Last ned

Saltsmeltereaktoren: En ny begynnelse for
en gammel idé
Abstrakt
Saltsmeltereaktorer (Molten Salt Reactor MSR)
har sett et marked med fornyet interesse i
løpet av det siste tiåret, særlig på bakgrunn av
at den utgjorde en av seks reaktorer i GIF IV
prosjektet. Den mest aktive utviklingsperioden
var imidlertid sent på 60-­‐tallet i Oak Ridge
National Laboratories (ORNL) og enhver ny
forskning på dette konseptet må ha i mente de
svært forskjellige egenskapene ved MSR
forskerne hadde å ta hensyn til den gang og
dagens. High breeding ratios og kort
doblingstid var overordnet alt annet og dette
førte til utviklingen av programmet for
Saltsmelte breeder reaktoren (Molten Salt
Breeder Reactor MSBR). Ettersom de naturgitte
iboende fordelene av Saltsmelte konseptet
(Smeltet salt kan varmes opp til en svært høy
temperatur under vanlig atmosfæretrykk, i
motsetning til vann som kun får en høy
temperatur under svært høyt trykk. Dette gir
en mye slankere reaktorkonstruksjon og man
slipper unna problemet med nedsmeltning, det
kjernefysiske drivstoffet har smeltet i
saltsmelta allerede, det kan ikke bli en
dampeksplosjon (som i Tsjernobyl) da
reaktoren arbeider under vanlig atmosfære-­‐
trykk, samt at avfallet blir kraftig redusert i
mengde og har en relativt sett kort
nedbrytninstid) har blitt kjent for et økende
antall forskere verden over, er det viktig ikke
bare å forske videre der hvor ORNL stoppet,
men returnere til utgangspunktet til ORNL for å
kunne tilby den best mulige konstruksjonen
basert på oppdaterte målsettinger og nye
muligheter med bakgrunn i den teknologiske
utvikling siden dagene til ORNL. Et viktig
eksempel er trenden til å fjerne grafitt-­‐
moderasjonen fra den sentrale kjernen, som
tydelig blir gjort i det franske arbeidet i
1
Thorium Molten Salt Reactor (TMSR) og i de
russiske anstrengelsene mot Molten Salt
Actinide Recycler and Transmuter (MOSART).
(Russerne kjører sin Saltsmelte-­‐reaktor på
atomavfall, actinider).
En annen hovedendring til den
tradisjonelle konstruksjonen av En-­‐Væske
(væske er her brukt om smeltet salt som er i
væskeform), Molten Salt Breeder Reactor
(MSBR) og den primære oppgaven for denne
presentasjonen, er å returnere til de
operasjonene ORNL hadde planlagt for det
meste av sitt MSR-­‐program. Det vil være de To-­‐
Væske konstruksjonene hvor separate salter er
brukt for det fissile 233 UF4 og det fertile ThF4
( 233 U er fissilt (spaltbart), mens Th er fertilt
(fruktbart, ikke spaltbart)). Oak Ridge ga opp
denne lovende forskningsretningen på grunn
av et problem som var/er kjent som
”Rørleggerproblemet”.
Det vil i denne presentasjonen bli vist at
en enkel, men viktig modifikasjon i
reaktorkjernens geometri kan løse dette
problemet og gjøre det mulig med de To-­‐Væske
konstruksjoner som ORNL hadde søkt etter i så
mange år.
Det vil også bli vist at denne
oppdaterte konstruksjonen kan starte med Lavt
Anriket Uran (LEU, Low Enriched Uranium),
med en gradvis overgang til en ren Th – 233 U
syklus som fjerner nødvendigheten av å frakte
spredningssensitive materialer og eliminerer
begrensningene på en storskala start som
skyldes begrensninger på Pu (plutonium) og
233 U.
I tillegg blir en annen lovende retning
fra ORNL utforsket, nemlig forenklingen av En-­‐
Væske konverter reaktorer som gir en
utnyttelse av uranet langt overlegen
reaktorene LWR og CANDU over deres
livslengde og uten behov for noen brensels
prosessing utover enkel kjemisk kontroll.
Oppdateringer og potensielle forbedringer av
dette attraktive konseptet vil også bli
gjennomgått.
Introduksjon
En MSR er en kjernefysisk reaktor hvor
fluorider (av grunnstoffet Fluor, F) av fissile

og\eller fertile elementer som UF4, PuF4
og\eller ThF4 er kombinert med saltbæreretil å
danne væske (Saltsmelte). En-­‐Væske
konstruksjoner har både fertile og fissile
elementer kombinert i en saltsmelte, mens den
mindre kjente To-­‐Væske konstruksjonen har
separate saltsmelter for de fissile elementene
233
UF4 og de fertileThF4. En typisk operasjon
ser saltsmelte som flyter mellom en kritisk
kjerne og en ytre mellomliggende
varmeveksler. En sekundær saltkjøler overfører
så varme til damp eller lukket gassyklus. Et
umåtelig stort arbeid har blitt gjort for å utvikle
legeringer som er korrosjonsresistente mot
disse saltene. Kloridbaserte salter har også blitt
foreslått, spesielt for hurtigbreeder
konstruksjoner, men har entydige problemer
og mangler operasjonelle eksperimenter som
kan brukes i det videre arbeidet.
Konstruksjoner spesielt for Th -­‐ 233 U syklusen
som bruker fluorsalter har nylig blitt navnsett
som Liquid Fluoride Thorium Reactors (LFTR) og
er en term som brukes mer og mer.
Den mest vanlige saltbæreren som er
foreslått er blandinger av anriket (mer en
99.99%)
7 LiF (Lithium og Fluor) og BeF2
(Beryllium og Fluor) som kalles ”flibe”.
Blandinger opptil 14 % av ThF4 og\eller UF4 har
smeltepunkt under den tradisjonelle grensen
på 525 o C som gir en passende margin for bruk
av den høygrads nikkel legeringen Hastelloy N.
Denne legeringen er rangert til å brukes
sammen med de overnevnte salter opptil en
temperatur på 704 o C. Det har blitt foreslått at
karbonbaserte strukturer eller motstands-­‐
dyktige metaller kan bli brukt gjennom det
primære kretsløpet inkludert varmevekslerne
som da ville tillate høyere topptemperaturer og
flere saltbærere med høyere smeltepunkter. I
den følgende presentasjonen skal vi allikevel
forutsette de mer konvensjonelle temperatur-­‐
grensene.
MSR har mange operasjonelle og
sikkerhetsmessige fordeler fremfor reaktorer
som bruker fast brennstoff. En detaljert
beskrivelse er utenfor målsettingen med denne
presentasjonen, men kort:
-­‐Væske egenskapen til brennstoffet
betyr at nedsmeltingen er et irrelevant
spørsmål (brennstoffet er allerede smeltet i
saltoppløsningen) og tillater saltsmelta, dersom
2
det er nødvendig, å bli drenert til passivt
avkjølte og sikre dumptanker hvor videre
kjernereaksjoner ikke finner sted.
