WikiDer > Реактор с расплавленной солью

Molten salt reactor

Пример схемы реактора с расплавом солей

А реактор с расплавленной солью (MSR) является классом ядерный реактор деления в котором первичный теплоноситель ядерного реактора и / или топливо расплавленная соль смесь. Ключевой характеристикой MSR является их работа на уровне или близком к атмосферное давление, а не в 75-150 раз больше атмосферного давления типичного легководные реакторы (LWR), тем самым уменьшая большие дорогостоящие защитные конструкции, используемые для LWR, и устраняя источник опасности взрыва. Другой ключевой характеристикой MSR является более высокая рабочая температура, чем у традиционного LWR, что обеспечивает более высокую эффективность производства электроэнергии и, в некоторых случаях, возможности технологического нагрева. Соответствующие проблемы проектирования включают коррозионная активность горячих солей и меняющийся химический состав соли как она есть преобразованный реактором радиация. Оценки стоимости MSR неопределенны, но сопоставимы или дешевле, чем LWR.[1]

Несмотря на то, что было предложено множество вариантов конструкции, есть три основные категории, касающиеся роли расплавленной соли:

КатегорияПримеры
Расплавленное солевое топливо - циркулирующееНАХОДЯТСЯ • MSRE • DMSR • MSFR • LFTR • IMSR • AWB, CMSR • EVOL • DFR • ТМСР-500
Расплав солевого топлива - статическийССР
Только охлаждающая жидкость на основе солейTMSR • FHR

(Использование расплавленной соли в качестве топлива и в качестве охлаждающей жидкости - это независимый выбор конструкции - исходная циркуляционная топливная соль MSRE и более поздняя статическая топливная соль ССР использовать соль в качестве топлива и соль в качестве охлаждающей жидкости; то DFR в качестве топлива использует соль, а в качестве хладагента - металл; и FHR твердое топливо, но соль в качестве хладагента)

MSR предлагают множество преимуществ по сравнению с обычными атомными электростанциями, хотя и по историческим причинам.[2] они не были развернуты.

Эта концепция была впервые создана в 1950-х годах. Рано Эксперимент с реактором на самолете был в первую очередь мотивирован компактным размером, который предлагает техника, в то время как Эксперимент в реакторе с расплавленной солью направлены на доказательство концепции атомная электростанция который реализует ториевый топливный цикл в реактор-размножитель. Расширенные исследования в Реактор IV поколения проекты начали возродить интерес к технологии.[3]

История

Эксперимент с реактором самолета

Основная статья: Эксперимент с реактором на самолете
Экспериментальный корпус авиационного реактора в г. Национальная лаборатория Окриджа (ORNL). Позже он был модернизирован для MSRE.

Исследования MSR начались с американского эксперимента с реактором на самолетах (ARE) в поддержку США. Ядерная тяга самолета программа. АР составляла 2,5 МВтth эксперимент с ядерным реактором, предназначенный для достижения высокого плотность энергии для использования в качестве двигателя атомного бомбардировщика.

Проект включал в себя эксперименты, в том числе испытания при высоких температурах и двигателя, которые вместе назывались экспериментами с реактором теплопередачи: HTRE-1, HTRE-2 и HTRE-3 на Национальной испытательной станции реакторов (сейчас Национальная лаборатория Айдахо), а также экспериментальный высокотемпературный реактор с расплавом солей в Окриджской национальной лаборатории - ARE.

Используется расплав фторидной соли NaF-ZrF.4-UF4 (53-41-6 мол.%) В качестве топлива, замедляется оксид бериллия (BeO). Вторичным теплоносителем был жидкий натрий.

Пиковая температура эксперимента составляла 860 ° C. В 1954 году он произвел 100 МВтч за девять дней. Инконель Сплав 600 для металлических конструкций и трубопроводов.[4]

MSR эксплуатировался в Центре критических экспериментов Окриджской национальной лаборатории в 1957 году. Он был частью программы реакторов с циркулирующим топливом, проводившейся в Национальной лаборатории Ок-Ридж. Пратт и Уитни Авиационная компания (PWAC). Это называлось Pratt and Whitney Aircraft Reactor-1 (PWAR-1). Эксперимент проводился в течение нескольких недель при практически нулевой мощности, хотя и достиг критичности. Рабочая температура поддерживалась постоянной на уровне примерно 675 ° C (1250 ° F). В PWAR-1 использовался NaF-ZrF.4-UF4 в качестве основного топлива и теплоносителя. Это был один из трех критически важных MSR, когда-либо построенных.[5]

Эксперимент в реакторе с расплавленной солью

Основная статья: Эксперимент в реакторе с расплавленной солью
Схема завода MSRE

Национальная лаборатория Окриджа (ORNL) лидировала в исследовании MSR на протяжении 1960-х годов. Большая часть их работы завершилась Эксперимент в реакторе с расплавленной солью (MSRE). MSRE составляла 7,4 МВт.th испытательный реактор, моделирующий нейтронно-физическое «ядро» типа надтеплового реактора-размножителя на расплавленной соли тория, называемого реактор с жидким фторидом тория (LFTR). Большой (дорогой) бланкет ториевой соли был опущен в пользу нейтронных измерений.

Трубопроводы, основной бак и структурные компоненты MSRE были изготовлены из Хастеллой-N, модератором пиролитический графит. Он стал критическим в 1965 году и продолжался четыре года. Топливо - LiF-BeF.2-ZrF4-UF4 (65-29-5-1). Графитовый сердечник смягчил его. Его вторичный теплоноситель был FLiBe (2LiF-BeF2). Он достиг температуры 650 ° C и обеспечил работу на полной мощности примерно за 1,5 года.

Реактор-размножитель расплавленной соли Национальной лаборатории Окриджа

Кульминацией исследований ORNL в период 1970–1976 гг. Стала конструкция реактора-размножителя на расплавленной соли (MSBR). Топливо должно было быть LiF-BeF.2-ThF4-UF4 (72-16-12-0.4) с графитовым замедлителем. Вторичный теплоноситель должен был быть NaF-NaBF.4. Его пик Рабочая Температура должна была быть 705 ° C.[6] Он будет следовать четырехлетнему графику замены. Программа MSR была закрыта в начале 1970-х в пользу жидкометаллического реактора на быстрых нейтронах (LMFBR),[7] после чего исследования в США застопорились.[8][9] По состоянию на 2011 г., ARE и MSRE остались единственными когда-либо работавшими реакторами на расплаве соли.

