Salzschmelz-Reaktor ist eine Klasse von Kernspaltungsreaktoren, in dem das Primärkühlmittel, oder sogar der Kraftstoff selbst, ist eine geschmolzene Salzmischung. MSRs laufen bei höheren Temperaturen als wassergekühlte Reaktoren für höheren thermodynamischen Wirkungsgrad, während des Aufenthalts in niedrigen Dampfdruck.

Der Kernbrennstoff können fest oder in das Kühlmittel selbst aufgelöst werden. In vielen Ausführungen der Kernbrennstoff in dem geschmolzenen Fluoridsalz Kühl Uran Tetrafluorid gelöst. Das Fluid wird kritisch in einem Graphitkern, der als Moderator dient. Festbrennstoff-Entwürfe beruhen auf keramischen Brennstoff in einem Graphit-Matrix dispergiert sind, mit der Salzschmelze Bereitstellung Niederdruck, Hochtemperatur-Kühlung. Die Salze sind viel effizienter als verdichtete Helium bei Entfernen von Wärme aus dem Kern, wodurch die Notwendigkeit für Pumpen und Rohrleitungen und die Verringerung der Größe des Kerns.

Die frühe Flugzeuge Reactor Experiment wurde in erster Linie durch die geringe Größe, die das Design könnte bieten motiviert, während die geschmolzenen Salz-Reactor Experiment war ein Prototyp für ein Thorium-Brennstoffzyklus Brüter Kernkraftwerk. Einer der Generation IV Reaktordesigns ist eine Salzschmelze gekühlt, geschmolzenen Salz-betriebenen Reaktor; der anfängliche Referenzdesign von 1000 MWe.

Geschichte

Flugzeugreaktor-Experiment

Umfangreiche Forschung in geschmolzenem Salz Reaktoren begann mit der US-Flugzeugreaktor-Experiment zur Unterstützung der US Aircraft Nuclear Propulsion Programm. Das ARE war ein 2,5 MW th Kernreaktor Experiment entworfen, um eine hohe Energiedichte zur Verwendung als ein Motor in einem atombetriebenen Bombenflugzeug erzielen. Das Projekt umfasste mehrere Reaktorexperimente einschließlich Hochtemperaturreaktor und Motortests zusammenfassend als der Wärmeübergang Reactor Experimente: HTRE-1, HTRE-2 und HTRE-3 an der National Reactor Test Station sowie eine experimentelle Hochtemperatur-Salzschmelze-Reaktor bei Oak Ridge National Laboratory - das ARE. ARE verwendet geschmolzenen Fluoridsalz NaF-ZrF4-UF 4 als Kraftstoff wurde von Berylliumoxid moderiert verwendete flüssige Natrium als sekundäres Kältemittel und hatte eine Spitzentemperatur von 860 ° C. Es funktionierte für 100 MW-Stunden über 9 Tage im Jahre 1954 diesem Experiment verwendete Inconel 600-Legierung für die Metallstruktur und Rohrleitungen. Nachdem der SIND, ein weiterer Reaktor wurde kritisch an der kritischen Experimente Fazilität des Oak Ridge National Laboratory im Jahr 1957 als Teil des zirkulierenden Kraftstoffreaktor Programm der Pratt & Whitney Aircraft Company. Dies war der PWAR-1, das Pratt & Whitney Aircraft Reactor-1 genannt. Das Experiment wurde nur für einige Wochen und bei im wesentlichen Null-Kernleistung laufen, aber es war eine kritische Reaktor. Die Arbeitstemperatur wurde konstant gehalten bei etwa 1250 ° F. Wie die 2,5 MWt sind, desto PWAR-1 verwendet NaF-ZrF4-UF4 als primäre Brennstoff und Kühlmittel und ist damit einer der drei kritischen Salzschmelze Reaktoren je gebaut wurde.

