Reattore nucleare a sali fusi

Un reattore nucleare ai sali fusi (MSR) è un tipo di reattore nucleare a fissione dove il refrigerante primario, o persino il combustibile stesso è un miscuglio di sale fuso. I reattori nucleari ai sali fusi operano ad una temperatura superiore a quelli refrigerati ad acqua per un rendimento termodinamico superiore, mentre restano ad una pressione di vapore bassa.

Schema del reattore ai Sali fusi.

Operare vicino alla pressione atmosferica riduce lo stress meccanico, semplifica gli aspetti progettuali e migliora la sicurezza. Dovrebbe essere possibile costruire e far operare reattori ai sali fusi in modo più economico rispetto alle centrali a carbone.

Il combustibile nucleare può essere solido o dissolto nel refrigerante stesso. In molti progetti il combustibile nucleare è dissolto in un refrigerante di sali di fluoruro sciolti, come tetrafluoruro di uranio (UF₄). Il fluido diventa critico in un nucleo di grafite che serve da moderatore. I design solidi fanno affidamento su combustibili ceramici disperse in una matrice di grafite, con i sali sciolti che forniscono raffreddamento a bassa pressione e calore elevato. I sali sono molto più efficienti dell'acqua a rimuovere il calore dal nucleo, riducendo necessità di pompaggio, tubazioni e riducendo le dimensioni del nucleo.

Il primo Aircraft Reactor Experiment era motivato soprattutto dal design compatto che poteva fornire quest'ultimo, mentre il Salt reactor experiment (1965-1969) era un prototipo per una centrale nucleare autofertilizzante alimentata a torio. Un rinnovato interesse verso questa tecnologia si è avuta fin dai primi anni 2000 con lo sviluppo del Reattore nucleare di IV generazione che comprende una versione refrigerata a sali fusi; il riferimento iniziale era di 1000 MWe con dislocazione nella data obiettivo del 2040.

Un altro vantaggio di un piccolo nucleo è che ha meno materiali che possono assorbire i neutroni. In un reattore che impiega torio come combustibile, un'eccellente economia neutronica favorisce una migliore fertilizzazione del torio-232 in uranio-233. Per tale motivo, il reattore a sali fusi risulta essere particolarmente adatto per il ciclo del combustibile nucleare al torio.

Storia

L'Aircraft Reactor Experiment

L'edificio per l'Aircraft Reactror Experiment, era l'ultimo adattato per il MSR.

Ricerca estesa nei reattori ai sali fusi inizio con il progetto U.S.A., Aircraft Reactor Experiment (ARE) in supporto al programma U.S.A., Aircraft Nuclear Propulsion. L'ARE era un esperimento reattore nucleare di 2.5 MW progettato per raggiungere un'alta densità di potenza per l'uso come un motore per un bombardiere a alimentazione nucleare. Il progetto includeva diversi esperimenti inclusi un reattore ad alta temperatura e un test di motori collettivamente chiamato Heat Transfer Reactor Experiments: HTRE-1, HTRE-2 e HTRE-3 al National Reactor Test Station (adesso l'Idaho National Laboraty) anche un reattore sperimentale ai sali fusi ad alta temperatura al Oak Ridge National laboratori, l'ARE. L'ARE utilizzava i Sali di fluoruro NaF-ZrF4-UF4 (53-41-6 mol%) come combustibile, era moderato dall'ossido di berillio(BeO), usava il sodio liquido come il refrigerante secondario, e aveva una temperatura di picco di 860 °C.Opero a 100 MW-ora per oltre nove giorni nel 1954. Quest'esperimento usava la lega Inconel 600 per le strutture in metallo e i tubi.

The Molten-Salt Reactor Experiment

Schema del MSRE

L'Oak Ridge National Laboratory (ORNL) prese la guida nella ricerca sul MSR attraverso il 1960 e molto del loro lavoro culminò con il Molten-Salt Reactor Experiment (MSRE). Il MSRE era una reattore test da 7,4 MWth simulando il nocciolo neutronico di un tipo di un reattore al torio ai Sali fusi autofertilizzante intrinsecamente sicuro chiamato Liquid floride thorium reactor. Testarono 233UF4 un combustibile fluido che ha un percorso di degrado unico che minimizza i rifiuti. La temperatura di 650 °C del reattore che potrebbe alimentare motori a calore ad alta efficienza come i motori a ciclo chiuso gas. La grande, costosa coperta fertilizzante di sale di torio fu omessa in favore di misuramenti di neutroni.

