Zakasneli nevtroni v reaktorjih s tekočim gorivom

Transcription

1 Seminar Zakasneli nevtroni v reaktorjih s tekočim gorivom Avtor: Janez Kokalj januar, 2015 Mentor: Dr. Luka Snoj Povzetek Četrta generacija jedrskih reaktorjev, kamor spadajo tudi reaktorji na staljeno sol, so ena izmed rešitev za povečanje porabe električne energije, ki obenem zagotavlja veliko varnost okolju in prebivalcem. Specifičen problem teh reaktorjev je premikanje goriva in posledično premikanje kraja nastanka zakasnelih nevtronov. V seminarju je predstavljena njihova razporeditev po primarnem krogu ter spremembe v fizikalnih parametrih reaktorja, kot je efektivni delež zakasnelih nevtronov ter efektivni pomnoževalni faktor.

2 Vsebina 1 Uvod 1 2 Cepitev in produkti cepitve 1 3 Kinetika reaktorja in pomembnost zakasnelih nevtronov 2 4 Reaktorji na staljeno sol 4 5 Zakasneli nevtroni v reaktorjih s tekočim gorivom 6 6 Zaključek 10 1 Uvod Potrebe po energiji v svetu so vsak dan večje. Eden izmed nizkoogljičnih virov električne energije je tudi jedrska energija. Zahteve po čim varnejših, obenem pa tudi s stališča porabe jedrskega goriva varčnih elektrarnah so pripeljale do novih konceptov jedrskih elektrarn. Imenujemo jih četrta generacija. Eden izmed teh konceptov je so tudi reaktorji na tekoče gorivo [1]. Tekoče gorivo je lahko v različnih oblikah [2], lahko je raztopljeno v vodi ali v obliki suspenzije. Najbolj perspektivno je v obliki staljene soli, tako imenovani reaktorji na staljeno sol - MSR (ang.: Molten salt reactor). V seminarju se bom osredotočil na ta tip reaktorjev in predvsem na njihovo posebnost v primerjavi z ostalimi reaktorji, kjer je gorivo fiksno v reaktorski sredici: premikanje prednikov zakasnelih nevtronov po reaktorju in nastajanje zakasnelih nevtronov izven reaktorske sredice ter vpliv tega pojava na fizikalne parametre reaktorja, to so pomnoževalni faktor oz. reaktivnost ter efektivni delež zakasnelih nevtronov. 2 Cepitev in produkti cepitve Energija v jedrskih reaktorjih se sprošča pri cepitvi jeder. Najlažji način za vzbuditev cepitve je z nevtroni, ki imajo precej večji presek za cepitev precej večji kot na primer žarki gama, obenem pa doprinesejo tudi vezavno energijo in s tem potrebujejo manj kinetične energije. Pri jedrih 235 U in 239 P u lahko cepitve sprožijo že termični nevtroni. Pri cepitvi nastaneta dva, v redkih primerih tudi več težjih delcev, nekaj nevtronov, nevtrino in žarkov gama. Pogosto so cepitveni produkti radioaktivni ali vzbujeni in razpadajo še naprej. Število radioaktivnih jeder se s časom zmanjšuje eksponentno. N(t) = N(0)e λt, (1) kjer je N(0) začetno število delcev in λ razpadna konstanta. Vsi nevtroni ne nastanejo hipoma pri cepitvi. Del jih nastane takoj in jih poimenujemo takojšni ali promptni nevtroni. Manjši del pa jih nastane kasneje pri razpadih beta nekaterih cepitvenih produktov in jih imenujemo zakasneli nevtroni. Število nevtronov, sproščenih ob cepitvi, ν je odvisno od snovi in od energije vpadnega nevtrona. Delež zakasnelih nevtronov označimo z β. Pri cepitvi nastane okoli 2,5-3 nevtronov, medtem ko je delež zakasnelih nevtronov za 235 U 0,0065 in za 239 P u 0,0021. Zakasneli nevtroni 1

