Реактор на розплавах солей

Матеріал з Вікіпедії — вільної енциклопедії.
Перейти до навігації Перейти до пошуку
Схема реактора на розплаві солей.

Реактор на розплавах солей (рідкосольовий реактор, РСР, MSR) — є одним з видів ядерних реакторів низького поділу[прояснити], в яких основою охолоджувальної рідини є суміш розплавлених солей, яка може працювати за високих температур (термодинамічна ефективність реактора прямо пропорційна робочій температурі), залишаючись при цьому за низького тиску. Це зменшує механічні напруги і підвищує безпеку і довговічність.

У деяких варіантах ядерне паливо теж рідке, і є теплоносієм, що спрощує конструкцію реактора, вирівнює вигоряння палива, а також дозволяє замінювати паливо, не зупиняючи реактор.

Як солі зазвичай пропонуються фториди актиноїдів (залежно від типу реактора і палива це торій, уран, плутоній і інші актиноїди).

Можливість під час роботи на потужності підживлення свіжим паливом, гомогенізації активної зони, видалення продуктів поділу (особливо, газоподібних) робить РСР прекрасним реактором-розмножувачем (реактор-брідер) і спалювачем довгоживучих відходів (особливо, актиноїдів).

Існують також проєкти підкритичних ядерних реакторів на розплавах солей, в цьому випадку розплав солей може служити також мішенню для прискорювача-драйвера, що вирішує проблему зі стійкістю мішені і рівномірністю її вигоряння.

Загальна інформація

[ред. | ред. код]

Оскільки запаси урану обмежені, ядерну енергетику майбутнього пов'язують так чи інакше з реакторами-розмножувачами і використанням як палива урану-238 (99.3 % природного урану) і торію-232 (доступні запаси приблизно втричі перевищують запаси урану-238)[джерело?].

Переваги РСР стають особливо помітними за використання їх як джерела палива — це можливо як на теплових нейтронах (з торій-уранових паливом і джерелом урану-233 з торію-232), так і на швидких (з уран-плутонієвим паливом і джерелом плутонію-239 з урану-238). У цьому випадку стає можливим додавати в реактор лише вихідний матеріал (природний уран або природний торій) і витягувати осколки. У звичайному реакторі з твердим паливом для цього доводиться витягати відпрацьоване паливо і відправляти його на дорогу переробку щоб відокремити отримане паливо від осколків поділу. Це особливо важливо для торієвих реакторів, тому що під час опромінення торію-232 утворюється зокрема й уран-232. Ряд розпаду урану-232 містить дуже неприємні гамма-активні ізотопи, надзвичайно ускладнюючи будь-яке поводження з паливом[джерело?].

Як солі часто пропонується використовувати фториди або хлориди, зокрема, як буфер — FLiBe, розчин фториду літію і фториду берилію. Як правило, це солі з відносно низькою температурою плавлення — 400—700°С[джерело?].

РСР часто позиціюються як реактори з підвищеною (природною) безпекою з таких причин:

  • паливо перебуває в рідкому стані, тому легко забезпечити природну безпеку від перегріву реактора: в цьому випадку тверда пробка в реакторі розплавляється, і паливо зливається в пастку з підкритичною геометрією і поглиначами нейтронів;
  • постійне видалення газоподібних продуктів поділу і постійне підживлення свіжим паливом дають можливість не ставити в реактор паливо з великим запасом реактивності, що знижує ризики некерованого розгону реактора;
  • низький тиск у корпусі реактора дозволяє підвищити безпеку (крім того, дозволяє обійтися без особливо міцних конструкцій під опроміненням, в порівнянні, скажімо з ВВЕР, це дає економічний виграш).

Відносно високі температури (отже, високий ККД), простота і компактність обладнання активної зони, можливість дозаправлення на потужності, використання дуже дешевого палива (паливо для інших типів реакторів часто дуже складний і дорогий механічний виріб) робить РСР дуже привабливим[джерело?].

РСР як тип реактора включений до пошукової програми GEN4, зараз відразу кілька інноваційних фірм рекламують свої розробки РСР як реактор майбутнього[джерело?].

Проте, цьому типу реакторів притаманні і недоліки. В першу чергу це стосується дуже складної хімії палива і матеріалів корпусу, який повинен витримувати дуже корозійно-активне середовище в умовах потужного іонізуючого випромінювання, зокрема — нейтронів. Перші спроби (MSRE — американський реактор на розплаві солей) показали, що проблему не можна недооцінювати[джерело?].

Незважаючи на наявні ідеї безперервного підживлення паливом і/або вилучення з нього осколків-поглиначів, на практиці це ще не було реалізовано, і це несе значні технічні ризики при детальному опрацюванні та реалізації[джерело?].

Існує серйозна критика і самого підходу: багато хто[хто?] вважає, що видалення двох бар'єрів безпеки (оболонка таблетки і ТВЕЛу у ВВЕР проти просто розплаву палива у РСР) підвищує ризики радіоактивних викидів[джерело?].

Нарешті, критики вказують, що за нинішньої вартості урану реактори-розмножувачі не вигідні, а значить, РСР втрачає значну частину своїх переваг[джерело?].

Існуючі проєкти

[ред. | ред. код]

Існуючі проєкти являють собою гомогенні реактори (зокрема, на швидких нейтронах), що працюють на суміші розплавів фторидів літію, берилію, цирконію, урану.

