Список МАГАТЭ и список Вейнберга

Текст: Татьяна ДАНИЛОВА

Во всем мире жидкосолевые реакторы существуют пока лишь на бумаге, но какие-то проекты продвинулись дальше всех. Мы изучили разработки разных стран, а также постарались разузнать, кто их финансирует.
Лондонский Фонд Олвина Вейнберга, некоммерческая организация, пропагандирующая проекты реакторов Gen IV и ториевого топлива, называет семь текущих международных и национальных проектов жидкосолевых реакторов: британский Moltex, французский MSFR, американские Transatomic Power и Flibe Energy, проект канадской Terrestrial Energy, японский Fuji Reactor, а также китайский MSR, разрабатываемый в Шанхайском институте прикладной физики.

К этому списку добавим упомянутые в отчете Energy Process Developments Ltd (EPD) разработки американских компаний ThorCon и Southern Co, а также датской Seaborg Technologies. Сюда же можно отнести проекты компаний и исследовательских групп Flibe Energy, ThorCon, Moltex, Seaborg Technologies, Terrestrial Energy и Transatomic Power — об их технической готовности к пилотной реализации сообщали на международном уровне разработчики.

Но картина резко меняется, если зайти в базу данных МАГАТЭ по усовершенствованным и перспективным разработкам реакторов (https://aris.iaea.org/) и обратиться к разделу жидкосолевых реакторов. Здесь числятся всего два проекта, разработки по которым в основном завершены.

ПРИЗНАННЫЕ МАГАТЭ
Первый в списке МАГАТЭ — ­IMSR-80 (Integral Molten Salt Reactor) канадской венчурной компании Terrestrial Energy. Этот реактор на расплавах фторидов с графитовыми замедлителями разрабатывается под руководством Давида Леблана. С 2015 года с Terrestrial Energy сотрудничает Окриджская национальная лаборатория.

IMSR-80 — несколько упрощенный интегральный ЖСР (ИЖСР), в герметичной сменной активной зоне которого соединены основные компоненты реактора, в том числе первичные теплообменники и второй контур. Ресурс сменной активной зоны по проекту составляет семь лет. ИЖСР работает при температуре 600–700°C. Он функционирует в тепловом нейтронном спектре при гексагональном расположении графитовых элементов, выступающих в качестве замедлителя.

Топливная соль, находящаяся под давлением в одну атмосферу — легкоплавкая смесь низкообогащенного (2–4%) 235U в виде UF₄ и носителя из фторидов натрия и рубидия, который можно заменить смесью фторидов лития и бериллия (FLiBe). Охладитель второго контура — смесь фторидов циркония и калия. Предусмотрены системы пассивного аварийного охлаждения и отвода тепла. Предполагается двухблочное исполнение для возможности резервирования в случае останова одного из реакторов.

ИЖСР разработан в трех вариантах: тепловой мощностью 80 МВт (32 МВт электрических), 300 и 600 МВт. Нормированная стоимость энергии, по уверениям разработчиков, будет конкурировать с природным газом.

Проект находится в разработке, гласят данные базы, то есть продвинулся чуть дальше теоретической концепции. Однако 25 февраля 2016 года компания сообщила, что подает свой проект в канадскую Комиссию по атомной безопасности (CNSC) на долицензионное (предварительное) рассмотрение, то есть для проверки приемлемости конструкции в отношении канадских ядерных регулирующих требований и ожиданий. А гендиректор Terrestrial Energy Саймон Айриш заявил, что предварительное рассмотрение — лишь шаг к ходатайству о лицензии на строительство и эксплуатацию первого коммерческого IMSR в 2020-х годах. Полностью же концептуальный этап проектирования IMSR компания собирается завершить в 2017 году.
Ядерный остров реактора ­IMSR-80.
Канадское правительство отреагировало, немедленно выделив компании небольшой (для начала) грант в 5,7 млн канадских долларов по программе устойчивого развития технологий. Грант пойдет на докоммерческую деятельность Terrestrial Energy, которая в следующие 30 месяцев завершится постройкой макета реактора. На нем будут тестировать и демонстрировать многие аспекты функционирования IMSR, в том числе работу пассивных систем охлаждения, и проанализируют компьютерные программы безопасности.

