Saltsmeltereaktoren: En ny begynnelse for en gammel idé

Transkript

1 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 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 UF 4 og det fertile ThF 4 ( 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 1

2 og\eller fertile elementer som UF 4, PuF 4 og\eller ThF 4 er kombinert med saltbærere til 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 UF 4 og de fertile ThF 4. 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 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 BeF 2 (Beryllium og Fluor) som kalles flibe. Blandinger opptil 14 % av ThF 4 og\eller UF 4 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 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- 2

3 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 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 ThF 4. 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 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 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 ZrF 4 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 ThF 4 som fungerte som et saltteppe. 7 LiBeF 2 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. 3

4 Figur 1. Skjematisk fremstilling av ORNLs to region konsept fra 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 UF 4 og et separat saltteppe for det fertile ThF 4. 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. 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 tallet. 4

5 Også gjennom hele ti- året 1960 ble den høyst vellykkede testreaktoren, the Molten Salt Reactor Experiment, konstruert og var operativ. Den var en 8 MW th (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 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 treff. Figur tallets En- Væske, grafitt moderert Saltsmelte breeding reaktor. Breeding forholdet 5

6 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 PuF 3 er mye mindre løsbar i de fleste saltbærere sammenlignet med UF 4 eller ThF 4. Å opprettholde kritikalitet på kun TRUs er en utfordring. Saltbæreren NaF 7 LiF BeF 2 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)F 4 brenselsalt som kjerne omgitt av et radialt teppe av 7 LiF- ThF 4. 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 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 6

7 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 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 UF 4. 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 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 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 7

8 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 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 UF 4 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 8

9 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 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 60cm teppe som tillater betydelig 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 til Hvis vi tar 91cm som eksempel vil dette tilsvare en 70cm vid sylinder. En beskjeden 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 syklus gir 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 9

10 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 BeF 2 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 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 design eller denaturert break even 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 ThF 4 som inneholder teppe salt, 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). Mens dette skjer 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, 10

11 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 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 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 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 11

12 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- BeF 2 ). 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 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- ZrF 4 - (U,Th)F 4.Andre muligheter inkluderernaf- RbF- (Th,U)F 4 og NaF- (Th,U)F 4. Det har vært mye nylig eksaminasjon av NaF- ZrF 4 som salt bærer i transuraniske avfallsbrennere. I disse studiene 13 var det vanskelig å opprettholde kritikaliteten på grunn av den begrensede solubility for PuF 3. 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 PuF 3 og andre sjeldne jord trifluorides når UF 4 ellerthf 4 er representert 14, noe som er viktig for konverter designer hvor fisjonsprodukter bygger seg opp med tiden. I forskjellige studier slik som med NaF- 13 ZrF 4 eller LiF- NaF- BeF ellerlif NaF- (Th,U)F 4 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 GW e pr år (0.29 % tails, 110$/kgSWU) og selv med en uranpris på 1000 $ pr kg, bare 58 millioner pr GW e 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 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 12

13 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. næring eller organisasjon som er villig til å ta en ledende rolle i dette vitale forsøket. Referanser 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 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

14 14