Reaktor na roztavenou sůl

Aktuální verze stránky ještě nebyla zkontrolována zkušenými přispěvateli a může se výrazně lišit od verze recenzované 28. září 2015; kontroly vyžadují 15 úprav .

Reaktor roztavené soli (reaktor kapalné soli, ZhSR, MSR) je jedním z typů nízkotlakých jaderných reaktorů , ve kterých je chladicí médium založeno na směsi roztavených solí, které mohou pracovat při vysokých teplotách (termodynamická účinnost reaktoru je přímo úměrné provozní teplotě), setrvání na této teplotě při nízkém tlaku. To snižuje mechanické namáhání a zvyšuje bezpečnost a životnost.

V některých provedeních je jaderné palivo také kapalné a jedná se o chladivo, což zjednodušuje konstrukci reaktoru, vyrovnává vyhoření paliva a také umožňuje výměnu paliva bez odstavení reaktoru.

Jako soli se běžně navrhují fluoridy aktinidů (v závislosti na typu reaktoru a paliva se jedná o thorium , uran , plutonium a další aktinidy).

Schopnost přivádět čerstvé palivo, homogenizovat aktivní zóny a odstraňovat štěpné produkty (zejména plynné) při provozu na výkon dělá ze ZhSR vynikající množivý reaktor ( množivý reaktor ) a přídavné spalování odpadu s dlouhou životností (zejména aktinidů).

Existují i ​​projekty podkritických jaderných reaktorů na roztavené soli, v tomto případě mohou roztavené soli sloužit i jako terč pro urychlovač-budič, který řeší problém se stabilitou cíle a rovnoměrností jeho vyhoření.

Obecné informace

Vzhledem k tomu, že zásoby uranu jsou omezené, jaderná energetika budoucnosti je tak či onak spojena s množivými reaktory a používáním uranu-238 (99,3 % přírodního uranu) a thoria-232 jako paliva (dostupné zásoby jsou přibližně třikrát vyšší). než u uranu-238).

Výhody ZhSR se projeví zejména při jejich použití jako producentů paliva - to je možné jak na tepelných neutronech (s palivem thorium-uran a výrobou uranu-233 z thoria-232), tak na rychlých neutronech (s palivem uran-plutonium a výroba plutonia-239 z uranu-238). V tomto případě je možné přidat do reaktoru pouze výchozí materiál (přírodní uran nebo přírodní thorium) a extrahovat fragmenty. V konvenčním reaktoru na pevná paliva by to zahrnovalo extrakci vyhořelého paliva a jeho odeslání k nákladnému přepracování k oddělení vyhořelého paliva od štěpných fragmentů. To je důležité zejména u thoriových reaktorů, protože při ozařování thoriem-232 vzniká i uran-232. Rozpadová řada uranu-232 obsahuje velmi nepříjemné gama-aktivní izotopy, které extrémně ztěžují jakoukoli manipulaci s palivem.

Jako soli se často navrhuje používat fluoridy nebo chloridy, zejména jako pufr - FLiBe, roztok fluoridu lithného a fluoridu berylnatého. Zpravidla se jedná o soli s relativně nízkou teplotou tání - 400-700C.

ZhSR jsou často umístěny jako reaktory se zvýšenou (přirozenou) bezpečností z několika důvodů:

- palivo je v kapalném stavu, takže je snadné zajistit přirozenou bezpečnost proti přehřátí reaktoru: v tomto případě se roztaví pevná zátka v reaktoru a palivo se vypustí do lapače se zjevně podkritickou geometrií a neutronem absorbéry;

- neustálé odstraňování plynných produktů štěpení a neustálé doplňování čerstvého paliva umožňuje nevkládat do reaktoru palivo s velkou rezervou reaktivity, což snižuje rizika nekontrolovaného útěku reaktoru;

- nízký tlak v nádobě reaktoru umožňuje zvýšit bezpečnost (navíc se při ozařování obejde bez extra pevných konstrukcí, ve srovnání řekněme s VVER jde o ekonomický zisk).

Relativně vysoké teploty (tedy vysoká účinnost), jednoduchost a kompaktnost zařízení aktivní zóny, možnost doplňování paliva na výkon, použití velmi levného paliva (palivo pro jiné typy reaktorů je často velmi složitý a drahý mechanický výrobek) činí ZhSR velmi atraktivní.

ZhSR jako typ reaktoru je zahrnut do vyhledávacího programu GEN4, nyní několik inovativních společností inzeruje svůj vývoj ZhSR jako reaktor budoucnosti.