-­‐De fleste fisjonsprodukter danner
raskt stabile fluorider som vil forbli i saltet i
tilfelle lekkasje eller uhell. Flyktige
fisjonsprodukter som edelgassene og
edelmetaller kommer ut av saltet når de blir
produsert. Edelgassene bobler ut og blir lagret
utenfor reaktorløpet. Edle og semiedle metaller
vil danne lag på en metallflate og\eller kan bli
samlet opp av utskiftsbare metallsvamper med
stor overflate.
-­‐Den kontinuerlige fjerningen av
edelgassen Xenon betyr at det ikke blir noen
”dødtid” for reaktoren etter nedstengning,
eller et fall i kraftproduksjonen som de fleste
reaktorer som bruker fast brennstoff må regne
med på grunn av produksjonen av 135 Xe fra
henfallet av 135 I. I tillegg, ingen overdreven
reaktivitet trengs for å takle slike hendelser.
-­‐De fleste MSR konstruksjoner har
strengt fastlagte negative temperatur-­‐
koeffisisenter som opptrer øyeblikkelig. Det
betyr større sikkerhet og tillater automatisk
ladning av reaktoren.
-­‐Intet trykkammer er nødvendig
ettersom saltet arbeider ved tilnærmet
atmosfæriske trykk. Intet vann eller natrium
betyr at det ikke er mulig med noen
dampeksplosjon eller hydrogen-­‐produksjon
innen systemet. I konstruksjoner uten
grafittmoderator er ikke engang brennbare
gasser til stede.
-­‐Uproblematisk og kontinuerlig
justering av fissile konsentrasjoner er slik at det
ikke oppstår for høy reaktivitet og ikke er
behov for kontrollstaver og ingen mulighet for
brennbare gifter. Kontrollstaver for
nedstengning og oppstart kan bli inkludert,
men er ikke nødvendige gitt muligheten til å
drenere brenselet ut av kjernen inn i sikre
lagertanker.
-­‐Utnyttelse av Th – 233 U syklusen
produserer en størrelsesorden mengde mindre
transuranisk avfall enn en konvensjonell once-­‐

through-­‐syklus og signifikant mindre enn selv
en uran – plutonium breeder reaktor (basert på
0.1% tap i løpet av brenselsprosessen). Dette
gir radioaktivt avfall som er giftig i bare noen
hundre år.
-­‐Brenselsreprossesering og utnyttelse
av thorium tillater break even med letthet og
mulighet til å nå et breedforhold på 1.06 og
faktisk opp til 1.13. Det er også mulig å tilsette
238 U for å denaturere uranmengden og fortsatt
er det mulig med break even.
-­‐Break even operasjoner krever bare
800kg av thorium pr GWe pr år tilsatt som
ThF4. Oppstarts mengden av fissilt stoff kan
være så lite som 200kg\GWe eller 5.5 tonn som
grense oppover i et harder spektrum design,
med 700 til 1500 kg som mer vanlig. Thorium
tilsetninger for å starte opp reaktoren varierer
fra 50 til 200 tonn.
-­‐Det er tre ganger så mye thorium som
uran med store påviste reserver selv med det
nåværende lille forbruket. Som eksempel kan
nevnes at et enslig nytt depositum i Lemhi Pass
Idaho har nylig addert 600 000 tonn til verdens
påviste reserver på 1.2 millioner tonn.
-­‐Uten reproduksjon av brensel, kan
MSRs kjøre som enkle konverter med eksellent
utnyttelse av uran.
-­‐MSRs tilbyr store fordeler når det
gjelder destruering av transuranisk avfall fra
once-­‐ through-­‐reaktorer. Transuraner kan også
bli brukt til å starte de fleste fissile tilsetninger i
de fleste designer.
Bakgrunn og historie
Saltsmeltereaktorer ble primært utviklet ved
Oak Ridge National Laboratories på slutten av
40-­‐tallet. Etter nær 30 år med grunnleggende
forskning og utvikling, fulgte en utvikling av
konstruksjoner som på slutten av 60-­‐tallet
resulterte i det som er blitt kjent som Singel
Fluid, graphite moderated Molten Salt Breeder
Reactor (MSBR). Det som er viktig å ha i mente
er at denne utviklingen var underlagt
prioriteringer og begrensninger som er meget
forskjellige fra dagens. Spesielt, den
3
overveldende prioritet som ble gitt til MSBR-­‐
programmet var en minimalisering av
tidsdoblingen, tiden det tar å starte opp
breedingen av tilsetningsstoffene til den neste
reaktoren. De to måtene å gjøre dette på er å
få ned den nødvendige mengden av den fissile
oppstarts tilsetningen og øke breederforholdet.
Dette prioriterte mandatet var forårsaket av
den tidligere troen på at veksten i kjernekraft
ville være eksponentiell og at den tilgjengelige
uranmengden var knapp. Assosiert med dette
var at MSBRs store konkurrent var den
natriumkjølte hurtig breederreaktoren hvis
potensielle tidsdobling var imponerende på det
tidspunktet (som senere ble økt av
sikkerhetsmessige grunner).
Utviklingen av MSRs kan bli
kategorisert inn i 4 faser. Den første arbeidet
som ble gjort var å støtte Luftkraft Reaktor
Programmet for U.S. Air Force. (Man håpet å
kunne bygge så små reaktorer at de kunne
brukes i fly). Dette prosjektet hadde bare
beskjedne muligheter til å lykkes, men det
ledet til utviklingen av en stor kunnskapsbase
som resulterte i en suksessfull testreaktor kalt
Aircraft Reactor Experiment (ARE). ARE var en
høytemperaturreaktor med en topptemperatur
på 860 o C, som benyttet seg av saltbærerne
NaF – ZrF4 og ble tilsatt høyanriket 235 U som
brensel. Blokker av BeO forutsatte moderasjon.
Et virkelig Saltsmelteprogram begynte
midt på 50-­‐tallet med å forske på
kraftstasjoner som enten var enkle
konverterreaktorer, eller potensielle break
even eller breederreaktorer på Th – 233 U
syklusen. Disse alternativene tok form av en
meget enkel konstruksjon med en kule inne i
en kule, designet til to regioner som vist i Figur
1. En sentral smeltet salt kjerne ville inneholde
fissile og vanlige fertile materialer og var
omgitt av ThF4 som fungerte som et saltteppe.
7 LiBeF2 saltbærer er selv i stand til å være en
beskjeden men effektiv moderator på
nøytroner slik at en stor variasjon av
nøytronspektrum fra svake epitermiske til
hurtige ble eksaminert. En Hastelloy N barriere
måtte bygges. I senere tid er det oppdaget at
en slik barriere under påvirkning av full
nøytronfluks, vil ha begrenset levetid.

Figur 1. Skjematisk fremstilling av ORNLs to
region konsept fra 1950-­‐tallet. Reprodusert fra
ORNL 2474
I 1960 ble det fastslått at grafitt var i stand til å
fungere i en langsiktig interaksjon med saltet
og viste seg å kunne tilby en måte til mer
effektiv nøytronmoderasjon og gi mulighet til å
bruke mindre oppstarts-­‐ladninger. Bruken av
grafitt inne i kjernen ga forskerne ved ORNL et
håp om at en virkelig To-­‐Væske konstruksjon
kunne bli virkeliggjort.
