Eksperyment w reaktorze ze stopioną solą — Molten-Salt Reactor Experiment

Schemat instalacji MSRE: (1) Zbiornik reaktora , (2) Wymiennik ciepła , (3) Pompa paliwa, (4) Kołnierz zamrażający, (5) Osłona termiczna, (6) Pompa chłodziwa, (7) Chłodnica , (8) Spust chłodziwa zbiornika, (9) Wentylatory, (10) Zbiorniki spustowe paliwa, (11) Zbiornik do płukania, (12) Pojemnik zabezpieczający, (13) Zawór zamrażający. Zwróć również uwagę na obszar kontrolny w lewym górnym rogu i kominowy w prawym górnym rogu.

Stopiona sól reaktora doświadczalnego ( MSRE ) był eksperymentalny stopiona sól reaktor w Oak Ridge National Laboratory (ORNL) badany technologii przez 1960; zbudowany przez 1964, przeszedł krytyczny w 1965 i był eksploatowany do 1969.

MSRE był 7,4  MW th reaktora testowy symulujący neutronowe „kernel” typu natury bezpieczniejsze epitermalny toru hodowca reaktor zwanej cieczy fluorek toru reaktora . Stosowano głównie dwa paliwa: najpierw uran-235, a później uran-233 . Ten ostatni 233 UF 4 był wynikiem hodowli z toru w innych reaktorach. Ponieważ był to test inżynieryjny, pominięto duży, kosztowny płaszcz hodowlany soli toru na rzecz pomiarów neutronowych.

W MSRE ciepło z rdzenia reaktora było odprowadzane za pomocą systemu chłodzenia, wykorzystującego powietrze nadmuchane na grzejniki . Uważa się, że podobne reaktory mogłyby zasilać wysokowydajne silniki cieplne, takie jak turbiny gazowe o obiegu zamkniętym .

Orurowanie, kadź rdzeniowa i elementy konstrukcyjne MSRE zostały wykonane z Hastelloy- N, a jego moderatorem był rdzeń grafitowy z pirolizy . Paliwo do MSRE był LiF - BeF 2 - ZRF 4 - UF 4 (65-29-5-1), rdzeń grafitowy moderowany , i jego wtórnego płynu chłodzącego była FLiBe (2LiF-BeF 2 ) działał jako gorący jako 650°C i działał przez równowartość około 1,5 roku pracy z pełną mocą.

Rezultatem miał być prosty, niezawodny reaktor. Celem eksperymentu reaktora ze stopioną solą było wykazanie, że niektóre kluczowe cechy proponowanych reaktorów energetycznych ze stopioną solą mogą być zawarte w praktycznym reaktorze, który może być obsługiwany bezpiecznie i niezawodnie oraz być utrzymywany bez nadmiernych trudności. Dla uproszczenia miał to być dość mały, jednocieczowy (tj. niehodowlany) reaktor pracujący przy 10 MW th lub mniej, z oddawaniem ciepła do powietrza poprzez drugorzędną (bezpaliwową) sól.

Opis reaktora

Reaktor na stopioną sól

Rdzeń

Grafitowy rdzeń MSRE

Funkcję moderatora pełnił również pirolityczny rdzeń grafitowy , gatunek CGB .

Przed rozpoczęciem prac nad MSRE testy wykazały, że sól nie przeniknie do grafitu, w którym pory były rzędu mikrometra. Grafit o pożądanej strukturze porów był jednak dostępny tylko w małych, eksperymentalnie przygotowanych kawałkach, a kiedy producent postanowił wyprodukować nowy gatunek (CGB) spełniający wymagania MSRE, napotkano na trudności.

Paliwo/główny płyn chłodzący

Paliwo to 7 LiF-BeF 2 -ZrF 4 -uf 4 (65-29.1-5-0.9% mol).

Pierwszy paliwa 33% 235 U później mniejsza ilość 233 UF 4 został wykorzystany.

