Roztavená sůl jaderného reaktoru ( RSF , v angličtině : roztavená sůl reaktor , MSR) je koncept jaderného reaktoru , ve kterém jaderné palivo je v kapalné formě, rozpuštěný v roztavené soli ( 600 až 900 ° C ), které slouží jak pro roli chladicí kapaliny a ochranné bariéry. Reaktor může být moderované s grafitovými ( tepelnými neutrony ) nebo bez moderátoru ( rychlými neutrony ).
Koncept byl studován v laboratoři během 60. let, poté byl v 70. letech opuštěn pro nedostatek finančních prostředků a přes přesvědčivé výsledky. Od roku 2000 byla znovu hodnocena a poté vybrána v rámci mezinárodního fóra Generace IV . V roce 2011 byl předmětem výzkumu s cílem nasazení jako reaktoru čtvrté generace s předpokládaným datem industrializace později než u některých dalších studovaných konceptů. Mnoho návrhů jaderných elektráren je založeno na tomto typu reaktoru, ale bylo vyrobeno několik prototypů a žádný z nich nebyl v provozu od odstavení experimentálního reaktoru na roztavenou sůl v roce 1969. Čína financuje s pomocí Spojených států ambiciózní výzkum program rozvoje této techniky v průmyslovém měřítku. Evropská unie zahájila projekt SAMOFAR ( hodnocení bezpečnosti rychlého reaktoru s roztavenou solí ).
Reaktory na roztavenou sůl se spoléhají na použití roztavené soli , například fluoridu lithného (LiF) a fluoridu berylnatého (BeF 2), sloužící jako chladivo, jako moderátor a jako první izolační bariéra. Reaktor má formu kovové nádoby obsahující sůl při vysoké teplotě (600 až 900 ° C ), ale při okolním tlaku. Jaderná reakce se spouští koncentrací štěpného materiálu v reaktoru nebo průchodem přes grafitový moderátorový blok.
Štěpným palivem může být uran 235 , plutonium nebo uran 233 , které vznikají přeměnou thoria . Reaktor s roztavenou solí může sám zajistit své rozmnožování pomocí úrodné pokrývky obsahující plodný izotop, který má být ozařován. Chemicky tyto sloučeniny soli chloridy se mohou také použít, ale chloru má velkou nevýhodu v tom, produkujících neutronové aktivace z chloru 36 po dobu 301,000 let, což je dlouhým poločasem rozpadu , přičemž fluor nemá tuto nevýhodu.
Existují dvě hlavní skupiny reaktorů s roztavenou solí.
Tato konstrukce využívá jádro složené z moderujícího materiálu , nejčastěji grafitu , propíchnutého několika kanály, ve kterých cirkuluje hořlavá sůl fluoridů. Grafit se volí hlavně pro nízkou absorpci neutronů, odolnost vůči vysokým teplotám a schopnost odolávat korozi solí, aniž by vyžadoval pláště, které by zhoršovaly neutronovou rovnováhu reaktoru.
Reaktor roztavené soli v tepelném spektru kombinovaný s thoriovým palivovým cyklem umožňuje množení, pokud jeho konstrukce minimalizuje úniky neutronů a parazitní neutron zachycuje prvky tvořící sůl (čímž omezuje možné složení), štěpné produkty a protaktinium 233 . To však vyžaduje velmi rychlé zpracování hořlavé soli, aby se z ní extrahovaly štěpné produkty a protaktinium 233, pokud je cílem maximalizovat rychlost šlechtění. Tato poslední volba pak představuje značné riziko šíření jaderných zbraní .
Jednou z hlavních výhod reaktorů s roztavenou solí v tepelném spektru je velmi nízký dosažitelný specifický štěpný inventář (až 1 kg / MWe , téměř třikrát méně než reaktor s tlakovou vodou v uranovém cyklu). Mezi další výhody patří pomalejší dynamika jádra kvůli jejich tepelnému spektru, nízké riziko náhodné kritičnosti kvůli potřebě moderátora učinit systém kritickým a zpětná vazba existujících zkušeností.