Проект MSBR получал финансирование с 1968 по 1976 год (в долларах 2019 г.[10]) 66,4 миллиона долларов.[11]

Официально программа была отменена по следующим причинам:

  • Политическая и техническая поддержка программы в Соединенных Штатах была слишком слабой географически. В Соединенных Штатах технология была хорошо изучена только в Ок-Ридже.[7]
  • Программа MSR в то время конкурировала с программой быстрого размножения, которая получила ранний старт и имела обильные государственные фонды на развитие с контрактами, которые приносили пользу во многих частях страны. Когда программа разработки MSR продвинулась достаточно далеко, чтобы оправдать расширение программы, ведущей к коммерческой разработке, Комиссия по атомной энергии США (AEC) не может оправдать отвлечение значительных средств от LMFBR в конкурирующую программу.[7]

Реактор денатурированной расплавленной соли (DMSR) Национальной лаборатории Окриджа

Энгель и др. 1980 «исследуют концептуальную осуществимость энергетического реактора с расплавом солей, работающего на денатурированном уране-235 (т.е. с низкообогащенным ураном) и работающего с минимумом химической обработки». Основным приоритетом конструктивных характеристик была устойчивость к нераспространению.[12] Хотя DMSR теоретически может частично заправляться торием или плутонием, заправка только низкообогащенным ураном (НОУ) помогает максимизировать сопротивление распространению.

Другими важными целями DMSR были минимизация НИОКР и максимизация осуществимости. Международный форум «Поколение IV» (GIF) рассматривает «переработку соли» как технологический пробел для реакторов на расплаве соли.[13] DMSR требует минимальной химической обработки, потому что это горелка, а не селекционер. Оба реактора, построенные на ОРНЛ, были горелочными. Кроме того, выбор использования графита для замедления нейтронов и улучшенного Hastelloy-N для трубопроводов упростил конструкцию и сократил объем НИОКР.

Развитие в Соединенном Королевстве

Великобритании Научно-исследовательский центр по атомной энергии (AERE) разрабатывали альтернативный дизайн MSR в своих национальных лабораториях в Harwell, Culham, Рисли и Winfrith. AERE решила сосредоточиться на вести- концепция быстрого реактора на расплавленной соли (MSFR) мощностью 2,5 ГВт (эл.) с использованием хлористый.[14] Они также исследовали газообразный гелий в качестве хладагента.[15][16]

Британский MSFR будет подпитываться плутоний- топливо, которое ученые-исследователи считают «бесплатным» из-за наличия в Великобритании запасов плутония.

Несмотря на различный дизайн, ORNL и AERE в течение этого периода поддерживали контакты, обмениваясь информацией и посещая экспертов. Теоретическая работа над концепцией проводилась в период с 1964 по 1966 год, а экспериментальная работа продолжалась с 1968 по 1973 год. Программа получала ежегодное государственное финансирование в размере около 100 000–200 000 фунтов стерлингов (что эквивалентно 2–3 миллионам фунтов стерлингов в 2005 году). Это финансирование прекратилось в 1974 году, отчасти из-за успеха Прототип быстрого реактора в Дунрее который считался приоритетным для финансирования, поскольку в том же году он стал критически важным.[14]

Развитие в Советском Союзе

В СССР программа исследований жидкосолевого реактора была начата во второй половине 1970-х гг. Курчатовский институт. Он включал теоретические и экспериментальные исследования, в частности изучение механических, коррозионных и радиационных свойств материалов контейнеров с расплавленной солью. Основные результаты подтвердили вывод о том, что никакие физические или технологические препятствия не препятствуют практической реализации MSR.[17][18][19]

Двадцать первый век

Интерес к MSR возобновился в новом тысячелетии с продолжающейся задержкой в термоядерная энергия и другие ядерно-энергетические программы.

Дизайн LFTR был решительно поддержан Элвин Вайнберг, который запатентовал легководный реактор и был директором Окриджской национальной лаборатории США. В 2016 г. Нобелевская премия физик-победитель Карло Руббиа, бывший генеральный директор ЦЕРН, заявил, что одна из основных причин сокращения исследований заключается в том, что торий трудно превратить в ядерное оружие.[2]

Торий не для завтрашнего дня, но, если вы не сделаете что-либо, он туда не попадет. — Д-р Карло Руббиа, Нобелевский лауреат и бывший генеральный директор ЦЕРН, Январь 2016 г.[2]

Коммерческие / национальные / международные проекты

Канада

Земная энергияканадская компания разрабатывает проект DMSR, который называется Интегральный реактор на расплавленной соли (IMSR). IMSR предназначен для развертывания в виде небольшого модульного реактора (SMR). Их проект, который в настоящее время проходит лицензирование, - это тепловая мощность 400 МВт (электрическая - 190 МВт). Благодаря высоким рабочим температурам IMSR находит применение на рынках промышленного тепла, а также на традиционных рынках электроэнергии. Основные конструктивные особенности включают замедление нейтронов из графита, заправку топливом низкообогащенным ураном и компактную заменяемую активную зону. Остаточное тепло пассивно удаляется с помощью азота (с воздухом в качестве аварийной альтернативы). Последняя особенность обеспечивает простоту эксплуатации, необходимую для промышленного развертывания.[20]

Компания Terrestrial завершила первую фазу предварительного лицензирования Канадская комиссия по ядерной безопасности в 2017 году, где было получено заключение регулирующих органов о том, что конструктивные особенности в целом достаточно безопасны для получения в конечном итоге лицензии на строительство реактора.[21]

Китай

В январе 2011 года Китай инициировал исследовательский проект реактора на расплавленной соли тория.[22] Демонстрационный образец твердотопливного варианта мощностью 100 МВт (ТМСР-СФ) на базе галька технологии, которые планируется завершить к 2024 году. Первоначально пилотный проект мощностью 10 МВт и более крупный демонстратор варианта жидкого топлива (TMSR-LF) были нацелены на 2024 и 2035 годы соответственно.[23][24] Затем Китай ускорил свою программу строительства двух подземных реакторов мощностью 12 МВт на исследовательских объектах Wuwei в Ганьсу Провинция к 2020 г.,[25] начиная с TMSR-LF1 прототип.[26] Тепло от реакции расплавленной соли тория будет использоваться для производства электричества, водорода, промышленных химикатов, опреснения и минералов.[25] Проект также направлен на испытание новых коррозионно-стойких материалов.[25]

В 2017 г. ANSTO/ Шанхайский институт прикладной физики объявил о создании сплава NiMo-SiC для использования в МСР.[27][28]

Дания

Копенгаген Атомикс - датская компания по производству солевых расплавов, разрабатывающая промышленные реакторы на расплаве соли. Copenhagen Atomics Waste Burner - это одножидкостный реактор на основе фторида, с замедлителем тяжелой воды, термическим спектром и автономно управляемым расплавом солей. Он предназначен для размещения внутри герметичного 40-футового транспортного контейнера из нержавеющей стали. Тяжеловодный замедлитель теплоизолирован от соли и непрерывно дренируется и охлаждается до температуры ниже 50 ° C. Расплав дейтероксида лития-7 (7LiOD) также изучается версия модератора. В реакторе используется ториевый топливный цикл с использованием выделенного плутония из отработавшего ядерного топлива в качестве начальной делящейся нагрузки для реакторов первого поколения с переходом в конечном итоге на размножитель тория.[29]Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, измерительные системы, системы химии солей и очистки, а также системы управления и программное обеспечение для применения с расплавленными солями.[30]