Компания рассчитывает, что Канадская комиссия по атомной безопасности завершит долицензионное рассмотрение в конце 2016 года, и надеется, что первый ИЖСР войдет в эксплуатацию уже в начале ­2020-х годов.

Второй проект, числящийся в базе МАГАТЭ, — быстрый MSFR. Его разработка с 2004 года ведется во Франции под руководством Эльзы Мерль-Люкотт группой физики реакторов гренобльской Лаборатории физики частиц и космологии, принадлежащей Национальному институту ядерной физики и физики частиц (CNRSIN2P3-LPSC/Grenoble INP), и входит в программу EVOL организации Euratom. Здесь имеется лишь концептуальный проект, который впервые был представлен в 2013 году на конференции по ториевой энергетике ThEC13.

Предполагается, что реактор MSFR будет очень компактным. При тепловой мощности 3000 МВт, скорости потока солевого расплава в ядре 4,5 м³/с, средней температуре топливного солевого расплава 750 °C (с ее повышением во время прохождения ядра на 100 °C) и общем объеме топлива в системе 18 м³ он займет площадь лишь 2,5 м². Топливом для этого реактора станут фториды актинидов, содержащие торий, 233U и 235U, и /или плутоний. Перезагрузка топлива будет вестись «на ходу».

СОКРАЩЕНИЯ
MSR — molten salt reactor, ЖСР
MSFR — molten salt fast reactor, ЖСР на быстрых нейтронах
AHTR — Advanced high temperature reactor, усовершенствованный высокотемпературный реактор
FHR — fluoride salt-cooled high-temperature reactor, высокотемпературный реактор на расплаве фторидов
PB-FHR — pebble fuel fluoride salt-cooled high-temperature reactor, вариант FHR с шаровыми твэлами
LFTR — liquid fluoride thorium reactor, ториевый реактор на расплаве фторидов

АМЕРИКАНСКОЕ РАЗНООБРАЗИЕ ПРОЕКТОВ
Консорциум, в который входят университет Калифорнии в Беркли, Окриджская национальная лаборатория и Westinghouse, разрабатывает 100-мегаваттный FHR с засыпкой из шаровых микротвэлов диаметром 30 мм и с кольцевой активной зоной. Он предназначен для модульной конструкции.

Также ведется разработка реактора AHTR тепловой мощностью 3600 МВт, электрической — 1500 МВт. В нем применяется топливо на графитовой матрице с защитным покрытием, а первичным охладителем служит расплав фторидов. В отличие от ВТГР, он работает при низком — менее одной атмосферы — давлении, но при более высоких температурах, а расплав солей передает тепло лучше, чем гелий. Расплав FLiBe используется только как охладитель и достигает температур 750–1000°C и более.

Особенность этого проекта в том, что во втором контуре охлаждения циркулирует сжатый воздух, который нагревается, проходит через газовые турбины, производящие электроэнергию, поступает в рекуператор пара и далее в атмосферу. На этом реакторе можно получить добавочную пиковую мощность, подняв температуру газа и производительность установки путем подачи природного газа (или — в будущем — водорода) после «ядерного нагрева» сжатого воздуха. Этот метод описывается как комбинированный цикл Брайтона во втором контуре.

Американская компания Flibe Energy, основанная инженером космической техники из NASA Кирком Соренсеном и юристом — специалистом по интеллектуальной собственности Кирком Дориусом, с 2011 года работает над концепцией необычного малого модульного высокотемпературного реактора Flibe LFTR на основе сверхкритического цикла Брайтона. Это 40-мегаваттный двухжидкостный термальный модуль с графитовым замедлителем.