IL MSRE si trovava all'ORNL. I suoi tubi, il nocciolo e vari componenti strutturali erano realizzati in Hastelloy-N e il suo moderatore era la grafite pirolitica. È andato critico nel 1965 e opero per quattro anni. Il combustibile per il MRSE era LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (65-29-5-1), il nucleo di grafite lo moderava, il suo refrigerante era FLiBe (2LiF-BeF2). Raggiunse temperature fino a 650 °C e opero per l'equivalente di circa 1,5 anni di massima potenza.

Oak Ridge National Laboratory Molten Salt Breeder Reactor

Il culmine della ricerca dell'Oak Ridge National Laboratory tra gli anni 1970-1976 risulta nel design del Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) che avrebbe utilizzato LiF BeF-2-4-THF UF 4 (72-16-12-0.4) come combustibile , doveva essere moderato dalla grafite con un programma di sostituzione 4 anni, utilizzare NaF NABF-4 come refrigerante secondario, e ha una temperatura di picco di 705 °C. Il reattore ai sali fusi offriva molti vantaggi potenziali:

• Design intrinsecamente sicuro (sicurezza dai componenti passivi e il forte coefficiente di temperatura negativo di reattività).
• L'utilizzo di un abbondante approvvigionamento di torio per allevare l'uranio-233 combustibile.
• Molto più ecologico: con un sistema completo di riciclo, i rifiuti sono principalmente prodotti di fissione, la maggior parte deli quali ha un tempo di dimezzamento breve rispetto ai rifiuti attinidi. Questo può portare ad una significativa riduzione del periodo di contenimento geologico (300 anni invece di decine di migliaia).
• La fase liquida del combustibile permette di estrarre non solo i prodotti di fissione, ma anche di separarli tra loro ricavando prodotti di fissione potenzialmente utili per essere raccolti e venduti.
• Può «bruciare» alcuni rifiuti radioattivi problematici (con elementi transuranici dai tradizionali reattori nucleari a combustibile solido)
• Possibile anche in piccolo, anche da 2-8 MW o da 1-3 MW. Reattori per sottomarini o aeromobili.
• Può reagire alle variazioni di carico in meno di 60 secondi ( a differenza dei “tradizionali” a combustibile solido).

Il progetto Molten Salt Breeder Reactor ricevette fondi fino al 1976. Aggiustato per inflazione ai dollari del 1991, il progetto ricevette $38.9 milioni dal 1968 al 1976; per confronto, la ricerca sul LMFBR ricevette $1459.6 milioni aggiustati per l'inflazione (circa 37.5 volte tante) durante lo stesso periodo . Seguono le ragioni per la cancellazione del programma:

• Il supporto politico e tecnico per il programma negli Stati Uniti era troppo sottile geograficamente. Negli Stati Uniti, solo a Oak Ridge, Tennessee, la tecnologia era ben capita.
• Il programma MSR era in competizione con il programma dei reattori autofertilizzanti veloci, che ha ottenuto un rapido avviso e aveva abbondanti fondi per lo sviluppo del governo venivano spesi in molte parti degli Stati Uniti.

Quando il programma di sviluppo MSR progredì abbastanza da giustificare un programma notevolmente ampliato, portandolo allo sviluppo commerciale, l'AEC non poteva giustificare il dirottamento di fondi consistenti da LMFBR ad un programma concorrente.