Nevýhody zahrnují potenciálně pozitivní koeficient kontrareaktivity moderátoru v určitých konfiguracích, velké objemy ozářeného a kontaminovaného grafitu na konci životnosti reaktoru a krátkou životnost grafitu pod silným zářením neutronů, kterému prochází v srdci.
Americký program prováděný v Národní laboratoři Oak Ridge do poloviny 70. let 20. století vyvinul takové koncepty reaktorů, včetně dvou verzí MSBR ( anglicky : Molten Salt Breeder Reactor ), přičemž jedna omezovala plodné thorium v dece pro maximalizaci chovu a druhá míchání thoria s hořlavou solí pro zjednodušení konstrukce reaktoru.
Reaktory s roztavenou solí mohou být také navrženy jako rychlé neutronové reaktory , solné prvky, které nemají silnou moderátorskou sílu, a moderátor lze vynechat. V tomto případě lze použít jak fluoridové soli, tak chloridové soli, přičemž průřez absorpce chloru se stává tolerovatelným v rychlém neutronovém spektru. Menší průřezy v rychlém spektru také otevírají možnost navrhnout reaktor s roztavenou solí buď jako homogenní externě chlazený reaktor, ve kterém je jádro tvořeno jediným objemem naplněným pouze hořlavou solí (odtud termín „homogenní“), který cirkuluje mimo jádro a prochází tepelnými výměníky , buď jako vnitřně chlazený reaktor, ve kterém k výměně tepla dochází v jádru a ve kterém je hořlavá sůl zadržována v trubkách, které jsou chlazeny cirkulací jiného chladiva (například jiné soli ), který pak vypadá spíše jako reaktor na tuhá paliva. V minulosti bylo také studováno vnitřní chlazení přímým kontaktem, při kterém se kapalina nemísitelná s hořlavou solí zahřívá přímým kontaktem, ale představuje zvláštní technické obtíže, jako je potřeba oddělit chladivo od soli nebo tendenci chladiva k rozpuštění určitých štěpných produktů, a proto ke kontaminaci.
Reaktory roztavené soli s rychlým spektrem těží z výhod rychlých neutronových reaktorů, jako je možnost použití určitého jaderného odpadu jako výchozího paliva ( transuranics , tj. Plutonium , curium , neptunium a americium ), což snižuje nebezpečnost stávajícího jaderného odpadu transmutací to . Ve srovnání s reaktory s tepelným spektrem je neutronová rovnováha méně ovlivněna přítomností štěpných produktů, a proto lze sůl zpracovávat mnohem pomaleji.
Moderní referencí je homogenní nepřímý chladicí reaktor, který je výsledkem výzkumu na LPSC v Grenoblu ( CNRS ) a který se nazývá MSFR ( anglicky : Molten Salt Fast Reactor ), stejně jako ruský koncept s názvem MOSART (Actinide Recycler and Transmuter ) určený pro k transmutaci transuranických prvků. Výkon reaktoru je řízen expanzí soli: od fáze návrhu reaktoru je maximální rychlost definována koncentrací štěpného materiálu a objemem reaktoru. Působením teploty snižuje expanze soli pravděpodobnost štěpení a zpomaluje reaktor až do rovnovážného bodu. Koncept kombinuje reaktor s provozem na zpracování vyhořelého paliva , který je odpovědný za separaci štěpných produktů při jejich výrobě v reaktoru. Průtok přepracování je víceméně rychlý v závislosti na konfiguraci reaktoru, rychlé neutronové reaktory umožňují snížit rychlost sterilních záchytů, a tedy přepracování, řádově 40 l za den pro palivo a 40 l za den plodným krytím.
Výzkum reaktorů s roztavenou solí zahájil ve Spojených státech projekt jaderného pohonu Aircraft Reactor Experiment (ARE), který zkoumá proveditelnost leteckých reaktorů. Tento projekt byl zaměřen na 2,5 MWth reaktor s vysokou hustotou výkonu, aby mohl být použit jako motor v jaderném bombardéru. Z projektu vzniklo několik experimentálních reaktorů, z nichž jeden byl reaktor na roztavenou sůl NaF-ZrF 4-UF 4(53-41−6 mol% ). Moderované z oxidu berylia (BeO), sekundární ochlazování byla také kapalné sodného a teplota srdce byla 860 ° C . V roce 1954 fungovala 221 hodin.