3 nastajajo iz prednikov zakasnelih nevtronov. Teh je več kot petdeset, izkazalo pa se je, da jih lahko za potrebe računanja razdelimo v 6 skupin, s čimer pri preračunih ne naredimo večje napake. Številsko gostoto prednikov označimo s C, delež iz posamezne skupine pa je enak β i. Skupni delež vseh zakasnelih nevtronov je β = β i. Samovzdrževana verižna reakcija cepitve jeder je mogoča, če je sistem kritičen oziroma če se na vsako cepitev en nastali nevtron porabiti za novo cepitev. Poleg fisije se nevtroni porabijo še pri zajetju v jedrih ali pobegnejo iz reaktorja. Presek za reakcijo je odvisen od nuklida in od energije vpadnih nevtronov. Nevtroni, nastali pri cepitvi, se rodijo z energijo nekaj MeV. Presek pri teh energijah za fisijo je precej manjši kot pri termičnih energijah (0,025 ev). Da povečamo možnost za fisijo, je potrebno nevtrone upočasniti. Nevtroni se upočasnijo s sipanjem na jedrih. Material, ki ga uporabljamo v ta namen, imenujemo moderator. skupina razpadni čas [s] delež zakasnelih nevtronov [%] 1 55,72 0, ,72 0, ,22 0, ,30 0, ,610 0, ,230 0,0273 Tabela 1: Tabela deležev zakasnelih nevtronov po posameznih skupinah za 235 U. [12] 3 Kinetika reaktorja in pomembnost zakasnelih nevtronov Takojšnji nevtroni se rodijo v času s od zajetja nevtrona. V naslednji mikrosekundi se upočasnijo - termalizirajo in se nato v času 10 4 s absorbirajo ali pobegnejo. Zakasneli nevtroni se bistveno razlikujejo po daljšem času od zajetja nevtrona do rojstva novega nevtrona. Ta je lahko več sekund. Povprečen življenjski čas nevtrona l lahko zapišemo kot vsoto obeh prispevkov (življenjski čas takojšnjih nevtronov l t in zakasnelih l z ) l = (1 β) lt + β l z (2) Povprečni življenjski čas se v primeru prisotnosti zakasnelih nevtronov podaljša z 10 4 s na približno 0, 008s. Populacijo nevtronov in spremembe števila nevtronov v reaktorju lahko popišemo z enačbami N = k N N (3) N(t) = e t τ (4) N je število nevtronov, k je pomnoževalni faktor, ki nam pove razmerje med številom nevtronov v dveh zaporednih generacijah in τ je perioda reaktorja oziroma čas, ko se moč reaktorja poveča za faktor e. τ = k 1 l (5) 2

4 Spremembo pomnoževalnega faktorja lahko opišemo z reaktivnostjo ρ ρ = k 1 k (6) V kolikor se število nevtronov povečuje, je k večji od 1 in ρ večji od 0. Če se število nevtronov zmanjšuje, je k manjši od 1 in ρ manjši od 0, če pa se število nevtronov ohranja, imamo kritični reaktor in je k enak 1 in ρ enak 0. Moč je sorazmerna številu nevtronov in se v tem primeru ne spreminja. Kljub majhnemu deležu so zakasneli nevtroni v reaktorju zelo pomembni za dovolj počasen odziv, ki ga lahko nadzorujemo. V primeru, da je reaktor nadkritičen samo s takojšnimi nevtroni, se moč povečuje eksponentno z zelo kratko periodo, tipično manj kot sekundo, kar lahko privede do nenadnega povečanja moči in posledično tudi poškodb reaktorja. Izjema so nekateri reaktorji, kot npr. TRIGA, kjer je reaktor zgrajen tako, da pri t.i. pulznem obratovanju moč ne more preseči določene meje in tako ne pride do poškodb goriva. Zaradi zakasnelih nevtronov pa je reaktor samo s takojšnimi nevtroni lahko podkritičen, po določenem času pa pridejo še zakasneli nevtroni, kar povzroči vzdrževanje verižne reakcije. Tudi v tem primeru lahko moč narašča eksponentno, vendar s precej daljšo periodo (več minut). Za primer, če v reaktor vstavimo tipično reaktivnost 200 pcm, bi bila perioda reaktorja samo s takojšnimi nevtroni 0, 5s, skupaj z zakasnelimi pa 410s. Manjši delež zakasnelih nevtronov naredi upravljanje reaktorja zahtevnejše. Delež zakasnelih nevtronov je odvisen od izotopa. izotop delež zakasnelih nevtronov [%] 233 U 0, U 0, U 1, P u 0,21 Tabela 2: Tabela deležev zakasnelih nevtronov po posameznih cepljivih izotopih. [12] Izotopska sestava goriva se tekom obratovanja reaktorja spreminja. Zgoreva 235 U, z zajetjem nevtrona pa iz 238 U nastaja 239 P u U n U β ,5min 93 β Np 239 2,36dni 94 P u (7) Zato se tudi delež zakasnelih nevtronov tekom obratovanja spreminja. V Jedrski elektrarni Krško se na začetku cikla več kot 90% cepitev zgodi na jedrih 235 U, medtem ko se na koncu cikla približno polovico energije pridobi iz 239 P u. Zakasneli nevtroni se rodijo pri nižjih energijah kot takojšni. Medtem ko imajo takojšni povprečno začetno energijo okoli 2 MeV, je povprečna začetna energija zakasnelih nevtronov 0,5 MeV. To prinaša dve pomembni razliki. Zaradi nižje začetne energije ima manjšo možnost zajetja pri visokih energijah in se prej upočasni. Prav tako je zaradi nižje energije manjša pot, ki jo nevtron prepotuje, in posledično je manjša verjetnost za pobeg iz reaktorja. To je še posebej pomembno pri majhnih reaktorjih kot je TRIGA. Definiramo efektivni delež zakasnelih nevtronov β eff kot razmerje med deležem nevtronov, ki so bili rojeni kot zakasneli, in so povzročili cepitev ter deležem vseh nevtronov, ki so povzročili cepitev. Definicijo lahko zapišemo tudi v obliki enačbe. 3

5 β eff = 6 i=1 ν d,n Φ (r, E)χ i,n (E, Σ f (r, E )Φ(r, E ) E E r Φ (r, E)χ(E) ν(e )Σ f (r, E )Φ(r, E (8) ) E E r Kjer je Φ adjungiran fluks, ν d,i število nastalih zakasnelih nevtronov i-te skupine zakasnelih nevtronov, χ d,i spekter zakasnelih nevtronov i-te skupine zakasnelih nevtronov, ν število nastalih nevtronov na cepitev in Σ f fisijski makroskopski presek. Podrobneje enačbe ne bomo analizirali, saj presega nivo tega seminarja. Efektivni delež zakasnelih nevtronov je odvisen od geometrije reaktorja. Za manjše sredice je β eff večji. Odvisen je tudi od povprečne energije nevtrona, ki povzroči fisijo. V primeru, da se gorivo premika, moramo upoštevati tudi spremembo pozicije med mestom, kjer se zgodi fisija in mestom, kjer se rodi zakasnel nevtron. [5] 4 Reaktorji na staljeno sol Reaktor na staljeno sol (MSR) je eden bolj obetajočih reaktorjev za transmutacijo težkih aktinidov in eden izmed reaktorjev četrte generacije, ki so trenutno v fazi raziskovanja in naj bi bili pripravljeni za komercialno uporabo okoli leta Razvoj MSR sega v obdobje po drugi svetovni vojni. V ZDA so v Oak Ridge National Laboratory leta 1965 zagnali prvi 8 MWt prototip reaktorja na staljeno sol MSRE. Deloval je štiri leta, do leta V prvem ciklu do leta 1968 je reaktor obratoval s 33 % obogatenim 235 U, raztopljenim v raztaljenem litijevem, berilijevem in cirkonijevem fluoridu pri temperaturah 600 do 700 C. Goriva je bilo okoli odstotek celotne mešanice, ki je bila pri normalnem tlaku. V drugem ciklu je reaktor kot prvi na svetu deloval na 233 U. Raziskave pa se sedaj spet prebujajo. [7] Glavni cilji novega tipa reaktorja so izboljšanje varnost, preprečevanje zlorabe jedrskega materiala v nemiroljubne namene ter zmanjševanje količine jedrskih odpadkov in porabljenega jedrskega goriva. [6] Tekom obratovanja se namreč lahko kontinuirano odstranjujejo fisijski produkti, ki sicer absorbirajo nevtrone. Na ta način se lahko doseže boljša zgorelost goriva (proizvedena energija na enoto mase goriva) ter se posledično porabi manj jedrskega gorivo. V reaktorju poteka transmutacija dolgoživih manjšinskih (minor actinides) aktinidov (kot npr. neptunij, americij in kirij), kar pomeni manjšo količino dolgoživih visokoradioaktivnih jedrskih odpadkov. Reaktor je tipično zgrajen iz reaktorske posode, v kateri je gorivo, hladilo in moderator. Jedrsko gorivo (UF 4 ) je v reaktorju raztopljeno v staljeni soli (litijev ali berilijev fluorid). Fluor ima namreč samo en stabilen izotop, prav tako pa ima majhen presek za aktivacijo in je zato odličen za uporabo v jedrskem reaktorju. Moderator je pogosto grafit v obliki majhnih cevk, skozi katere teče gorivo. S tem se v sredici nevtroni upočasnijo in povzročijo nove reakcije. Staljena sol služi tudi kot hladilo in kroži skupaj z raztaljenim gorivom po primarnem krogu skozi sredico in skozi izmenjevalnik toplote. V sredici sproščeno toploto hladilo pomešano z gorivom prenese do toplotnega prenosnika, ki se nahaja izven sredice. 4

6 Slika 1: Skica reaktorja na tekoče gorivo z najpomembnejšimi komponentami. [6] Reaktorji s tekočim gorivom imajo kar nekaj prednosti. So inherentno in pasivno varni. Nizek tlak v primarnem sistemu poenostavi zgradbo, saj ne potrebujemo tako debele reaktorske posode in primarnega kroga, v primeru puščanja pa sol le izteka in ne pride do uparjanja ali parne eksplozije. Sol je kemijsko stabilna, v primeru nezgode ne nastaja vodik (kot npr. pri reakciji vode s cirkonijem pri temperaturah nad 1000 C), radioaktivni produkti (npr. jod in cezij) se odlično vežejo v soli in v primeru nezgode ne pride do njihovih izpustov v okolje. Reaktivnostni koeficienti so negativni, ob vstavitvi reaktivnosti se moč zaradi povratnih efektov nekje ustali. Ker je gorivo že tekoče, ne more priti do taljenja sredice. Ker je gorivo v tekoči obliki, ga lahko v primeru nezgode preprosto zlijemo v za to pripravljene tanke. [8] MSR omogočajo približno petkrat večjo gostoto moči (do 500 kw/l) kot današnje tlačnovodne jedrske elektrarne. Ker sta gorivo in hladilo zmešana, prenos toplote med njima ni problematičen kot npr. v tlačnovodnih reaktorjih. Pri reaktorjih s tekočim gorivom lahko dodajamo gorivo med obratovanjem in odstranjujemo ksenon in samarij, ki sta velika absorberja nevtronov (pri termičnih energijah imata presek za zajetje nevtrona 10 6 b in 10 4 b, za primerjavo 235 U ima presek 684b, kjer je b=10 24 cm 2 ). S tem tudi zmanjšamo količino odpadkov oziroma jih predelamo. Lahko celo predelujemo odpadke iz današnjih reaktorjev. Nadzorovanje reaktivnosti dosežemo s spreminjanjem gostote in koncentracije goriva in moderatorja. Ker za hladilo ne uporabljamo vode, ampak sol, lahko dosežemo precej višje temperature (okoli 700 C, saj imajo soli vrelišče nad 1400 C) pri normalnem tlaku. Seveda pa imajo tudi ti reaktorju slabosti. Pri gradnji in obratovanju tega tipa reaktorjev se soočajo s težavami obrabe materialov, korozije in erozije zaradi kislih raztopin (HF, produkt hidrolize UF 4, je zelo koroziven) in težavami pri ohranjanju celovitosti grafitnih cevk zaradi toka skozi njih. Dodatno material oslabi tudi zaradi sevanja - poveča se krhkost zaradi sevalnih poškodb. Zaradi visokih temperatur se poveča nevarnost požara (gorljivi materiali v okolici), še posebej pa, 5

7 če bi v primarni sistem vdrl zrak in povzročil gorenje grafita (to se je zgodilo v Windscaleu in Černobilu). Eden največjih problemov pa je kroženje goriva izven reaktorske posode. S tem se poveča potrebna količina goriva, ki ga potrebujemo za delovanje reaktorja. Zaradi sevanja se oteži vzdrževanje in delovanje v bližini rektorja. Ker se gorivo skupaj s staljeno soljo premika, se tudi predniki zakasnelih nevtronov premikajo od nastanka do mesta, kjer nastane nevtron. Zakasneli nevtroni namreč lahko nastajajo tudi izven sredice, praktično po vsem primarnem krogu. Zaradi tega se zmanjša reaktivnost in efektivni delež zakasnelih nevtronov v primerjavi z reaktorji s trdnim gorivom. Na zmanjšanje reaktivnosti vpliva predvsem hitrost goriva in dolžino primarnega kroga. 5 Zakasneli nevtroni v reaktorjih s tekočim gorivom Če predpostavimo, da je primarni krog, po katerem kroži hladilo in gorivo, za nevtrone izolirano od sredice, se razen v sredici ne dogajajo cepitve. Torej takojšni nevtroni nastanejo v sredici, medtem ko lahko zakasneli nevtroni nastanejo tudi izven sredice. Za potrebe izračunov se za reaktor predpostavlja homogen sistem z višino sredice H = 300cm. Za čas kroženja raztaljene soli od izhoda iz sredice do vstopa T R, lahko zapišemo koncentracijo prednikov zakasnelih nevtronov na vhodu v sredico kot C i (z = H 2 ) = C i(z = H 2 ) e λ it R (9) H je višina sredice, i se nanaša na skupino prednikov zakasnelih nevtronov, λ i je razpadna konstanta za posamezno skupino prednikov zakasnelih nevtronov, z = 0 postavimo na sredino po višini. Koncentracija prednikov zakasnelih nevtronov eksponentno pada s časom kroženja goriva. Efektivni delež zakasnelih nevtronov je odvisen od časa kroženja in hitrost hladila. Sprememba deleža zakasnelih nevtronov vpliva na reaktivnost sistema. Poleg razpadov izven sredice pride tudi do premeščanja prednikov zakasnelih nevtronov. Nastanejo lahko na področju z visoko nevtronsko pomembnostjo (visok adjungiran fluks), nato pa jih gibanje goriva prestavi na območje, kjer imajo majhno pomembnost, na primer na rob reaktorja. Če predpišemo, da je čas kroženja enak 0, lahko vidimo zgolj vpliv prestavljanja prednikov zakasnelih nevtronov na območje z nizko pomembnostjo. Primerjajmo efektivni delež zakasnelih nevtronov v odvisnosti od hitrosti goriva v sredici za T R = 0. u (cm/s) k eff = 1, ,0 0,891 0,862 0,843 0,834 0,829 Tabela 3: Tabela razmerja β eff /β za različne hitrosti goriva za T R = 0 za kritičen sistem. [9] V tabeli 3 vidimo, da se efektivni delež zakasnelih nevtronov zaradi premikanja zmanjša tudi do 20 %. V realnem sistemu čas kroženja ni enak 0. V tabeli 4 lahko vidimo, kako se zmanjšuje efektivni delež zakasnelih nevtronov s podaljševanjem časa kroženja. Sprememba je različna za posamezne skupine prednikov zakasnelih nevtronov. Pričakovano ima kroženje goriva večji vpliv na dolgožive prednike zakasnelih nevtronov, saj je njihov razpadni čas daljši ali primerljiv s časom, ki ga gorivo preživi zunaj sredice. 6

8 Slika 2: Grafi aksialnih profilov nevtronskega fluksa za tri energijske skupine in koncentracijo prednikov zakasnelih nevtronov pri u = 60cm/s, T R = 5s in izvoru na sredini sredice (z = 0). Nevtronski fluks razdelimo na tri energijske skupine: termične z energijami do 1 ev, epitermične z energijami do 100 kev in hitre z energijami od 100 kev do 10 MeV. [9] T R (s) i ,812 0,404 0,269 0, ,812 0,405 0,271 0, ,813 0,420 0,304 0, ,820 0,497 0,441 0, ,866 0,749 0,747 0, ,966 0,959 0,959 0,959 skupaj 0,843 0,539 0,468 0,440 Tabela 4: Tabela razmerja β i,eff /β i za posamezne skupine prednikov zakasnelih nevtronov za različne T R. [9] Za primer, ko imamo čas kroženja goriva 5 s, lahko na sliki 2 vidimo aksialno razporeditev fluksa in zakasnelih nevtronov po sredici. Vidimo, da je razporeditev prednikov zakasnelih nevtronov precej drugačna kot v reaktorjih s trdnim gorivom, kjer je aksialno simetrična. Če postavimo v podkritični sistem izvor nevtronov na drugo pozicijo, se spremeni tudi pomem- 7

9 Slika 3: Spreminjanje razmerja β eff /β za u = 60cm/s, T R = 5s za različne oblike izvorov pri različnih pozicijah izvora.[9] bnost zakasnelih nevtronov. Bližje kot je izvor izhodu iz sredice na vrhu, večja je sprememba. Predniki zakasnelih nevtronov so namreč v sredici krajši čas, preden zapustijo sredico in imajo manjšo verjetnost, da razpadejo še znotraj sredice in prispevajo k vzdrževanju verižne reakcije. T R (s) z = H 4 0,905 0,623 0,554 0,527 z = 0 0,842 0,542 0,470 0,443 z = H 4 0,851 0,492 0,410 0,379 Tabela 5: Tabela razmerja β eff /β za različne pozicije izvora nevtronov za različne čase kroženja goriva za T R = 0 pri hitrosti 60cm/s in pomnoževalnim faktorjem k eff = 0, [9] Na sliki 3 lahko opazujemo spreminjanje efektivnega deleža zakasnelih nevtronov v odvisnosti od pozicije izvora. Vidimo, kako močno se zmanjša delež, če postavimo vir višje v sredici in s tem povzročimo, da so zakasneli nevtroni manj pomembni. Delež prednikov zakasnelih nevtronov se spreminja tudi glede na reaktivnost sistema, kar vidimo na sliki 4. Bližje kot smo kritičnosti, pomembnejši del predstavljajo zakasneli nevtroni zaradi verižne reakcije, ki v največji meri nastajajo na sredini reaktorja in ki jih tok raznese po sredici in izven nje. Dlje kot smo od kritičnosti, večji vpliv ima pozicija vira. V kolikor je vir nad sredino sredice, pomeni da večji del prednikov zakasnelih nevtronov zapusti sredico in je torej efektivni delež zakasnelih nevtronov nižji. Obratno velja za vir pod sredino sredice. Če je vir na sredini, sovpada s fluksom zaradi pomnoževanja samega sistema in torej nima vpliva na spremembo deleža zakasnelih nevtronov. Pri kritičnem sistemu je nimamo vira. Zmanjšanje števila nevtronov zaradi zmanjšanja deleža zakasnelih nevtronov povzroči tudi 8

10 Slika 4: Spreminjanje razmerja β eff /β za u = 60cm/s, T R = 5s za različne pozicije izvora pri različnih pomnoževalnih faktorjih.[9] zmanjšanje reaktivnosti. Definiramo lahko negativno reaktivnost zaradi izgub kot ρ = k eff (u = 0) k eff k eff (u = 0) Kjer je k eff efektivni pomnoževalni faktor sistema. Na sliki 5 lahko vidimo negativno reaktivnost zaradi gibanja gorivo v primerjavi z reaktorjem s trdnim gorivom. Večji kot je delež zakasnelih nevtronov, večja je negativna reaktivnost zaradi gibanja goriva. Pri manjših hitrostih je relativna sprememba reaktivnosti večja zaradi večjih razlik v mešanju. (10) 9

11 Slika 5: Graf prikazuje negativno reaktivnost zaradi kroženja goriva pri različnih hitrosti za izotopa 233 U in 235 U s T R = 25s. Podatki so za dve različni knjižnici podatkov, ki pa se le malo razlikujeta. [6] 6 Zaključek Koncentracija zakasnelih nevtronov ima v MSR reaktorjih zaradi gibanja goriva drugačen profil kot v klasičnih reaktorjih. Na zmanjšanje reaktivnosti zaradi manjše pomembnosti zakasnelih nevtronov vpliva izotopska sestava goriva (delež zakasnelih nevtronov je različen po posameznih izotopih), hitrost gibanja goriva, čas, ki ga gorivo preživi zunaj sredice (zaradi česar je smiselno narediti sistem za izmenjavo toplote čim manjši), pomnoževalni faktor, v podkritičnem sistemu pa tudi položaj izvora. Ne le, da moramo zaradi tega reaktorju povečati reaktivnost, manjši delež zakasnelih nevtronov vpliva na hitrost odziva reaktorja. Perioda reaktorja se spremeni in naredi upravljanje zahtevnejše. Področje razvoja reaktorjev s tekočim gorivom je bilo nekaj časa zapostavljeno, vendar se zaradi morebitne prihodnosti v oblik četrte generacije reaktorjev kot tudi morebiten vir radionuklidov za medicinske namene [14] spet prebuja. Težavo predstavlja pomanjkanje eksperimentalnih podatkov, s katerimi bi lahko primerjali teoretične izračune. V ta namen in kot preizkus pridobivanja energije z rekatorji s tekočim gorivom se trenutno gradi ali je v fazi načrtovanja več eksperimentalnih reaktorjev. Na Kitajskem gradijo TMSR (Thorium molten salt reactor) reaktor, ki bo deloval na torij [7]. Je prvi korak do pravega MSR, saj bo imel staljeno sol le za hladilo, medtem ko bo gorivo v trdni obliki. Ruski MOSART (Molten salt actinide recycler and transmuter) bo za gorivo uporabljal izrabljeno gorivo iz današnjih lahkovodnih jedrskih elektrarn. V ZDA potekajo raziskave na področju AHTR (Advanced high temperature reactor) s staljeno soljo kot hladilom, v VB pa SSR (Stable salt reactor), ki ne bo potreboval črpalk, saj ga bo hladila naravna konvekcija. Vsekakor pa imajo ti reaktorji zanimive dodatne fizikalne probleme, ki jih je potrebno razumeti in analizirati. 10

12 Literatura [1] [dostopano 10- Jan-2015] [2] Lane J. A., MacPherson H. G., Maslan F.: Fluid fuel reactors, Addison-Wesley publishing company (1958) [3] Kophazi J., Szieberth M., Feher S., Czfirus S., Leege de P. F. A.: MCNP based calculation of reactivity loss due to fuel circulation in molten salt reactors, Ins. of nuclear techniques, Budapest [4] Ragheb M:: Point reactor kinetics (dostopno na: [dostopano 28-Dec- 2015] [5] [dostopano 10-Jan-2015] [6] Auwerda G. J.: Computational Modeling of a Molten Salt Reactor, TU Delft (2007) [7] Molten-Salt-Reactors/ [dostopano 29-Dec-2015] [8] [dostopano 10-Jan-2015] [9] Mattioda F., Ravetto P., Ritter G.: Effective delayed neutron fraction for fluid-fuel systems, Annals of Nuclear Energy 27 (2000) [10] Zhang D. L., Qui S. Z., Su G. H., Liu C. L., Qian L. B.: Analysis on the neutron kinetics for a molten salt reactor, Progress in Nuclear Energy 51 (2009) [11] Kiedrowski B. C.: Impact of delayed neutron precursor mobility in fissile solution systems, PHYSOR 2012 [12] Ragheb M:: Point reactor kinetics (dostopno na: [dostopano 28-Dec- 2015] [13] [dostopano 3- Feb-2015] [14] [dostopano 10-Jan-2015] 11