Первичным охладителем обоих контуров служит уже знакомый нам расплав фторидов FLiBe. В качестве топлива применяется ²³³U, полученный из тория в бланкетной соли FLiBe. Топливная соль циркулирует сквозь графитовую «поленницу». Охладителем вторичного контура служит смесь фторидов натрия и бериллия (BeF₂ — NaF). Проектом предусматривается строительство двухмегаваттной опытной установки, а в конечном счете — и промышленной, тепловой мощностью 2225 МВт.

Американскую компанию Transatomic Power (TAP) основали для разработки ЖСР, использующего уран с очень низкой степенью обогащения (до 1,8%) или актинидный компонент отработанного топлива легководных реакторов. В реакторе TAP имеются эффективный замедлитель из гидрида циркония (как в реакторах TRIGA, используемых в космической программе) и топливный расплав на основе фторида лития с растворенными в нем UF₄ и актинидами. Актиниды в таком реакторе сжигаются на 96 %, а выход энергии на тонну добытого урана в 75 раз больше, чем у легководного реактора. Вторичный охладитель — расплав фторидов лития, калия и натрия.
Лаборатория компании Transatomic Power
Авторы проекта в сотрудничестве с корпорацией Burns & Roe, опытным проектировщиком ядерных установок, подготовили предварительную разработку и стоимостную оценку проекта АЭС мощностью 520 МВт с реактором ТАР. В качестве топлива предлагаются расплав урана или регенерата ОЯТ во фторидах, который одновременно выступает в качестве охладителя.

В этой разработке насосы непрерывно перегоняют по первичному контуру жидкосолевой охладитель из фторида натрия и феррита тяжелого металла. Насосы, котел, резервуары и трубопроводы изготовлены из модифицированного жаропрочного никель-молибденового сплава Hastelloy-N, устойчивого к радиации и коррозии в солевых расплавах, температура которых на выходе из активной зоны достигает 650°C. Внутри корпуса реактора, вблизи замедлителя из гидрида циркония, жидкое топливо находится в критической конфигурации и стабильно вырабатывает тепло.

Затем тепловая энергия через теплообменники передается в промежуточный контур, заполненный расплавом KF-NaF (FLiNaK), который не содержит радиоактивных материалов. Промежуточный контур, в свою очередь, передает тепло на парогенераторы. Таким образом, он физически разделяет ядерные материалы и паровые системы, добавляя дополнительный «прокладочный» слой в целях предотвращения радиоактивного выброса.

Тепло из промежуточного контура нагревает воду в парогенераторах, а пар подается на турбину. Постоянно добавляя топливо и отфильтровывая ключевые продукты распада, можно перерабатывать начальную загрузку топлива десятилетиями. За это время из него «уйдут» почти все актиниды.

После постройки демонстрационного реактора тепловой мощностью 20 МВт появится возможность строительства более крупного, на 1250 МВт (550 МВт — электрическая мощность), реактора с термическим КПД 44% и температурой в первом контуре 650°C. Полная стоимость строительства такого реактора с запасом 7Li, а также с непрерывным удалением и хранением продуктов деления, оценивается в $2 млрд. Строительство займет три года.

Еще одна американская разработка — ЖСР ThorCon компании Martingale. Это увеличенный в масштабе MSRE, разработанный в 1960-х годах в Окридже. Реактор — конвертер тория (отсюда его название) с графитовым замедлителем работает в тепловом нейтронном спектре. Его предполагается размещать на глубине 30 метров под землей. Между топливным хранилищем и поверхностью располагаются четыре газонепроницаемых барьера.
Ядерный остров реактора ThorCon. Вся эта конструкция, как предполагается, будет размещаться под землей.
В ThorCon используется сочетание 233U из тория и 235U, обогащенного из руды, а топливный носитель — расплав фторидов натрия и бериллия с растворенными в них тетрафторидами тория и урана. (Разработчики решили отказаться от 7Li из-за его высокой стоимости.) Охладитель второго контура тоже состоит из расплава фторидов натрия и бериллия. Рабочая температура ThorCon — 700°C. В этом проекте не предусматривается замена топлива «на ходу» — она будет происходить на централизованной установке, где в конце срока жизни активной зоны будут отделяться газообразные продукты деления. Разработан также пилотный (демонстрационный) ThorCon мощностью 10 МВт.

