Эксперимент в реакторе с расплавленной солью - Molten-Salt Reactor Experiment

Схема установки MSRE: (1) Корпус реактора, (2) Теплообменник, (3) Топливный насос, (4) Фланец замерзания, (5) Тепловой экран, (6) Насос охлаждающей жидкости, (7) Радиатор, (8) Бак для слива охлаждающей жидкости, (9) Вентиляторы, (10) Сливные баки для топлива, (11) Промывочный бак, (12) Резервуар, (13) Замораживающий клапан. Также обратите внимание на область управления вверху слева и Дымовая труба верхний правый.

В Эксперимент в реакторе с расплавленной солью (MSRE) был экспериментальным реактор с расплавленной солью на Национальная лаборатория Окриджа (ORNL) исследовали эту технологию на протяжении 1960-х годов; Построенный к 1964 году, он стал критическим в 1965 году и проработал до 1969 года.[1]

MSRE был 7,4МВтth испытательный реактор, моделирующий нейтронно-физическое «ядро» типа по своей сути более безопасный эпитермальный торий реактор-размножитель называется реактор с жидким фторидом тория. В основном он использовал два вида топлива: первое. уран-235 и позже уран-233. Последний 233UF4 был результатом воспроизводства тория в других реакторах. Поскольку это было инженерное испытание, большой и дорогой бланкет ториевой соли был опущен в пользу нейтронных измерений.

В МСРЭ тепло от активная зона реактора была пролита через систему охлаждения с помощью продувки воздухом радиаторы. Считается, что подобные реакторы могут обеспечить высокий КПД. тепловые двигатели Такие как газовые турбины замкнутого цикла.

Трубопроводы, основной чан и структурные компоненты MSRE были изготовлены из Хастеллой -N и его модератором был пиролитический графит основной. Топливо для MSRE было LiF -BeF2 -ZrF4 -UF4 (65-29-5-1), графитовый сердечник модерируется это и его вторичный охлаждающая жидкость был FLiBe (2LiF-BeF2), он работал при температуре 650 ° C и проработал примерно 1,5 года при работе на полной мощности.

В результате получился простой и надежный реактор. Целью эксперимента в реакторе с расплавленной солью было продемонстрировать что некоторые ключевые особенности предлагаемого солевого расплава энергетические реакторы можно было бы воплотить в практическом реакторе, который можно было бы безопасно и надежно эксплуатировать и обслуживать без особых трудностей. Для простоты это должен был быть довольно небольшой реактор с одной жидкостью (т.е. без воспроизводства), работающий на 10 МВт.th или меньше, с отводом тепла в воздух через вторичную (бестопливную) соль.

Описание реактора

Реактор с расплавленной солью

Основной

Графитовый сердечник MSRE

В пиролитический графит ядро, марка CGB, также служило Модератор.

До начала разработки MSRE испытания показали, что соль не проникает в графит, в котором поры составляют порядка микрометра. Однако графит с желаемой структурой пор был доступен только в виде небольших экспериментально подготовленных деталей, и когда производитель намеревался произвести новую марку (CGB) для удовлетворения требований MSRE, возникли трудности.[2]

Топливо / теплоноситель первого контура

Топливо было 7LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (65-29,1-5-0,9 мол.%).

Первое горючее было 33% 235U, позже меньшее количество 233UF4 использовался.

К 1960 лучшее понимание фторидной соли на основе расплавленные реакторы возник в результате более ранних исследований реактора с расплавленной солью для Эксперимент с реактором на самолете.

Фторид соли сильно ионный, а в расплавленном состоянии стабильны при высоких температурах, низких давлениях и высоких радиационные потоки. Стабильность при низком давлении позволяет сделать корпуса реактора менее прочными и повышает надежность. Высокая реакционная способность фтора улавливает большинство побочных продуктов реакции деления.

Оказалось, что жидкая соль позволит химически разделить топливо и отходы на месте.