V roce 1960, výzkum roztavených reaktorů sůl vedl především Národní laboratoře Oak Ridge , mnoho prací, vedoucích k „ reaktoru Experimentální roztavených solí “ ( roztavené soli reaktoru experimentu , SERM). SERM byl testovacím reaktorem o tepelném výkonu 7,4 MW pro simulaci neutronu (v epithermálních neutronech) srdce šlechtitele reaktoru na jiskrově bezpečný thorium . MSRE byl kritický v roce 1965 a fungoval čtyři roky. Jeho palivem byla sůl LiF-BeF 2-ZrF 4-UF 4(65-30-5-0.1), byl to pyrolytický grafit střední a jeho sekundární chladivo bylo FLiBe (2LiF-BeF 2). Dosáhla 650 ° C a fungovala po dobu čtyř let s faktorem zatížení 85%, což je výjimečné číslo pro prototyp jaderného reaktoru. Byly provedeny testy s uranem 235 , uranem 233 a plutoniovým palivem smíchaným s uranem 233 . Tento prototyp zejména umožnil ověřit korozní odolnost slitiny Hastelloy- N (70% Ni 16% Mo 7% Cr 5% Fe).
Kapalné palivo 233 UF 4který byl testován, prokázal proveditelnost a vysoce atraktivní povahu jaderného palivového cyklu založeného na thoria, který minimalizuje odpad, přičemž většina produkovaného radioaktivního odpadu má poločas rozpadu kratší než padesát let. Na druhé straně provozní teplota reaktoru kolem 650 ° C umožňuje dobrou tepelnou účinnost dodávaných systémů pro přeměnu energie, například plynových turbín .
Tento výzkum vedl v období 1970-1976 k návrhu MSR, který by používal sůl LiF BeF 2 .- THF 4-UF 4(72-16-12-0.4) jako palivo, moderované grafitem nahrazované každé čtyři roky a s použitím NaF-NaBF 4jako sekundární chladivo, se srdcem teplotě 705 ° C . Tento projekt byl neúspěšný, preferovány byly sodíkem chlazené rychlé reaktory .
Od roku 2000 byla koncepce reaktorů s roztavenou solí znovu hodnocena a poté zachována v rámci Mezinárodního fóra Generace IV, které představuje jednu z možností výzkumu.
Tato technika má významné rozdíly s ostatními jadernými průmysly . A priori snižuje kritiku jaderného sektoru , zejména bezpečnost, náklady, odpad a nízké zásoby paliva. Tyto body však budou muset být potvrzeny současnými projekty , aby bylo možné specifikovat a odůvodnit komerční proveditelnost tohoto typu reaktoru.
Vzhledem k jeho bezpečnosti, která vyžaduje jen málo dalšího vybavení, může být nízká potřeba těžké konstrukce (žádný silný kontejnment, žádná vysokotlaká vana, levné palivo nevyžadující výrobní proces), konstrukce a provoz reaktoru s roztavenou solí velmi ekonomicky výhodné. Na konci roku 2011 společnost Flibe Energy - společnost založená za účelem využití této technologie - tvrdí, že tento typ reaktoru má potenciál vyrábět elektřinu levněji než ten, který vyrábí minerální uhlí, a odhaduje náklady na elektřinu. Z thoria RSF na 30 $ za MWh.
Reaktory s roztavenou solí splňují všechny bezpečnostní požadavky fóra Generace IV . Podle Victora Ignatieva, fyzika z Kurchatovova institutu v Moskvě , „reaktor na roztavenou sol thoria zatrhává všechny políčka kvůli bezpečnostním zárukám“ . Žádný jiný testovaný koncept reaktoru nezaručuje tak vysokou úroveň bezpečnosti. Rizika nehod jsou značně snížena, stejně jako následky. Bezpečnost reaktoru je založena na fyzikálních zákonech (gravitace, vedení tepla) a již ne na zařízeních, která mohou být zničena nebo poškozena.