En To-­‐Væske konstruksjon bruker et
brenselssalt som bare frakter 233 UF4 og et
separat saltteppe for det fertile ThF4. Etter
hvert som 233 U blir produsert i teppet, blir det
overført til brenselssaltet ved en enkel
fluoriniserings-­‐prosess. Den store fordelen med
To-­‐Væske konstruksjonen er at utvaskingen av
fissile produkter fra brenselssaltet blir svært
forenklet når det ikke er thorium tilstede.
Videre vil nøytrontapet til 233 Pa bli minimert
ettersom den blir effektivt fortynnet i det mye
større volumet av saltteppe, og det skjer en
mindre nøytronfluks. 233 Pa er mellom-­‐stasjonen
når thorium 233 Th henfaller til 233 U etter 27
dager.
4
Figur 2. Generalisert skisse av 60-­‐tallets
blandede To-­‐Væske MSBR konstruksjon som
brukte indre røropplegg. Reprodusert fra ORNL
4528
I dette nye konseptet, skulle grafitten
bli brukt til indre separering av brenselssaltet
og teppesaltet inne i kjernen som vist i Figur 2.
Denne bruken av grafitt "plombering" var en
stor utfordring ettersom en krakelering i en av
tubene kunne bety en utskiftning av hele
kjernen og karet på grunn av designens
kompleksitet. Under påvirkning av hurtige
nøytroner, vil grafitten først trekke seg
sammen og deretter ekspandere noe, som
fører til en begrenset livslengde avhengig av
kraft intensiteten og temperaturen i grafitten.
Rett nok den høye kraft tetthet i kjernen ble
foretrukket av ORNL som ville gi grafitten en
livslengde på 4 til 8 år. En videre komplikasjon
er at sammentrekningen og ekspansjonen av
grafitten også leder til en svært uvelkommen
endring av forholdet brensel og salt-­‐teppet
inne i kjernen noe som kan i sin tur påvirke
reaktiviteten. Det er et testament til fordelene
ved To-­‐Væske designen at ORNLholdt på med
denne komplekse designen til sent på 1960-­‐
tallet.

Også gjennom hele ti-­‐året 1960 ble den
høyst vellykkede testreaktoren, the Molten Salt
Reactor Experiment, konstruert og var
operativ. Den var en 8 MWth (th for
temperatur, altså en termisk effekt) design og
valgt til å være en En-­‐Væske for enkelthets
skyld. Testreaktoren fungerte knirkefritt i
nesten 5 år. To ukjente egenskaper ved
Hastelloy N skjedde på overflaten til
legeringen, en var korrosjon som ble indusert
av fisjons produktet tellerium og det andre var
irradiasjons skader forårsaket av (n,alfa)
reaksjoner i nikkel. I påfølgende år av
programmet ble disse problemene løst ved å
modifisere legering makeupen til Hastelloy og
reduksjonspotensialet til saltet. Det er trolig
slik at Hastelloy N har en begrenset levetid når
den utsettes for en full nøytron flux fra kjernen.
Ytre kar og bruk av varmeveksler vil påføre små
problemer?
I 1968 ble det utviklet en ny
fjerningsmetode av fisjonsprodukter som
kunne fungere med tilstedeværelsen av
thorium, sammen med en ingeniør teknikk for
å begrense nøytron lekkasjen i en En-­‐Væske
design. Dette ledet ORNL til å oppgi sitt To-­‐
Væske Breeder konsept. Væske Bismuth
Reduktiv Ekstraksjon, som er langt fra å være
en enkel teknikk, viste seg å være i stand til å
skille mellom thorium og de svært sjeldne
fisjons produktene. En-­‐Væske design med både
thorium og 233 U i samme saltet betyr også at
233 Pa vil bli en mye større belastning på nøytron
økonomien, som derfor trengs å fjernes og
tillates å henfalle utenfor kjernen, før den
returneres som 233 U. 233 Pa må fjernes hurtig
omtrent i løpet av tre dager, sammenlignet
med uker eller måneder til å fjerne
fisjonsprodukter.
Et annet avansert område som gjorde
at En-­‐Væske grafitt modererte konseptet mer
attraktivt, var ideen å anvende en under-­‐
moderert ytre zone til grafittkjernen, som vil
føre til at et høyere forhold av brenselsalt som
føres til kjernen blir en nettoabsorberer av
nøytroner. Sluttresultatet ble det som kan
kalles den 4’de æra til utviklingen av Smeltet
Salt utviklingen og produserte den
“tradisjonelle” Molten Salt Breeder Reactor
design (MSBR), se Figur 3, som har blitt
inkludert forholdsvis uforandret som en av de
seks Generasjon IV reaktorer. Denne designen
5
krever en fissil oppstartsmengde på 1500 kg
233 U/GWe, et breeding forhold på 1.06, en 20
dagers syklus for fisjonsprodukt og en tre dager
syklus for å fjerne 233 Pa (begge ved hjelp av
Flytende Bismuth Reduktiv Ekstrasjon).
Forseglet grafitt er brukt for å lagre Xenon i
saltsmelta med en 4 års syklus mellom grafitt
erstatningene.
Tidlig på 1970 tallet ble alikevel, av
grunner som var mer politiske enn tekniske,
prosjektet med MSBR lagt ned av AEC (Atomic
Energy Comission). Avfallet kunne nemlig ikke
brukes til å fremstille atomvåpen, hvilket de
fleste i dag ser som en fordel. En-­‐Væske
designen ble tekstbok designen og lite ble
nevnt om alternativene som hadde oppstått
med basis i nye kunnskaper som ble
akkumulert under arbeidet med En-­‐Væske
reaktoren. Det vil si, ikke før de siste årene.
Oak Ridge fortsatte et beskjedennt program
frem til tidlig på 1980 tallet, hvor høydepunktet
ble designen av en LEU brenner, “30 år Once
Trough Design” og Denaturated Molten Salt
Reactor (DMSR), som viste at break even
breeding kunne bli realisert selv om den forblir
i denaturert tilstand ved å bruke utarmet 238 U
og Th som en fertil makeup. De neste 20 årene
ble det gjort små fremskritt siden det ikke
fantes økonomisk fundament for videre
forskning. Alikevel, et nettsøk på Molten Salt
Reactor i dag gir 52700 treff.
Figur 3. 1970 tallets En-­‐Væske, grafitt moderert
Saltsmelte breeding reaktor. Breeding forholdet

på 1.06 med en spesifikk tilsetning på 1500
kg/GWe. Reprodusert fra ORNL 4812
En fornyet interesse for saltsmelte-­‐reaktorene
(MSR)
Valget av saltsmeltereaktorene som en
av de seks Generasjon IV reaktorene i 2002, har
bidratt til ny interesse for MSR. Nylig har man
også fattet interesse for at en saltsmelte-­‐
reaktor brenner opp transuranisk avfall. De
fleste opprinnelige arbeider med TRU-­‐brennere
så ut til å modifisere grafitt-­‐modererte
konstruksjoner og/eller arbeide med
underkritiske akseleratordrevne
konstruksjoner. De siste arbeider peker i
retning av at grafittfrie systemer er en optimal
vei å gå. Et teknisk poeng i konstruksjoner når
det gjelder å brenne TRUs er det faktumet at
PuF3 er mye mindre løsbar i de fleste
saltbærere sammenlignet med UF4 eller ThF4. Å
opprettholde kritikalitet på kun TRUs er en
utfordring. Saltbæreren NaF – 7 LiF – BeF2 har
vist seg å være et passende valg til denne
oppgaven og danner basisen til den russiske
MOSART konstruksjonen.