Топливная система располагалась в герметичных ячейках, предназначенных для обслуживания инструментами с длинной ручкой через отверстия в верхней защите. Танк LiF-BeF2 соль использовалась для промывки системы циркуляции топлива до и после технического обслуживания. В соседней с реактором ячейке находилась простая установка для барботирования газа через топливо или промывочной соли: H2-фтороводород удалить оксид, фтор удалить уран как гексафторид урана. Хаубенрайх и Энгель,[3] Робертсон,[4] и Линдауэр[5] предоставить более подробные описания реактора и технологической установки.

Вторичный теплоноситель

Расплавленный FLiBe

Вторичная соль - LiF-BeF.2 (66–34 мол.%).

Насос

Бачок топливного насоса был пространством для перенапряжения для циркуляционного контура, и здесь около 50 галлонов США в минуту (190 л / мин) топлива распылялось в газовое пространство, чтобы позволить ксенон и криптон убежать от соли. Удаление наиболее значимых нейтронный яд ксенон-135 сделали реактор более безопасным и легким для перезапуска. В твердотопливных реакторах при перезапуске 135Xe в топливе поглощает нейтроны с последующим внезапным скачком реактивности, поскольку 135Xe перегорел. Обычным реакторам, возможно, придется ждать несколько часов, пока ксенон-135 распадается после выключения, а не сразу после перезапуска (так называемый йодная яма ).

Также в чаше насоса было отверстие, через которое можно было брать пробы соли или капсулы с концентрированной солью, обогащающей топливо (UF4-LiF или PuF3 ) могут быть представлены.

Теплообменники с воздушным охлаждением

Теплообменник MSRE с воздушным охлаждением светится тускло-красным из-за высокой температуры.

В то время высокие температуры рассматривались почти как недостаток, поскольку они затрудняли использование обычных паровые турбины. Теперь такие температуры рассматриваются как возможность использовать высокоэффективные газовые турбины замкнутого цикла.[нужна цитата ] После двух месяцев работы на большой мощности реактор остановился на 3 месяца из-за отказа одного из главных вентиляторов охлаждения.

Нейтроника и теплогидравлика

Реактор испытал стабильную нейтронная операция. Если температура увеличится или образуются пузырьки, объем жидких топливных солей увеличится, и некоторые жидкие топливные соли будут вытеснены из активной зоны, тем самым уменьшив реактивность.

Программа развития MSRE не включала физика реактора эксперименты или теплопередача измерения. В MSRE была достаточно широты, чтобы отклонения от прогнозов не поставили под угрозу безопасность или достижение целей экспериментального реактора.

Строительная площадка

Здание экспериментального реактора самолета в ORNL, которое было модернизировано для размещения MSRE.

Строительство основных компонентов системы и переделка старых Эксперимент с реактором на самолете Строительство (которое было частично реконструировано для предлагаемого авиационного реактора мощностью 60 МВт (т)) было начато в 1962 году. Установка солевых систем была завершена в середине 1964 года. ORNL отвечал за обеспечение качества, планирование и управление строительством.[6] Основные системы были установлены персоналом ORNL; субподрядчики модернизировали здание и установили вспомогательные системы.

Конструкционный сплав Хастеллой-Н

Низкий хром, никель –молибден сплав Хастеллой -N, использовался в MSRE и доказал свою совместимость с фторидными солями FLiBe и FLiNaK.[7] Все металлические части, контактирующие с солью, были изготовлены из Хастеллоя-Н.

Выбор Hastelloy-N для MSRE был сделан на основе многообещающих результатов испытаний на самолетах. ядерная двигательная установка условия и наличие большей части необходимого металлургический данные. При разработке MSRE были получены дополнительные данные, необходимые для КАК Я утверждение кода. Он также включал подготовку стандартов для закупок Hastelloy-N и изготовления компонентов. Почти 200 000 фунтов (90 000 кг) различных форм материала для MSRE было коммерчески произведено. Запросы на торги на изготовление компонентов были направлены нескольким компаниям, занимающимся производством ядерных материалов, но все отказались подавать паушальные предложения из-за отсутствия опыта работы с новым оборудованием. сплав. Следовательно, все основные компоненты были изготовлены в Комиссия по атомной энергии США собственные магазины в Oak Ridge и Paducah.[8]