Сиборг Технологии разрабатывает активную зону для компактного реактора на расплавленных солях (CMSR). CMSR - это высокотемпературный односолевой тепловой МСР, предназначенный для критических нагрузок на коммерчески доступные низкообогащенный уран. Конструкция CMSR является модульной и использует запатентованный модератор NaOH.[31] Предполагается, что активная зона реактора будет заменяться каждые 12 лет. Во время эксплуатации топливо не будет заменено и будет гореть в течение всего 12-летнего срока службы реактора. Планируемая мощность первой версии активной зоны Seaborg - 250 МВт.th мощность и 100 МВте мощность. Как электростанция, CMSR сможет поставлять электричество, чистую воду и отопление / охлаждение примерно 200 000 домохозяйств.[32]

Франция

В CNRS проект Проект EVOL (Оценка и жизнеспособность системы быстрого реактора на жидком топливе) с целью предложить проект MSFR (реактор на быстрых нейтронах на жидких солях),[33] выпустила свой окончательный отчет в 2014 году.[34] Исследования и разработки Различные проекты MSR, такие как FHR, MOSART, MSFR и TMSR, имеют общие темы исследований и разработок.[35]

Проект EVOL будет продолжен финансируемым ЕС проектом по оценке безопасности быстрого реактора на расплавленных солях (SAMOFAR), в котором участвуют несколько европейских исследовательских институтов и университетов.[36]

Германия

Немецкий институт ядерной физики твердого тела в Берлине предложил Двухжидкостный реактор в качестве концепции для быстрого размножителя MSR со свинцовым охлаждением. Первоначальная концепция MSR использовала жидкую соль для обеспечения материалов деления, а также для отвода тепла. Таким образом, возникли проблемы с необходимой скоростью потока. Использование двух разных жидкостей в разных кругах решает проблему.[нужна цитата]

Индия

В 2015 году индийские исследователи опубликовали дизайн MSR,[37] в качестве альтернативы реакторам на основе тория, согласно Трехэтапная ядерно-энергетическая программа Индии.[38]

Индонезия

Торкон разрабатывает ТМСР-500 реактор с расплавленной солью для рынка Индонезии.

Япония

В Реактор расплавленной соли Fuji от 100 до 200 МВте LFTR с использованием технологии, аналогичной проекту Ок-Ридж. Консорциум, в который входят члены из Японии, США и России, разрабатывает проект. На разработку полноразмерного реактора, вероятно, потребуется 20 лет.[39] но, похоже, проекту не хватает финансирования.[40]

Россия

Российский МБИР - это планируемый реактор на быстрых нейтронах с натриевым теплоносителем мощностью 150 МВт. Это будет многопетлевой исследовательский реактор для испытания свинцовых, свинцово-висмутовых и газовых теплоносителей с топливом на основе МОКС-топлива (смесь оксида урана и плутония). Планируется создание на площадке пирохимической установки замкнутого топливного цикла. Ввод в эксплуатацию планируется в 2020 году. По плану это будет самый мощный исследовательский реактор в мире.[41]

объединенное Королевство

Фонд Элвина Вайнберга - британская некоммерческая организация, основанная в 2011 году с целью повышения осведомленности о потенциале ториевой энергии и LFTR. Официально он был запущен на Дом лордов 8 сентября 2011 г.[42][43][44] Он назван в честь американского физика-ядерщика. Элвин М. Вайнберг, который был пионером исследований MSR тория.

В Стабильный солевой реактор, разработанный Moltex Energy, был выбран как наиболее подходящий из шести проектов MSR для реализации в Великобритании в исследовании 2015 года, проведенном по заказу британского агентства по инновациям. Innovate UK.[45] Поддержка правительства Великобритании была слабой,[46] но компания Moltex получила поддержку от New Brunswick Power для разработки пилотной установки в Пойнт-Лепро, Канада,[47] и финансовая поддержка от IDOM (международная инжиниринговая фирма)[48] и в настоящее время участвует в процессе проверки дизайна канадскими поставщиками.[49]

Соединенные Штаты

Национальная лаборатория Айдахо спроектирован реактор с солевым охлаждением и соленым топливом с перспективной мощностью 1000МВте.[50]

Кирк Соренсен, бывший НАСА ученый и главный ядерный технолог в Теледайн Браун Инжиниринг, является давним пропагандистом ториевый топливный цикл, вводя термин реактор с жидким фторидом тория. В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy, компанию, нацеленную на разработку конструкций реакторов LFTR мощностью 20–50 МВт для питания военных баз. (Легче одобрить новые военные проекты, чем проекты гражданских электростанций, в условиях ядерного регулирования США).[51][52][53][54]

Трансатомная энергия преследовал то, что было названо реактором на расплавленной соли уничтожения отходов (аббревиатура WAMSR), предназначенным для использования существующих отработанное ядерное топливо,[55] с 2011 г. до прекращения работы в 2018 г.[56]

В январе 2016 г. Министерство энергетики США объявил о выделении премиального фонда в размере 80 млн долларов на разработку Реактор IV поколения конструкции.[57] Один из двух бенефициаров, Южная компания будет использовать средства для разработки расплавленного хлорида Быстрый реактор (MCFR), тип MSR, разработанный ранее британскими учеными.[14]

Дизайн

Ядерные реакторы можно разделить на разные категории. Проекты MSR входят во многие из этих категорий. MSR могут быть сжигателями или заводчиками. Они могут быть быстрый или же тепловой или же эпитермальный.[58] В тепловых реакторах обычно используется замедлитель (обычно графит) для замедления нейтронов и снижения температуры. Они могут принимать различные виды топлива (низкообогащенный уран, торий, обедненный уран, отходы)[59] и теплоносители (фторид, хлорид, литий, бериллий, смешанные). Топливный цикл может быть как замкнутым, так и прямоточным.[58] Они могут быть монолитными и модульными, большими или маленькими. Реактор может иметь петлевую, модульную или интегральную конфигурацию. Варианты включают:

Жидкосолевой сверхвысокотемпературный реактор

Основная статья: Очень высокотемпературный реактор

(Также упоминается как «высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной солью» (FHR).[60])

Этот подход предполагает использование фторидной соли в качестве охлаждающей жидкости. И традиционный MSR, и очень высокотемпературный реактор (VHTR) были выбраны в качестве потенциальных дизайнов для исследования в рамках Инициатива четвертого поколения (GEN-IV). Одной из исследуемых версий VHTR был очень высокотемпературный реактор с жидкой солью (LS-VHTR), также обычно называемый усовершенствованным высокотемпературным реактором (AHTR).[нужна цитата]

Он использует жидкую соль в качестве хладагента в первом контуре, а не в одном гелиевом контуре. Он полагается на "ТРИСО«Топливо, диспергированное в графите. Ранние исследования AHTR были сосредоточены на графите в виде графитовых стержней, которые должны были быть вставлены в гексагональные замедляющие графитовые блоки, но текущие исследования сосредоточены в первую очередь на галечном топливе.[нужна цитата] LS-VHTR может работать при очень высоких температурах (температура кипения большинства расплавленных солей составляет> 1400 ° C); охлаждение низкого давления, которое можно использовать для соответствия водород условия производства (большинство термохимические циклы требуется температура выше 750 ° C); лучшая эффективность электрического преобразования, чем у VHTR с гелиевым охлаждением, работающего в аналогичных условиях; пассивная безопасность системы и лучшее удержание продуктов деления в случае аварии.[нужна цитата]