Nehody na útěku s explozí páry jako v Černobylu jsou v reaktoru s roztavenou solí nemožné. Konstrukce reaktoru brání útěku zajištěním záporného vakua . Absence tlakové vody eliminuje riziko výbuchu plynných par a vodíku. Rovněž je eliminován problém kolísání reaktivity v důsledku moderujícího účinku vody.
V případě nehody mohou být jádra vypuštěna během několika minut. Kolík soli je trvale udržován zmrazený studeným zdrojem; v případě poruchy zařízení se teplo okolní soli rozpustí a sůl poté gravitačně proudí do nádrže navržené tak, aby umožňovalo studené odstavení tepelnou konvekcí. Nehoda tavení paliva jako ve Fukušimě nebo na ostrově Three Mile Island je nemožná. Tento systém také umožňuje restartovat reaktor po opravě zbytku elektrárny.
Soli fluoru jsou chemicky a mechanicky stabilní i přes vysokou teplotu a intenzivní radioaktivitu. Fluoru kombinuje iontů se prakticky všechny štěpné produkty (všechny kromě krypton). Tritia je brom je jod je chlor se astat se radon se krypton se xenon je argon je helium se uhlík se síra je selen , se tellur a polonium tvoří těkavé látky za podmínek, není příliš oxidující roztavené soli. Mohou být odstraněny, aby byly uloženy na bezpečném místě, což prakticky zabrání jakémukoli rozptylu znečištění, i když je kontejnment rozbit. In-line přepracování umožňuje tento odpad trvale odstranit, palivo zůstává relativně čisté. I v případě nehody je disperze do biosféry nepravděpodobná. Soli reagují velmi málo se vzduchem a velmi špatně se rozpouštějí ve vodě , nehrozí riziko nekontrolovatelného požáru jako u sodíkového reaktoru. Ochranná bariéra tvořená solí není ovlivněna možným selháním zbytku rostliny. I v případě záměrného zničení plavidla (bombardování, útok) zůstávají radiologické důsledky velmi omezené a bez srovnání s útokem stejného typu v reaktoru na tuhá paliva.
V jádře není vysokotlaká pára, ale nízkotlaké roztavené soli. Rizika parních výbuchů jsou eliminována a reaktor již nepotřebuje nádobu odolnou vůči tlaku řádově 70 až 150 barů, jako v případě tlakovodních reaktorů. Místo toho je pro udržení roztavených solí dostatečná nízkotlaká nádoba. Odolat teplu a korozi, kov nádrže je exotická niklu na bázi slitin ( Hastelloy N) . (Na rozdíl od všeobecného přesvědčení, korozní není roztavená sůl při vysoké teplotě, ale určité štěpné produkty, jako je telur a selen, které se usazují na kovových stěnách primárního okruhu RSF a způsobují křehkost hranic zrn. ) Množství slitin potřebných pro konstrukci reaktoru se odpovídajícím způsobem sníží, konstrukce je jednodušší a náklady nižší.
RSF je jediný systém, který efektivně využívá jaderný palivový cyklus na bázi thoria. Toto palivo je dostupné v množství 500krát větším než uran 235 z konvenčních zásob. Odhadované zásoby thoria jsou dostatečné k zajištění souhrnné energetické potřeby lidstva s úrovní spotřeby srovnatelné se Spojenými státy po dobu nejméně 500 let . 500 t thoria by stačilo na zásobování USA po dobu jednoho roku. Na Měsíci existují vklady detekované Lunárním prospektorem . Tyto rezervy byly objeveny až po průzkumu, který se výslovně nezaměřoval na thorium, ale na vzácné zeminy, ve kterých je thorium těžebním odpadem.
Rychlá spektra RSF jsou také velmi účinná při používání plutonia a mohla by fungovat jako chovatel U238 / P239. V tomto případě zásoby narůstají na tisíce let právě se zásobami ochuzeného uranu nahromaděnými za posledních 50 let. Mobilizací nekonvenčních zásob (mořský uran) jsou rezervy staré několik milionů let (čtyři miliardy reaktorových let).