De mest intentive nyere arbeider har
vært i Frankrike i Grenoble hvor en modell,
design og salt kjemisk program finner sted.
Dette arbeidet har inkludert oppdagelsen av et
reaktivitet problem med den tradisjonelle En-­‐
Væske MSBR. Mens temperatur-­‐koeffisienten
har det nødvendige hurtig aktive negative ledd,
vil temperaturkoeffisienten bli positiv overalt
når grafitten varmes opp. De har foreslått tiltak
mot dette, men de har også nådd den
konklusjonen at å bevege seg vekk fra grafitt
moderasjon vil gi det beste resultatet. Deres
siste design er å utnytte en 78% 7 LiF-­‐
22%(Th+U)F4 brenselsalt som kjerne omgitt av
et radialt teppe av 7 LiF-­‐ThF4. Navnsatt Thorium
Molten Salt Reactor (TMSR) vil kombinasjonen
av en stor mengde fissile ladning som 5.5 tonn
233 U/GWe og minst et delvis teppe, resultere i
et høyt breeding forhold på 1.13 for en 6 mndr
fisjon fjerningsrate og evnen til å utvide denne
prosesstiden til 20 år og fortsatt break even.
Arbeid som involverer saltsmelte har
også økt i USA, men på en annen måte. Det
nedlegges et betydelig arbeid i å promotere
smeltet salt som et enkelt kjølemiddel for
høytemperatur reaktorer som baserer seg på
6
faste TRISO brenselselementer. Disse
designene kalles for Molten Salt Cooled
Reactors (MSCR) i motsetning til designer som
anvender smeltet salt som brenseltilsetning.
Smeltet salt har høy varmekapasitet og andre
eksellente varmeoverføringsegenskaper. Disse
mindre pumpekravene, resulterer i en mindre
varmeutveksler og tillater store kjerner å ha et
passende temperaturfall ved naturlig
sirkulasjon av saltet. Hovedproblemet denne
designen møter er en forsikring om en negativ
kjøle koeffisient som har vist seg å være en
utfordring, men oppnåelig. Dette arbeidet kan
bidra til mye ingeniørmessig utviklingsarbeide
som også vil være relevant for design av
saltsmeltebrensel.
Endrede prioriteter og fleksibel design
Som nevnt ville de prioriterte
mandatene til ORNL under den tidligere
utiklingen av MSR, bli ganske forskjellige fra
dagens. Likeledes vil det være uenighet blant
forskere og politikere på det nasjonale planet
når det gjelder rangering av egenskaper og
hvor godt ulike designer møter disse
prioriteringene. Uten spesiell rangering, vil
Netto kraftpris, Langlivet avfallsreduksjon, Ikke-­‐
spredning og Ressursutnyttelse danne
grunnlaget for en optimalisering av
prioriteringene.
Overordnet sikkerhet er et området
hvor ulike MSR designer vil fungere
eksepsjonelt bra, noe som skyldes de iboende
sikkerhetsegenskapene til MSR. Mens altså
sikkerhet er den absolutt viktigste faktoren, vil
trolig de ulike designene av MSR bare variere
moderat på dette feltet.
Langlivet avfallsreduksjon er også et
området MSR vil fungere beundringsverdig. Det
langlivede radioaktive avfallet fra en LWR er
dominert av transuraner. En MSR har evnen til
å returnere all produksjon av TRUs til kjernen
og beholde disse isotopene i kjernen i hele
kjernens livslengde, og kan dermed konvertere
"en million år" problem til et "300 år" problem
ved simpelthen å tillate hoveddelen av
fisjonsproduktene å henfalle. Men, kostnadene
involvert fører til betraktninger over effekten
av dette i forhold til effekten på Netto
kraftkostnader. Denne optimaliseringen faller
innunder det nasjonale mandatet, men det vil
trolig være vel verdt en moderat utgift å

eliminere transuraner til å bli til mindre farlig
avfall.
Spredningresistensen av radioaktivt
avfall er et viktig felt og av stor betydning. Det
er en kompleks debatt å vurdere ulike MSR opp
mot hverandre i så måte og spesielt opp mot
andre reaktortyper enn MSR. Vi lar derfor det
emnet ligge, men som et minimum må det
nevnes at den rene Th -­‐ 233 U syklusen i en MSR
har flere iboende spredningsresistente
egenskaper inkludert tilstedeværelsen av
uranisotpoen 232U, som er en kraftig
gammastråler på 2.6MeV, sammen med evnen
til øyeblikkelig å denaturere en saltsmelte på
kommando, ved å tilsette 238 UF4. Det er alikevel
bruken av HEU (High Enriched Uran) som noen
kan finne uakseptabelt. En MSR kan kjøre
denaturert ved å tilføre 238 U i prosessen og
fortsatt oppnå break even når
breedingsprosessen starter. Alternativt vil en
enkel konverterreaktor design være den kansje
mest gjennomsiktige og mest motstands
dyktige mot spredning siden ingen brensels-­‐
prosesseringsutstyr av noe slag er involvert, all
uran forblir denaturert og all plutonium forblir i
brenselssaltet som er av meget dårlig
våpenkvalitet noe som skyldes det høye
innholdet av 238 Pu.
Ressursutnyttelse er et område der alle
MSR gjør det bra, men kan alikevel variere
ganske mye. Det er følgelig påkrevet å
kvantifisere denne prioriteten mer presist. Den
første saken gjelder kvantiteten og kvaliteten
på det fissile materialet som trengs for å
igangsette reaktoren og som kan virke inn på
hvor raskt reaktoren arbeider. Hvor mye fissilt
materiale trengs? Kan brukt TRUs brukes? Kan
LEU brukes? Brukt brensel som har blitt til
transuraner og tatt ut av bruk, kan allikevel
begrense driften. Den andre saken er
kvantumet som trengs etter en oppstart.
Åpenbart vil en break even design minimere
dette behovet til ca 800kg/GWe pr år av den
fertile Th og/eller utarmet anvendt uran som
trengs årlig. En Konverter eller Brenner design
kan trenge en større årlig mengde uran, men
disse designene kan vise seg å være bedre til å
optimalisere alle andre prioriteter. Det som
erattraktivt ved en konverter design vil uten tvil
være knyttet til debatten omkring "Peak
Uranium" og til opinionens akseptanse av bruk
av uran. Spørsmålet vil også avhenge av en
7
nasjons egne ressurser eller på sikker levering
av brensel fra utlandet.
Netto kraftkostnader er også et felt
hvor MSR viser seg å være andre reaktortyper
langt overlegen. Mellom de ulike MSR
designene vil de fleste reaktorkomponentene
være ganske like. Kostnader og kompleksitet av
selve kjernen sammen med kostnader for
forskning og utvikling som trengs på den ene
siden og sentralisert brenselsprosessering på
den andre siden vil utgjøre hovedforskjellen i
netto kostnader.