Sviluppi recenti

Reattore a sale fuso ad altissima temperatura

La ricerca sta riprendendo per i reattori che utilizzano il sale fuso come refrigerante. Sia i reattori convenzionali sia i Reattori ad altissima temperatura o Very high temperature reactor (VHTR) sono stati entrambi presi in considerazione come reattori di IV generazione. Una versione del VHTR correntemente ricercata è il reattore a sale fluido ad altissima temperatura o Liquid Salt Very High Temperature Reactor (LS-VHTR), anche comunemente noto come reattore ad al altissima temperatura avanzato o Advanced High Temperature Reactor (AHTR). È essenzialmente un VHTR standard che usa sale fluido nel circuito primario, invece di un solo circuito di elio. Usa il combustibile TRISO disperso in grafite. Le prime ricerca su AVHTR erano focalizzate in grafite in forma di barre di grafite inserite in blocchi esagonali moderatori di grafite ma la ricerca moderna si focalizza su moderatori tipo reattore pebble bed. Il LS-VHTR ha molte caratteristiche interessanti, tra cui: la capacità di lavorare a temperature molto elevate (il punto di ebollizione dei sali fusi superiore ai 1400 °C), raffreddamento a bassa pressione che può essere utilizzato per un impianto di produzione d'idrogeno (molti impianti richiedono temperature superiori a 750 °C), migliore conversione in elettricità dei reattori VHTR a elio, sistemi di sicurezza passiva, e una migliore ritenzione dei prodotti di fissioni in caso di un incidente. Il concetto è adesso riferito come Fluoride Salt Cooled High Tempreature Reactor (FHR).

Reattore a torio ai fluoruri fusi

Reattori contenenti sali fusi di torio, chiamato Reattore a torio ai fluoruri fusi o Liquid Fluoride Thorium Reactor (LFTR), utilizzano l'abbondante fonte di energia che è il ciclo del combustibile a torio. Compagnie private in Giappone, Russia, Australia e nei Stati Uniti, e il governo cinese, hanno espresso interesse nello sviluppo di questa tecnologia.

I sostenitori di questa tecnologia stimano che 500 tonnellate di torio potrebbero fornire tutto il fabbisogno energetico annuale di tutti gli Stati Uniti. L'United States Geological Survey stima che il deposito più grande, nel distretto di Lemhi Pass sul confine Montana-Idaho, contiene riserve di 64.000 tonnellate di torio.

Il MSR Fuji

Il MSR Fuji è un LFTR da 100 a 200 MWe, usando tecnologia simile al reattore del Oak Ridge National Laboratory. Si sta sviluppando da un consorzio di Giappone, gli Stati Uniti e la Russia. Probabilmente un reattore di grandi dimensioni ma al progetto sembrano mancare i fondi.

Il progetto MSR al torio Cinese

Sotto la direzione di Jiang Mianheng, La Repubblica popolare Cinese ha avviato un progetto di ricerca sulla tecnologia dei reattori a torio ai sali fusi. È stato ufficialmente annunciato in occasione della Accademia Cinese delle Scienze(ACS) conferenza annuale nel mese di gennaio 2011.Il suo obiettivo finale è quello di sviluppare un reattore pilota a torio ai sali fusi in 20 anni.

Flibe Energy

Kirk Sorensen, ex-scienziato NASA e capo tecnico nucleare presso la Teledyne Brown Engineering, è stato un promotore del ciclo del combustibile a torio, coniando il termine LFTR. Nel 2011 ha fondato Flibe Energy, una società finalizzata allo sviluppo reattori LFTR da 20-50 MW progettati per alimentare le basi nucleari.(È più facile approvare nuovi progetti militari rispetto ai modelli civili delle centrali elettriche a oggi per via della US Nuclear Regulatory).

La Fondazione Weinberg

La Fondazione Weinberg è una organizzazione non-profit fondata nel 2011, dedicata ad agire come un perno per la comunicazione, il dibattito e influenza politica per alzare la consapezolezza circa il potenziale per l'energia al torio e il LFTR. È stato ufficialmente lanciato alla camera dei Lord l'8 settembre 2011.

Opzioni di combustibile per il Reattore

• La variante alimentata a torio chiamata LFTR, ha entusiasmato molti ingegneri nucleari. Il suo esponente più importante è Alvin M. Weinberg, che brevettò il reattore ad acqua leggera ed è stato direttore della Oak Ridge National Laboratory statunitense un importante centro di ricerca nucleare. Recentemente è stato oggetto di rinnovato interesse.
• Il MSR può essere alimentato utilizzando Uranio-235 arricchito.
• Il MSR può essere alimentato utilizzando materiale fissile da ordigni nucleari.