Thorium a uranová palivaReaktory s roztavenou solí jsou izo- nebo dokonce šlechtitelské. Úrodná pokrývka obsahuje buď thorium 232 nebo uran 238. Pod vlivem neutronových záchytů uvolňovaných štěpením v aktivní zóně reaktoru se tyto izotopy přeměňují na uran 233 a plutonium 239, štěpné izotopy.
Když thorium 232 zachytí neutron, změní se na thorium 233 ( 233 Th), které se rychle rozpadá na protaktinium ( 233 Pa). 233 Pa se zase rozpadá na uran 233 ( 233 U). Uran 233 je nejvíce radioaktivní izotop uranu (specifická aktivita 3,56 x 10 8 Bq / g , ale nepřichází z reaktoru. Tento uranu 233 , který neexistuje v přírodě, je vynikající štěpitelný izotop . Je jaderné palivo především využívány v tomto cyklu. Po 233 je U bombardován tepelných neutronů, štěpení dochází k 92% času.
Atom uranu 233 může také absorbovat neutron (s pravděpodobností asi 1/7 nebo méně) za vzniku uranu 234 (poloviční radioaktivní). Tento aktivační produkt obecně nakonec absorbuje další neutron, aby se stal štěpitelným uranem 235 , který štěpí za podobných podmínek jako uran 233, a proto přispívá k provozu reaktoru jako jaderného paliva.
Uran 235 se také může (s pravděpodobností asi 1/6) proměnit v uran 236 (poločas rozpadu 23 milionů let), který bude cirkulovat se zbytkem uranu a nakonec absorbovat další neutron. A transformovat jej na uran 237 (poločas 6,75 dne ), poté na neptunium 237 (poločas 2,2 milionu let). Odtamtud mohou další absorpce vést k různým izotopům plutonia a sekundárním aktinidům. Pokud však lze přepracování provést v řadě a kde veškerá produkce aktinidů prochází mezistupněm uranu 235, je produkce těchto vyšších aktinidů mnohem lépe kontrolována než v případě uranu, kde je plutonium nevyhnutelně produkováno uran 238:
Pouze pokud je plutonium také ponecháno v proudu reaktoru, bude i nadále absorbovat neutrony (průřez řádově 300 stodol), přičemž postupně vytvoří všechny izotopy plutonia mezi 238 a 242 (podle stejné reakce jako ty, které se vyskytly v procesu uran-plutonium, který prochází přímo z U238 do Pu239). V této progresi, stejně jako v uranových nebo plutoniových drahách, většina atomů během štěpných fází stále zmizí, plutonium 239 a plutonium 241. Ale zbytek skončí s ještě nižší pravděpodobností, protože izotopy řady menších aktinidů , americium a kurium .
Thoriový palivový cyklus proto kombinuje výhody vnitřní bezpečnosti reaktoru, bohatého dlouhodobého zdroje paliva a absence drahých zařízení na obohacování izotopů jaderného paliva.
Jelikož však přírodní thorium není přirozeně štěpné, ale plodné , bude první spuštění reaktoru typu RSF vyžadovat značné množství uranu 233 (nepřirozený izotop uranu, který je produkován jinými jadernými reaktory).
Scénáře přechoduKe spuštění thorium RSF je potřeba od 1,2 t (pomalé neutrony) do 6 t uranu 233 (rychlé neutrony). Toto palivo je možné vyrábět v konvenčním reaktoru, ale ke spuštění reaktoru lze také použít jaderný odpad (transuran), plutonium 239 nebo uran 235.
Scénář přechodu z flotily lehkovodních jaderných reaktorů na flotilu množivých reaktorů thoria / uranu 233 RSF (roztavené soli) by tedy spočívala ve spalování stávajícího plutonia PWR na matrici thoria („TOX“ palivo) tak, aby vybudovat zásobu uranu 233 pro spuštění RSF. Tento scénář by umožnil masivní produkci U233 bez velkých investic do nových reaktorů a rychlé snížení zásob plutonia. Na oplátku by první rychlé neutronové RSF, které by byly postaveny, dostaly aktinidy a transurany z uranového sektoru, což by snížilo „čistotu“ jejich soli.
