Существующие проекты

Существующие проекты представляют из себя гомогенные реакторы (в том числе, на быстрых нейтронах), работающие на смеси расплавов фторидов Li — лития, Be — бериллия, Zr — циркония, U — урана.

Достоинства

1. Низкое давление в корпусе реактора (0,1 атм) — позволяет использовать очень дешёвый корпус, при этом исключается целый класс аварий с разрывом корпуса и трубопроводов 1-го контура.

2. Высокие температуры 1-го контура — выше 700 °C, (а в реакторах сверхвысокой температуры выше 1400) и, как следствие, высокий термодинамический КПД (до 44 % для MSBR-1000), что позволяет использовать обычные турбины от тепловых электростанций.

3. Возможно организовать непрерывную замену горючего, без остановки реактора - вывод продуктов деления из 1-го контура и его подпитку свежим топливом.

4. Меньший радиоактивный износ материалов конструкции по сравнению с водо-водяными реакторами.

5. Высокая топливная эффективность.

6. Возможность построить реактор-размножитель или конвертер.

7. Возможность использования ториевых топливных циклов, что значительно расширяет и удешевляет топливный цикл.

8. Фториды металлов, в отличие от жидкого натрия, практически не взаимодействуют с водой и не горят, что исключает целый класс аварий, возможных для жидкометалических реакторов с натриевым теплоносителем.

9. Возможность вывода ксенона (для исключения отравления реактора) простой продувкой теплоносителя гелием в ГЦН. Как следствие — возможность работать в режимах с постоянным изменением мощности.

Недостатки

1. Необходимость организовывать переработку топлива на АЭС.

2. Более высокая коррозия от расплава солей.

3. Более высокие дозовые затраты при проведении ремонта 1-го контура по сравнению с ВВЭР

4. Низкий коэффициент воспроизводства (КВ ~ 1,06 для MSBR-1000) по сравнению с жидкометалическими реакторами с натриевым теплоносителем (КВ ~ 1,6 для БН-600, БН-800)

5. Значительно большие (в 2—3 раза) по сравнению с водо-водяными реакторами выбросы трития, с которыми можно бороться подбором конструкционных материалов трубопроводов 1-го контура.

6. Отсутствие конструкционных материалов.

Проекты жидкосолевых реакторов

• Aircraft Reactor Experiment, ARE, 3 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — построен 1954 г., работал 9 дней.

• Molten-Salt Reactor Experiment, MSRE, 8 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем, работал 25 000 часов.

• Molthen-Salt Breeder Reactor, MSBR-1000, 1000 МВт, Окриджская Национальная Лаборатория (ORNL) США — уран-ториевый реактор-размножитель на тепловых нейтронах с графитовым замедлителем и отражателем. Развитие MSRE — проект коммерческого реактора. Экономическая эффективность примерно соответствует водо-водяным реакторам. Может работать как в режиме конвертера, так и реактора-размножителя.

• Denatured Molten-Salt Reactor (with once-through fueling), DMSR-1000, Окриджская Национальная Лаборатория. Проект не был осуществлён^[1].

Литература

• В.Л .Блинкин, В.М. Новиков Жидкосолевые ядерные реакторы. — М.: Атомиздат, 1978.

• Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И., Чередников В.Н. Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы, Энергоатомиздат, М., 1990

По роду замедлителя

• С (графит, см. Графито-газовый реактор, Графито-водный реактор)

• H₂O (вода, см. Легководный реактор, Водо-водяной реактор, ВВЭР)

• D₂O (тяжёлая вода, см. Тяжеловодный ядерный реактор, CANDU)

• Be, BeO

• Гидриды металлов

• Без замедлителя (см. Реактор на быстрых нейтронах)

По конструкции

• Корпусные реакторы

• Канальные реакторы

По способу генерации пара

• Реактор с внешним парогенератором (См. Водо-водяной реактор, ВВЭР)

• Кипящий реактор

Классификация МАГАТЭ

• PWR (pressurized water reactors) — водо-водяной реактор (реактор с водой под давлением);

• BWR (boiling water reactor) — кипящий реактор;

• FBR (fast breeder reactor) — реактор-размножитель на быстрых нейтронах;

• GCR (gas-cooled reactor) — газоохлаждаемый реактор;

• LWGR (light water graphite reactor) — графито-водный реактор

• PHWR (pressurised heavy water reactor) — тяжеловодный реактор

Наиболее распространёнными в мире являются водо-водяные (около 62 %) и кипящие (20 %) реакторы.