Войти
Схема установки MSRE: (1) корпус реактора, (2) теплообменник, (3) топливный насос, (4) фланец замораживания, (5) тепловой экран, (6) насос охлаждающей жидкости, (7) радиатор, (8) слив охлаждающей жидкости бак, (9) Вентиляторы, (10) Сливные баки для топлива, (11) Промывочный бак, (12) Резервуар, (13) Замораживающий клапан. Также обратите внимание на область управления вверху слева и дымоход вверху справа. Эксперимент Расплавленный-Соль реактор ( MSRE) был экспериментальный расплавленный реактор соли в Национальной лаборатории Oak Ridge (ORNL) исследуя эту технологию через 1960; Построенный к 1964 году, он стал критическим в 1965 году и проработал до 1969 года.
MSRE был 7,4 МВт й испытательного реактора, имитирующий «нейтронное ядро» типа по своей природе более безопасного надтепловой торий заводчик реактора под названием жидкого фтористый реактор тория. В основном он использовал два топлива: сначала уран-235, а затем уран-233. Последний 233 UF 4 был результатом воспроизводства тория в других реакторах. Поскольку это было инженерное испытание, большой и дорогой бланкет для воспроизводства ториевой соли был опущен в пользу нейтронных измерений.
В MSRE тепло от активной зоны реактора отводилось через систему охлаждения с использованием воздуха, обдуваемого радиаторами. Считается, что подобные реакторы могут приводить в действие высокоэффективные тепловые двигатели, такие как газовые турбины замкнутого цикла.
Трубопроводы, основной бак и структурные компоненты MSRE были изготовлены из сплава Hastelloy -N, а его замедлителем был сердечник из пиролитического графита. Топлива для MSRE были LiF - BeF 2 - ZrF 4 - UF 4 (65-29-5-1), ядро графита замедлителя его, и его вторичная охлаждающая жидкость была FLiBe (2LiF-BeF 2), он действовал так жарко, как 650 ° C и проработал примерно 1,5 года работы на полной мощности.
В результате получился простой и надежный реактор. Целью эксперимента с реактором на расплаве соли было продемонстрировать, что некоторые ключевые особенности предложенных энергетических реакторов на расплаве соли могут быть воплощены в практическом реакторе, который можно безопасно и надежно эксплуатировать и обслуживать без особых трудностей. Для простоты, он должен был быть довольно небольшим, один-жидкость (т.е. неразмножающимся) реактор, работающим при 10 МВт - е или менее, с отводом тепла в воздух через вторичную (бестопливную) соль.
Реактор на расплавленных солях 
Графитовый сердечник MSRE Пиролитического графита ядро, класс КРО, а также служил в качестве замедлителя.
Перед началом разработки MSRE испытания показали, что соль не проникает в графит, поры которого составляют порядка микрометра. Однако графит с желаемой пористой структурой был доступен только в виде небольших экспериментально подготовленных деталей, и когда производитель решил произвести новую марку (CGB) для удовлетворения требований MSRE, возникли трудности.
Топливо - 7 LiF-BeF 2 -ZrF 4 -UF 4 (65-29,1-5-0,9 мол.%).
Первое топливо содержало 33% 235 U, позже было использовано меньшее количество 233 UF 4.
К 1960 году лучшее понимание реакторов с расплавленной солью на основе фторидной соли появилось благодаря более ранним исследованиям реактора с расплавленной солью для эксперимента с реактором самолета.
Фторидные соли сильно ионны и в расплавленном состоянии стабильны при высоких температурах, низких давлениях и высоких потоках излучения. 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. Бак с солью LiF-BeF 2 использовался для промывки системы циркуляции топлива до и после технического обслуживания. В соседней с реактором ячейке находилась простая установка для барботирования газа через топливо или промывочную соль: H 2 - фтористый водород для удаления оксида, фтор для удаления урана в виде гексафторида урана. Хаубенрайх и Энгель, Робертсон и Линдауэр предоставляют более подробные описания реактора и перерабатывающей установки.
Расплавленный FLiBe Вторичная соль - LiF-BeF 2 (66–34 мол.%).