Aplikace na flotilu reaktorů na tlakovou vodu ve Francii : Francouzská jaderná flotila postačuje k zahájení jednoho nebo dvou RSF ročně, přechod by trval dvě desetiletí. Reaktory by byly rozmnožovací, řádově 2 až 10% v závislosti na konstrukci. Výroba jaderné elektřiny by pak mohla růst tempem srovnatelným se zvýšením poptávky po elektřině ve Francii.Bylo by také možné vsadit na smíšenou jadernou flotilu. Aby se zabránilo zavádění produktů z uranového sektoru do RSF, je možné vyrábět U233 v rychlých neutronových reaktorech (jejich umístěním do úrodné pokrývky místo U238) a začít s „čistými“ RSF. Tento možný scénář přechodu zahrnuje vybudování flotily rozmnožovacích reaktorů a umožnil by produkci přibližně 200 kg uranu 233 ročně a na reaktor. Tento chovatelský park by měl trojí poslání: vyrábět U233, vyrábět elektřinu a spalovat odpad ze sektoru PWR. Ke spuštění RSF bude tedy zapotřebí šest až dvacet šest let provozu, pro přechod za dvacet let by bylo nutné postavit mezi 30 a 80 rychlými neutronovými reaktory v závislosti na typu dodávaného RSF. Díky potížím s prototypy sodíkových RNR je tento scénář nepravděpodobný, což nutně znamená masivní nasazení této velmi choulostivé technologie.
Forma roztavené soli je vhodná pro přímé zpracování nebo postupné zpracování. K extrakci štěpných produktů není nutné reaktor odstavovat. Využití thoria cyklu produkuje pouze 0,1% vysoce radioaktivního odpadu s dlouhým poločasem produkce lehkovodního reaktoru (řada všech moderních reaktorů ve Spojených státech nebo ve Francii).
Více než 80% štěpných produktů thoria RSF je stabilních za deset let a zbývajících méně než 20% je skutečně Radioaktivních pouze asi 300 let , což značně zjednodušuje problém geologického ukládání a umožňuje skladování až do neutralizace.
Další výhodou RSF je jejich schopnost vypořádat se s nejnebezpečnějším jaderným odpadem. Zavedení jaderného odpadu do rychlých neutronových RSF umožňuje spálit 90% transuranů a 85% aktinidů za 50 let . Flotila rychlých neutronových RSF mohla eliminovat velkou část nejproblematičtějšího jaderného odpadu a zároveň snížit zátěž U233 potřebnou k nastartování reaktorů a zlepšit rychlost rozmnožování (čas zdvojnásobení flotily dělený dvěma během prvních 20 let). Nevýhodou této strategie je, že RSF, které tento odpad přijaly, nikdy nebudou tak „čisté“ jako ty, které začaly na samotném U233.
Síla lehkých nebo těžkovodních jaderných reaktorů je velmi obtížná Modulovat. Umírňující účinek vody snižuje provozní rozsah: zpomalení průtoku může způsobit zastavení reaktoru nebo naopak jeho únik (např. sovětské RBMK ). Tento problém je v RSF potlačen.
Dalším omezením pilotování reaktorů na tuhá paliva je otrava reaktoru xenonem 135 . Tento plyn, který absorbuje neutrony, může skutečně způsobit nestability energie (xenonové oscilace); akumuluje se během poklesů a sekvencí odstavení a za určitou prahovou hodnotou může znemožnit restartování, kdy je nutné několikhodinové odstávky pro jeho eliminaci radioaktivním rozpadem. V RSF jej lze snadno extrahovat, například pomocí oběhového čerpadla. Je proto snazší restartovat reaktor a udržovat stabilní provoz v režimu bez použití regulačních tyčí, které se obvykle používají k vyrovnání účinku ztrát neutronů v důsledku otravy xenonem 135 .