Компания Martingale нацелена на строительство действующего прототипа ThorCon к 2020 году. Электростанция будет иметь модульную структуру; ее составят несколько блоков тепловой мощностью 550 МВт. Все компоненты легко заменяются: например, первый контур будет заменяться каждые четыре года с доставкой на централизованное предприятие по переработке, где его дезактивируют, разберут, проверят и отремонтируют. Компания утверждает, что стоимость электроэнергии такого реактора составит 3–5 центов за киловатт-час.

Быстрый жидкосолевой реактор компании Southern Company Services (это подразделение атомного оператора Southern Nuclear) разрабатывается консорциумом TerraPower, Окриджской национальной лаборатории (где, собственно, и ведутся разработки), Института исследования электроэнергетики и университета Вандербилта. Об этом проекте не сообщают никаких подробностей, однако ясно, что быстрый реактор этого типа сможет без обогащения (помимо начальной загрузки) сжигать 238U, актиниды и торий, а также отработанное топливо легководных реакторов.

Этим проектом заинтересовалось министерство энергетики США, и в январе 2016 года разработка получила грант в объеме $40 млн. А в августе 2016 года пришло сообщение о том, что Southern Nuclear и X-Energy LLC, разработчик высокотемпературного газоохлаждаемого реактора ­Xe-100 с засыпкой из шаровых твэлов, подписали меморандум о взаимопонимании по сотрудничеству в разработке перспективных реакторов — то есть объединяют усилия.
А В ЭТО ВРЕМЯ В ЕВРОПЕ
Концепция реактора Moltex SSR (SSR означает «стабильный солевой реактор») британской Moltex Energy LLP оригинальна тем, что в ней не предусмотрены никакие насосы, лишь небольшие крыльчатки во вторичной емкости с солями. Идея опирается на конвекцию тепла в парогенераторы из расположенных в ядре вертикальных труб с топливом. Температура в активной зоне составляет 500–600 °C, давление равно одной атмосфере.

Топливные сборки Moltex напоминают сборки обычного реактора, и в них используются аналогичные материалы. Трубки из хром-никелевого сплава, сгруппированные в сборки, на 3/4 заполнены топливным солевым расплавом (60 % NaCl, 40 % Pu, U и трифтористые лантаниды). Газообразные продукты распада отводятся от топливных трубок в солевой охладитель из смеси фторидов натрия, калия и четырехфтористого циркония. Сборки можно перемещать вбок, так что заправлять их новым топливом можно непрерывно. Через пять лет отработанные сборки помещаются в бассейн и ждут переработки.
Окриджская лаборатория, 2003 год. Операция по дезактивации и выводу из эксплуатации MSRE была признана одной из наиболее технически сложных задач
В оригинальной версии британского быстрого реактора первичным делящимся топливом служит хлорид 239Pu с младшими актинидами, восстановленный из легководного топлива. SSR может работать с нейтронами быстрого и термального спектров; пилотный проект термальной мощностью 150 МВт будет быстрым. Компания говорит, что реактор будет построен не раньше, чем правительство Британии примет решение о его использовании для сжигания накопленного в стране плутония. Но Moltex предлагает и коммерческие проекты электростанций электрической мощностью 1000 МВт. Полная стоимость строительства электростанции со стабильным солевым реактором оценивается в 1400 британских фунтов/кВт.

Название проекта SWaB (Seaborg Waste Burner) датской компании Seaborg Technologies, в которой работают физики и химики Института Нильса Бора, полностью соответствует его содержанию и целям. Проект реактора-дожигателя (тепловая мощность 250 МВт, электрическая — 50 МВт) на тепловых и промежуточных нейтронах в качестве топлива предусматривает отработанное топливо легководных реакторов и торий. Топливный расплав солей состоит из фторида 7Li с растворенными в нем торием и младшими актинидами отработанного топлива. В реакторе-дожигателе (заявка на патент подана) на основе процесса Fluorex происходит постоянное химическое насыщение фтором, что позволяет непрерывно удалять продукты деления из солевого расплава.