Reattori raffreddati ai sali

I reattori alimentati ai sali sono molto diversi dai reattori raffreddati a sali, chiamati semplicemente “Molten Salt Reactor System” nella proposta dei reattori di IV generazione, anche chiamati MSCR, che è anche l'acronimo del design del Molten Salt Converter Reactor. Questi reattori erano chiamati Advanced High Temperature Reactors (AHTR), ma dal 2010 la designazione DoE è Fluoride High-temperature Reactors (FHR).

Benché il combustibile non possa essere facilmente riprocessato, il reattore FHR mantiene la sicurezza, i vantaggi di costo derivanti dalla bassa pressione operativa ed una maggior efficienza rispetto ai convenzionali LWR a causa delle alte temperature raggiunte dal fluido operativo.

Gran parte della ricerca sui FHRs si concentra su compatti scambiatori di calore. Utilizzando scambiatori di calore più piccoli meno sale deve essere utilizzando e quindi un risparmio notevole potrebbe essere raggiunto.

I sali fusi possono essere altamente corrosivi, tanto più che la temperatura aumenta. Per il ciclo di raffreddamento primario del MSR, è necessario un materiale in grado di resistere alla corrosione a temperature elevate e intense radiazioni. Gli esperimenti dimostrano che Hastelloy-N e leghe simili sono abbastanza adatti ai compiti a temperature fino a circa 700 °C. Tuttavia, esperienza a lungo termine deve essere ancora acquisita con un reattore di scala. Temperature di operazione superiori sarebbero desiderabili, ma a 850 °C la produzione termochimica di idrogeno diventa possibile, che crea serie difficoltà di progettazione. Materiali per questa gamma non sono ancora stati validati, però compositi di carbone, leghe di Molibdeno, Carburi, e materiali refrattari metallici potrebbero essere possibili.

Selezione del sale

FLiBe fuso

I miscugli di sale sono scelti per migliorare la sicurezza e la praticità. I fluoruri sono favorevoli perché non necessitano la separazione isotopica, al contrario dei cloruri, e non diventano radioattivi sotto il bombardamento di neutroni. Assorbono anche meno neutroni e moderano i neutroni veloci. I fluoruri a bassa valenza bollono a temperature elevate, anche se molti pentafluoruri ed esafluoruri bollono a bassa temperatura. Inoltre devono essere molto caldi prima di separarsi nei loro componenti chimici, in quanto sono chimicamente stabili se mantenuti ben al di sotto della loro temperatura di ebollizione.

Spesso i sali sono vicini agli eutettici per ridurre il loro punto di fusione. Un basso punto di fusione semplifica l'avvio del reattore nucleare e riduce il rischio che il sale si solidifichi nello scambiatore di calore.

Alcuni sali sono così utili che la separazione isotopica è economicamente vantaggiosa. I cloruri consentono la costruzione di reattori a sali fusi autofertillizanti a neutroni veloci, ma poco lavoro è stato fatto su i reattori che li utilizzano. Il cloro deve essere quasi totalmente cloro-37 per ridurre la produzione di tetrafluoruro di zolfo, prodotto dal decadimento radioattivo del cloruro di zolfo. Analogamente, il litio presente in una miscela di sale in deve essere Litio-7 per ridurre la produzione di Trizio, che formerebbe fluoruro di idrogeno.

Data la grande «finestra redox» dei sali di fluoruri fluidi, il Potenziale chimico può essere cambiato. Una miscela Fluoro-Litio-Berillio (FLiBe) può essere usata per abbassare il Potenziale elettrochimico ed eliminare quasi del tutto la corrosione. Tuttavia, data la tossicità del berillio, devono essere prese precauzioni speciali per prevenirne la dispersione nell'ambiente. Molti altri sali possono causare problemi di corrosione, specialmente se il reattore è abbastanza caldo per fabbricare idrogeno altamente reattivo.

Finora molti ricercatori si sono concentrati su FLiBe, perché litio e berillio sono moderatori abbastanza efficaci, e formano un miscuglio eutettico. Il berillio lo raddoppia il numero di neutroni, migliorando l'efficienza del reattore. Questo processo avviene in quanto il berillio emette due neutroni dopo averne assorbito uno. Nei sali generalmente si aggiungono l'uno o il due percento di UF4 . Si usano anche fluoruri di torio e plutonio.