Китай

[ред. | ред. код]

Влітку 2021 року ЗМІ повідомили про розробку реактора-демонстратора технологій на основі торію. В серпні має завершитись його спорудження, а з вересня розпочатись випробування. У випадку успіху, розробки будуть використані для спорудження комерційних реакторів із введенням в експлуатацію до 2030 року[1].

США

[ред. | ред. код]

В рамках Мангеттенського проєкту в 1950-ті роки в національній лабораторії Оук-Ридж було створено реактор на розплавах солей, що пропрацював протягом чотирьох років. Метою досліджень було створення ядерної рушійної установки для літальних апаратів[1].

Компанія Kairos Power збирається до 2026 року побудувати демонстратор технологій — реактор на розплавах солей потужністю 50 МВт у Оук-Ридж, штат Теннессі (США)[1].

В жовтні 2024 року публічна транснаціональна корпорація Google LLC уклала угоду з компанією Kairos Power про створення серії SMR реакторів та інвестування в розвиток наступного покоління ядерної енергії, чим підтримала компанію, яка будує невеликі модульні реактори, і погодилася купувати енергію, щойно такі постачання почнуться у американській мережі. Угода, яка підтримає 500 МВт електроенергії, включає 50-мегаватний демонстраційний проєкт Kairos Hermes у штаті Теннессі, а потім промислові реактори потужністю 75 МВт[2].

Переваги

[ред. | ред. код]
  1. Низький тиск в корпусі реактора (1 атм) — дозволяє використовувати дуже дешевий корпус, при цьому виключається цілий клас аварій з розривом корпусу і трубопроводів 1-го контуру.
  2. Високі температури 1-го контуру — вище 700 °C, (а в реакторах надвисокої температури вище 1400) і, як наслідок, високий термодинамічний ККД (до 44 % для MSBR-1000), що дозволяє використовувати звичайні турбіни від теплових електростанцій.
  3. Можливо організувати безперервну заміну пального, без зупинки реактора — виведення продуктів поділу з 1-го контуру і його підживлення свіжим паливом.
  4. Менше радіоактивне зношування матеріалів конструкції в порівнянні з водо-водяними реакторами.
  5. Висока паливна ефективність.
  6. Можливість побудувати реактор-розмножувач або конвертор.
  7. Можливість використання торієвих паливних циклів, що значно розширює і здешевлює паливний цикл.
  8. Фториди металів, на відміну від рідкого натрію, практично не взаємодіють з водою і не горять, що виключає цілий клас аварій, можливих для рідкометалічних реакторів з натрієвих теплоносієм.
  9. Можливість виведення ксенону (для виключення отруєння реактора) простою продувкою теплоносія гелієм в ГЦН. Як наслідок — можливість працювати в режимах з постійною зміною потужності.

Недоліки

[ред. | ред. код]
  1. Необхідність організовувати переробку палива на АЕС.
  2. Вища корозія від розплаву солей.
  3. Вищі дозові витрати під час проведення ремонту 1-го контуру в порівнянні з ВВЕР
  4. Низький коефіцієнт відтворення (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) в порівнянні з рідкометалічними реакторами з натрієвим теплоносієм (КВ ~ 1,6 для БН-600, БТ-800)
  5. Значно більші (в 2-3 рази) в порівнянні з водо-водяними реакторами викиди тритію, з якими можна боротися підбором конструкційних матеріалів трубопроводів 1-го контуру.
  6. Відсутність конструкційних матеріалів.

Проєкти рідкосольових реакторів

[ред. | ред. код]
  • Aircraft Reactor Experiment, ARE, 3 МВт, Окриджська національна лабораторія (ORNL) США — побудований 1954 року, працював 9 днів.
  • Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE, 8 МВт, ORNL США — уран-торієвий реактор-розмножувач на теплових нейтронах з графітовим сповільнювачем і відбивачем, працював 25 000 годин.
  • Molten-Salt Breeder Reactor, MSBR-1000, 1000 МВт, ORNL США — уран-торієвий реактор-розмножувач на теплових нейтронах з графітовим сповільнювачем і відбивачем. Розвиток MSRE — проєкт комерційного реактора. Економічна ефективність приблизно відповідає водо-водяним реакторам. Може працювати як у режимі конвертора, так і реактора-розмножувача.
  • Denatured Molten-Salt Reactor (with once-through fueling), DMSR-1000, ORNL. Проєкт не був здійснений[3].

Примітки

[ред. | ред. код]
  1. ↑ а б в Prachi Patel (4 серпня 2021). China Says It's Closing in on Thorium Nuclear Reactor. IEEE Spectrum. Архів оригіналу за 5 серпня 2021. Процитовано 5 серпня 2021.
  2. ↑ Google підтримує будівництво малих ядерних реакторів. 15.10.2024
  3. ↑ J.R.Engel, H.F.Bauman, J.F.Dearing, W.R.Grimes, H.E.McCoy, W.A.Rhoades (1 червня 1980). Conceptual design characteristics of a denatured molten-salt reactor with once-through fueling. Technical Report (англ.). Oak Ridge National Lab. Архів оригіналу за 8 лютого 2012. Процитовано 18 жовтня 2010.

Див. також

[ред. | ред. код]

Література

[ред. | ред. код]
  • В.Л .Блинкин, В. М. Новиков Жидкосолевые ядерные реакторы. — Москва: Атомиздат[ru], 1978.
  • Новиков В. М., Игнатьев В. В., Федулов В. И., Чередников В. Н. Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы. — Москва: Энергоатомиздат[ru], 1990
Отримано з https://uk.wikipedia.org/w/index.php?title=Реактор_на_розплавах_солей&oldid=43692836