Det er høyst sannsynlig at de ulike MSR
designene vil være optimale for forskjellige
nasjoner, selgere eller utnyttelse. Det er derfor
det beste valget å investere i ulike designer.
Det følgende representerer noen få
hovedområder i reaktordesign som er utviklet
av David Blanc.
Løsningen av To-­‐Væske "rørleggerproblemet"
All original væske brensels reaktorer
som er designet involverer utnyttelse av to
soner, en sentral kjerne eller seedsone (fissil
sone) som er omgitt av et fertilt teppe (av
thorium). For Th -­‐ 233 U syklusen, vil kjernen
inneholde en miks av fertile og fissile
elementer, i noen tilfeller bare fissile. Smeltet
salt arbeider forskjellig mellom dissse to
tilfellene med termene "To-­‐Væsker" når det
bare er fissile elementer i kjernen, og "1 og 1/2
væske design når kjernen også inneholder
thorium (som er fertilt, ikke fissilt).
Tidlig i utviklingen av MSR, ble
fordelene med en To-­‐Væske løsning åpenbar.
Hvis kjernen ikke inneholdt thorium, ville det
bli mye enklere å prosessere ut
fisjonsprodukter. Men en kjerne med bare
fissile salter ville ha en ganske liten kritisk
diameter hvis den fissile konsentrasjonen
beholdes høy nok til å begrense tapet til
saltbæreren og/eller grafitten. Den kritiske
diameteren er av orden 1 meter for enten rent
salt eller heterogene kjerner med grafitt.
Løsningen til ORNLs var å bruke rør til å blande
nøytronisk de To væskene inne i kjernen,
hvilket viste seg å være uhåndterbart.
En ny løsning som er foreslått av David
Blanc, kan vise seg å være overraskende enkel 7 .
Tradisjonelle reaktorkjerne er enten
kuleformede eller korte sylindre som har som

hovedoppgave å minimere nøytronlekkasje.
Med et tilpasset ytre fertilt teppe i en To-­‐
Væske løsning, er nøytronlekkasje ikke et
problem. Den enkle løsningen som foreslås er
en kjernegeometri som kan øke volumet mens
den beholder en relativt liten kritisk diameter.
Som en første tilnærming vil den
kritiske diameter være forholdet mellom
Buclings konstanter mellom de gitte
geometrier. For den samme grafitt og/eller
brenselsalt kombinasjon, vil en "uendelig"
sylinder ha en kritisk diameter på omtrent 77 %
av kula. Hvis en spesifikk kombinasjon av fissile
konsentrasjoner, grafitt og saltbærer gir en
kritisk diameter på 1 meter for kula, da vil en
lang sylinder ha en diameter på 0.77 meter.
Figur 4. Generalisert beskrivelse av en forlenget
sylindrisk To-­‐Væske kjerne med et omsluttende
salt teppe. Inn/ut for saltteppet er ikke vist.
Den store fordelen ved gå over til en
forlenget sylinder er det faktum at en praktisk
total kraft kan bli oppnådd uten å mikse
innholdet i saltteppe med den aktive kjernen
(og omvendt), ved ganske enkelt å forlenge
lengden av kjernen. Mens det trengs en
barrierre mellom kjerne og det omliggende
teppe, vill dette bli mye mindre komplisert enn
det indre røropplegget av brensel og saltteppe i
designet til ORNLs To-­‐Væske designer. Når
tiden har løpt ut for disse sylindriske kjernene,
vil et mulig arrangement være å avslutte
rørendene til en subkritisk diameter, mens den
indre kjernen fortsatt er omgitt av saltteppet.
Dette skulle også eliminere nøytronlekasjen.
Mens modelleringsarbeidet pågår, vil nylige
kalkuleringer fra ORNLs arbeide med
homogene designer på 1950 tallet og To-­‐Væske
8
grafitt arbeidet fra 1960 tallet kunne bli brukt
til å gi en signifikant forutbestemmelse av
karakteristikkene.
En slik design vil ha en sterk negativ
temperatur og tillate koeffisienter for
saltbrenslet som gjelder for alle To Væske
konstruksjoner. En hovedforbedring av ORNLs
indre separerte To-­‐Væske design er at teppet
også kan ha negative koeffisienter. Dette
skyldes det faktum at det ytre teppet fungerer
som en svak nøytronreflektor, ved altså å tillate
mindre tetthet i teppet, avtar den reflektive
kvaliteten og senker reaktiviteten i kjernen.
Som ved alle væske fylte, to zone
design, må enhver lekasje fra kjerne væsken til
teppet unngås. Den enkleste måten, som er
foreslått for alle ORNLs To-­‐Væske design, er å
kjøre teppet i et litt høyere trykk enn trykket i
kjernen. Når saltteppet er mye tettere enn
kjernesaltet, vil hydrostatisk trykk forhindre
denne lekkasjen. Følgelig vil enhver lekkasje fra
den indre til den ytre sylinder tilføre fertilt
thorium til kjernen og senke reaktiviteten.
Det er fordeler med å anvende grafitt
moderering inkludert svært lav fissilt spesifikke
tilsettinger og å tillate en innebygd struktur til
hjelp i barrieren mellom kjernen og teppet.
Den mye lavere totale krafttettheten av
grafittdesigner vil resultere i behovet for et
større totalt kjernevolum for å oppnå det
nivået kraften til et kjernekraftverk bør ha.
Dette kan bety multiple enheter for hvert
kraftverk, men dette bringer også inn
operasjonelle fordeler. Den begrensede
livslengde av grafitt som skyldes den skaden
hurtige nøytroner påfører systemet, vil
forlenge den periodiske erstatningen som
gjelder for de fleste MSBR konstruksjonene.
Den mindre dimensjonen og multiple enheter
burde assistere i denne operasjonen.
Det totale volumet av salt og den fissile
molare konsentrasjonen dikterer den spesifikke
tilsetningen. For en grafitt moderert design
skulle det bli mulig å oppnå 0.15% 233 UF4 molar
konsentrasjon eller til og med 0.1% eller lavere
og fortsatt break even. Tatt i betraktning at
saltvolumet som trengs i kjernen er på 20m 3
konservativt estimert, som adoptert i franske
studier med en nedre grense på ca 10m 3 , gitt
muligheten for å bruke nye kompakte
varmevekslere. Disse estimatene gir en

potensielt nedre grense på en oppstarts fissil
tilsetning på bare 150kg/GWe med 400kg/GWe
som et mer konservativt mål. Til
sammenligning var ORNLs TO-­‐Væske arbeid
var omtrent 700kg/GWe, ORNLs En-­‐Væske
1500kg/GWe, en LWR er på 3 til 5 tonn pr GWe
og flytende metallkjølte hurtig breedere 10 til
20 tonn pr GWe.
Mer imponerende er sannsynligvis
muligheten med homogene designer som
mangler grafittmoderator. Med hele volumet
av kjernen hvor saltet produserer kraft, er
volumbehovet mindre. Enkeltkjerner som kan
produsere 1GWe er allerede oppnåelige selv
om det finnes fordeler med mindre enheter.
Uten grafitt moderering, er den vanlige
oppfatningen at dette betyr et mye høyere
spesifikt innhold og et ganske hardt spektrum.