Бачок топливного насоса был пространством для нагнетания циркуляционного контура, и здесь около 50 галлонов США в минуту (190 л / мин) топлива распылялось в газовое пространство, чтобы позволить ксенону и криптону уйти из соли. Удаление наиболее значительного нейтронного яда ксенона-135 сделало реактор более безопасным и более легким для перезапуска. В твердотопливных реакторах при перезапуске 135 Xe в топливе поглощает нейтроны, за которым следует внезапный скачок реактивности, поскольку 135 Xe выгорает. Обычным реакторам, возможно, придется ждать несколько часов, пока ксенон-135 не распадется после выключения, а не сразу после перезапуска (так называемая йодная яма ).
Также в чаше насоса было отверстие, через которое можно было брать пробы соли или вводить капсулы с концентрированной солью, обогащающей топливо (UF 4 -LiF или PuF 3 ).
Теплообменник MSRE с воздушным охлаждением светится тускло-красным из-за высокой температуры. В то время высокие температуры считались почти недостатком, поскольку они препятствовали использованию обычных паровых турбин. Теперь такие температуры рассматриваются как возможность использования высокоэффективных газовых турбин замкнутого цикла. После двух месяцев работы на большой мощности реактор остановился на 3 месяца из-за отказа одного из главных охлаждающих нагнетателей.
Реактор испытал стабильную нейтронно-физическую работу. Если либо температура повысится, либо образуются пузырьки, объем жидких топливных солей увеличится, и некоторые жидкие топливные соли будут вытеснены из активной зоны, тем самым снизив реактивность.
Программа развития MSRE не включала эксперименты по физике реакторов или измерения теплопередачи. В MSRE была достаточно широты, чтобы отклонения от прогнозов не ставили под угрозу безопасность или достижение целей экспериментального реактора.
Здание экспериментального реактора самолета в ORNL, которое было модернизировано для размещения MSRE. Строительство компонентов первой системы и переоборудование старого экспериментального здания авиационного реактора (которое было частично переоборудовано 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. Основные системы были установлены персоналом ORNL; субподрядчики модернизировали здание и установили вспомогательные системы.
Низкий хром, никель - молибден сплав, сплав Hastelloy -N, был использован в MSRE и доказал, совместимым с фторидными солями FLiBe и FLiNaK. Все металлические части, контактирующие с солью, были изготовлены из Хастеллоя-Н.
Выбор Hastelloy-N для MSRE был сделан на основе многообещающих результатов испытаний в условиях ядерной двигательной установки самолета и наличия большей части требуемых металлургических данных. При разработке MSRE были получены дополнительные данные, необходимые для утверждения кода ASME. 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 произведено на коммерческой основе. Запросы на участие в производстве компонентов были направлены нескольким компаниям, занимающимся производством ядерных материалов, но все отказались подавать единовременные заявки из-за отсутствия опыта работы с новым сплавом. Следовательно, все основные компоненты были изготовлены в принадлежащих Комиссии по атомной энергии цехах в Ок-Ридже и Падуке.
В то время, когда были установлены расчетные напряжения для MSRE, имеющиеся данные показали, что на прочность и скорость ползучести Hastelloy-N практически не повлияло облучение. После успешного завершения строительства было обнаружено, что срок службы до разрушения и деформация разрушения резко сократились за счет облучения тепловыми нейтронами. Напряжения MSRE были повторно проанализированы, и был сделан вывод, что реактор будет иметь достаточный срок службы для достижения поставленных целей. В то же время была запущена программа по повышению устойчивости Hastelloy-N к охрупчиванию.
Для Hastelloy-N была проведена программа испытаний на коррозию вне свай, которая показала чрезвычайно низкие скорости коррозии в условиях MSRE. Капсулы, экспонированные в реакторе для испытаний материалов, показали, что удельная мощность деления соли более 200 Вт / см 3 не оказывает отрицательного воздействия на совместимость топливной соли, хастеллоя-N и графита. Было обнаружено, что газообразный фтор образуется в результате радиолиза замороженных солей, но только при температурах ниже примерно 212 ° F (100 ° C).
Компоненты, которые были разработаны специально для MSRE, включали фланцы для 5-дюймовых (130 мм) трубопроводов с расплавленной солью, замораживающие клапаны (секция с воздушным охлаждением, где соль могла быть заморожена и оттаивать), гибкие регулирующие стержни для работы в гильзах при температуре 1200 ° F (649 ° C) и пробоотборник-обогатитель топлива. Центробежные насосы были разработаны аналогично тем, которые успешно используются в программе реакторов для самолетов, 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 пайки вместе 1+1 / 2 дюйма (38 мм) труба, съемные Нагреватель-изоляционные блоки, и оборудование для удаления образцов металла и графита из сердцевины.
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 по химии реакторов, разработку технологий изготовления для Hastelloy-N, разработку компонентов реактора, а также планирование и подготовку дистанционного обслуживания.
Элвин М. Вайнберг отмечает "6000 часов работы на полной мощности!" операции MSRE в 1967 г. МСРЭ проработал 5 лет. Соль была загружена в 1964 году, а ядерная операция завершилась в декабре 1969 года, и за это время все цели эксперимента были достигнуты.
Контрольные и предъядерные испытания включали 1000 часов циркуляции промывочной соли и соли-носителя топлива. Ядерные испытания MSRE начались в июне 1965 года с добавления обогащенного 235 U в качестве эвтектики UF 4 -LiF к соли-носителю, чтобы сделать реактор критическим. После экспериментов на нулевой мощности по измерению стоимости стержней и коэффициентов реактивности реактор был остановлен и проведены последние приготовления к работе на мощности. Увеличение мощности было отложено, когда пары масла, просочившиеся в топливный насос, полимеризовались радиоактивными отходящими газами и забивали 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 года первоначальные цели MSRE были выполнены, и ядерная операция с 235 U была завершена.
Председатель AEC Сиборг из MSRE контролирует запуск в 1968 году U-233. К этому времени стало доступно достаточно 233 U, поэтому программа MSRE была расширена, включив замену 233 U на уран в топливной соли и операцию по наблюдению за новыми ядерными характеристиками. С помощью местного технологического оборудования промывочная соль и топливная соль были фторированы для извлечения содержащегося в них урана в виде UF 6. Затем к соли-носителю была добавлена эвтектика 233 UF 4 -LiF, и в октябре 1968 года MSRE стал первым в мире реактором, работающим на 233 U.
В 233 U нулевой мощности эксперименты и динамика испытания подтвердили предсказанные нейтронные 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 при высокой мощности в течение нескольких месяцев допускается точное измерение захвата -До- деления коэффициента, для 233 U в этом реакторе, выполняя цели 233 операции U.
В последние месяцы эксплуатации были исследованы очистка от ксенона, осаждение продуктов деления и поведение трития. Возможность использования плутония в жидкосолевых реакторах была подчеркнута путем добавления PuF 3 в качестве подпиточного топлива в течение этого периода.
После окончательного останова в декабре 1969 года реактор оставался в режиме ожидания почти на год. Затем была проведена ограниченная программа обследования, включающая стержень замедлителя из активной зоны, гильзу регулирующего стержня, трубы теплообменника, детали корпуса топливного насоса и клапан замораживания, в котором возникла утечка во время окончательного останова реактора. Затем радиоактивные системы были закрыты до окончательного захоронения.
Параметры и оперативная статистика:
Мощность: 8 МВт (тепловая), выходная: 92,8 ГВтч, эквивалентная полная мощность: 11,555 ч.
Топливная соль: катионы фтора : 65% Li-7, 29,1% Be, 5% Zr, 0,9% U Вес: 11260 фунтов (5107 кг) температура плавления: 813 F (434 C) температура на входе: 1175 F (635 C) на выходе температура: 1225 F (663 C) расход: 400 галлонов / мин (1514 л / мин) Циркуляция топливного насоса: 19 405 ч
Соль охлаждающей жидкости: катионы фтора: 66% Li-7, 34% Be Вес: 15 300 фунтов (6940 кг) Циркуляция насоса охлаждающей жидкости: 23 566 ч
Модератор: ядерный графит
Контейнер: Hastelloy -N
Первое топливо: U-235, первое критическое состояние: 1 июня 1965 г. тепловая мощность: 72 441 МВт ч, критические часы : 11515 ч, эквивалент полной выходной мощности: 9 006 ч.
Второе топливо: U-233, критическое: 2 октября 1968 г. тепловая мощность: 20 363 МВт ч, критические часы: 3910 ч, эквивалент полной мощности: 2549 ч.
Закрытие: декабрь 1969 г.
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. 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 отравление 135 Xe примерно в 6. Основная масса элементов продуктов деления оставалась стабильной в соли. Добавление урана и плутония к соли во время работы происходило быстро и без происшествий, а извлечение урана фторированием было эффективным. В Нейтронно, в том числе критической нагрузки, коэффициентов реактивности, динамиков и долгосрочные изменений реактивности, согласованную с предыдущими расчетами.
В других областях операция привела к улучшению данных или уменьшению неопределенностей. Отношение захвата к делению 233 U в типичном спектре нейтронов MSR является примером улучшенных базовых данных. Было решено влияние деления на окислительно-восстановительный потенциал топливной соли. Осаждение некоторых элементов (« благородных металлов ») ожидалось, но MSRE предоставил количественные данные об относительном осаждении на границах раздела графита, металла и жидкости-газа. Коэффициенты теплопередачи, измеренные в MSRE, согласуются с обычными проектными расчетами и не меняются 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 трития в жидкосолевом реакторе. Было отмечено, что около 6–10% расчетной выработки 54 Ки / день (2,0 ТБк ) диффундировало из топливной системы в атмосферу камеры защитной оболочки, а еще 6–10% попало в воздух через систему отвода тепла. Тот факт, что эти фракции не были выше, указывал на то, что что-то частично отрицало перенос трития через горячие металлы.
Одним из неожиданных открытий стало неглубокое межкристаллитное растрескивание всех металлических поверхностей, подвергшихся воздействию топливной соли. Причиной охрупчивания стал 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 трещины был достаточно быстрым, чтобы стать проблемой в течение запланированного тридцатилетнего срока службы последующего реактора-размножителя тория. Это растрескивание можно уменьшить, добавив в Hastelloy-N небольшое количество ниобия.
Считалось, что после отключения соль хранилась в длительном безопасном хранилище. При низких температурах радиолиз может высвободить фтор из соли. В качестве контрмеры соль ежегодно подогревалась примерно до 302 ° F (150 ° C) до 1989 года. Но, начиная с середины 1980-х годов, возникла обеспокоенность по поводу миграции радиоактивности через систему, о чем сообщил этичный сотрудник ORNAL, который был среди 125 человек работают с документами на вершине опасного реактора, который не был дезактивирован или выведен из эксплуатации. Менеджер по операциям в Ок-Ридж, Департамент энергетики, Джо Бен Лагрон, приказал эвакуировать 125 сотрудников на основании результатов, о которых ему доложил резидент-инспектор Министерства энергетики в Ок-Ридже Уильям Дэн ДеФорд, PE Отбор проб в 1994 году выявил концентрации урана, которые создали потенциал для ядерной критичности. авария, а также потенциально опасное скопление газообразного фтора - окружающая среда над затвердевшей солью содержала примерно одну атмосферу фтора. Последовавший за этим проект дезактивации и вывода из эксплуатации был назван «наиболее технически сложным» мероприятием, порученным компании Bechtel Jacobs в соответствии с ее контрактом на охрану окружающей среды с подразделением Oak Ridge Operations Министерства энергетики США. В 2003 году проект по очистке MSRE оценивался примерно в 130 миллионов долларов, а вывод из эксплуатации должен был быть завершен в 2009 году. Удаление урана из соли было окончательно завершено в марте 2008 года, однако по-прежнему оставалась соль с продуктами деления в резервуарах.
Большая часть высокой стоимости была вызвана неприятной неожиданностью выделения фтора и гексафторида урана из холодной топливной соли при хранении, которую ORNL не удалял и не хранил правильно, но теперь это было учтено при проектировании MSR.
Описан потенциальный процесс вывода из эксплуатации; уран должен быть удален из топлива в виде гексафторида путем добавления избыточного фтора и плутония в виде диоксида плутония путем добавления карбоната натрия.
Координаты : 35 ° 55′18 ″ с.ш., 84 ° 18′24 ″ з.д. / 35.92178 ° с.ш. 84.30672 ° з.д. / 35.92178; -84,30672
|journal=( помощь )