Do 1960 roku , dzięki wcześniejszym badaniom nad reaktorami ze stopionymi solami w ramach Aircraft Reactor Experiment, pojawiło się lepsze zrozumienie reaktorów na stopionych solach opartych na soli fluorkowej .

Sole fluorkowe są silnie jonowe , a po stopieniu są stabilne w wysokich temperaturach, niskich ciśnieniach i wysokich strumieniach promieniowania . Stabilność przy niskim ciśnieniu pozwala na stosowanie mniej wytrzymałych zbiorników reaktora i zwiększa niezawodność. Wysoka reaktywność fluoru wyłapuje większość produktów ubocznych reakcji rozszczepienia.

Okazało się, że płynna sól pozwoli na chemiczne oddzielenie paliwa i odpadów na miejscu.

Układ paliwowy znajdował się w zamkniętych ogniwach, przygotowanych do konserwacji za pomocą narzędzi z długimi uchwytami przez otwory w górnej osłonie. Zbiornik soli LiF-BeF 2 został użyty do przepłukania układu obiegu paliwa przed i po konserwacji. W celi sąsiadującej z reaktorem znajdowała się prosta instalacja do przepuszczania gazu przez paliwo lub przepłukiwania soli: H 2 - fluorowodór do usuwania tlenku, fluor do usuwania uranu jako sześciofluorek uranu . Haubenreich i Engel, Robertson i Lindauer podają bardziej szczegółowe opisy reaktora i zakładu przetwórczego.

Wtórny chłodziwo

Stopiony FLiBe

Drugą solą był LiF-BeF 2 (66-34% molowych).

Pompa

Misa pompy paliwowej była przestrzenią udarową dla pętli cyrkulacyjnej, a tutaj do przestrzeni gazowej rozpylano około 50 galonów amerykańskich na minutę (190 l/min) paliwa, aby umożliwić ksenonowi i kryptonowi ucieczkę z soli. Usunięcie najbardziej znaczącej trucizny neutronowej, ksenonu-135, sprawiło, że reaktor był bezpieczniejszy i łatwiejszy do ponownego uruchomienia. W reaktorach na paliwo stałe, po ponownym uruchomieniu 135 Xe w paliwie pochłania neutrony , po czym następuje nagły skok reaktywności, gdy 135 Xe ulega wypaleniu. Konwencjonalne reaktory mogą czekać godzinami, aż ksenon-135 ulegnie rozpadowi po wyłączeniu, a nie natychmiastowym ponownym uruchomieniu (tak zwana jama jodowa ).

W czaszy pompy znajdował się również otwór, przez który można było pobierać próbki soli lub wprowadzać kapsułki stężonej soli wzbogacającej paliwo (UF 4- LiF lub PuF 3 ).

Wymienniki ciepła chłodzone powietrzem

Wymiennik ciepła MSRE chłodzony powietrzem świecący na ciemnoczerwony z powodu wysokiej temperatury.

Wysokie temperatury były wówczas postrzegane niemal jako wadę, ponieważ utrudniały wykorzystanie konwencjonalnych turbin parowych . Obecnie takie temperatury są postrzegane jako szansa na zastosowanie wysokosprawnych turbin gazowych o obiegu zamkniętym . Po dwóch miesiącach pracy przy dużej mocy reaktor był wyłączony przez 3 miesiące z powodu awarii jednej z głównych dmuchaw chłodzących.

Neutronika i termohydraulika

Reaktor miał stabilną pracę neutroniczną . Jeśli albo temperatura wzrośnie, albo utworzą się pęcherzyki, objętość soli paliw płynnych wzrośnie i niektóre sole paliw płynnych zostaną wypchnięte z rdzenia, zmniejszając w ten sposób reaktywność .

Program rozwoju MSRE nie obejmował eksperymentów fizyki reaktorów ani pomiarów wymiany ciepła . W MSRE było wystarczająco dużo swobody, aby odchylenia od przewidywań nie zagrażały bezpieczeństwu ani realizacji celów reaktora eksperymentalnego.

Tereny budowlane

Budynek eksperymentu reaktora lotniczego w ORNL, który został zmodernizowany, aby pomieścić MSRE.