Men, bæresaltet er i seg selv en rimelig effektiv
moderator og en vid variasjon av fissile
konsentrasjoner og nøytron spektrum er
oppnåelig. Nylige franske arbeider trenger en
spesifikk tilsetning på 5.5tonn/GWe som delvis
skyldes at det bare brukes et radialt teppe i
designen til TMSR. Ved å forsøke en mye lavere
konsentrasjon vil en se en signifikant økning i
nøytrontapene til topp og bunn reflektorene
som skyldes den lengre transportveien av
nøytroner før de blir absorbert. Med en fullt ut
omsluttet teppe, vil dette ikke være tilfelle.
Figur 5. En omslutning av en "Tube within the
Shell" kjerne design employing a calandria
arrangement to accomodate termisk
9
ekspansjon og/eller tube replacement
ORNLs beregninger 8
fra den
kuleformede designen fra 1950 tallet skapte et
eksellent verktøy for estimasjoner, se Tabell 1
neste side. Mens nøyaktigheten av slike tidlige
data må behandles med forsiktighet, gir de
forhåpentligvis en adekvat pekepinn på
retningen for videre undersøkelser. Denne
studien fra 1950 tallet antok en 8.5mm tykk
Hastelloy N barriere for kjerner opp til 3.7m i
diameter, for en mye mindre sylinder skulle en
tynnere vegg være tilstrekkelig. Studien antar
også et 60cmteppesomtillaterbetydelig lekkasje i noen tilfeller, ved å øke teppet til
100cm skulle klare å omvende en høy
prosentandel av disse tapene inn til thorium
absorbsjoner.
Verdiene i Tabell 1 gir de opprinnelige
breeding forholdene, det er altså ingen tap til
fisjonsprodukter eller til protactinium. ORNL
projiserte også i detaljert en langlivet breeding
forhold for tilfellet med en 8 fot lang kjerne.
Selv med en relativt lansiktig 1 år prosesstid for
uttak av fisjonsprodukter og ingen
protactinium seperasjon, så falt breeding
forholdet bare fra 1.078 til 1.044.
Hvis vi tar 91cm som eksempel vil dette
tilsvare en 70cm vid sylinder. Enbeskjeden krafttetthet på 200kW/L vil fortsatt gi
imponerende resultater. Bruker vi standard
ORNL 140 K temperatur endring og en
salthastighet på 2m/s gir dette en termisk
output på 505MWth fra en 6.6m lang og 0.7m
vid kjerne. Ved 44.4% for en damp syklusgir dette en output på 224MWe og noe høyere
dersom gass brukes som kjølemiddel. Inkludert
en meter tykkt teppe og ytre karvegg er
konstruksjonen fortsatt så enkel at den passer
inn i en standard container for transport.
Det bør bli nevnt at Hastelloy N i disse
tidlige studier, ble antatt å være god for 10 til
20 år i kjernen. Termiske nøytroner induserte
skader som ble oppdaget i MSRE betyr at
Hastelloy N ikke har en veldig lang levetid når
den blir utsatt for en full flux med nøytroner fra
kjernen. ORNL hadde suksess med å begrense
denne skaden ved å modifisere makupen til
Halloy N, denne fremgangsmåten kunne blitt
utvidet gjennom videre studier. Uansett, ved å
opprettholde et hardere spektrum ved
barrieren kan faktisk forlenge livstiden til

Hastelloy N ettersom det er dominerende
termiske nøytroner som bidrar til skadelige
(n,alfa) reaksjoner. Potensielt vil en en mye
bedre metallbarriere være en molybden
legering. Molybden er kjent for å ha en mye
større toleranse overfor skader forårsaket av
nøytroner. Molybden har blitt forslått ikke bare
i salt smelte fisjon, men også som barriere
mellom plasma og en LiF – BeF2 saltkjøler i
fusjonstudier. Også mindre kostbare jern alloy
inkludert de vanlige rustfrie stål legeringene
304 og 316 er lovende både mot korrosjon og
motstandsdyktighet mot nøytron irradiasjon
hvis topptemperaturen er senket noe. Gitt
enkelheten av kjerneveggen og ytre kasse er
det ikke ulogisk å anta at periodisk
utskiftninger hvert ti-­‐år kan være økonomisk
lønnsomt.
Karbonbaserte materiale eller en enkel
grafitt tube kan også vise seg å være en ideell
barierre. Den begrensede livslengden til grafittt
er vel dokumentert og vil derfor kreve
periodiske utskiftninger. Silikonimpregnert
karbon-­‐karbon kompositt er en ledende
kandidat i fusjonsstudier, men det er et
spørsmål som ikke er besvart når det gjelder
kompatibiliteten med saltfluorider. Det er altså
mange valgmuligheter for et barierrematerialet
og det må vektlegges at dette spørsmålet er av
vital betydning til den foreslåtte designen.
Dette grunnleggende design premisset
har selvfølgelig flere andre mulige utforminger.
Et hoved område er å addere enten thorium
eller 238 U til brenselssaltet, hvor begge ville øke
den kritiske diameter og senke flux nivået i
barierren (i.e. kortere, videre kjerne). Å tilsette
thorium vil vise seg å gå i mot brensel
prosessings fordelen til en To-­‐Væske design,
men gitt de lave kostnadene og
tilgjengeligheten på thorium vil det kunne være
optimalt ved ganske enkelt å la små størrelser
bli prossesert ut sammen med
fisjonsproduktene. Å tilsette 238 U både i
kjenresaltet og i teppet er selvfølgelig en måte
å operere på i en fullt denaturet tilstand.
To-­‐Væske oppstart på LEU
Hvis en virkelig stor skala bygging av
Saltsmelte reaktorer finner sted, vil trolig
valget av oppstartsmateriale bli et spørsmål.
Selv om oppstartsladningen er mye mindre enn
for metallkjølte hurtigbreedere eller til og med
10
for LWRs, finnes det lite av 233 U. Mens brukt
brensels transuraner er en åpenbar fissil kilde,
kan også disse bli begrenset. De representerer
også en spredningsfare og møter motstand når
det gjelder transport. Høyanriket
235 U vil
fungere og det meste av det tidlige arbeidet
som ble gjort på ORNL forutsatte bruk av 235 U.
Alikevel vil nok produksjon i storskala og frakt
av HEU ikke bli tillatt i dag. Oppstart av en
brenner designellerdenaturertbreakeven design innebærer ingen problemer i bruk av
LEU, men ethvert forsøk på å starte den rene
Th – 233 U syklusen ved bruk av LEU har den
ulempen at det kan ta ti-­‐år eller til og med
århundrer å brenne opp mengden av 238 U, som
vil være i oppstartsmengden. LEU
representerer ellers en ideell oppstarts brensel
siden den ikke har spredningsrisiko når den
transporteres til kjernekraftbedriftene og at
det finnes tilstrekkelig med mengder til en
hurtig storskala transport.
Det kan også vises at oppstart og
overføring til den rene Th-­‐ 233 U syklusen i en To-­‐
Væske design er overraskende enkel så lenge
den spesifikke fissile tilsetningen er passende
liten, ideelt mindre enn 100kg/GWe.