В то время, когда для MSRE устанавливались расчетные напряжения, имеющиеся данные указывали, что сила и скорость ползучести Хастеллой-Н практически не пострадали от облучение. После того, как строительство было хорошо продано, жизнь и перелом было обнаружено, что напряжение резко снижается за счет тепловой нейтрон облучение. Напряжения MSRE были повторно проанализированы, и был сделан вывод, что реактор будет иметь достаточный срок службы для достижения своих целей. В то же время была запущена программа по повышению устойчивости Hastelloy-N к охрупчивание.[9]

Вне-куча коррозия программа испытаний проводилась для Хастеллой-Н,[10] что указывает на чрезвычайно низкую скорость коррозии в условиях MSRE. Капсулы выставлены в Реактор для испытаний материалов показал, что деление соли удельная мощность более 200 Вт / см3 не оказал отрицательного влияния на совместимость топливной соли, Хастеллоя-Н и графита. Фтор газ был добыт радиолиз замороженных солей, но только при температуре ниже примерно 212 ° F (100 ° C).[11]

Компоненты, разработанные специально для MSRE, включают: фланцы для 5-дюймовых (130 мм) трубопроводов, несущих расплавленную соль, клапаны замораживания (секция с воздушным охлаждением, где соль может быть заморожена и разморожена), гибкий стержни управления для работы в гильзах при температуре 1200 ° F (649 ° C) и пробоотборнике-обогатителе топлива.[12] Центробежные насосы были разработаны аналогично тем, которые успешно использовались в программа реактора самолета, но с условиями для дистанционного обслуживания и включая систему распыления для удаления ксенона. При проектировании MSRE учитывались соображения удаленного обслуживания, и в число разработок входили устройства для удаленной резки и пайка вместе 1 1⁄2 дюйма (38 мм), съемные теплоизоляционные блоки и оборудование для снятия образцов металла и графита с активной зоны.

График разработки и строительства

Большая часть усилий MSRE с 1960 по 1964 год была посвящена проектированию, разработке и строительству MSRE. Производство и дальнейшие испытания графита и Hastelloy-N, как внутри, так и снаружи, были основными разработками. Другие включали работы над реакторная химия, разработка технологий изготовления Hastelloy-N, разработка компонентов реактора, а также планирование и подготовка дистанционного обслуживания.[13]

Операция

Элвин М. Вайнберг отмечая "6000 часов на полной мощности!" работы MSRE в 1967 г.

MSRE проработал 5 лет. Соль была загружена в 1964 году, а ядерная операция завершилась в декабре 1969 года.[3][14] и все цели эксперимента были достигнуты за этот период.

Отборочные и предядерные испытания включали 1000 часов циркуляции промывочной соли и соли-носителя топлива. Ядерные испытания MSRE начались в июне 1965 года с добавлением обогащенный 235U как UF4 -LiF эвтектики к соли-носителю, чтобы сделать реактор критическим. После экспериментов с нулевой мощностью по измерению стоимости стержня и коэффициентов реактивности,[15] реактор был остановлен и проведены последние приготовления к работе на мощности. Вознесение силы было отложено, когда пары от масло протекшие в топливный насос были полимеризованный радиоактивным отходящие газы и забиты газовые фильтры и клапаны. Максимальная мощность, которая была ограничена 7,4 МВт (т) из-за возможностей системы отвода тепла, была достигнута в мае 1966 года.

После двух месяцев работы на большой мощности реактор остановился на три месяца из-за отказа одного из главных охлаждающих нагнетателей. Некоторые дальнейшие задержки возникли из-за закупорки магистральных газопроводов, но к концу 1966 года большинство проблем с запуском остались позади. В течение следующих 15 месяцев реактор находился в критическом состоянии 80% времени, с пробегами в 1, 3 и 6 месяцев, которые не прерывались сливом топлива. К марту 1968 г. первоначальные цели MSRE были выполнены, и ядерная операция с 235U был заключен.

AEC Председатель Сиборг в управлении MSRE в 1968 году для запуска с U-233.