W 1962 r. rozpoczęto budowę podstawowych elementów systemu i przeróbki starego budynku eksperymentalnego reaktora lotniczego (który został częściowo przebudowany na projekt 60-MW(t)) reaktora lotniczego. Montaż systemów solnych zakończono w połowie 1964 r. ORNL był odpowiedzialny za zapewnienie jakości, planowanie i zarządzanie budową. Podstawowe systemy zostały zainstalowane przez personel ORNL; podwykonawcy zmodyfikowali budynek i zainstalowali systemy pomocnicze.

Stop konstrukcyjny Hastelloy-N

Niski chrom , nikiel - molibden ze stopu Hastelloy -N użyto w MSRE i okazało się zgodne z sole fluorkowe FLiBe i FLiNaK . Wszystkie części metalowe stykające się z solą zostały wykonane z Hastelloy-N.

Wybór Hastelloy-N dla MSRE był oparty na obiecujących wynikach testów w warunkach lotniczego napędu jądrowego i dostępności wielu wymaganych danych metalurgicznych . Opracowanie dla MSRE wygenerowało dalsze dane wymagane do zatwierdzenia kodu ASME . Obejmował również przygotowanie standardów dla zamówień Hastelloy-N i produkcji komponentów. Prawie 200 000 funtów (90 000 kg) w różnych kształtach materiału dla MSRE zostało wyprodukowanych komercyjnie. Zapytania o oferty na produkcję komponentów trafiły do ​​kilku firm z branży produkcji jądrowej, ale wszystkie odmówiły złożenia ofert ryczałtowych z powodu braku doświadczenia z nowym stopem . W związku z tym wszystkie główne komponenty zostały wyprodukowane w należących do amerykańskiej Komisji Energii Atomowej sklepach w Oak Ridge i Paducah .

W czasie, gdy określono naprężenia projektowe dla MSRE, dostępne dane wskazywały, że napromieniowanie prawie nie miało wpływu na wytrzymałość i szybkość pełzania Hastelloy-N . Po zbudowaniu dobrze razem, życie stresu pęknięcia i złamania szczep okazały się być znacznie zmniejszone przez neutronów termicznych napromieniowanie. Naprężenia MSRE zostały ponownie przeanalizowane i stwierdzono, że reaktor będzie miał wystarczającą żywotność, aby osiągnąć swoje cele. Jednocześnie uruchomiono program poprawy odporności Hastelloy-N na kruchość .

Out-of stos korozję Program badań przeprowadzono dla Hastelloy-N, która wykazała bardzo niskich szybkości korozji w warunkach MSRE. Kapsułki narażone na badania materiałów reaktora wykazały, że sól rozszczepienie gęstości energii większej niż 200 W / cm 3 nie miało negatywnego wpływu na zgodność soli paliwa, Hastelloy-N i grafitu. Stwierdzono, że gazowy fluor jest wytwarzany przez radiolizę zamrożonych soli, ale tylko w temperaturach poniżej około 212 °F (100 °C).

Komponenty opracowane specjalnie dla MSRE obejmowały kołnierze do 5-calowych (130 mm) linii przewożących stopioną sól, zawory zamrażające (sekcja chłodzona powietrzem, w której sól mogła być zamrażana i rozmrażana), elastyczne pręty sterujące do pracy w gilzach przy 1200 ° F (649 °C) i próbnik wzbogacający paliwo. Opracowano pompy odśrodkowe podobne do tych, które z powodzeniem stosowano w programie reaktora lotniczego , ale z możliwością zdalnej konserwacji i systemem rozpylania do usuwania ksenonu. Rozważania konserwacji zdalnych przeniknięte projekt MSRE i wydarzenia zawarte urządzeń do zdalnego cięcia i lutowania razem 1+Rura 1 ⁄ 2 cale (38 mm), zdejmowane elementy izolujące grzejnik i sprzęt do usuwania próbek metalu i grafitu z rdzenia.