Топливный расплав прокачивается через цилиндрическую графитовую активную зону и теплообменник. При этом из отработанного топлива извлекается уран, который можно направить на другие нужды, а плутоний и младшие актиниды дожигаются с торием. Вторичный охладитель — расплав FLiNaK, температура которого 700 °C.

Эта разработка находится на ранней стадии, но сообщения о ней гласят, что проект убедительный и значимый, команда разработчиков компетентна и мотивирована, а проблема, на которую нацелен проект, насущна и неотложна.
Базовая конфигурация реактора Seaborg Waste Burner
ПРОЕКТЫ ИЗ АЗИИ
Японский ЖСР Fuji разрабатывается международным консорциумом Японии, России и США под названием International Thorium Molten Salt Forum (ITMSF). Он основан на разработке реактора MSBR Окриджской национальной лаборатории. Проект выполняется в нескольких вариантах, в числе которых 10-мегаваттный «мини-Фудзи». Компания Thorium Tech Solutions Inc (TTS) планирует коммерциализовать концепцию Fuji и работает над ней на норвежском испытательном реакторе Halden.

Китайская академия наук в январе 2011 года запустила программу исследований и разработок по LFTR (он же Th-MSR или TMSR) — реактору-размножителю на тепловых нейтронах, с топливом из тория и ²³³U. Утверждалось, что нация приложит максимум усилий, чтобы опередить весь мир и получить полные права интеллектуальной собственности на эти технологии. Программа ведется при сотрудничестве с министерством энергетики США. Ее начальный бюджет — $350 млн. Коммерческое развертывание TMSR намечено на 2032 год.
Базовая конфигурация реактора FUJI
Разработки TMSR в Шанхае ведутся в два потока. Первый — работы по трехструктурно-изотропическому топливу TRISO сферической или призматической формы с однократным топливным циклом. (Разрабатываются два отдельных вида TRISO-топлива: из низкообогащенного урана и из тория.) Второй — по жидкому топливу (растворенному в охладителе-расплаве FLiBe) с регенерацией и восстановлением. Планируется и третий поток — быстрые реакторы, перерабатывающие актиниды из ОЯТ легководных реакторов.

В рамках этой программы в Шанхайском институте прикладной ядерной физики (SINAP) под эгидой Китайской академии наук строят реактор-прототип тепловой мощностью 5 МВт. Запуск планировался на 2015 год, но его перенесли на 2020 год.

Также SINAP планирует в районе 2025 года построить пилотный двухмегаваттный реактор (TMSR-SF1) и экспериментальный реактор с шаровым топливом (TMSR-SF2) тепловой мощностью 100 МВт, оба — с открытым топливным циклом. А к 2030 году планируется начать строительство гигаваттной демонстрационной установки (TMSR-SF3). Разрабатываются два вида TRISO-топлива: из низкообогащенного урана и из тория.

В Китае заявляют, что жидкотопливные TMSR с размножением урана (TMSR-LF) позволят реализовать замкнутый торий-урановый цикл. В Шанхае рассчитывают построить TMSR-LF1 тепловой мощностью 2 МВт к 2018 году и экспериментальный TMSR-LF2 тепловой мощностью 10 МВт — к 2025 году. Есть и план строительства к 2035 году демонстрационного TMSR-LF3 с электрохимической регенерацией, и даже гигаваттного демонстрационного реактора. Но пока это лишь планы.

В SINAP считают, что расплав солей предпочтительнее TRISO-топлива, так как он потенциально обладает существенно большим выгоранием, дает меньше отходов и к тому же дешевле. Но жидкосолевой расплав дает температуры более низкие (600°C), чем TRISO (1200°C). Разработки ближайшей перспективы включают освоение композиций типа ThF₄ и ThO₂ ядерного класса, а также их испытания в ЖСР.

