Smeltet saltreaktor

Den aktuelle version af siden er endnu ikke blevet gennemgået af erfarne bidragydere og kan afvige væsentligt fra den version , der blev gennemgået den 28. september 2015; checks kræver 15 redigeringer .

Smeltet saltreaktor (flydende saltreaktor, ZhSR, MSR) er en af ​​de typer lavtryks- atomreaktorer , hvor kølevæsken er baseret på en blanding af smeltede salte, som kan fungere ved høje temperaturer (reaktorens termodynamiske effektivitet er direkte proportional med driftstemperaturen), forbliver på denne ved lavt tryk. Dette reducerer mekanisk belastning og forbedrer sikkerheden og holdbarheden.

I nogle udførelsesformer er det nukleare brændsel også flydende og er et kølemiddel, som forenkler reaktorens design, udligner brændstofforbrændingen og gør det også muligt at erstatte brændstoffet uden at lukke reaktoren ned.

Som salte foreslås aktinidfluorider almindeligvis (afhængigt af typen af ​​reaktor og brændsel er disse thorium , uran , plutonium og andre actinider) .

Evnen til at tilføre frisk brændstof, homogenisere kernen og fjerne fissionsprodukter (især gasformige), når den kører ved strøm, gør ZhSR til en fremragende avlsreaktor (opdrætterreaktor ) og efterbrænder af langlivet affald (især aktinider).

Der er også projekter af subkritiske atomreaktorer på smeltede salte, i dette tilfælde kan de smeltede salte også tjene som et mål for accelerator-driveren, hvilket løser problemet med målets stabilitet og ensartetheden af ​​dets udbrænding.

Generel information

Da uranreserverne er begrænsede, forbindes fremtidens atomkraftindustri på den ene eller anden måde med forædlingsreaktorer og brugen af ​​uran-238 (99,3 % af naturligt uran) og thorium-232 som brændsel (de tilgængelige reserver er ca. tre gange højere end dem af uran-238).

Fordelene ved ZhSR bliver især mærkbare, når de bruges som brændstofproducenter - dette er muligt både på termiske neutroner (med thorium-uran-brændstof og produktion af uran-233 fra thorium-232) og på hurtige neutroner (med uran-plutonium-brændstof) og produktion af plutonium-239 fra uran-238). I dette tilfælde bliver det muligt kun at tilføje kildematerialet (naturligt uran eller naturligt thorium) til reaktoren og udtrække fragmenterne. I en konventionel fastbrændselsreaktor ville dette indebære at udvinde det brugte brændsel og sende det til bekostelig oparbejdning for at adskille det brugte brændsel fra fissionsfragmenterne. Dette er især vigtigt for thoriumreaktorer, for ved bestråling med thorium-232 dannes også uran-232. Uran-232 henfaldsserien indeholder meget ubehagelige gamma-aktive isotoper, der gør enhver brændstofhåndtering ekstremt vanskelig.

Som salte foreslås det ofte at bruge fluorider eller chlorider, især som en buffer - FLiBe, en opløsning af lithiumfluorid og berylliumfluorid. Som regel er disse salte med et relativt lavt smeltepunkt - 400-700C.

ZhSR er ofte placeret som forbedrede (naturlige) sikkerhedsreaktorer af flere årsager:

- brændstoffet er i flydende tilstand, så det er nemt at sikre naturlig sikkerhed mod overophedning af reaktoren: i dette tilfælde smeltes den faste prop i reaktoren, og brændstoffet drænes i en fælde med åbenlyst subkritisk geometri og neutron absorbere;

- den konstante fjernelse af gasformige fissionsprodukter og den konstante genopfyldning af frisk brændsel gør det muligt ikke at putte brændstof med en stor reaktivitetsmargin i reaktoren, hvilket reducerer risikoen for ukontrolleret reaktorens løb;

- lavt tryk i reaktorbeholderen gør det muligt at øge sikkerheden (derudover gør det det muligt at undvære ekstra stærke strukturer under bestråling, i sammenligning f.eks. med VVER er dette en økonomisk gevinst).

Relativt høje temperaturer (derfor høj effektivitet), enkelhed og kompakthed af kerneudstyret, muligheden for at tanke ved strøm, brugen af ​​meget billigt brændstof (brændstof til andre typer reaktorer er ofte et meget komplekst og dyrt mekanisk produkt) gør ZhSR meget tiltrækkende.

ZhSR som reaktortype er inkluderet i GEN4 søgeprogrammet, nu annoncerer flere innovative virksomheder deres udviklinger ZhSR som fremtidens reaktor.