Paragone della cattura di neutroni e efficienza della moderazione. I rossi hanno Be, i blu hanno fluoruro di zirconio₄-i verdi hanno fluoruro di litio.

Materiale	Cattura di neutroni relativa alla grafite (per unita di volume)	Rapporto di moderazione (Avg. 0.1 a 10 eV)
Acqua pesante	0.2	11449
Acqua leggera	75	246
Grafite	1	863
Sodio	47	2
UCO	285	2
UO2	3583	0.1
2LiF–BeF2	8	60
LiF–BeF2–ZrF4 (64.5–30.5–5)	8	54
NaF–BeF2 (57–43)	28	15
LiF–NaF–BeF2 (31–31–38)	20	22
LiF–ZrF4 (51–49)	9	29
NaF–ZrF4 (59.5–40.5)	24	10
LiF-NaF–ZrF4 (26–37–37)	20	13
KF–ZrF4 (58–42)	67	3
RbF–ZrF4 (58–42)	14	13
LiF–KF (50–50)	97	2
LiF–RbF (44–56)	19	9
LiF–NaF–KF (46.5–11.5–42)	90	2
LiF–NaF–RbF (42–6–52)	20	8

Il trattamento del sale fuso

La possibilità di trattamento online può essere un vantaggio per il design MSR. Il trattamento continuo ridurrebbe l'inventario dei prodotti di fissione, controlla la corrosione e migliorano l'economia di neutroni rimuovendo i prodotti di fissione con alto assorbimento di neutroni, specialmente lo Xeno. Questo fa del MSR particolarmente adatto per il ciclo nucleare a torio povero di neutroni. Il trattamento continuo può introdurre dei rischi di incidenti di trattamento, che possono causare il rilascio di scorie radioattive.

In certi scenari di fertilizzazione del torio, il cui prodotti intermedio è protoattinio-233 che potrebbe essere rimosso dal reattore e lasciato a decadere per formare uranio-233, un materiale che potrebbe essere usato in bombe. Design più moderni propongono di usare una più bassa potenza specifica o una coperta di fertilizzazione per il torio. Questo diluisce il procantio fino a un punto che pochi atomi assorbono un secondo neutrone or attraverso una reazione(n,2n), genera uranio-233. Visto che l'uranio-232 ha un tempo di decadimento breve e la sua sequenza di decadimento contiene emettitori di raggi gamma, fa del miscuglio isotopico un materiale per bombe meno buono. Questo beneficio verrebbe con il costo in più di un inventario fissile maggiore o un design con grandi quantità di sale nella coperta di fertilizzazione.

La tecnologia di trattamento del combustibile è stata dimostrata, ma solo su scala da laboratorio. Un requisito per un impianto a scala commerciale è progettare un sistema per il trattamento del sale economico.

Problemi di trattamento del combustibile

Trattamento si riferisce alla separazione chimica del combustibile fissile uranio e plutonio dalle scorie nucleari.

Nella proposta del Molten Salt Breeder Reactor originale del 1972, il trattamento dell'uranio ogni dieci giorni come parte dell'operazione del reattore. Il recupero dell'uranio o plutonio potrebbe essere rischio per la proliferazione nucleare. Negli Stati Uniti i regimi regolatori è variato drammaticamente in amministrazioni diverse.

Dopo un design di rifornimento attraverso una volta che proponeva di limitare il trattamento a ogni trenta anni alla fine della vita utile del sale. Un miscuglio di uranio-238 fu chiamato per essere sicuro che l'uranio recuperato non sarebbe stato di grado militare. Se il trattamento fosse proibito l'uranio potrebbe essere smaltito con gli altri prodotti di fissione.