КЕЙСЫ

Задел на перспективу

Программы исследований и разработок по материалам, топливу и физике ЖСР действуют на международном и национальном уровнях при участии организаций и ученых множества стран.
Читать дальше
Рассказ о европейских исследованиях в области быстрых ЖСР начнем с пятой, шестой и седьмой рамочных программ EURATOM. В них показатели и расчетные параметры ЖСР были подвергнуты глубокому пересмотру (проекты MOST, ALISIA и EVOL). Эти проекты выполнялись в тесной связи с проектами Росатома в Международном научно-техническом центре, а в 2011–2013 годах поддерживались Росатомом в рамках проекта по утилизации младших актинидов в расплавах солей MARS (Minor Actinies Recycling in Salts).

В рамках проекта MOST был дан положительный ответ на вопрос о потенциале сжигания актинидов в быстрых ЖСР (размножителях или сжигателях) без применения графитовых замедлителей; исходя из этого намечена дальнейшая программа исследований. Еще больше внимания заслужили уникальные характеристики безопасности быстрых ЖСР, которыми не обладают твердотопливные быстрые реакторы.

Эти исследования привели к разработке двух концепций быстрых ЖСР: MOSART и MSFR. Концептуальный проект MOSART — реактор тепловой мощностью 2400 МВт с цилиндрической активной зоной высотой 3,6 метра и диаметром 3,4 метра, с графитовым отражателем толщиной 0,2 метра. Состав смеси солей — LiF-BeF₂. Целесообразно проектировать однородную активную зону, подпитываемую лишь трифторидами трансурановых элементов из отработанного топлива легководных реакторов (смешанного или уранового). Максимальная температура топливного контура не превышает 720 °C. MOSART нацелен на эффективное сжигание трансуранового «мусора», содержащегося в отработанном топливе легководных реакторов, с соотношением младшие актиниды/трансурановые элементы выше 0,45 без разбавления ураном или торием.

Концепт реактора MSFR при работе в ториевом цикле имеет высокие возможности размножения, но, чтобы избежать чрезмерных количеств делящихся веществ, понадобилась бы слишком высокая плотность энерговыделения (300 МВ/м³).

В Европе, а точнее в Чехии, с 2004 года существует еще одна — независимая — программа в рамках национального проекта SPHINX, ориентированная на тепловой спектр ЖСР с расплавом из LiFeBeF₂. Здесь ученые сосредоточились в основном на разработке и проверке отдельных технологий топливного цикла, создании конструкционных материалов для сред из расплава фторидов, а также на теоретических и экспериментальных исследованиях физики MSR. Эта разработка технологии торий-уранового топливного цикла включает поверку технологии переработки жидкого топлива для ЖСР (LiF-BeF₂-UF₄ и LiF-BeF₂-ThF₄) и лабораторные исследования методов непрерывной переработки. При этом чешские исследователи занимаются в основном изучением электрохимического разделения актинидов и продуктов деления из LiF-BeF₂, LiF-NaF-KF и LiF-CaF₂. Также SPHINX поддерживает разработку конструкционных материалов для технологий ЖСР. Например, в 2008 году в компании SKODA Nuclear Machinery в сотрудничестве с исследователями COMTES FHT был разработан новый никелевый сплав MONICR (сплав вида Ni-Mo-Cr). Тесты по облучению этого сплава проводились в ­2010–2011 годах на реакторах, а затем его дальнейшей разработкой занялась COMTES FHT.

Исследование физики ЖСР сосредоточилось на экспериментальных измерениях нейтроники солей фтора в исследовательских реакторах LR-0 и LVR-15. Были успешно проверены основные принципы методов измерений посредством облучения зондов, помещенных в центральную часть активной зоны LR-0 со стандартными топливными сборками для ВВЭР. Также чешские исследователи получили нейтронные данные по смесям солей LiF-NaF, LiF-BeF₂, LiF-NaF-UF₄, LiF-NaF-ThF₄, LiF-BeF₂-UF₄ и LiF-BeF₂-ThF₄.

Кроме того, в Чехии ведутся совместные с Окриджской национальной лабораторией исследования по нейтронике «обычного» ЖСР и высокотемпературного реактора с жидкосолевым охладителем.