Реактор с жидким фторидом тория

Основная статья: Реактор с жидким фторидом тория

Реакторы, содержащие расплавленную соль тория, называемые реакторами с жидким фторидом тория (LFTR), будут выбрасывать ториевый топливный цикл. Частные компании из Японии, России, Австралии и США, а также правительство Китая проявили интерес к развитию этой технологии.[22][40][51]

По оценкам защитников, пятьсот метрических тонн тория могут обеспечить потребности США в энергии в течение одного года.[61] В Геологическая служба США по оценкам, крупнейшее известное месторождение тория в США, Lemhi Pass район на Монтана-Айдахо граница, содержит запасы тория в размере 64 000 метрических тонн.[62]

Традиционно эти реакторы были известны как реакторы-размножители расплавленной соли (MSBR) или ториевые реакторы на расплавленной соли (TMSR), но название LFTR было продвинуто как ребрендинг в начале 2000-х годов Кирком Соренсеном.

Стабильный солевой реактор

Основная статья: Стабильный солевой реактор

В Стабильный солевой реактор является относительно недавней концепцией, которая удерживает расплавленное солевое топливо статически в традиционных твэлах LWR. Перекачка топливной соли и все проблемы, связанные с коррозией / отложением / обслуживанием / защитой, возникающие при циркуляции высокорадиоактивной, горячей и химически сложной жидкости, больше не требуются. Топливные стержни погружены в отдельную неделящуюся фторидную соль, которая действует как теплоноситель первого контура.

Охлаждающая жидкость

МСР можно охлаждать различными способами, в том числе с помощью расплавленных солей.

Твердотопливные реакторы, охлаждаемые расплавленной солью, по-разному называются «системой реакторов на расплаве соли» в Поколение IV предложение, реакторы конвертера расплавленных солей (MSCR), усовершенствованные высокотемпературные реакторы (AHTR) или фторидные высокотемпературные реакторы (FHR, предпочтительно DOE обозначение).[63]

FHR не могут легко перерабатывать топливо и имеют топливные стержни, которые необходимо изготовить и проверить, на что потребуется до двадцати лет.[нужна цитата] с момента создания проекта. FHR сохраняет преимущества безопасности и стоимости охлаждающей жидкости низкого давления и высокой температуры, которую также разделяют реакторы с жидкометаллическим теплоносителем. Примечательно, что пар не создается в активной зоне (как в BWR), и нет большого дорогостоящего стального корпуса высокого давления (как требуется для PWR). Поскольку он может работать при высоких температурах, для преобразования тепла в электричество можно использовать эффективный и легкий Цикл Брайтона газовая турбина.

Большая часть текущих исследований FHR сосредоточена на небольших, компактных теплообменники которые уменьшают объемы расплавленной соли и связанные с этим затраты.[64]

Расплавленные соли могут быть очень коррозионными, и коррозионная активность увеличивается с температурой. Для первичного контура охлаждения необходим материал, способный выдержать коррозия при высоких температурах и интенсивном радиация. Эксперименты показывают, что Хастеллой-N и подобные сплавы подходят для этих задач при рабочих температурах примерно до 700 ° C. Однако опыт эксплуатации ограничен. Желательны еще более высокие рабочие температуры - до 850 ° C. термохимическое производство из водород становится возможным. Материалы для этого диапазона температур не прошли валидацию. углерод композиты, молибден сплавы (например, ТЗМ), карбиды, и тугоплавких металлов на основе или ODS сплавы может быть осуществимо.

Обходной путь, предложенный частным исследователем, заключается в использовании новых бета-титановых сплавов Au, поскольку это также позволит работать при экстремальных температурах, а также повысит запас прочности.[нужна цитата]

Двухжидкостные реакторы с расплавом солей

Прототипный пример двухжидкостный реактор представляет собой реактор, охлаждаемый свинцом, работающий на соленом топливе.

Выбор плавленой соли

Расплавленный FLiBe

Солевые смеси выбираются так, чтобы сделать реактор более безопасным и практичным.

Фтор

У фтора есть только один стабильный изотоп (F-19), и он не может легко стать радиоактивным при нейтронной бомбардировке. По сравнению с хлором и другими галогенидами фтор также поглощает меньше нейтронов и замедляет ("модерирует") нейтронов лучше.валентность фториды кипят при высоких температурах, хотя многие пентафториды и гексафториды кипят при низких температурах. Они должны быть очень горячими, прежде чем они распадутся на составные части. Такие расплавленные соли являются «химически стабильными», если их температура поддерживается значительно ниже их точек кипения. Соли фтора плохо растворяются в воде и не образуют выгорающий водород.

Хлор

Хлор имеет два стабильных изотопа (35
Cl и 37
Cl), а также медленный изотоп между ними, который способствует поглощению нейтронов 35
Cl.

Хлориды разрешить быстро реакторы-размножители быть построенным. Проекты реакторов с использованием хлоридных солей проводились гораздо меньше. Хлор, в отличие от фтора, должен быть очищенный для выделения более тяжелого стабильного изотопа, хлора-37, тем самым уменьшая производство тетрахлорид серы это происходит, когда хлор-35 поглощает нейтрон, превращаясь в хлор-36, а затем разлагается бета-распад до серы-36.

Литий

Литий должен быть в форме очищенного 7
Ли, потому что 6
Ли эффективно захватывает нейтроны и производит тритий. Даже если чистый 7Li используется, соли, содержащие литий, вызывают значительное производство трития, сравнимое с реакторами на тяжелой воде.

Смеси

Реакторные соли обычно близки к эвтектика смеси для снижения их температуры плавления. Низкая температура плавления упрощает плавление соли при запуске и снижает риск замерзания соли при ее охлаждении в теплообменнике.

Из-за высокого "редокс окно »плавленых фторидных солей, окислительно-восстановительный потенциал плавленой солевой системы можно изменить. Фтор-литий-бериллий ("FLiBe") можно использовать с бериллий добавки для снижения окислительно-восстановительного потенциала и почти полного устранения коррозии. Однако, поскольку бериллий чрезвычайно токсичен, в конструкции должны быть предусмотрены специальные меры предосторожности, чтобы предотвратить его выброс в окружающую среду. Многие другие соли могут вызвать коррозию водопровода, особенно если реактор достаточно горячий, чтобы производить высокореактивный водород.

На сегодняшний день большинство исследований сосредоточено на FLiBe, потому что литий и бериллий являются достаточно эффективными замедлителями и образуют эвтектическую солевую смесь с более низкой температурой плавления, чем каждая из составляющих солей. Бериллий также выполняет удвоение нейтронов, улучшая нейтронную экономию. Этот процесс происходит, когда ядро ​​бериллия испускает два нейтрона после поглощения одного нейтрона. Для солей, несущих топливо, обычно 1% или 2% (по крот) УФ4 добавлен. Также использовались фториды тория и плутония.