Tento typ reaktoru má však i nevýhody. Především jde o velmi složitou chemii paliva a materiálů trupu, které musí odolávat velmi korozivnímu prostředí v podmínkách silného ionizujícího záření včetně neutronů. První experimenty ( MSRE - americký reaktor na roztavenou sůl) ukázaly, že problém není radno podceňovat.

Navzdory existujícím návrhům na průběžné doplňování paliva a/nebo odsávání úlomků absorbéru z něj toto zatím nebylo v praxi realizováno a to s sebou nese značná technická rizika, když je detailně a implementován.

Existuje vážná kritika samotného přístupu: mnozí se domnívají, že odstranění dvou bezpečnostních bariér (plášť pelety a palivový článek ve VVER versus jednoduché roztavení paliva v ZhSR) zvyšuje rizika radioaktivních úniků.

Kritici nakonec poukazují na to, že při současných cenách uranu nejsou množivé reaktory ziskové, což znamená, že ŽSR ztrácí významnou část svých výhod.

Stávající projekty

Existující projekty jsou homogenní reaktory (včetně rychlých neutronů ) pracující na směsi fluoridových tavenin Li- lithium , beryllium , Zr- zirkonium , U- uran .

Výhody

  1. Nízký tlak v nádobě reaktoru (1 atm ) - umožňuje použití velmi levné nádoby a zároveň eliminuje celou třídu havárií s prasknutím nádoby a potrubí 1. okruhu.
  2. Vysoké teploty 1. okruhu - nad 700 °C (a v ultravysokoteplotních reaktorech nad 1400) a v důsledku toho vysoká termodynamická účinnost (až 44 % u MSBR-1000), která umožňuje použití konvenčních turbín od r. tepelné elektrárny.
  3. Lze zorganizovat průběžnou výměnu paliva, bez odstavení reaktoru - odstranění štěpných produktů z 1. okruhu a jeho doplňování čerstvým palivem.
  4. Menší radioaktivní opotřebení konstrukčních materiálů ve srovnání s tlakovodními reaktory.
  5. Vysoká účinnost paliva.
  6. Schopnost postavit množivý reaktor nebo konvertor.
  7. Možnost využití thoriových palivových cyklů, což výrazně rozšiřuje a zlevňuje palivový cyklus.
  8. Fluoridy kovů, na rozdíl od kapalného sodíku , prakticky nereagují s vodou a nehoří, což vylučuje celou třídu nehod, které jsou možné u sodíkem chlazených reaktorů na tekuté kovy .
  9. Možnost odstranění xenonu (aby nedošlo k otrávení reaktoru ) pouhým vháněním chladicí kapaliny heliem do MCP . V důsledku toho - schopnost pracovat v režimech s neustálou změnou výkonu.

Nevýhody

  1. Potřeba organizovat zpracování paliva v jaderných elektrárnách.
  2. Vyšší koroze od roztavených solí.
  3. Vyšší dávkové náklady při opravě 1. okruhu oproti VVER
  4. Nízký chovný poměr (CV ~ 1,06 pro MSBR-1000) ve srovnání s reaktory na tekutý kov s chladivem sodíku (CV ~ 1,3 pro BN-600, BN-800)
  5. Výrazně velké (2-3krát) emise tritia ve srovnání s tlakovodními reaktory , které lze řídit výběrem konstrukčních materiálů pro potrubí 1. okruhu.
  6. Nedostatek stavebních materiálů.

Projekty reaktoru na roztavenou sůl

Poznámky

  1. ↑ JREngel, HFBauman, JFDearing, WRGrimes, HEMcCoy, WARhoades. Koncepční konstrukční charakteristiky denaturovaného solného reaktoru s průtočným palivem  . technická zpráva . Národní laboratoř Oak Ridge (1. června 1980). Datum přístupu: 18. října 2010. Archivováno z originálu 8. února 2012.
  2. ↑ Pan Jintaek Jung, prezident a generální ředitel SHI, a Mr. Troels Schenfeldt, spoluzakladatel a generální ředitel společnosti Seaborg. Samsung Heavy Industries (SHI) a Seaborg podepsaly partnerství na vývoji plovoucí jaderné elektrárny kombinované s vodíkovými a čpavkovými  elektrárnami . News&Issues (11. dubna 2022). Datum přístupu: 11. dubna 2022.

Viz také

Literatura