Trinn 1. Bruk nok LEU (20% 235 U eller
mindre) for å starte reaktoren. Dette vil
sannsynligvis involvere 2000 kg 235 U (omtrent
10 tonn LEU). Trinn 2. Kjør reaktoren med et
omsluttende ThF4 sominneholderteppesalt, men uten noen overføring av av det produserte
233
U eller av noe brensel prossesert av
brenselsaltet på noen måte. Trinn 3. Etter hvert
som 235 U og noe produsert Pu fisjonerer og
fisjonsprodukter bygger seg opp, tilsett mer
LEU i brenselsaltet som trengs for å kjøre
reaktoren kritisk.
Denne prosessen vil resultere i at
omtrent 600 til 700 kg av 235 U pr GWe årlig vil
bli fisjonert ut (sammen med omtrent 100 til
200 kg av kjernebreedet Pu). Mensdetteskjer vil 300 til 400 kg av 233 U vil bli generert i teppet
(som er igjen i saltet eller separert ut og lagret
midlertidig). Dette røffe estimatet av produsert
233
U er basert på et overskudd av omtrent 0.8
nøytroner pr fissil absorbsjon og en antakelse
at halvparten av disse nøytronene blir
absorbert av thoriumet i teppet mens resten
blir tapt til
238 U og andre actinider, salt
elementer, barriere og lekasje.
Trinn 4. Etter omtrent 3 års operasjon,

slå av reaktoren og fjern det gjenværende LEU
fra saltbrenselet med enkel fluorinisering som
kan selges til andre brukere (LWR eller andre
oppstart MSRs). Bruk så all produsert 233U fra
teppet til å restarte reaktoren med rent
bæresalt og la den kjøre i det uendelige på Th –
233 U syklusen. Hvis To-­‐Væske reaktorene bare
trenger 300 til 400 kg av 233 U da kan denne LEU
perioden bli så kort som 1 år. Ideelt burde man
separere ut alle transuranene fra det
opprinnelige LEU brenselssaltet og brenne
disse av i den påfølgende Th – 233 U reaktor.
Design mulighetene til en konverter reaktor
Mens fisjonsprodukt prosessing ikke er
for utfordrende, i hvert fall for To-­‐Væske
designen, betyr det en signifikant kostnad i
utstyr og fra R&D som trengs for å verifisere
prosessen på en kommersiell skala. Enhver
brensel prosessering på stedet eller sentralt må
også bli undersøkt for å sikre mot spredning.
Kun med disse tankene i mente, ORNL utførte
en verdifull studie i å operere en grafitt
moderert Singel Væske design som en enkel
konverter reaktor uten noen brensels-­‐
prosessering med 30 års levetid. Som alle MSR
fisjon produkter og edle metaller vil de bli
fjernet på en passiv måte, men
fisjonsprodukter som danner stabile fluorider
vil ganske enkelt forbli i brenselssaltet i hele
fabrikkens levetid.
Den ”30 Year Once Trough Design”
tillater en stor, lav effekts tetthet kjerne slik at
grafitten vil ha en full 30 års livslengde.
Oppstart for reaktoren på 1000MWe var med
3450 kg av 235U tilsatt som 20% LEU. Sammen
med dette LEU var 110 tonn av thorium til stort
sett forbedre nøytron økonomien i det lange
løp. Resultatet av denne studien var meget
imponerende. Syklusen forblir i denaturert
tillstand og forholdet er i gjennomsnitt 0.8 over
30 år. Mengden uran (30 år, 75% kapasitets
faktor) var bare 1810 tonn, sammenlignet med
6400 tonn for en Once Trough LWR (se Tabell
2). Videre, dersom det gjenværende LEU først
etter 30 år blir reprossesert vil forbruket av
uran ikke bli mer enn 1000 tonn.
Ressursfordelen overfor andre
konverter design er overraskende gitt at
omvendingsforholdet på 0.8 er mindre for LWR
(0.5), PBMR (0.6) eller CANDUs (0.7). Forholdet
tar alikevel ikke med i betraktning den
11
begrensede tiden brenslet er i en konverter
reaktor. Kansje vil en ny term av ”effektiv”
forhold vil være å sammenligne fissilt forbruk
versus nødvendig fissilt tillegg. Med denne
målingen vil de fleste reaktorer i en Once
Trough Cycle ha et effektivt forhold nær null
siden de konsumerer omkring 1000 kg/GWe pr
år men trenger et tillegg på 1000 kg fissilt 235U
pr år. Selv med resirkulert Pu vil de ikke
forbedre seg dramatisk. Den store fordelen for
en omvender MSR er altså at all plutonium som
produseres forblir i kjernen i hele kjernens
levetid.
Når det gjelde langtidsradioaktivitet
kan disse omvender designene fungere svært
bra. Alle transuraniske elementer forblir i
saltsmelta gjennom operasjonen og vil ikke nå
høye konsentrasjoner på grunn av det store
tverrsnittet for fisjon og/eller absorbsjon. På
slutten av 30 års løpet vil det ikke være mer
enn 1000 kg igjen av dette avfallet. Det er
antatt fosiktig å utføre en engangsprosess for å
fjerne disse transuranene for å resirkulere de i
neste kjernesalt. Hvis dette blir gjort og et
typisk tap er antatt å bli på 0.1 %,
representerer ikke dette mer enn 1 kg av TRUs
som blir til avfall i løpet av en kjenekrafts
anleggs levetid, hvilket er en forbedring på
10 000 ganger i forhold til en LWR med once
trough. 30 g pr GWe TRU avfall er til og med
bedre enn enn de fleste rene TH-­‐233U
saltsmeltereaktorer kan klare.
Et annet aspekt ved denne designen
som antakelig er lite kjent, er at en operasjon
som en konverter med 238U tilstede, resulterer
i en klar forbedring av reaktivitets-­‐
koeffisientene. Som tidligere nevnt, nylige
franske arbeider brakte frem i dagslyset at den
overalt globale temperaturkoeffisienten til
ORNL MSBR design er egentlig en lett positiv
+0.6 pcm/K i motsetning til den lille negative
verdien på -­‐2.4 pcm/K som ORNL beregnet.
Det synes som at dette skyldes at tidligere
beregninger ikke tok tilstrekkelig hensyn til
heterogene effekter i sine betraktninger. For
konverter designen thougt ORNL kalulerte en
mye høyere verdi på -­‐7.2pcm/K slik at den
skulle forbli strengt negativ selv med
korreksjoner.
Ved å starte med denne allerede
attraktive konverter reaktor design, kan man
spørre hva er mulige forbedringer? En

forbedring vil være å erstatte grafitt med en
stor tank med salt. Dette vil antakelig kreve
høye fissile oppstarts ladninger og vil
sannsynligvis kreve grafitt liners til å beskytte
de ytre karveggene mot en høy nøytron fluks.
En annen beskjeden endring vil være å gå til en
høyere energitetthet for å oppnå en mindre
kjerne. Dette vil trenge å erstatte grafitten
periodisk, men i det lange løp vil den totale
grafittmengden som brukes være den samme.
Grafittkostnadene til kjernen vil således
blispredt over flere år. Dette vil også i stor grad
begrense den aktive perioden fisjons
produktene befinner seg i kjernen.