Denne type reaktor har dog også ulemper. Først og fremmest drejer det sig om den meget komplekse kemi af brændstof og skrogmaterialer, som skal modstå et meget korrosivt miljø under forhold med kraftig ioniserende stråling, herunder neutroner. De første forsøg ( MSRE - American molten salt reactor) viste, at problemet ikke skulle undervurderes.

På trods af eksisterende forslag om kontinuerlig brændstofpåfyldning og/eller udvinding af absorberfragmenter herfra, er dette endnu ikke implementeret i praksis, og dette indebærer betydelige tekniske risici, når det er detaljeret og implementeret.

Der er alvorlig kritik af selve tilgangen: Mange mener, at fjernelse af to sikkerhedsbarrierer (pelletens skal og brændstofelementet i VVER versus den simple smeltning af brændstof i ZhSR) øger risikoen for radioaktive udslip.

Endelig påpeger kritikere, at forædlingsreaktorer med de nuværende omkostninger ved uran ikke er rentable, hvilket betyder, at ZSR mister en væsentlig del af sine fordele.

Eksisterende projekter

Eksisterende projekter er homogene reaktorer (herunder hurtige neutroner ), der opererer på en blanding af fluoridsmelter Li- lithium , Be- beryllium , Zr- zirconium , U- uran .

Fordele

  1. Lavt tryk i reaktorbeholderen (1 atm ) - tillader brugen af ​​en meget billig beholder, samtidig med at en hel klasse af ulykker med et brud på beholderen og rørledningerne i 1. kredsløb elimineres.
  2. Høje temperaturer i 1. kredsløb - over 700 °C (og i ultrahøjtemperaturreaktorer over 1400) og som følge heraf høj termodynamisk virkningsgrad (op til 44% for MSBR-1000), som tillader brugen af ​​konventionelle turbiner fra termiske kraftværker.
  3. Det er muligt at organisere en kontinuerlig udskiftning af brændstof uden at lukke reaktoren ned - fjernelse af fissionsprodukter fra det 1. kredsløb og dets genopfyldning med frisk brændstof.
  4. Mindre radioaktivt slid på byggematerialer sammenlignet med trykvandsreaktorer.
  5. Høj brændstofeffektivitet.
  6. Evne til at bygge en forædlingsreaktor eller omformer.
  7. Muligheden for at bruge thorium -brændselscyklusser, hvilket udvider og reducerer omkostningerne ved brændselscyklussen betydeligt.
  8. Metalfluorider, i modsætning til flydende natrium , interagerer praktisk talt ikke med vand og brænder ikke, hvilket udelukker en hel klasse af ulykker, der er mulige for natriumkølede flydende metalreaktorer .
  9. Muligheden for at fjerne xenon (for at undgå at forgifte reaktoren ) ved blot at blæse kølevæsken med helium ind i MCP'en . Som et resultat - evnen til at arbejde i tilstande med en konstant ændring i kraft.

Ulemper

  1. Behovet for at organisere brændselsbehandling på atomkraftværker.
  2. Højere korrosion fra smeltede salte.
  3. Højere dosisomkostninger under reparation af 1. kredsløb sammenlignet med VVER
  4. Lavt avlsforhold (CV ~ 1,06 for MSBR-1000) sammenlignet med flydende metalreaktorer med natriumkølevæske (CV ~ 1,3 for BN-600, BN-800)
  5. Betydeligt store (2-3 gange) tritium -emissioner sammenlignet med trykvandsreaktorer , som kan styres ved at vælge strukturelle materialer til rørledninger i 1. kredsløb.
  6. Mangel på byggematerialer.

Smeltet-saltreaktorprojekter

Noter

  1. ↑ JREngel, HFBauman, JFDearing, WRGrimes, HEMcCoy, WARhoades. Konceptuelle designkarakteristika for en denatureret smeltet salt-reaktor med engangs-brændstof  . teknisk rapport . Oak Ridge National Lab (1. juni 1980). Dato for adgang: 18. oktober 2010. Arkiveret fra originalen den 8. februar 2012.
  2. ↑ Mr. Jintaek Jung, præsident og administrerende direktør for SHI, og Mr. Troels Schenfeldt, medstifter og administrerende direktør i Seaborg. Samsung Heavy Industries (SHI) og Seaborg indgår partnerskab om at udvikle et flydende atomkraftværk kombineret med brint- og  ammoniakanlæg . News&Issues (11. april 2022). Dato for adgang: 11. april 2022.

Se også

Litteratur