal cooled reactor than a conventional light water cooled reactor. As an additional difference MSRs are often planned as breeding reactor with a closed fuel cycle - as opposed to using a once-through fuel currently used in US nuclear reactors.

The typical safety concepts rely on a negative temperature coefficient of reactivity and a large possible temperature rise to limit reactivity excursions. As an additional method for shutdown a separate, passively cooled container below the reactor is planned. In case of problems and for regular maintenance the fuel is drained from the reactor. This stops the nuclear reaction and gives a second cooling system. Neutron-producing accelerators have even been proposed for some super-safe subcritical experimental designs.

The temperatures of some proposed designs are high enough to produce process heat for hydrogen production or other chemical reactions. Because of this, they have been included in the GEN-IV roadmap for further study.

Advantages

The molten salt reactor offers many potential advantages compared to current light water reactors:

• Inherently safe design (safety by passive components and the strong negative temperature coefficient of reactivity of some designs).
• a low pressure, improves safety and simplifies the design
• In theory a full recycle system can be much cleaner: the discharge wastes after chemical separation are predominately fission products, most of which have relatively short half lives compared to longer-lived actinide wastes. This can result in a significant reduction in the containment period in a geologic repository (300 years vs. tens of thousands of years).
• The fuel's liquid phase is adequate for pyroprocessing for separation of fission products. This may have advantages over conventional reprocessing, though much development is still needed.
• There is no need for fuel rod manufacturing
• Some designs can "burn" problematic transuranic elements from traditional solid-fuel nuclear reactors.
• A MSR can react to load changes in less than 60 seconds (unlike "traditional" solid-fuel nuclear power plants that suffer from Xenon poisoning).
• Molten salt reactors can run at high temperatures, yielding high efficiencies to produce electricity.
• Some MSRs can offer a high "specific power", that is high power at a low mass. This was demonstrated by the ARE, the aircraft reactor experiment.
• a possibly good neutron economy makes the MSR attractive for the neutron poor thorium fuel cycle.

Disadvantages

• Little development compared to most Gen IV designs - much is unknown.
• Need to operate an on-site chemical plant to manage core mixture and remove fission products.
• Lithium containing salts will cause significant tritium production (comparable with heavy water reactors), even if pure ⁷Li is used.
• Likely need for regulatory changes to deal with radically different design features.
• Corrosion may occur over many decades of reactor operation and could be problematic.
• Nickel and iron based alloys are prone to embrittlement under high neutron flux.Szablon:Rp

See also

• Aqueous homogeneous reactor
• Generation IV reactor
• Integral fast reactor
• Liquid fluoride thorium reactor
• Liquid metal cooled reactor
• Nuclear aircraft
• Nuclear power
• Thorium fuel cycle

Further reading

• Energy from Thorium's Document Repository Contains scanned versions of many of the U.S. government engineering reports, over ten thousand pages of construction and operation experience. This repository is the main reference for the aircraft reactor experiment and molten-salt fueled reactor's technical discussion.
• The First Nuclear Era : The Life and Times of a Technological Fixer by Alvin Martin Weinberg
• Bruce Hoglund's Eclectic Interests Home Page Nuclear Power, Thorium, Molten Salt reactors, etc.
• Generation IV International Forum MSR website
• INL MSR workshop summary
• Molten Salt Chemistry Plays a Prominant (sic) Role in Accelerator-Driven Transmutation Systems
• Material Considerations for Molten Salt Accelerator-based Plutonium Conversion Systems J.H. Devan et al.

External links

• Idaho National Laboratory Molten Salt Reactor Fact Sheet
• Energy from Thorium Blog / Website
• Google TechTalks – Liquid Fluoride Thorium Reactor: What Fusion Wanted To Be by Dr. Joe Bonometti NASA / Naval Postgraduate School YouTube
• Wikibooks
• Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor
• Thorium Remix LFTR in 5 Minutes and other LFTR Documentaries.
• Kun Chen from Chinese Academy of Sciences on China Thorium Molten Salt Reactor TMSR Program

Kategoria:Nuclear power reactor types Kategoria:Graphite moderated reactors Kategoria:Beryllium moderated reactors