Сравнение эффективности захвата и замедления нейтронов для нескольких материалов. Красные - Be-содержащие, синие - ZrF.4-носящий и зеленый - LiF-содержащие соли.[65]
МатериалПолный нейтронный захват
относительно графита
(на единицу объема)		Коэффициент замедления
(В среднем от 0,1 до 10 эВ)
Тяжелая вода0.211449
ZrH[66][67][68]~0.2~ 0, если <0,14 эВ, ~ 11449, если> 0,14 эВ
Легкая вода75246
Графитовый1863
Натрий472
UCO2852
UO235830.1
2LiF – BeF2860
LiF – BeF2–ZrF4 (64.5–30.5–5)854
NaF – BeF2 (57–43)2815
LiF – NaF – BeF2 (31–31–38)2022
LiF – ZrF4 (51–49)929
NaF – ZrF4 (59.5–40.5)2410
LiF-NaF – ZrF4 (26–37–37)2013
KF – ZrF4 (58–42)673
RbF – ZrF4 (58–42)1413
LiF – KF (50–50)972
LiF – RbF (44–56)199
LiF – NaF – KF (46,5–11,5–42)902
LiF – NaF – RbF (42–6–52)208

Очистка плавленой соли

Методы приготовления расплавленной соли и обращения с ней были впервые разработаны в ORNL.[69] Цель очистки солей - удаление оксидов, серы и металлических примесей. Оксиды могут привести к осаждению твердых частиц во время работы реактора. Серу необходимо удалять из-за ее коррозионного воздействия на сплавы на основе никеля при рабочей температуре. Металлические элементы конструкции, такие как хром, никель и железо, необходимо удалить для контроля коррозии.

Стадия очистки для снижения содержания воды с использованием продувочного газа HF и гелия была рассчитана на работу при 400 ° C. Оксидные и серные загрязнения в солевых смесях были удалены с помощью барботаж газа ВЧ - H2 смесь, с солью, нагретой до 600 ° C.[69](p8) Конструкционные металлические загрязнения в смесях солей удаляли с помощью барботирования газообразного водорода при 700 ° C.[69](стр. 26) Твердый гидрофторид аммония был предложен как более безопасная альтернатива удалению оксидов.[70]

Обработка плавленой соли

Возможность онлайн-обработки может быть преимуществом MSR. Непрерывная обработка уменьшит количество продуктов деления, предотвратит коррозию и улучшит нейтронную экономию за счет удаления продуктов деления с высоким поперечным сечением поглощения нейтронов, особенно ксенон. Это делает MSR особенно подходящим для нейтронно-бедных. ториевый топливный цикл. Обработка топлива в режиме онлайн может создать риски аварий при переработке топлива,[71](стр. 15) что может спровоцировать выпуск радиоизотопы.

В некоторых сценариях размножения тория промежуточный продукт Протактиний233
Па будут удалены из реактора и позволят разложиться на высокочистые 233
U, привлекательный материал для изготовления бомб. Более современные конструкции предлагают использовать меньшую удельную мощность или отдельное покрытие для размножения тория. Это разбавляет протактиний до такой степени, что несколько атомов протактиния поглощают второй нейтрон или посредством реакции (n, 2n) (в которой падающий нейтрон не поглощается, а вместо этого выбивает нейтрон из ядра), генерируют 232
U. Потому что 232
U имеет короткий период полураспада, а его цепь распада содержит твердые гамма излучатели, это делает изотопную смесь урана менее привлекательной для изготовления бомб. Это преимущество будет связано с дополнительными расходами на больший запас делящихся материалов или двухжидкостную конструкцию с большим количеством бланкетной соли.

Необходимая технология переработки топливной соли продемонстрирована, но только в лабораторном масштабе. Предварительным условием полномасштабного промышленного проектирования реактора являются НИОКР по разработке экономически конкурентоспособной системы очистки топливной соли.

Переработка топлива

Изменения в составе быстрого нейтрона МСР (кг / ГВт)

Под переработкой понимается химическое отделение делящегося урана и плутония от отработавшего топлива.[72] Такое восстановление может увеличить риск распространение ядерного оружия. В Соединенных Штатах режим регулирования сильно различается в зависимости от администрации.[72]

В предложении реактора-размножителя расплавленной соли 1971 года переработка урана была запланирована каждые десять дней как часть работы реактора.[73](p181) Впоследствии была предложена конструкция с прямоточной заправкой, которая ограничивала переработку урана каждые тридцать лет в конце срока полезного использования соли.[12](p98) Смесь с 238
U был призван убедиться, что извлеченный уран не будет оружейный. Эта конструкция называется реактором с денатурированной расплавленной солью.[74] Без переработки уран можно было бы утилизировать вместе с другими продуктами деления.

Сравнение с легководными реакторами

МСР, особенно с топливом, растворенным в соли, значительно отличаются от обычных реакторов. Давление в активной зоне реактора может быть низким, а температура - гораздо более высоким. В этом отношении MSR больше похож на реактор с жидкометаллическим охлаждением, чем на обычный реактор с легководным охлаждением. MSR часто планируются как воспроизводящие реакторы с замкнутым топливным циклом, в отличие от прямоточного топлива, которое в настоящее время используется в ядерных реакторах США.

Концепции безопасности полагаются на негатив температурный коэффициент реактивности и значительное возможное повышение температуры для ограничения скачков реактивности. В качестве дополнительного метода остановки может быть включен отдельный пассивно охлаждаемый контейнер под реактором. В случае возникновения проблем и для регулярного технического обслуживания топливо сливают из реактора. Это останавливает ядерную реакцию и действует как вторая система охлаждения. Ускорители, вырабатывающие нейтроны, были предложены для некоторых сверхбезопасных субкритических экспериментальных проектов.[75]

Оценки затрат 1970-х годов были немного ниже, чем для обычных легководных реакторов.[76]

Температуры некоторых предлагаемых конструкций достаточно высоки, чтобы выделять технологическое тепло для производства водорода или других химических реакций. По этой причине они включены в дорожную карту GEN-IV для дальнейшего изучения.[13]

Преимущества

MSR имеют много потенциальных преимуществ перед современными легководными реакторами:[6]