Harmonogram rozwoju i budowy

Większość wysiłków związanych z MSRE od 1960 do 1964 poświęcono projektowaniu, rozwijaniu i budowie MSRE. Produkcja i dalsze testowanie grafitu i Hastelloy-N, zarówno do układania w stos, jak i na zewnątrz, były głównymi działaniami rozwojowymi. Inne obejmowały prace nad chemią reaktorów , opracowanie technik wytwarzania Hastelloy-N, opracowanie komponentów reaktora oraz planowanie i przygotowania do zdalnej konserwacji.

Operacja

Alvin M. Weinberg zauważa „6000 godzin pełnej mocy!” działalności MSRE, w 1967 r.

MSRE działał przez 5 lat. Sól załadowano w 1964 r., a eksploatację jądrową zakończono w grudniu 1969 r. iw tym okresie osiągnięto wszystkie cele eksperymentu.

Testy kasowe i przedjądrowe obejmowały 1000 godzin cyrkulacji soli płuczącej i soli nośnej paliwa. Testy jądrowe MSRE rozpoczęły się w czerwcu 1965 roku, dodając wzbogacony 235 U jako eutektyk UF 4- LiF do soli nośnika, aby reaktor był krytyczny. Po eksperymentach zerowych mocy, mających na celu zmierzenie wartości pręta i współczynników reaktywności, reaktor został wyłączony i dokonano końcowych przygotowań do pracy mocy. Moc wznoszenia był opóźniony gdy opary z oleju , które wyciekły do pompy paliwowej zostały polimeryzowany przez radioaktywnych gazów odlotowych i zatkanych filtrów gazowych i zaworów. Moc maksymalna, ograniczona do 7,4 MW(t) przez zdolność systemu odprowadzania ciepła, została osiągnięta w maju 1966 roku.

Po dwóch miesiącach pracy przy dużej mocy reaktor był wyłączony przez trzy miesiące z powodu awarii jednej z głównych dmuchaw chłodzących. Napotkano kilka dalszych opóźnień z powodu zatkania linii gazu odlotowego, ale pod koniec 1966 r. większość problemów związanych z uruchamianiem była już zaległa. W ciągu następnych 15 miesięcy reaktor był krytyczny przez 80% czasu, z przebiegami 1, 3 i 6 miesięcy, które nie były przerywane przez spuszczanie paliwa. Do marca 1968 r. osiągnięto pierwotne cele MSRE i zakończono operację nuklearną 235 U.

Przewodniczący AEC Seaborg przy sterach MSRE w 1968 r. za uruchomienie z U-233.

Do tego czasu udostępniono wystarczającą ilość 233 U, więc program MSRE został rozszerzony o zastąpienie 233 U uranu w soli paliwowej oraz operację obserwacji nowych charakterystyk jądrowych. Korzystanie z urządzeń do przetwarzania na miejscu spłuczka sól i sól były fluorowane paliwo do odzyskiwania uranu w nich UF 6 . Następnie do soli nośnej dodano eutektykę 233 UF 4- LiF , aw październiku 1968 r. MSRE stał się pierwszym na świecie reaktorem pracującym na 233 U.

Do 233 U zerowej mocy Doświadczenia i testy dynamiki potwierdzono przewidywanych neutronowe cechy. Nieoczekiwaną konsekwencją przetwarzania soli było to, że jej właściwości fizyczne uległy nieznacznej zmianie, tak że z pompy paliwowej do pętli cyrkulacyjnej została porwana większa niż zwykle ilość gazu. Krążący gaz i towarzyszące mu fluktuacje mocy zostały wyeliminowane poprzez pracę pompy paliwowej na nieco niższych obrotach. Kilkumiesięczna praca na dużych mocach pozwoliła na dokładny pomiar współczynnika wychwytywania do rozszczepienia dla 233 U w tym reaktorze, wypełniając cele operacji 233 U.

W ostatnich miesiącach eksploatacji badano usuwanie ksenonu, osadzanie się produktów rozszczepienia i zachowanie trytu . Podkreślono wykonalność wykorzystania plutonu w reaktorach ze stopioną solą, dodając PuF 3 jako paliwo uzupełniające w tym okresie.