К этому времени достаточно 233U стал доступен,[16] поэтому программа MSRE была расширена и теперь включает замену 233U для урана в топливной соли и операция по соблюдению новых ядерных характеристик. С помощью местного технологического оборудования промывочная соль и топливная соль были фторированы для извлечения содержащегося в них урана в виде UF6.[5] 233UF4-LiF эвтектика затем был добавлен к соли-носителю, и в октябре 1968 года MSRE стал первым в мире реактором, работающим на 233U.

В 233Эксперименты с нулевым энергопотреблением и испытания в динамике подтвердили прогноз нейтронный характеристики. Неожиданным последствием обработки соли было то, что ее физические свойства были немного изменены, так что из топливного насоса в циркуляционный контур уносилось больше обычного количества газа. Циркулирующий газ и сопровождающие его колебания мощности были устранены за счет работы топливного насоса на несколько меньшей скорости. Работа на большой мощности в течение нескольких месяцев позволила точно измерить захватывать -к-деление соотношение, для 233U в этом реакторе, выполняя задачи 233U операция.

В последние месяцы эксплуатации зачистка ксенона, осаждение продуктов деления и тритий поведение были исследованы. Возможность использования плутоний в жидкосолевых реакторах подчеркивается добавлением PuF3 в качестве топлива для подпитки в этот период.

После окончательной остановки в декабре 1969 г. реактор был оставлен в ожидать почти год. Затем была проведена ограниченная программа проверки, включающая панель модератора из ядра, тяга управления наперсток, теплообменник трубки, детали из корпуса топливного насоса и клапан замораживания, в котором возникла утечка во время последнего останов реактора. Затем радиоактивные системы были закрыты до окончательного захоронения.

Статистика

Параметры и оперативная статистика:[17]

Мощность: 8 МВт (тепловая)
мощность: 92,8 ГВтч
эквивалент полной мощности: 11,555 ч

Топливная соль: фторид
катионы: 65% Ли-7, 29.1% Быть, 5% Zr, 0.9% U
вес: 11,260 фунтов (5,107 кг)
температура плавления: 813 F (434 C)
температура на входе: 1175 F (635 C)
температура на выходе: 1225 F (663 C)
расход: 400 галлонов / мин (1514 л / мин)
циркуляция топливного насоса: 19 405 ч

Соль охлаждающей жидкости: фторид
катионы: 66% Li-7, 34% Be
вес: 15300 фунтов (6940 кг)
циркуляционный насос охлаждающей жидкости: 23,566 ч

Модератор: ядерный графит

Контейнер: Хастеллой -N

Первое топливо: U-235
первый критический: 1 июня 1965 г.
тепловая мощность: 72 441 МВтч
критические часы: 11515 ч
эквивалент полной выходной мощности: 9 006 ч

Второе топливо: U-233
критическое: 2 октября 1968 г.
тепловая мощность: 20 363 МВтч
критические часы: 3910 ч
эквивалент полной мощности: 2549 ч

Неисправность: Декабрь 1969 г.

Полученные результаты

Самый широкий и, возможно, самый важный вывод из опыта MSRE заключался в том, что концепция реактора на жидком солевом топливе была жизнеспособной. Он работал в течение значительных периодов времени, давая ценную информацию, а техническое обслуживание выполнялось безопасно и без чрезмерных задержек.

MSRE подтвердил ожидания и прогнозы.[14] Например, было продемонстрировано, что топливная соль была невосприимчивой к радиационным повреждениям, графит не подвергался воздействию топливной соли, а коррозия Hastelloy-N была незначительной. Благородные газы удалялись из топливной соли с помощью распылительной системы, что уменьшало 135Xe отравление примерно в 6 раз. Основная часть продукт деления элементы оставались стабильными в соли. Добавление урана и плутония к соли во время работы происходило быстро и без осложнений, а извлечение урана фторированием было эффективным. В нейтроника, включая критическую нагрузку, коэффициенты реактивности, динамику и долгосрочные изменения реактивности, согласованные с предыдущими расчетами.

В других областях операция привела к улучшению данных или снижению неопределенностей. В 233U от захвата до-деление соотношение в типичном MSR нейтронный спектр это пример улучшенных базовых данных. Влияние деления на окислительно-восстановительный потенциал топливной соли. Нанесение некоторых элементов ("благородные металлы ") ожидалось, но MSRE предоставил количественные данные об относительном осаждении на границах раздела графит, металл и жидкость-газ. Коэффициенты теплоотдачи измеренные в MSRE, соответствовали обычным проектным расчетам и не изменились в течение срока службы реактора. Ограничение содержания кислорода в соли оказалось эффективным, а склонность продуктов деления к рассеиванию из загрязненного оборудования во время технического обслуживания была низкой.

Работа MSRE позволила понять проблему тритий в расплавленном солевом реакторе. Было отмечено, что около 6–10% расчетных 54 Ки / день (2,0ТБк ) продукция диффундировала из топливной системы в атмосферу камеры защитной оболочки, а еще 6–10% попало в воздух через систему отвода тепла.[18] Тот факт, что эти доли не были выше, указывал на то, что что-то частично отрицало перенос трития через горячие металлы.

Одна неожиданная находка была мелкой, межкристаллитное растрескивание на всех металлических поверхностях, подверженных воздействию топливной соли. Причиной охрупчивания была теллур - продукт деления, образующийся в топливе. Впервые это было отмечено в образцах, которые извлекались из активной зоны через определенные промежутки времени во время работы реактора. Послеоперационный осмотр деталей гильзы управляющего стержня, трубок теплообменника и частей корпуса насоса выявил повсеместное растрескивание и подчеркнуло его важность для концепции MSR. Рост трещин был достаточно быстрым, чтобы стать проблемой в течение запланированного тридцатилетнего срока службы последующего реактора-размножителя тория. Это растрескивание можно уменьшить, добавив небольшое количество ниобий в Хастеллой-Н.[19]

Вывод из эксплуатации

Считалось, что после отключения соль хранилась в длительном безопасном хранилище. При низких температурах радиолиз может освободить фтор из соли. В качестве контрмеры соль ежегодно подогревалась примерно до 302 ° F (150 ° C) до 1989 года.[20]Но начиная с середины 1980-х годов возникло беспокойство по поводу миграции радиоактивности через систему.[кем? ] Отбор проб в 1994 г. выявил концентрации урана, создающие потенциал для ядерной авария с критичностью, а также потенциально опасное скопление газообразного фтора - окружающая среда над затвердевшей солью содержала примерно одну атмосферу фтора.[нужна цитата ] Последующий проект дезактивации и вывода из эксплуатации был назван «наиболее технически сложным» мероприятием, порученным Bechtel Jacobs в соответствии с контрактом на управление окружающей средой с Министерство энергетики США Операционная организация Ок-Ридж. В 2003 году проект по очистке MSRE оценивался примерно в 130 миллионов долларов, а вывод из эксплуатации должен был быть завершен в 2009 году.[21]Удаление урана из соли было окончательно завершено в марте 2008 г., однако соль все еще оставалась с продуктами деления в резервуарах.[22]

Большая часть высокой стоимости была вызвана неприятным сюрпризом выделения фтора и гексафторида урана из холодной топливной соли при хранении, которую ORNL не удалял и не хранил должным образом, но теперь это учтено при разработке MSR.[23]

Описан потенциальный процесс вывода из эксплуатации;[24] уран должен быть удален из топлива в виде гексафторида путем добавления избыточного фтора, а плутоний в качестве диоксид плутония добавляя карбонат натрия.

Координаты: 35 ° 55′18 ″ с.ш. 84 ° 18′24 ″ з.д. / 35.92178 ° с.ш. 84.30672 ° з.д. / 35.92178; -84.30672