Stabilita vody při vysoké teplotě snižuje užitečnost tepelné zpětné vazby, ve vodním reaktoru je obtížné překročit 400 ° C. Reaktor roztavené soli je horký zdroj při vysoké teplotě, což umožňuje maximálně využít tepelné zpětné vazby. Tyto prvky naznačují, že rozsah modulace výkonu bude větší než u reaktoru na tuhá paliva, konstrukce prototypu musí umožňovat ověření skutečného provozního rozsahu.
Reaktory s roztavenou solí pracují při mnohem vyšších teplotách než lehké vody, v rozmezí 650 ° C v konzervativním provedení, až 950 ° C ve velmi vysokých teplotách (nahrazení molybdenu wolframem ve slitině nádoby, což vede k Ni Slitina W-Cr). Proto jsou pro Braytonův cyklus velmi účinné . Vysoká provozní teplota eliminuje potřebu jiného zdroje chladu než okolního vzduchu: je možné navrhnout reaktor spojený s otevřenou Braytonovou turbínou (podobnou leteckému motoru) s účinností 40%. Tato kapacita by umožnila rozmístit elektrárny kdekoli a bez spotřeby vody. Tato lepší účinnost přeměny tepelné energie na elektřinu ve srovnání se současnými elektrárnami je jedním z cílů reaktorů generace IV .
Vysoké teploty by mohly být použity k výrobě syntetického paliva pro dopravu, zemědělství a průmysl.
Kontinuální přepracování umožňuje reaktoru s roztavenou solí použít více než 99% svého jaderného paliva, což je mnohem efektivnější než to, co se získá jinými procesy. Pro srovnání, lehkovodní reaktory spotřebovávají v otevřeném cyklu pouze asi 2% svého paliva. Ani rychlý neutronový reaktor typu Superphénix nemůže skutečně využívat více než 50% svého jaderného paliva; protože štěpné produkty nelze odtahovat nepřetržitě, musí být palivo příliš bohaté na odpad nahrazeno novým palivem.
Reaktor na roztavenou sůl může pracovat v malých i velkých velikostech, takže výrobní závod může mít snadno několik malých reaktorů (např. 100 MWe ), což je například vhodné pro země se slabými elektrickými sítěmi.
Alvin Weinberg z Národní laboratoře v Oak Ridge zjistil, že malé pomocné chemické zařízení může poskytnout nezbytné přepracování pro velký reaktor s výkonem 1 GW : je třeba přepracovat veškerou sůl, ale pouze každých deset dní. V konstrukci rychlých neutronů je riziko sterilních záchytů nižší a přepracování každých šest měsíců je dostatečné. Bilance odpadu takového reaktoru je proto mnohem méně těžká než u konvenčního lehkovodního reaktoru, který přenáší celá jádra do recyklačních zařízení. Kromě toho vše zůstává na místě v závodě kromě paliva a odpadu.
Použitý proces přepracování je následující:
Jedná se o přibližně 800 kg odpadu ročně a pro reaktor s výkonem jeden gigawatt, což znamená poměrně malé množství zařízení. Transuranové soli s dlouhým poločasem rozpadu mohou být odděleny nebo znovu vstřikovány do reaktoru a sloužit jako palivo.
Fáze 1 byla testována v reaktoru Oak Ridge , fáze 2 a 3 jsou studovány ve Francii ( LPSC Grenoble), v Rusku a v Institutu pro transuranové prvky (en) (EU).
Navzdory všem možným a prokázaným výhodám jaderných reaktorů s roztavenou solí je třeba vyjasnit některé teoretické, experimentální, regulační nebo proveditelné prvky, abychom se dostali do průmyslového měřítka:
Probíhá několik projektů na vývoj reaktorů s roztavenou solí. I když v tom neexistují žádné velké technické překážky a prototyp Oak Ridge si vedl pozoruhodně dobře, žádný prototyp nemůže fungovat jako zárodek pro rozsáhlé nasazení.
Při výrobě energie se roztavené soli dusičnanu sodného a draselného používají jako teplonosná kapalina pro solární elektrárny koncentrátorů.