  • Как и во всех конструкциях реакторов низкого давления, в МСР достигается пассивный отвод остаточного тепла. В некоторых конструкциях топливо и теплоноситель являются одной и той же жидкостью, поэтому потеря теплоносителя приводит к удалению топлива из реактора, подобно тому, как потеря теплоносителя также удаляет замедлитель в LWR. В отличие от пара фторидные соли плохо растворяются в воде и не образуют горючий водород. В отличие от стали и твердого оксида урана, расплавленные соли не повреждаются нейтронной бомбардировкой активной зоны, хотя корпус реактора все еще поврежден.
  • В MSR низкого давления отсутствует радиоактивный пар высокого давления BWR, и поэтому в нем отсутствуют утечки радиоактивного пара и охлаждающей воды, а также дорогостоящая защитная оболочка, стальной корпус, трубопроводы и защитное оборудование, необходимое для удержания радиоактивного пара. Однако для большинства конструкций MSR требуется жидкость, содержащая радиоактивные продукты деления, в непосредственном контакте с насосами и теплообменниками.
  • MSR могут закрывать ядерные топливные циклы дешевле, потому что они могут работать с медленными нейтронами. При полном внедрении любой реактор, замыкающий ядерный топливный цикл, снижает воздействие на окружающую среду: химическое разделение превращает долгоживущие актиниды обратно в реакторное топливо. Сброшенные отходы в основном представляют собой продукты деления (ядерный пепел) с более коротким периодом полураспада. Это сокращает необходимую геологическую защиту до 300 лет, а не до десятков тысяч лет, необходимых для отработавшего ядерного топлива легководного реактора. Это также позволяет использовать альтернативное ядерное топливо, такое как торий.
  • Жидкая фаза топлива может быть пиропроцессированный для отделения продуктов деления (ядерной золы) от актинидного топлива. Это может иметь преимущества по сравнению с традиционной переработкой, хотя все еще требуется большая доработка.
  • Изготовление твэлов не требуется (заменяется синтезом топливной соли).
  • Некоторые конструкции совместимы со спектром быстрых нейтронов, которые могут «сжигать» проблемные трансурановые элементы, такие как Pu240, Pu241 и выше (плутоний реакторного качества) из традиционных легководных ядерных реакторов.
  • MSR может реагировать на изменения нагрузки менее чем за 60 секунд (в отличие от «традиционных» твердотопливных атомных электростанций, которые страдают от отравление ксеноном).
  • Реакторы на расплаве солей могут работать при высоких температурах, обеспечивая высокую тепловую эффективность. Это снижает размер, расходы и воздействие на окружающую среду.
  • MSR могут предложить высокую «удельную мощность», то есть высокую мощность при небольшой массе, как продемонстрировал ARE.[4]
  • Возможно, хорошая нейтронная экономия делает MSR привлекательным для малоимущих. ториевый топливный цикл

Недостатки

  • Незначительное развитие по сравнению с большинством проектов поколения IV
  • В конструкциях с циркулирующей топливной солью растворенные в топливе радионуклиды вступают в контакт с основным оборудованием, таким как насосы и теплообменники, что, вероятно, требует полностью удаленного и, возможно, дорогостоящего обслуживания.
  • Требуется местный химический завод для управления смесью активной зоны и удаления продуктов деления
  • Необходимые нормативные изменения для решения принципиально других конструктивных особенностей
  • В конструкции MSR используются сплавы на основе никеля для удержания расплавленной соли. Сплавы на основе никеля и железа склонны к охрупчиванию под действием высокого нейтронного потока.[12](стр. 83)
  • Риск коррозии[77]
  • Как реактор-размножитель, модифицированный MSR может производить ядерный материал оружейного качества.[78]
  • MSRE и авиационные ядерные реакторы использовали настолько высокие уровни обогащения, что приближались к уровням ядерного оружия. Эти уровни были бы незаконными в большинстве современных режимов регулирования для электростанций. Некоторые современные дизайны избегают этой проблемы.[79]
  • Повреждение нейтронами материалов твердого замедлителя может ограничить срок службы активной зоны МСР, в котором используются замедленные тепловые нейтроны. Например, MSRE был спроектирован таким образом, что его графитовые стержни замедлителя имели очень слабые допуски, поэтому нейтронное повреждение могло изменять свой размер без повреждений. В конструкциях MSR с двумя жидкостями нельзя использовать графитовые трубопроводы, потому что графит меняет размер при бомбардировке нейтронами, а графитовые трубы могут треснуть и протечь.[6] В MSR с использованием быстрых нейтронов в любом случае нельзя использовать графит, чтобы избежать замедления.
  • Тепловые МСР имеют более низкие коэффициенты размножения, чем размножители на быстрых нейтронах, хотя время их удвоения может быть короче.