Смотрите также

Рекомендации

  1. ^ «Архивная копия» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2016-03-03. Получено 2014-01-21.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  2. ^ Бриггс 1964 С. 373–309.
  3. ^ а б П.Н. Haubenreich и J.R. Engel (1970). «Опыт эксперимента с реактором на расплавленной соли» (PDF). Ядерные приложения и технологии. 8 (2): 118–136. Дои:10.13182 / NT8-2-118. Архивировано из оригинал (PDF, перепечатка) на 2015-01-29. Получено 2006-06-26.CS1 maint: ref = harv (связь)
  4. ^ R.C. Робертсон (январь 1965 г.). «Отчет о проектировании и эксплуатации MSRE, Часть I, Описание конструкции реактора». ОРНЛ-ТМ-0728. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)CS1 maint: ref = harv (связь)
  5. ^ а б Р. Б. Линдауэр (август 1969). «Обработка промывочной жидкости MSRE и топливных солей». ORNL-TM-2578. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)CS1 maint: ref = harv (связь)
  6. ^ B.H. Вебстер (апрель 1970 г.). «Практика обеспечения качества при строительстве и обслуживании MSRE». ORNL-TM-2999. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)CS1 maint: ref = harv (связь)
  7. ^ ДеВан, Джексон Х. «Влияние легирующих добавок на коррозионное поведение никель-молибденовых сплавов в смесях плавленых фторидов». Тезис. Университет Теннесси, 1960. Интернет. <«Архивная копия» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2011-07-23. Получено 2011-01-12.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)>.
  8. ^ Бриггс 1964 С. 63–52.
  9. ^ ОН. Маккой; и другие. (1970). «Новые разработки в материалах для реакторов на жидких солях». Ядерные приложения и технологии. 8 (2): 156. Дои:10.13182 / NT70-A28622.CS1 maint: ref = harv (связь)
  10. ^ Бриггс 1964 С. 334–343.
  11. ^ Бриггс 1964 С. 252–257.
  12. ^ Бриггс 1964 С. 167–190.
  13. ^ Бриггс 1964.
  14. ^ а б М. В. Розенталь; П.Н. Haubenreich; ОН. Маккой и Л. Макниз (1971). «Текущий прогресс в разработке реакторов на жидких солях». Обзор атомной энергии IX: 601–50.CS1 maint: ref = harv (связь)
  15. ^ БЫТЬ. Принц; С.Дж. Мяч; Дж. Р. Энгель; П.Н. Haubenreich и T.W. Керлин (февраль 1968 г.). "Эксперименты по физике нулевой мощности на MSRE". ОРНЛ-4233. Цитировать журнал требует | журнал = (помощь)CS1 maint: ref = harv (связь)
  16. ^ «Архивная копия» (PDF). В архиве (PDF) из оригинала от 04.03.2016. Получено 2012-10-11.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь) (см. PDF, стр. 10) "MSRE заправлялся 39 кг 233U, который содержал ~ 220 частей на миллион (ppm) 232U [... который был выведен] в различных легководных реакторах, которые работали на 235U (например, Indian Point PWR) "
  17. ^ «Эксперимент в реакторе с расплавленной солью» (PDF). ornl.gov. Получено 26 июн 2020.
  18. ^ Р. Б. Бриггс (зима 1971–1972 гг.). «Тритий в жидкосолевых реакторах». Реакторная технология. 14: 335–342.CS1 maint: ref = harv (связь)
  19. ^ Кейзер, Дж. Р. (1977), Статус исследований теллура и хастеллоя N в расплавленных фторидных солях (PDF), Национальные лаборатории Ок-Ридж, ORNL / TM-6002, в архиве (PDF) из оригинала от 24.03.2012
  20. ^ Утилизация фторидного топлива и промывных солей из эксперимента в реакторе с расплавленной солью в Национальной лаборатории Ок-Ридж, доступно в формате PDF[1] В архиве 2013-05-22 в Wayback Machine
  21. ^ Р. Кэти Дэниелс, Элегантный эксперимент заставляет задуматься о уборке, Дуб Риджер, 8 апреля 2003 г.
  22. ^ «Архивная копия» (PDF). Архивировано из оригинал (PDF) на 2013-02-22. Получено 2012-12-08.CS1 maint: заархивированная копия как заголовок (связь)
  23. ^ «Производство и рекомбинация фтора в замороженных солях MSR после работы реактора [Диск 5]» (PDF). В архиве (PDF) из оригинала от 2012-05-02. Получено 2012-10-24.
  24. ^ Оценка альтернатив Министерства энергетики США по удалению и утилизации фторидных солей в эксперименте с расплавленными солями В архиве 2007-05-13 на Wayback Machine (1997), Комиссия по наукам о Земле, окружающей среде и ресурсам

дальнейшее чтение

внешняя ссылка