Geschmolzenen Salz-Reaktor Experiment

Oak Ridge National Laboratory hat die Führung bei der Erforschung der MSR bis 1960er Jahren, und ein Großteil ihrer Arbeit gipfelte mit dem geschmolzenen Salz-Reactor Experiment. Die MSRE war ein 7,4 MWth Testreaktor Simulation des Neutronen "Kern" einer Art von epithermalen Thorium Salzschmelze Brüter genannt flüssigem Fluorthoriumreaktor. Die großen, teuren Zuchtdecke Thoriumsalz wurde zu Gunsten der Neutronenmessungen verzichtet.

Die MSRE wurde bei ORNL entfernt. Seine Rohrleitungen, Kern Mehrwertsteuer und Bauteile wurden aus Hastelloy-N hergestellt und dessen Moderator war pyrolytischem Graphit. Es ging im Jahr 1965 kritisch und lief für vier Jahre. Der Brennstoff für die MSRE war LiF-BeF2-ZrF4-UF4, dem Graphitkern moderiert, und dessen Sekundärkühlmittel war FLiBe. Es erreicht Temperaturen von bis zu 650 ° C und für den Gegenwert von etwa 1,5 Jahren voller Leistung betrieben werden.

Oak Ridge National Laboratory Salzschmelze Brüter

Der Höhepunkt des Oak Ridge National Laboratory Forschung während des Zeitraums 1970-1976 führte zu einer vorgeschlagenen Salzschmelze Brüter Design, das LiF-BeF2-ThF4-UF4 als Brennstoff verwenden würden, sollte von Graphit mit einer 4-Jahres-Ersatz Zeitplan moderiert Verwenden NaF-NaBF4 als Sekundärkühlmittel und eine Spitzenbetriebstemperatur von 705 ° C. Trotz der Erfolge, schloss die MSR-Programm in den frühen 1970er Jahren zu Gunsten der Flüssigmetall-Schnellbrutreaktor, wonach in den USA stagnierte Forschung. Ab 2011 ist die ARE und die MSRE blieb die einzige geschmolzenen Salz-Reaktoren immer betrieben.

Die MSBR Projekt erhielt Finanzmittel bis 1976 inflationsbereinigt um 1.991 Dollar erhielt das Projekt 38,9 Mio. $ 1968-1976.

Folgende Gründe wurden für das Programm Annullierung verantwortlich zitiert:

• Die politische und technische Unterstützung für das Programm in den Vereinigten Staaten zu dünn war geographisch. Innerhalb der Vereinigten Staaten, nur in Oak Ridge, Tennessee, war die Technik gut verstanden.

• Das MSR-Programm war im Wettbewerb mit der Schnellbrüterprogramm zu der Zeit, die einen frühen Start stand und hatte reichlich Regierung Entwicklungsfonds, die in vielen Teilen der USA verbracht. Wenn der MSR-Entwicklungsprogramm weit genug fortgeschritten ist, um eine stark erweiterte Programm zur kommerziellen Entwicklung zu rechtfertigen könnte die AEC nicht rechtfertigen, die Abzweigung erhebliche Mittel aus dem LMFBR zu einem konkurrierenden Programm.

Oak Ridge National Laboratory denaturiert Salzschmelze-Reaktor

Im Jahr 1980 veröffentlichte die Engineering-Technologie-Sparte am Oak Ridge National Laboratory ein Papier mit dem Titel "Conceptual Design Merkmale einer denaturierten geschmolzenen Salz-Reaktor mit einmaligem Durch Fueling." In ihm die Autoren "prüfen die konzeptionelle Machbarkeit eines geschmolzenen Salz-Leistungs Reaktor mit denaturierten Uran-235 angeheizt und mit einem Minimum an chemischen Verarbeitung betrieben wird. "Die Hauptpriorität hinter den Konstruktionsmerkmalen ist Proliferationsresistenz. Lehren aus früheren Projekten und Forschung an ORNL gelernt wurden in stark berücksichtigt. Obwohl die DMSR theoretisch teilweise durch Thorium oder Plutonium, Betankung nur auf schwach angereichertem Uran betrieben werden maximiert Proliferationsresistenz.

Ein weiteres wichtiges Ziel des DMSR ist, R & amp minimieren; D erforderlich ist, und um die Machbarkeit zu maximieren. Generation IV International Forum enthält "Salzverarbeitung" als Technologie-Lücke für geschmolzenes Salz Reaktoren. Die DMSR erfordert minimale chemische Verarbeitung, weil es eine Brennerdesign im Gegensatz zu einem Züchter. Beide Versuchsreaktoren am ORNL gebaut wurden Brenner-Designs. Darüber hinaus sind die Möglichkeiten, um Graphit für Neutronenmoderation zu verwenden, und verbesserte Hastelloy-N für Rohrleitungen zu vereinfachen das Design und verringern R & amp; D benötigt.

Russian MSR-Forschungsprogramm

In Russland wurde eine Salzschmelze Reaktorforschungsprogramm in der zweiten Hälfte der 1970er Jahre am Kurtschatow-Institut gestartet. Es bedeckt eine breite Palette von theoretischen und experimentellen Studien, insbesondere die Untersuchung der mechanischen, Korrosion und Strahlungseigenschaften der Salzschmelze Behältermaterialien. Die wichtigsten Ergebnisse der abgeschlossenen Programms unterstützt die Schlussfolgerung, dass es keine physischen oder technischen Hindernisse für die praktische Umsetzung von MSR. Eine Verringerung der Aktivität trat nach 1986 aufgrund der Katastrophe von Tschernobyl, zusammen mit einer allgemeinen Stagnation der Kernkraft und Nuklearindustrie.

Kürzliche Entwicklungen

Denaturierten Salzschmelze-Reaktor

Terrestrial Energy Inc., ein kanadisches Unternehmen, entwickelt ein DMSR Design namens Integral Flüssigsalzreaktor. Die IMSR soll entfaltbaren als kleine modulare Reaktor auf und wird in drei Leistungs Formulierungen von 80 bis 600 MW th konstruiert werden. Bei hohen Betriebstemperaturen hat der IMSR Anwendung in der industriellen Wärmemarkt sowie die traditionellen Energiemärkte. Die wichtigsten Design-Merkmale sind Neutronenmoderation aus Graphit, Betankung mit niedrig angereichertes Uran und eine kompakte und austauschbaren Kern-Einheit. Letztere Funktion ermöglicht die einfache Bedienung für den industriellen Einsatz notwendig.

Flüssig-Salz mit sehr hoher Temperaturreaktor

Ab September 2010 wurde Forschung Weiterbildung für Reaktoren, die Salzschmelzen für Kühlmittel zu nutzen. Sowohl die traditionellen geschmolzenen Salz-Reaktor und der sehr hohen Temperaturreaktor wurden als mögliche Entwürfe für das Studium im Rahmen der Generierung Vier Initiative ausgewählt. Eine Version des VHTR untersucht wurde die flüssige Salz very-Hochtemperaturreaktor, auch gemeinhin als das erweiterte Hochtemperaturreaktor. Es ist im wesentlichen eine Standard VHTR Design, das flüssiges Salz verwendet als Kühlmittel in dem Primärkreislauf, statt eines einzelnen Helium-Schleife. Es stützt sich auf "TRISO" Brennstoff in Graphit dispergiert. Frühe AHTR Forschung auf Graphit konzentrieren würde in Form von Graphitstäbe, die in sechseckigen mäßigGraphitBlöcke eingefügt werden würde, aber aktuelle Studien konzentrieren sich vor allem auf kieselartigen Kraftstoff. Der LS-VHTR hat viele attraktive Features, darunter: die Fähigkeit, bei sehr hohen Temperaturen zu arbeiten; Niederdruck-Kühlung, die verwendet werden können, um Wasserstoffproduktionsanlage Bedingungen leichter entsprechen; bessere elektrische Umwandlungseffizienz als ein heliumgekühlten VHTR, die bei ähnlichen Bedingungen; passive Sicherheitssysteme und eine bessere Retention der Spaltprodukte im Falle eines Unfalls. Dieses Konzept wird nun als "Fluoridsalz gekühlten Hochtemperaturreaktor" bezeichnet.

Flüssigem Fluorthoriumreaktor

Reaktoren mit geschmolzenem Thoriumsalz, genannt flüssigem Fluor Thorium-Reaktoren, die reichlich vorhandene Energiequelle der Thorium-Brennstoffzyklus tippen würde. Private Unternehmen aus Japan, Russland, Australien und den Vereinigten Staaten, und der chinesischen Regierung, haben das Interesse an der Entwicklung dieser Technologie zum Ausdruck gebracht.

Befürworter schätzen, dass fünfhundert Tonnen Thorium könnte alle US-Energiebedarf für ein Jahr zu versorgen. Der US Geological Survey schätzt, dass der größte bekannte US Thorium Ablagerung, die Lemhi Pass Viertel an der Montana-Idaho Grenze enthält Thoriumreserven von 64.000 Tonnen Thorium.

Fuji-Reaktor

Der FUJI MSR ist ein 100 bis 200 MWe LFTR, mit Technologie ähnlich dem Oak Ridge National Laboratory Reactor. Es wird von einem Konsortium einschließlich der Mitglieder aus Japan, den USA und Russland entwickelt. Es wäre wahrscheinlich 20 Jahre dauern, um eine in voller Größe Reaktor zu entwickeln, aber das Projekt scheint die Finanzierung fehlt.

Chinesische Projekt

Unter der Leitung von Jiang Mianheng hat die Volksrepublik China ein Forschungsprojekt in Thorium geschmolzenen Salz-Reaktor-Technologie initiiert. Es wurde offiziell an der Chinesischen Akademie der Wissenschaften Jahreskonferenz im Januar 2011 Der Plan war ", um eine winzige 2-MW-Anlage mit flüssigem Fluorkraftstoffs durch das Ende des Jahrzehnts zu bauen, vor der Skalierung bis zu kommerziell Größe in den 2020er Jahren bekannt gegeben. Es arbeitet auch an einer Kugelhaufenreaktor ". Die vorgeschlagene Fertigstellungstermin für einen Test 2 MW Kugelhaufen feste Thorium und geschmolzenes Salz gekühlten Reaktor wurde von 2015 bis 2017. Die vorgeschlagenen "Test Thorium geschmolzenen Salz-Reaktor" hat sich auch verzögert verzögert.

Indischen Forschungs

Ratan Kumar Sinha, Chairman der Atomic Energy Commission of India, sagte im Jahr 2013: "Indien ist auch Ermittlungsflüssigsalzreaktor-Technologie haben wir geschmolzenes Salz Schlaufen Betriebs bei BARC.."

US-Unternehmen

Kirk Sorensen, der ehemalige NASA-Wissenschaftler und Atom-Cheftechnologe bei Teledyne Brown Engineering ist ein langjähriger Förderer des Thorium-Brennstoffzyklus, die Prägung des Begriffs flüssigem Fluorthoriumreaktor. Im Jahr 2011 gegründet Sorensen Flibe Energie, ein Unternehmen auf die Entwicklung von 20-50 MW LFTR Reaktorkonzepte an die Macht Militärbasen sollen ..

Eine andere Startup-Unternehmen, Transatomic Leistung, wurde von Dr. erstellt Studenten des MIT einschließlich Dr Leslie Dewan, CEO und Russ Wilcox von E Ink. Sie verfolgen, was sie bezeichnen eine Waste-Annihilating Flüssigsalzreaktor, über das Potenzial, um zu konsumieren vorhandenen Atommüll gründlicher konzentriert.

Weinberg-Stiftung

Das Weinberg-Stiftung ist eine britische gemeinnützige Organisation im Jahr 2011 gegründet und widmet sich als Kommunikation, Diskussion und Lobbying-Hub, um das Bewusstsein über das Potenzial von Thorium Energie und LFTR erhöhen zu handeln. Es wurde offiziell im House of Lords startete am 8. September 2011. Es ist nach amerikanischer Kernphysiker Alvin M. Weinberg, der das Thorium Salzschmelze Reaktorforschung Pionier benannt.

Geschmolzenen Salz-Betankungsmöglichkeiten

• Die Thorium betriebene Variante namens flüssigem Fluor Thorium-Reaktor hat sehr spannend, viele Kerningenieure gewesen. Seine wichtigste Meister war Alvin Weinberg, der das Leichtwasserreaktor patentiert und war Direktor der USA Oak Ridge National Laboratory, ein prominenter Kernforschungszentrum.
• MSR kann mit angereichertem Uran-235 betrieben werden.
• MSR kann mit spaltbarem Material aus demontierten Atomwaffen angeheizt werden.

Des geschmolzenen Salz-gekühlte Reaktoren

Geschmolzenen Salz-betriebenen Reaktoren sind ganz anders als Salzschmelze gekühlten Feststoffreaktoren, einfach "Salzschmelze Reaktorsystem" in der Generation IV Vorschlag, auch genannt MSCR, die auch ist die Abkürzung für das geschmolzene Salz Converter Reaktordesign . Diese Reaktoren wurden zusätzlich als "fortgeschrittenen Hochtemperaturreaktoren, aber seit etwa 2010 ist die bevorzugte DOE Bezeichnung ist" Fluorid Hochtemperaturreaktoren ".

Der FHR-Konzept kann nicht Brennstoff leicht aufbereiten und hat Brennstäbe, die hergestellt und validiert werden, verzögern den Einsatz von bis zu zwanzig Jahren nach Projektbeginn müssen. Da es jedoch hergestellten Brennstoff betrieben werden, Reaktorhersteller können immer noch durch den Verkauf von Brennelementen zu profitieren.

Die FHF behält die Sicherheits- und Kostenvorteile eines Niederdruck-Hochtemperatur-Kühlmittel, die ebenfalls von Flüssigmetall-gekühlte Reaktoren geteilt. Insbesondere gibt es kein Dampf in den Kern, um eine Explosion und keine großen, teuren Stahldruckbehälter führen. Da es bei hohen Temperaturen zu arbeiten, kann die Umwandlung der Wärme in Elektrizität auch eine effiziente, leichte Brayton Zyklus-Gasturbine zu nutzen.

Ein Großteil der aktuellen Forschung auf FHRS auf kleinen kompakten Wärmetauschern konzentriert. Durch den Einsatz kleinerer Wärmetauschern benötigt weniger geschmolzenes Salz verwendet werden und somit erhebliche Kosteneinsparungen erreicht werden.

Salzschmelzen können stark korrosiv so mehr, als die Temperaturen steigen, liegen. Für das Primärkühlschleife des MSR wird ein Material benötigt, dass die Korrosion bei hohen Temperaturen und intensiver Strahlung standhalten kann. Experimente zeigen, dass Hastelloy-N und ähnliche Legierungen sind sehr geeignet, um die Aufgaben bei Betriebstemperaturen bis zu etwa 700 ° C. Allerdings hat langjährige Erfahrung mit Produktionsmaßstab Reaktor noch gewonnen werden. Trotz der schwerwiegenden technischen Schwierigkeiten können höhere Betriebstemperaturen erwünscht sein - bei 850 ° C thermochemischen Erzeugung von Wasserstoff ermöglicht wird. Materialien für diesen Temperaturbereich wurden nicht validiert, wenn Kohlenstoff-Kompositen, Molybdän-Legierungen, Carbide und hitzebeständigen Metallbasis oder ODS-Legierungen darstellbar sind.

Salzschmelze Auswahl

Die Salzmischungen sind so gewählt, der Reaktor sicherer und praktischer zu machen. Fluoridsalze sind bevorzugt, weil Fluor hat nur ein stabiles Isotop, und es nicht leicht unter Neutronenbeschuss radioaktiv werden. Beide machen Fluor besser als Chlor, das zwei stabile Isotope sowie ein langsam verfallenden Isotops zwischen ihnen, die Neutronenabsorption durch Cl-35 erleichtert hat. Im Vergleich zu Chlor und andere Halogenide, absorbiert Fluor auch weniger Neutronen und verlangsamt Neutronen besser. Niedenvertigem Fluoride sieden bei hohen Temperaturen, obwohl viele Pentafluoride und Hexafluorid bei niedrigen Temperaturen siedet. Sie müssen auch sehr heiß sein, bevor sie in ihre einfacheren Komponenten zu brechen, sind solche geschmolzene Salze "chemisch stabil", wenn auch unter ihrem Siedepunkt gehalten.

Andererseits sind einige Salze so nützlich, dass die Isotopentrennung des Halogenids lohnt. Chloride erlauben schnelle Brutreaktoren zur Verwendung von Salzschmelzen hergestellt werden. Jedoch nicht annähernd so viel Arbeit am Reaktorkonstruktionen mit Chloridsalzen geschehen. Chlor, anders als Fluor, müssen gereinigt, um die schwereren stabilen Isotopen zu isolieren, Chlor-37, wodurch die Produktion von Schwefeltetrafluorid, das als Chlor-35 ein Neutron absorbiert, um Chlor-36 geworden auftritt reduzieren, baut dann durch Beta-Zerfall von Schwefel-36. Ebenso müssen in einem Salzgemisch gegebenenfalls vorhandene Lithium in Form von Lithium-7 gereinigt zu Tritium-Produktion durch Lithium-6 zu reduzieren.

Reactor Salze sind in der Regel in der Nähe von eutektische Gemische zu ihrem Schmelzpunkt zu senken. Ein niedriger Schmelzpunkt erleichtert das Schmelzen des Salzes bei der Inbetriebnahme und verringert das Risiko des Salzes Einfrieren, wie es in dem Wärmetauscher gekühlt wird.

Aufgrund des hohen "Redox-Fenster" aus geschmolzenem Fluoridsalzen kann das chemische Potential des geschmolzenen Salz-System geändert werden. Fluor-Lithium-Beryllium mit Beryllium Zusätze verwendet werden, um das elektrochemische Potential zu senken und fast Korrosion zu eliminieren. Da Beryllium ist extrem giftig, besondere Vorkehrungen müssen in das Design verändert werden, um ihre Freisetzung in die Umwelt zu verhindern. Viele andere Salze können Sanitär Korrosion führen, insbesondere wenn der Reaktor heiß genug, um sehr reaktionsfähige Wasser machen.

Bis heute hat die meiste Forschung auf FLiBe fokussiert, weil Lithium und Beryllium sind für wirksam Sammel und bilden ein eutektisches Salzgemisch mit einem niedrigeren Schmelzpunkt als jedes der einfachen Salze. Beryllium führt auch Neutronen Verdoppelung, die Verbesserung der Neutronenökonomie. Dieser Prozess tritt auf, wenn die Beryllium Kern neu emittiert zwei Neutronen nach der Absorption eines einzelnen Neutrons. Für den Brennstoff tragende Salze, im allgemeinen 1% oder 2% des UF 4 aufgenommen. Thorium und Plutonium Fluoride wurden ebenfalls verwendet.

Salzschmelze Reinigung

Techniken zur Herstellung und Handhabung Salzschmelze hatte zunächst am Oak Ridge National Lab entwickelt. Der Zweck der Salzreinigung war Oxiden, Schwefel und Metallverunreinigungen zu eliminieren. Oxide können bei der Abscheidung von festen Teilchen in den Reaktorbetrieb führen. Schwefel mußte wegen ihrer korrosiven Angriff auf Nickel-Basis-Legierungen bei Betriebstemperaturen entfernt werden. Struktur Metall wie Chrom, Nickel und Eisen mußte für den Korrosionsschutz entfernt werden.

Ein Wassergehalt Reduktion Reinigungsstufe unter Verwendung von HF und Helium Spülgas angegeben wurde, um bei 400 ° C ausgeführt werden. Oxid und Schwefelverunreinigung in den Salzmischungen wurden unter Verwendung von Gasblasen aus HF - H2 Gemisch mit Salz auf 600 ° C erhitzt. Strukturelle Metallbelastung in den Salzmischungen wurden unter Verwendung von Wasserstoffgas Blasen entfernt, bei 700 ° C. Festes Ammoniumhydrofluorid wurde als eine sicherere Alternative für Oxidentfernung vorgeschlagen.

Salzschmelze Verarbeitung

Die Möglichkeit der Online-Verarbeitung kann ein Vorteil der MSR-Design sein. Kontinuierliche Verarbeitung würde das Inventar von Spaltprodukten zu reduzieren, steuern Korrosion und verbessern Neutronenökonomie durch Entfernen Spaltprodukte mit hohem Neutronenabsorptionsquerschnitt, insbesondere Xenon. Dies macht die MSR besonders geeignet für die Neutronenarmen Thorium-Brennstoffzyklus. Online Brennstoffverarbeitungs können Risiken der Brennstoffverarbeitungs Unfälle, die Freisetzung von Radioisotopen auslösen können, einzuführen.

In einigen Thorium Zuchtszenarien würde das Zwischenprodukt Protactinium-233 aus dem Reaktor entfernt und man ließ sie in hochreines Uran-233, eine attraktive Herstellung von Bomben Material zerfallen werden. Mehr moderne Entwürfe vorschlagen, eine geringere spezifische Leistung oder eine separate große Thorium Brutmantel zu verwenden. Dies schwächt die Protactinium in einem solchen Ausmaß, dass nur wenige Protactinium Atome absorbieren einen zweiten Neutronen oder, über eine Reaktion, Erzeugung von Uran-232. Da U-232 hat eine kurze Halbwertszeit und seine Zerfallskette enthält harte Gammastrahler, macht es die Isotopen Mischung von Uran für Herstellung von Bomben weniger attraktiv. Dieser Vorteil würde die zusätzlichen Kosten eines größeren spaltbaren Inventar oder eine 2-Fluid-Design mit einer großen Menge an Salzdecke kommen.

Die notwendige Brennstoffsalzaufbereitungstechnik ist gezeigt worden, jedoch nur im Labormaßstab. Eine Voraussetzung, um groß angelegte kommerzielle Reaktor-Design ist die R & amp; D, um eine wirtschaftlich wettbewerbsfähige Brennstoffsalzreinigungsanlage konstruieren.

Spaltbaren Wiederaufbereitungs Fragen

Reprocessing bezieht sich auf die chemische Trennung aus spaltbarem Uran und Plutonium aus abgebrannten Kernbrennstoffen. Die Rückgewinnung von Uran oder Plutonium könnte unterliegen dem Risiko der Verbreitung von Atomwaffen zu sein. In den Vereinigten Staaten hat das Regulierungssystem dramatisch in den verschiedenen Verwaltungen variiert.

In der ursprünglichen 1971 Salzschmelze Breeder Reactor Vorschlag wurde Uranaufbereitungs alle zehn Tage als Teil des Reaktorbetriebs geplant. Anschließend wurde eine Durchlauf Betankung Design, dass die vorgeschlagenen begrenzten Uranaufbereitungs auf je 30 Jahre am Ende des brauchbaren Salzes Leben. Eine Mischung aus Uran-238 war gefragt, um sicher erholt Uran machen würde waffenfähiges nicht sein. Dieser Entwurf wird als denaturierte Salzschmelze-Reaktor bezeichnet. Wenn die Wiederaufbereitung sollten dann untersagt werden das Uran würde mit anderen Spaltprodukte entsorgt werden.

Vergleich zu gewöhnlichen Leichtwasserreaktoren

MSRs, besonders die mit dem Kraftstoff in dem Salz aufgelöst erheblich von konventionellen Reaktoren. Kann der Druck gering sein, und die Temperatur wesentlich höher ist. In dieser Hinsicht ein MSR ähnlicher ist ein flüssiges Metall gekühlten Reaktor als eine herkömmliche Leichtwasserreaktor abgekühlt. Als weiterer Unterschied MSRs werden oft als Brutreaktor geplant mit einem geschlossenen Brennstoffkreislauf - im Gegensatz zur Verwendung eines Durchlaufkraftstoff derzeit im US-Kernreaktoren verwendet.

Die typischen Sicherheitskonzepten beruhen auf einem negativen Temperaturkoeffizienten der Reaktivität und einem großen möglichen Temperaturanstieg auf Reaktivität Exkursionen begrenzen. Als zusätzliches Verfahren zum Herunterfahren ein separates, passiv gekühlten Behälter unter dem Reaktor ist geplant. Im Falle von Problemen und für die regelmäßige Wartung der Brennstoff aus dem Reaktor abgelassen. Dies hält die Kernreaktion und gibt ein zweites Kühlsystem. Neutron-produzierenden Beschleuniger haben sogar für einige super-sichere unterkritischen Versuchspläne vorgeschlagen.

Kostenschätzungen aus den 1970er Jahren waren etwas niedriger als bei herkömmlichen Leichtwasserreaktoren.

Die Temperaturen von einigen vorgeschlagenen Entwürfe sind hoch genug, um Prozesswärme für die Wasserstoffproduktion oder andere chemische Reaktionen hervorrufen. Aus diesem Grund sind sie in der GEN-IV Fahrplan für die weitere Studie einbezogen.

Vorteile

Das geschmolzene Salz-Reaktor bietet viele potenzielle Vorteile gegenüber aktuellen Leichtwasserreaktoren:

• Inhärent sichere Konstruktion.
• Betrieb bei einem niedrigen Druck verbessert die Sicherheit und vereinfacht das Design
• In der Theorie kann eine vollständige Rückführungssystem viel sauberer sein: die Entladungs ​​Abfälle nach einer chemischen Trennung sind hauptsächlich Spaltprodukte, von denen die meisten im Vergleich zu langlebiger Aktinide Abfälle haben relativ kurze Halbwertszeiten. Dies kann zu einer signifikanten Verringerung in der Containment Periode in einer geologischen Repository führen.
• Des Kraftstoffs flüssigen Phase ist ausreichend für Pyroprozess für die Trennung der Spaltprodukte. Dies kann Vorteile gegenüber konventionellen Wiederaufbereitungs haben, obwohl viel Entwicklungs noch benötigt.
• Es besteht keine Notwendigkeit für die Brennstabherstellungs
• Einige Designs können "brennen" problematische Transurane von traditionellen Festbrennstoffkernreaktoren.
• Ein MSR reagieren können, um Änderungen in weniger als 60 Sekunden zu laden.
• Salzschmelze Reaktoren können bei hohen Temperaturen ausgeführt, wodurch hohe Wirkungsgrade zur Stromerzeugung.
• Einige MSRs kann eine hohe "spezifische Leistung", die eine hohe Leistung bei einer geringen Masse anbieten. Dies wurde durch die nun, die Flugzeugreaktor Experiment gezeigt.
• Ein eventuell gute Neutronenökonomie macht die MSR attraktiv für die Neutronen schlechte Thorium-Brennstoffzyklus.
• Lithium enthaltende Salze führt zu signifikanten Tritiumproduktion, auch wenn reines Li verwendet. Tritium selbst ist wertvoll, aber auch zerfällt zu Helium-3, ein anderes wertvolles Produkt.
• LWR ist keine saubere "Ausschalter", aber sobald die erste Kritikalität überwunden ist ein MSR ist vergleichsweise einfach und schnell ein- und auszuschalten. Zum Beispiel heißt es, dass die Forscher "Ausschalten des geschmolzenen Salz-Reactor Experiment für das Wochenende" würde. Bei einem Minimum, muss der Reaktor genügend Energie, um das Wiedereinschmelzen des Salzes und in Eingriff mit den Pumpen.

Nachteile

• Wenig Entwicklung im Vergleich zu den meisten Gen IV Designs - viel ist unbekannt.
• Brauchen Sie, um eine Vor-Ort Chemiefabrik zu betreiben, um Kernmischung zu verwalten und zu entfernen Spaltprodukte.
• Wahrscheinlich müssen auf politische Veränderungen, um mit völlig anderen Design-Merkmale umzugehen.
• Korrosion kann über viele Jahrzehnte der Reaktorbetrieb auftreten, und könnte problematisch sein.
• Nickel und Eisen-Basis-Legierungen sind anfällig für unter hohem Neutronenfluss Versprödung.
• Als Brutreaktor, kann es möglich sein, eine MSR zu modifizieren, um waffenfähiges Nuklearmaterial zu produzieren.