Å bruke grafitt pellets er en annen
mulig endring. Dette vil gi en hel rad av
fordeler inkludert muligheten til å gå til høy
krafttetthet og ganske enkelt å bruke
pelletsene syklisk inn og ut i stedet for å stenge
reaktoren for å skifte grafittelementene i
kjernen.
Teknikken ved å bruke en
undermoderert ytre region som foreslått av
ORNL virker bra når nøytronovergangen avtar.
Ved å bruke denne teknikken kan det vise seg å
være optimalt å svitsje selv disse En-­‐Væske
designene til en mer forlenget sylinder, uten å
øke nøytronovergangen dramatisk. Det er
mange fordeler med en lengre tynn kjerne. For
en, topp og bunn hoved rom hvor kjerne
saltene samles er en utfordring å designe og tar
et relativt stort volum av salt. Dette vil bli
minimert i en tynn kjerne. Fabrikasjon av en
lang tynn vegg vil også bli enklere og tillate
fabrikkfremstilling. Til slutt, dette kan
introdusere nye muligheter til in-­‐situ decay
varme management hvis ikke noen del av
grafitt kjernen var for langt unna fra den ytre
karveggen. Decay varme kunne flyte ved
konduksjon gjennom grafitten på en måte lik
TRISO brennstoff fylt PBMR eller en kjerne som
har prismedesign.
Et annet enkelt konsept, men antakelig
av større betydning vil være å utnytte en
alternativ saltbærer i stedet for den vanlige
flibe ( 7 LiF-­‐BeF2). Flibe saltbærer er nøytronisk
overlegent, men den anrikede lithium og
beryllium er dyre, beryllium er giftig og mest av
alt, de leder begge til en signifikant produksjon
av tritium. Håndtering av tritium, som kan
diffundere gjennom varme metallvegger av
varmevekslere har alltid vært en stor del av av
12
ORNLs arbeid på disse systemene. Valget av en
mellomliggende saltkjøler var delvis gjort for å
fange opp tritium og generelt, while not a show
stopper, tritium har alltid vært en kilde til
besvær.
Det er flere salt bærer kandidater som
ikke krever 7 Li eller Be med et åpenbart valg til
å være det første saltet som brukes, NaF-­‐ZrF4-­‐
(U,Th)F4.Andre muligheter inkludererNaF-­‐RbF-­‐
(Th,U)F4 ogNaF-­‐(Th,U)F4. Det har vært mye
nylig eksaminasjon av NaF-­‐ZrF4 som salt bærer i
transuraniske avfallsbrennere. I disse
studiene 13 vardetvanskeligåopprettholde kritikaliteten på grunn av den begrensede
solubility for PuF3. Salt bærere kan typisk bære
10 ganger mer U og/eller Th, det er altså intet
problem å oppnå kritikalitet for en LEU
konverter design. Det er også en høyere
solubility for PuF3 og andre sjeldne jord
trifluorides når UF4 ellerThF4errepresentert 14 ,
noe som er viktig for konverter designer hvor
fisjonsprodukter bygger seg opp med tiden.
I forskjellige studier slik som med NaF-­‐
ZrF4 13 eller LiF-­‐NaF-­‐BeF2 4 ellerLiF NaF-­‐(Th,U)F4 15
er ikke det økende nøytrontapet overdrevet.
Basert på disse studier, de ikke-­‐tritium
produserende salter i en grafitt moderert
design kan forventes å se 2 til 3 ganger tapet av
nøytroner sammenlignet med flibe.
I ORNLs 30 år Once-­‐Trough design,
nøytrontapet til salt var bare 1.53 % så selv om
tapet ble 5 ganger høyere, ville gjennomsnitts
konverter forholdet falle fra 0.8 til omtrent
0.67 og fortsatt trenge mindre enn halvparten
av uranmengden som en LWR ELLER PBMR
trenger i løpet av sine levetider. Med en
kostnad på 100 $ pr kg av naturlig uran, vil de
årlige LEU brensel kostnadene 16
inkludert
anrikning, bare bli 10.5 millioner $ pr GWe pr år
(0.29 % tails, 110$/kgSWU) og selv med en
uranpris på 1000 $ pr kg, bare 58 millioner pr
GWe som er omtrent brenselskostnadene
inkludert fabrikasjon for en LWR.
Slike estimater av nøytrontap og
assosiert utnyttelse av uran er åpenbart bare
grove tilnærminger. Potensialet er synes
åpenbar tenkt for dette under den foretrukne
klassen av Saltsmeltereaktorer. Målet med en
ren Th -­‐ 233 U syklus leder til det ultimate i
ressursutnyttelse, men hvis enklere konverter
designer kan virke vel så bra i andre kategorier
og bli enda bedre i totalkostnader og i

enkelhet, vil det være riktig å ta disse med i
betraktning. Denne forenklede designen kan
også bli betraktet som kun en 1 st generasjon
saltsmeltereaktor som kan bygges og kjøres
raskt og billig. Brensels prosesserings kapasitet
eller enkelt kjerne endringer kan senere bli
gjort om til utelukkende å konsumere thorium.
Igjen vil dette henge på argumentene rundt
“Peak uranium”, men som vist i Tabell 2, selv
med en pris på 5000$/kg uran vil operasjonene
fortsatt bli økonomisk forsvarlig og åpne opp
for muligheten til en virtuelt uendelig tilførsel
av uran fra sjøvann.
Konklusjoner
Forhåpentligvis er det nå tydelig at
Saltsmeltereaktor designer tilbyr stor
fleksibilitet og fordeler i alle prioriteter man må
sette for avanserte reaktorer. Kostnadene til
den tradisjonelle En-­‐Væske designen har blitt
estimert til å være omtrent som for
kostnadene til en LWR 17,18 , slik at den store
forenklingen i design og brensel prosessering
som her er foreslått, innebærer et stort
innsparings-­‐potensial. Når det gjelder
overordnet sikkerhet er Saltsmeltereaktoren
andre reaktor designer fullstendig overlegen og
denaturerte operasjoner kan bli utført hvis
virkelig eller antatt spredning problemstilling
av den rene Th -­‐ 233 U syklus prove intractable.
Design og modelleringsarbeide pågår av
forfatteren og disse presenterte designene og
et stort antall andre gir the versatility til å
adoptere to design hindringer. For eksempel,
hvis en barrierre mellom kjerne og teppe viser
seg å være upraktisk, så er barrierre frie
alternative break even designer, allerede blitt
utviklet.
Mens det i dag er stor manglel på
støtte til forskning fra mange regjeringer og fra
industri, er midlene som trengs til forskning og
utvikling mye mindre enn mange forestiller seg.
Kansje ORNLs største bidrag i denne
sammenheng er deres vilje til full
dokumentasjon av alle aspekter fra deres
arbeider og denne rikdommen av informasjon
er nå tilgjengelig. Mens mangelen på after sales
profitt in therms av fast brensels fabrikasjon
(staver, pellets) kan kreve en annen
forretningsmodell for å tiltrekke seg
næringslivs interesse, den potensielle
belønningen er stor for enhver regjering,
13
næring eller organisasjon som er villig til å ta en
ledende rolle i dette vitale forsøket.
Referanser