Po ostatecznym wyłączeniu w grudniu 1969 r. reaktor pozostawał w stanie gotowości przez prawie rok. Następnie przeprowadzono ograniczony program badań, obejmujący pręt moderujący z rdzenia, gilzę pręta sterującego , rury wymiennika ciepła , części z miski pompy paliwowej oraz zawór zamrażający, w którym doszło do wycieku podczas końcowego wyłączenia reaktora . Systemy radioaktywne zostały następnie zamknięte w oczekiwaniu na ostateczne usunięcie.

Statystyka

Parametry i statystyki eksploatacyjne:

Moc : 8 MW (cieplna)
Moc: 92,8 GWh
ekwiwalent pełnej mocy: 11 555 h

Sól paliwowa : kationy fluorkowe : 65% Li-7 , 29,1% Be , 5% Zr , 0,9% U waga: 11 260 funtów (5 107 kg) temperatura topnienia: 813 F (434 C) temp. na wlocie: 1175 F (635 C) na wylocie temp: 1225 F (663 C) natężenie przepływu: 400 gal/min (1514 L/min) pompa paliwa cyrkulacja: 19 405 h






Sól chłodziwa :
kationy fluoru : 66% Li-7, 34% Be
waga: 15 300 funtów (6 940 kg)
cyrkulacja pompy chłodziwa: 23 566 h

Moderator : grafit jądrowy;

Pojemnik : Hastelloy -N

Paliwo pierwsze : U-235
pierwszy krytyczny: 1 czerwca 1965 r.
moc cieplna: 72 441 MWh
godziny krytyczne: 11 515 h ekwiwalent
pełnej mocy: 9 006 h

Drugie paliwo : U-233
krytyczne: 2 października 1968 r.
moc cieplna: 20 363 MWh
godziny krytyczne: 3910 h
ekwiwalent pełnej mocy: 2549 h

Zamknięcie : grudzień 1969

Wyniki

Najszerszy i być może najważniejszy wniosek z doświadczeń MSRE był taki, że koncepcja reaktora opalanego stopioną solą była opłacalna. Działał przez dłuższy czas, dostarczając cennych informacji, a konserwacja była wykonywana bezpiecznie i bez nadmiernych opóźnień.

MSRE potwierdził oczekiwania i przewidywania. Wykazano na przykład, że: sól paliwowa była odporna na uszkodzenia radiacyjne, grafit nie był atakowany przez sól paliwową, a korozja Hastelloy-N była znikoma. Gazy szlachetne zostały usunięte z soli paliwowej za pomocą systemu natryskowego, zmniejszając zatrucie 135 Xe o współczynnik około 6. Większość elementów produktu rozszczepienia pozostała stabilna w soli. Dodawanie uranu i plutonu do soli podczas eksploatacji przebiegało szybko i bez zakłóceń, a odzyskiwanie uranu przez fluorowanie było skuteczne. W neutronics , w tym krytycznym załadunku, współczynniki reaktywności, dynamiki i długoterminowych zmian reaktywności uzgodnionym z wcześniejszych obliczeń.

W innych obszarach operacja doprowadziła do poprawy danych lub zmniejszenia niepewności. Współczynnik wychwytywania do rozszczepienia wynoszący 233 U w typowym widmie neutronów MSR jest przykładem poprawionych danych podstawowych. Rozwiązano wpływ rozszczepienia na potencjał redoks soli paliwowej. Spodziewano się osadzania niektórych pierwiastków („ metali szlachetnych ”), ale MSRE dostarczyło danych ilościowych dotyczących względnego osadzania się na granicy faz grafit, metal i ciecz-gaz. Współczynniki przenikania ciepła zmierzone w MSRE zgadzały się z konwencjonalnymi obliczeniami projektowymi i nie zmieniały się w okresie eksploatacji reaktora. Ograniczenie zawartości tlenu w soli okazało się skuteczne, a tendencja produktów rozszczepienia do rozpraszania się z zanieczyszczonego sprzętu podczas konserwacji była niska.

Eksploatacja MSRE umożliwiła wgląd w problem trytu w reaktorze ze stopioną solą. Zaobserwowano, że około 6–10% obliczonej produkcji 54 Ci/dobę (2,0  TBq ) dyfundowało z układu paliwowego do atmosfery komory zabezpieczającej, a kolejne 6–10% docierało do powietrza przez układ odprowadzania ciepła. Fakt, że te frakcje nie były wyższe, wskazywał, że coś częściowo zaprzeczało przenoszeniu trytu przez gorące metale.

Jednym z nieoczekiwanych odkryć było płytkie, międzykrystaliczne pękanie na wszystkich powierzchniach metalowych wystawionych na działanie soli paliwowej. Przyczyną kruchości był tellur – produkt rozszczepienia powstały w paliwie. Po raz pierwszy zauważono to w próbkach, które były usuwane z rdzenia w pewnych odstępach czasu podczas pracy reaktora. Badania pooperacyjne kawałków gilzy drążka kontrolnego, rurek wymiennika ciepła i części misy pompy ujawniły wszechobecność pękania i podkreśliły jego znaczenie dla koncepcji MSR. Wzrost pęknięcia był na tyle szybki, że stał się problemem w planowanym trzydziestoletnim okresie eksploatacji kolejnego reaktora powielającego toru. Pękanie to można zredukować przez dodanie niewielkich ilości niobu do Hastelloy-N.

Likwidacja

Uważano, że po wyłączeniu sól jest długotrwale bezpiecznie przechowywana. W niskich temperaturach radioliza może uwolnić fluor z soli. Jako środek zaradczy, sól była corocznie podgrzewana do około 302°F (150°C) do roku 1989. Jednak od połowy lat 80. pojawiły się obawy, że radioaktywność migruje przez system, o czym poinformował etyczny pracownik ORNAL, który był wśród 125 osób załatwiało papierkową robotę na szczycie niebezpiecznego reaktora, który nie został odkażony ani zlikwidowany. Departament Energii Oak Ridge Operations Manager Joe Ben LaGrone nakazał ewakuację 125 pracowników, w oparciu o wnioski zgłoszone do niego przez DoE Oak Ridge Operations głowa Resident inspektor William Dan DeFord, PE Sampling w 1994 roku wykazały stężenie uranu, które stworzyły potencjał nuklearnego krytyczności wypadku , a także potencjalnie niebezpiecznego nagromadzenia fluoru – środowisko nad zestaloną solą zawierało około jednej atmosfery fluoru. Wynikający z tego projekt odkażania i likwidacji został nazwany „najbardziej wymagającym technicznie” działaniem przydzielonym firmie Bechtel Jacobs w ramach kontraktu na zarządzanie środowiskiem z organizacją Oak Ridge Operations Departamentu Energii Stanów Zjednoczonych . W 2003 roku projekt oczyszczania MSRE oszacowano na około 130 milionów dolarów, a likwidacja miała zostać zakończona w 2009 roku. Usuwanie uranu z soli zostało ostatecznie zakończone w marcu 2008 roku, jednak nadal w zbiornikach pozostała sól wraz z produktami rozszczepienia.

Znaczna część wysokich kosztów była spowodowana nieprzyjemną niespodzianką związaną z wydzielaniem się fluoru i sześciofluorku uranu z soli zimnego paliwa podczas przechowywania, której ORNL nie rozpaliło i nie przechowywało prawidłowo, ale zostało to teraz wzięte pod uwagę przy projektowaniu MSR.

Opisano potencjalny proces likwidacji; uran ma być usuwany z paliwa jako sześciofluorek przez dodanie nadmiaru fluoru, a pluton jako dwutlenek plutonu przez dodanie węglanu sodu .

Współrzędne : 35°55′18″N 84°18′24″W / 35,92178°N 84,30672°W / 35,92178; -84,30672

Zobacz też

Bibliografia

Dalsza lektura

Zewnętrzne linki