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ Миньякка, Бенито; Локателли, Джорджио (ноябрь 2020 г.). «Экономика и финансы реакторов на расплавленных солях». Прогресс в атомной энергетике. 129: 103503. Дои:10.1016 / j.pnucene.2020.103503.
  2. ^ а б c Аркин, Фатима (25 января 2016 г.). «Альтернативное топливо для ткацких станков атомной энергетики». Получено 15 июля 2016.
  3. ^ "Реакторы на расплавленных солях". Всемирная ядерная ассоциация.
  4. ^ а б Розенталь, Мерри. Отчет о тринадцати ядерных реакторах Окриджской национальной лаборатории, ORNL / TM-2009/181.
  5. ^ Скотт, Д.; Alwang, GW; Демски, E F; Фейдер, Вт Дж; Сандин, Е. В.; Маленфант Р. Э. (14 августа 1958 г.). "Эксперимент с реактором с рефлекторным замедлителем нулевой мощности при повышенной температуре": ORNL – 2536, 4673343. Дои:10.2172/4673343. OSTI 4673343. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  6. ^ а б c Раздел 5.3, WASH 1097. Энергия из хранилища документов тория «Использование тория в ядерных энергетических реакторах». ORNL.gov
  7. ^ а б c Макферсон, Х. Г. (1985). "Приключение в реакторе с расплавленной солью" (PDF). Ядерная наука и инженерия. 90 (4): 374–380. Дои:10.13182 / NSE90-374.
  8. ^ Вайнберг, Элвин (1997). Первая ядерная эра: жизнь и времена технологического мастера. Springer. ISBN 978-1-56396-358-2.
  9. ^ «Глава 6: Отвечая на социальные нужды». ORNL: Первые 50 лет. Получено 12 ноября 2011.
  10. ^ Томас, Риланд; Уильямсон, Сэмюэл Х. (2020). "Каков тогда был ВВП США?". Оценка. Получено 22 сентября 2020. Соединенные Штаты Дефлятор валового внутреннего продукта цифры следуют за Стоимость измерения серии.
  11. ^ Коэн, Линда Р .; Нолл, Роджер Г. (1991). Свиная бочка Технология. Институт Брукингса. п. 234. ISBN 978-0-8157-1508-5. Получено 28 февраля 2012.
  12. ^ а б c Engel, J.R .; Bauman, H.F .; Dearing, J.F .; Grimes, W.R .; McCoy, H.E .; Роудс, Вашингтон (1 июля 1980 г.). «Концептуальные проектные характеристики реактора на основе денатурированных солей с прямоточной заправкой»: ORNL / TM – 7207, 5352526. Дои:10.2172/5352526. OSTI 5352526. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  13. ^ а б «Технологическая дорожная карта для систем ядерной энергии поколения IV» (PDF). 1 марта 2003 г .: GIF – 001–00, 859105. Дои:10.2172/859105. OSTI 859105. S2CID 46766688. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  14. ^ а б c «Британская программа по реакторам на расплавленных солях, о которых забывают». Фонд Элвина Вайнберга. Архивировано из оригинал 5 марта 2016 г.
  15. ^ Смит, Дж; Симмонс, W. E (ред.). "Оценка 2500 MEе Быстрый реактор с расплавленной хлоридной солью " (PDF). Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства. Получено 13 июн 2015.
  16. ^ Май, W C; Симмонс, У. Э. (ред.). «Концептуальный проект и оценка гелиевого охлаждения 2500 MEе Реактор на расплавленных солях с интегрированной газотурбинной установкой » (PDF). Группа реакторов Управления по атомной энергии Соединенного Королевства. Получено 13 июн 2015.
  17. ^ Новиков, Владимир Михайлович (15 сентября 1995 г.). «Результаты исследований Российского научного центра« Курчатовский институт »по применению расплавов солей к проблемам ядерно-энергетических систем». Материалы конференции AIP. 346 (1): 138–147. Bibcode:1995AIPC..346..138N. Дои:10.1063/1.49148.
  18. ^ Снижение активности произошло после 1986 г. из-за Чернобыльская авариянаряду с общим застоем ядерной энергетики и атомной промышленности.
  19. ^ Агентство по атомной энергии; ОЭСР (1999). Усовершенствованные реакторы с инновационными видами топлива. п. 381. ISBN 978-9264171176.
  20. ^ Интегральный реактор на расплавленной соли. terrestrialenergy.com
  21. ^ «Предварительная проверка дизайна поставщиками». Канадская комиссия по ядерной безопасности. Получено 10 ноября 2017.
  22. ^ а б Эванс-Причард, Амвросий (6 января 2013 г.) Китай прокладывает путь к чистой ядерной энергии из тория Дейли Телеграф, ВЕЛИКОБРИТАНИЯ. Доступ 18 марта 2013 г.
  23. ^ Кларк, Дункан (16 февраля 2011 г.). «Китай вступает в гонку по развитию ядерной энергии из тория». Хранитель.
  24. ^ Хальпер, Марк. «Китай рассматривает Ториевые MSR для промышленного тепла, водорода; пересматривает сроки». Weinberg Next Nuclear. Фонд Элвина Вайнберга. Получено 9 июн 2016.
  25. ^ а б c Чен, Стивен (5 декабря 2017 г.). «Китай надеется, что ядерная энергия времен холодной войны будет использоваться в военных кораблях и дронах». Южно-Китайская утренняя почта. Получено 4 мая 2018.
  26. ^ Тенненбаум, Джонатан (4 февраля 2020 г.). «Ядерные реакторы на расплаве соли и бегущей волне». Asia Times. Получено 30 сентября 2020.
  27. ^ «Исследования выясняют происхождение превосходных свойств новых материалов для жидкосолевых реакторов нового поколения - ANSTO». ansto.gov.au.
  28. ^ «Исследования реактора на расплавленных солях разрабатывают класс сплавов». world-nuclear-news.org. Мировые ядерные новости.
  29. ^ «Достижения в развитии технологий малых модульных реакторов» (PDF). Международное агентство по атомной энергии (МАГАТЭ). Получено 22 декабря 2019.
  30. ^ Copenhagen Atomics - Томас Джем Педерсен @ TEAC10. YouTube. 17 ноября 2019 г.. Получено 22 декабря 2019.
  31. ^ (PDF) https://www.dualports.eu/wp-content/uploads/2019/06/Seaborg-making-nuclear-sustainable.pdf. Отсутствует или пусто | название = (помощь)
  32. ^ "http://seaborg.co/". Внешняя ссылка в | название = (помощь)
  33. ^ «Европейская комиссия: CORDIS: Служба проектов и результатов: Резюме периодического отчета - EVOL (Оценка и жизнеспособность системы реакторов на быстрых нейтронах на жидком топливе)». Архивировано из оригинал 13 апреля 2016 г.
  34. ^ «Заключительный отчет EVOL (Проект № 249696)» (PDF).
  35. ^ Серп, Жером; Аллиберт, Мишель; Бенеш, Ондржей; Дельпеч, Сильви; Фейнберг, Ольга; Гетта, Вероник; Heuer, Daniel; Холкомб, Дэвид; Игнатьев Виктор; Клоостерман, Ян Лин; Луцци, Лелио; Мерль-Люкотт, Эльза; Углирж, Ян; Ёсиока, Рицуо; Чжимин, Дай (1 ноября 2014 г.). «Реактор на расплавах солей (МСР) в поколении IV: Обзор и перспективы». Прогресс в атомной энергетике. 77: 308–319. Дои:10.1016 / j.pnucene.2014.02.014.
  36. ^ "САМОФАР ДОМ". САМОФАР. Получено 31 августа 2018.
  37. ^ Виджаян, П. К .; Basak, A .; Dulera, I. V .; Вазе, К. К .; Basu, S .; Синха, Р. К. (1 сентября 2015 г.). «Концептуальный проект индийского реактора-размножителя расплавленной соли». Прамана. 85 (3): 539–554. Bibcode:2015Прама..85..539В. Дои:10.1007 / s12043-015-1070-0. S2CID 117404500.
  38. ^ «Инициирован индийский реактор размножения расплавленных солей (IMSBR)». Ториевый энергетический мир. Получено 31 августа 2018.
  39. ^ Реактор на расплавленных солях Fuji Архивировано 5 февраля 2010 г. Wayback Machine. nextbigfuture.com. 19 декабря 2007 г.
  40. ^ а б Бартон, Чарльз (март 2008 г.) Интервью с Ральфом Мойром в блоге Energy From Thorium
  41. ^ Ван, Брайан (6 сентября 2018 г.). «Российский быстрый реактор на быстрых нейтронах МБИР готовится к завершению в 2020 году». NextBigFuture.com. Получено 8 сентября 2018.
  42. ^ Кларк, Дункан (9 сентября 2011 г.). «Сторонники тория создают группу давления». Хранитель.
  43. ^ «Лондон: Фонд Вайнберга разогреет кампанию за безопасность, экологичность, ... - Фонд Вайнберга» Архивировано 30 октября 2011 г. Wayback Machine. Mynewsdesk.
  44. ^ «Новая НПО подогревает интерес к безопасным ториевым ядерным реакторам». businessgreen.com.
  45. ^ Гриффитс, Тревор; Томлинсон, Джаспер; О'Салливан, Рори. «Обзор MSR - Возможность разработки экспериментального реактора на расплавленных солях в Великобритании» (PDF). Развитие энергетических процессов. Получено 14 января 2016.
  46. ^ Ян Скотт (20 июня 2017 г.), «Реакторы на расплавленных солях», Ядерный институт Великобритании, получено 18 марта 2018 - через YouTube[мертвая ссылка]
  47. ^ «Партнеры Moltex в проекте SMR в Нью-Брансуике», Мировые ядерные новости, 16 июля 2018
  48. ^ «Кариос, Молтекс, см. Прогресс в финансировании; первый канадский SMR, HTGR, подает заявку на лицензию в CNSC», Нейтронные байты, 6 апреля 2019
  49. ^ «Текущие предварительные обзоры проектов поставщиков перед лицензированием», Канадская комиссия по ядерной безопасности, получено 8 июн 2020
  50. ^ Эресман, Тери (ред.). Реактор на расплавленной соли (MSR) (PDF) (Информационный бюллетень). 08-GA50044-17-R1 R6-11. Национальная лаборатория Айдахо.
  51. ^ а б Кирк Соренсен основал ториевую энергетическую компанию Архивировано 26 октября 2011 г. Wayback Machine в блоге NextBigFuture, 23 мая 2011 г.
  52. ^ «Флиб Энерджи». flibe-energy.com.
  53. ^ «Онлайн-чат: Кирк Соренсен, технолог по ядерному торию». Хранитель. 7 сентября 2011 г.
  54. ^ «Новая компания Хантсвилля по строительству ядерных реакторов на основе тория» Архивировано 6 апреля 2012 г. Wayback Machine. huntsvillenewswire.com.
  55. ^ «Новая ядерная бомба может обеспечить мир до 2083 года». Реестр. 14 марта 2013 г.
  56. ^ Transatomic (25 сентября 2018 г.). «Трансатомная держава». Твиттер. Получено 13 октября 2019.
  57. ^ «Министерство энергетики объявляет о новых инвестициях в усовершенствованные ядерные реакторы ...» Министерство энергетики США. Получено 16 января 2016.
  58. ^ а б Ван, Брайан (26 августа 2018 г.). «Глобальная гонка за трансформирующую ядерную расплавленную соль включает Билла Гейтса и Китай». NextBigFuture.com. Получено 2 сентября 2018.
  59. ^ Gat, U .; Engel, J. R .; Доддс, Х. Л. (1 января 1991 г.). Вариант реактора на расплавленной соли для полезного использования делящихся материалов из демонтированного оружия. Ежегодное собрание Американской ассоциации развития науки: науки о Земле. OSTI 5717860.
  60. ^ Высокотемпературный реактор с охлаждением фторидной сольюОбъявление о семинаре и приглашение к участию, сентябрь 2010 г., Национальная лаборатория Ок-Ридж, Ок-Ридж, Теннесси
  61. ^ Харгрейвс, Роберт; Мойр, Ральф (2010). «Реакторы с жидким фторидом тория». Американский ученый. 98 (4): 304–313. Дои:10.1511/2010.85.304. JSTOR 27859537. ProQuest 847558669.
  62. ^ Van Gosen, B.S .; Армбрустмахер, Т. Дж. (2009), Ториевые месторождения США - энергетические ресурсы будущего?, Циркуляр 1336, Геологическая служба США
  63. ^ Грин, Шеррел (май 2011 г.). Высокотемпературные реакторы с фторидным солевым теплоносителем - статус технологии и стратегия развития. Сан-Франциско, Калифорния.
  64. ^ Форсберг, Чарльз (ноябрь 2011 г.) Высокотемпературные реакторы с охлаждением фторидной солью для выработки энергии и технологического тепла. mit.edu
  65. ^ Ингерсолл, Д. Т. (декабрь 2005 г.). «ORNL / TM-2005/218, Состояние физики и анализов безопасности для очень высокотемпературного реактора с жидкостным охлаждением и соленым охлаждением (LS-VHTR)». ORNL. Получено 13 мая 2010.
  66. ^ Барон, Матиас; Бёк, Гельмут; Вилла, Марио. «Характеристики реактора TRIGA». Образование и подготовка кадров МАГАТЭ. МАГАТЭ. Получено 2 июн 2016.
  67. ^ Gylfe, J.D. «Патент США 3145150, 18 августа 1954 г., Элемент замедлителя топлива для ядерного реактора и способ изготовления». Патентное ведомство США. Правительство США. Получено 2 июн 2016.
  68. ^ Мэсси, Марк; Деван, Лесли С. «US 20130083878 A1, 4 апреля 2013 г., Ядерные реакторы и связанные с ними методы и устройства». Патентное ведомство США. Правительство США. Получено 2 июн 2016.
  69. ^ а б c Шаффер, Дж. (1 января 1971 г.). «Приготовление и обращение с солевыми смесями для эксперимента в реакторе с расплавленной солью»: ORNL –– 4616, 4074869. Дои:10.2172/4074869. OSTI 4074869. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  70. ^ Игнатьев, Виктор (1 апреля 2010 г.). Критические проблемы ядерно-энергетических систем, использующих фториды расплавов солей (PDF). Лиссабон, Португалия: ПРИНЯТЬ. Архивировано из оригинал (PDF) 13 апреля 2016 г.. Получено 18 декабря 2011.
  71. ^ К. Форсберг, Чарльз (июнь 2004 г.). «Аспекты безопасности и лицензирования реактора на расплавленных солях» (PDF). Ежегодное собрание Американского ядерного общества 2004 г.. Питтсбург, Пенсильвания: Американское ядерное общество. Архивировано из оригинал (PDF) 13 января 2010 г.. Получено 12 сентября 2009.
  72. ^ а б Эндрюс, Энтони (27 марта 2008 г.), «Переработка ядерного топлива: разработка политики США» (PDF), Отчет CRS для Конгресса, RS22542
  73. ^ Rosenthal, M .; Briggs, R .; Haubenreich, P. (1 января 1971 г.). «Программа реактора на расплаве соли: полугодовой отчет о проделанной работе за период, заканчивающийся 31 августа 1971 года»: ORNL –– 4676, 4743040. Дои:10.2172/4743040. OSTI 4743040. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  74. ^ Леблан, Д. (2010). «Реакторы на денатурированной расплавленной соли (DMSR): идея, чье время наконец-то пришло?». 31-я ежегодная конференция Канадского ядерного общества и 34-я CNS: Монреаль, Квебек, Канада, 24-27 мая 2010 г.. Канадское ядерное общество. ISBN 978-1-61782-363-3. S2CID 53394595.
  75. ^ Фурукава, Кадзуо; Като, Йошио; Чигринов, Сергей Е. (1995). «Трансмутация плутония (TRU) и производство 233U с помощью одножидкостного ускорителя-размножителя с расплавом солей (AMSB)». Материалы конференции AIP. 346 (1): 745–751. Bibcode:1995AIPC..346..745F. Дои:10.1063/1.49112.
  76. ^ Мойр, М. В. (2002). «Стоимость электроэнергии из реакторов на расплавленных солях (MSR)» (PDF). 138. Ядерные технологии: 93–95. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)
  77. ^ Финская исследовательская сеть для четвертого поколения ядерно-энергетических систем. vtt.fi
  78. ^ «Является ли« сверхтопливный »торий более опасным, чем мы думали?». Популярная механика. 5 декабря 2012 г.
  79. ^ "Белая книга Transatomic Power, v1.0.1, раздел 1.2" (PDF). Transatomic Power Inc. Архивировано с оригинал (PDF) 5 июля 2015 г.. Получено 2 июн 2016.

дальнейшее чтение

внешняя ссылка