В Нидерландах при финансировании Еврокомиссии с 2015 года работают над проектом с замечательным названием SAMOFAR (Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor) оценки безопасности ЖСР на быстрых нейтронах. Его цель — подтвердить концепции безопасности MSFR в режиме размножителя из тория. В частности, в Технологическом университете Дельфта выполняют программу по ЖСР термального спектра. Задача программы — оптимизация графитно-солевой решетки с учетом температурной обратной связи. Ряд решеток, которые обеспечивают достаточный отрицательный температурный эффект, позволяют достичь самовоспроизводства. При плотности энерговыделения в активной зоне от 5 до 10 МВт/м³ ресурс графита составляет 10–20 лет. В консорциуме SAMOFAR 11 участников, в основном это университеты и исследовательские центры.

В США много разработок технологий, и некоторые из них пригодны для поддержки ВТР. Ключевая и сохраняющаяся задача — испытания под облучением новых видов топлива, которые актуальны и для ВТГР, и для реакторов с охлаждением расплавом солей. Также в США продолжаются разработки и испытания керамического матричного композита для легководных, усовершенствованных реакторов и энергетических систем с использованием ядерного синтеза.

Продолжается и деятельность Американского общества инженеров-механиков (ASME) по внедрению керамических композитов в коды по котлам и сосудам высокого давления для использования в высокотемпературных реакторах. Также в США недавно приступили к разработке структуры лицензирования для усовершенствованных технологий ядерных реакторов, а Американское ядерное общество занялось разработкой стандарта безопасности высокотемпературных реакторов на быстрых нейтронах с солевым охлаждением (FHR). Кроме того, разрабатывается высокотемпературная камера деления, которая пригодится для мониторинга пуска FHR, а также исследуется технология внутриреакторного визуального контроля, которая будет особенно полезна для реактора с однофазным прозрачным теплоносителем.

Кроме исследований и разработок, которые поддерживают FHR лишь косвенно, есть и те, что связаны с ним напрямую. Недавно американские исследователи завершили предварительные механический, структурный и нейтронный анализы FHR в качестве энергетического реактора для электростанции и создали начальный план разработки технологии для FHR. Разработки по FHR ведутся и в университетах. Так, команда из Массачусетского технологического института, университета Калифорнии в Беркли и Университета штата Висконсин в настоящее время выполняет комплексный научно-исследовательский проект под названием «Высокотемпературный реактор с солевым охлаждением для выработки электроэнергии и технологического тепла». Технологический институт Джорджии и Университет штата Теннесси объединились для исследования основных вариантов проектов FHR, а Университет штата Огайо разрабатывает для FHR испытательный жидкосолевой контур и гидравлические модели. Кроме того, Университет Джона Хопкинса разрабатывает твердосплавное покрытие на никелевой основе для клапанов, через которые будут проходить жидкие фториды.

История японских исследований ЖСР насчитывает 30 лет. В 1970-х годах они были приостановлены, но вскоре физик Фарукава предложил «Ториевую синергетическую систему атомной энергии на расплавах солей» (THORIMS-NES). Этот реактор — комбинация ЖСР (MSR-FUJI) и инициируемого ускорителем реактора-размножителя на расплавах солей (Accelerator Molten Salt Breeder, AMSB) для производства делящегося ²³³U. Японцы изготовили несколько контуров расплавов солей. Также японские атомщики, вдохновленные примером российских, провели исследование ЖСР на основе FLiNaK. Еще одно оригинальное предложение японцев, прозвучавшее в 2013 году на международном симпозиуме, — реактор в реакторе (RinR), где в активную зону помещают топливные сборки легководных реакторов для дожигания плутония и младших актинидов.

Японское общество атомной энергии (Atomic Energy Society of Japan) тоже не осталось в стороне. В 2013 году начали работать два специализированных комитета: «Применение жидкосолевой технологии в атомной энергетике» и «Рабочая группа по ториевому топливу». А в университетах Токио и Фукуи с 2013 года изучают поведение фторидного топлива.


ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА