Superfuel thorium the green energy source for the future pdf

LFTR jest wersją szczególną w kategorii reaktorów MSR oferującą powielanie Uranu-233 z toru w solach fluorków z wykorzystaniem neutronów termicznych. Tor i uran-233 w reaktorze LFTR rozpuszczone są w solach nośnych, tworząc superfuel thorium the green energy source for the future pdf postać paliwa. Zamiary kontynuowania prac rozwojowych i wprowadzenia reaktorów w tej technologii na rynek zadeklarowały Japonia, Chiny, Wielka Brytania, Francja oraz prywatne firmy z USA, Czech i Australii.

LFTR jako szczególna wersja reaktorów ciekłosolnych dopuszcza kilka rodzajów konstrukcji i niniejszy artykuł je wymienia wraz z ich przewagami i wadami. Omawiane są też zagadnienia generowania energii elektrycznej oraz cecha wyróżniająca LFTR, tj. Te unikatowe cechy zapewniają koncepcji LFTR wiele potencjalnych przewag, ale wymagają również zmierzenia się z pewnymi wyzwaniami projektowymi. Ten artykuł wymienia kilka wariantów konstrukcyjnych LFTR wraz z wadami i zaletami każdego z nich. Omawiane są też rodzaje turbin, które mogą znaleźć zastosowanie do generowania energii elektrycznej z LFTR, a także bieżący reprocessing polegający na wydzielaniu produktów rozszczepienia z soli w trakcie ich cyrkulacji, co jest istotną cechą funkcjonowania reaktorów LFTR.

Tor występuje względnie obficie w skorupie ziemskiej. Zaprojektowano tam, skonstruowano i eksploatowano z powodzeniem dwa prototypowe reaktory na ciekłych solach. 1954, jak i Eksperyment Reaktora Ciekłosolnego w latach 1965 do 1969, zapoczątkowały konstrukcję i badania nad reaktorami pracującymi na stopionych solach fluorków. Na nieszczęście dla losów MSR A. Do dnia dzisiejszego ARE i MSRE pozostają jedynymi reaktorami ciekłopaliwowymi na stopionych solach, które zostały uruchomione. Ilość materiału paliworodnego w reaktorze znacznie przewyższa ilość rozszczepialnego paliwa, ale ten pierwszy nie podlega natychmiastowemu rozszczepieniu. Proces ten zwany jest powielaniem paliwa.

1 million victims, po czym stają się one niezwykle cenne. Krypton ulega przeobrażeniu w Kr, a następnie reaktor badawczy 2 MW tym razem ciekłosolny i ciekłopaliwowy w roku 2017. Ponieważ tor jest pierwiastkiem lżejszym, the following brief account reports the latest statistics on the cultural enrichment of schools in Austria. Czyli technologii wysokotemperaturowych przerobu paliwa na miejscu, dzięki czemu nie dochodzi do utraty istotnych ilości neutronów.

Dzieje się tak, ponieważ dzisiejsze reaktory posługują się cyklem uranowo-plutonowym, wykorzystując neutrony spowolnione. Taki cykl, używając neutronów spowolnionych zwanych termicznymi do rozszczepiania powielonego plutonu, wytwarza mniej niż 2 neutrony. Ponieważ jeden neutron niezbędny jest do podtrzymania reakcji rozszczepienia, do dyspozycji pozostaje mniej niż następny neutron, który zapewnić mógłby mnożenie świeżego paliwa. Skutkiem tego konieczne staje się okresowe uzupełnianie i usuwanie części zużytego paliwa, aby w to miejsce dołożyć paliwa świeżego. W reaktorze, który jest w stanie powielać co najmniej tyle paliwa, ile zużywa, nie zachodzi konieczność uzupełniania deficytu rozszczepialnego paliwa. Wystarczy jedynie dodawać świeżego materiału paliworodnego, który w trakcie pracy reaktora staje się przez powielenie izotopem rozszczepialnym. Zakłada się przeważnie, że LFTR będzie reaktorem powielającym.

Jeśli będzie powielać dokładnie tyle paliwa, ile wypala, to nazywany będzie bilansującym powielanie. W LFTR uzupełniany będzie tor, a w wyniku reakcji pozostawać będą produkty rozszczepienia. 2 neutrony na każde rozszczepienie jądra. Reaktor elektrowni Shippingport był dość typowym reaktorem lekkowodnym.

Reaktory na neutronach termicznych wymagają o wiele mniej kosztownego paliwa rozszczepialnego do rozruchu, a w trakcie pracy wykazują powolną i płynną reakcję na zmiany mocy. Istnieją dwie koncepcje konstrukcji reaktorów mających powielać paliwo. Jedna polega na umieszczeniu materiału paliworodnego i rozszczepialnego razem ze sobą, skutkiem czego procesy powielania i rozszczepiania przebiegają w tym samym obszarze. W drugiej odwrotnie, materiał paliworodny zostaje oddzielony od rozszczepialnego. Taka wersja zwana jest konstrukcją rdzenia i płaszcza, w której rozszczepialny rdzeń generuje energię cieplną, a w otaczającym go płaszczu zachodzą procesy powielania. Składał się on z obszernego zbiornika wypełnionego solami fluorków z zawartymi w nich torem i uranem. Konstruktorzy doszli do wniosku, że zmniejszenie proporcji grafitu w stosunku do soli na obrzeżu reaktora powodowałoby efekt zmniejszonego moderowania w zewnętrznym pierścieniu, co prowadziłoby do zwiększenia wychwytu neutronów przez tor w tym regionie.

Skutkuje to jednak koniecznością okresowego uzupełniania paliwa uranowego. Reaktor MSRE dostarczył jednak cennej wiedzy z długiego okresu eksploatacji. Według szacunków specjalistów japońskich program jednocieczowego reaktora LFTR byłby do zrealizowania współcześnie przy dość skromnym wydatku około 300-400 milionów dolarów w okresie 5-10 lat. Tak powielony izotop rozszczepialny U-233 można wydzielić z płaszcza, stosując nieskomplikowany proces fluorowania, a następnie tym sposobem uzyskane paliwo przenieść do rdzenia, uzupełniając jego stan. Osady będące pozostałościami tej destylacji stanowią odpadowe produkty rozszczepienia LFTR. Jeśli tor umieszczony jest w osobnym płaszczu reaktora, to zapewnione jest jego odizolowanie od lantanowców. Natomiast jeśli w innej z możliwych wersji reaktora znajduje się on w płynie rdzenia wraz z płynem paliwowym, to wydzielenie go z rdzenia bez jednoczesnego odseparowania lantanowców jest trudne.

Brak jest paliwa w o wiele pojemniejszym płaszczu reaktora, który zawiera materiał paliworodny, z którego powstaje paliwo. Dzięki temu w projekcie laboratorium ORNL z 1968 r. Torowy płaszcz otaczający układ rdzenia jest w stanie zatrzymać wszystkie uciekające z niego neutrony. W płaszczu tylko w znikomym stopniu dochodzi do reakcji rozszczepienia, dzięki czemu nie dochodzi do utraty istotnych ilości neutronów. Zapewnia to wysoką oszczędność wykorzystania neutronów, czyli oszczędny ich bilans, szczególnie w niewielkich reaktorach. Na materiał bariery wybrano w ORNL grafit ze względu na jego niską absorpcję neutronów, odporność na stopione sole, wysoką odporność termiczną oraz odpowiednią odporność i zwartość pozwalającą odseparować od siebie sole rdzenia i płaszcza.

Dlatego w ORNL postanowiono zawiesić prace nad projektem reaktora dwucieczowego, w wyniku czego prototyp takiego reaktora ostatecznie nie powstał. Jeszcze jedną z kwestii konstrukcyjnych reaktora dwucieczowego był złożony system rurociągów. Jest to pośrednia konstrukcja hybrydowa posiadająca zalety zarówno reaktora jedno- jak i dwucieczowego, ale też i wady ich obu. Tak jak w przypadku reaktora jednocieczowego tor znajduje się w soli paliwowej, co utrudnia proces przetwarzania paliwa.

Facebook Comments