Paragone ai reattori ad acqua leggera

Gli MSR possono essere più sicuri dei normali reattori ad acqua leggera. Gli MSR possono integrare un «tappo congelato» al fondo del reattore che deve essere raffreddato attivamente, di solito un ventilatore elettrico. Se il raffreddamento fallisce, per esempio a causa di una mancanza di corrente, la ventola si ferma, il “tappo” si scioglie, e il sale fuso si scarica in un impianto di stoccaggio sub critico raffreddato passivamente. I Sali fusi intrappolano i prodotti di fissione chimicamente, e reagiscono lentamente o per niente con l'aria. Inoltre, il sale non brucia in aria o acqua, e sono impermeabili a radiazioni. Il nucleo e il circuito di raffreddamento primario operano vicino alla pressione atmosferica, e non ha vapore, quindi un'esplosione da vapore è impossibile. Anche in caso di incidente, molti prodotti di fissione radioattivi sosterrebbero nel sale e non si disperderebbero nell'atmosfera. Un nucleo fuso è a prova di fusione del nocciolo, quindi il peggior incidente possibile è una perdita. In questo caso, il sale può essere scaricato in un impianto di stoccaggio refrigerato passivamente, controllando l'incidente. Acceleratori di neutroni sono stati proposti per dei design sperimentali sub critici super-sicuri, e l'iniziazione della trasmutazione del torio all'uranio-233 può essere direttamente realizzato con ciò che è essenzialmente una fonte medica per protoni.

Certi tipi di reattori a sali fusi sono molto economici. Visto che il nucleo e il circuito di refrigerazione primario sono a bassa pressione, può essere costruito con pareti fine e saldato economicamente. Quindi, può essere molto più economico del recipiente di pressione richiesta dal nucleo di un reattore ad acqua leggera. Inoltre, una qualche forma di reattore a combustibile liquido a torio fertilizzato potrebbe utilizzare meno materiale fissile per mega watt di qualsiasi altro reattore. Gli MSR possono operare a temperature molto alte, ottenendo alti rendimenti per la produzione di energia elettrica. Le temperature di alcuni design proposti sono abbastanza alti per produrre idrogeno or per alimentare altre reazioni chimiche. Per questa ragione, questi design sono stati inclusi nel roadmap di GEN-IV per ulteriori studi.

Gli MSR hanno anche un'economia di neutroni molto migliore e, a seconda del design, uno spettro di neutroni più duro dei reattori convenzionali. Quindi, può operare con combustibili meno reattivi. Alcuni progetti (come il MSRE) un design può funzionare con tutte e tre i combustibili nucleari. Per esempio, può fertilizzare l'uranio-238, dal torio o persino dai rifiuti dei reattori ad acqua leggera. A contrasto, un reattore raffreddato ad acqua non può consumare tutto il plutonio che produce, perché l'aumento delle impurità di rifiuti di fissione assorbono troppi neutroni, «avvelenando» il reattore.

Gli MSR si scalano su una vasta gamma di potenze. Reattori piccoli da pochi mega watt sono stati costruiti e operati. Design teorici fino a molti giga watt sono stati proposti. A causa delle loro strutture leggere e nuclei compatti, gli MSR hanno peso inferiore per watt (vale a dire, hanno una maggiore «potenza specifica») rispetto ad altri reattori provati. Così, in piccole dimensioni, con lunghi intervalli di rifornimento, sono una scelta eccellente per alimentare i veicoli, incluse le navi, aeromobili e veicoli spaziali. Ciò è stato dimostrato dal loro prototipo iniziale l'esperimento reattore aereo.

Svantaggi

Notare: Molti degli sforzi di ricerca e sviluppo nei prossimi decenni saranno mirati a risolvere questi problemi, cosicché alcuni potranno essere risolti o ridotti. Nuovi problemi potrebbero apparire e potrebbero o no essere affrontati.

• Poco sviluppo rispetto agli altri reattori di IV generazione.
• Necessità di utilizzare un impianto in loco per gestire la miscela chimica di base e rimuovere i prodotti di fissione.
• I sali di litio contenuti provocheranno una produzione di tritio (in relazione ai reattori ad acqua), anche se viene utilizzato 7 Li uro.
• I regolamenti probabilmente necessiteranno di cambiamenti per affrontare i nuovi design.
• La corrosione può avvenire nel corso dei decenni del funzionamento del reattore e potrebbe essere problematica
• Le leghe in nickel e ferro sono soggette a infragilimento in quanto soggette a flussi di neutroni alti.

Voci correlate

• Reattore nucleare di IV generazione
• Aeromobile a propulsione nucleare
• Energia nucleare

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