¿Cuáles son los problemas que enfrentan los reactores rápidos de sales fundidas de neutrones?

No puedo decir que soy un experto en el diseño rápido de MSR, ya que apenas estoy comenzando a realizar una investigación al respecto hace solo unos meses. Sin embargo, de mis breves observaciones, de hecho, hay varios problemas relacionados con la MSR rápida. No es insuperable, pero aún debe abordarse.

  1. Alto inventario fisible . MSR rápido, bueno … funciona en un espectro de neutrones rápido. Lo que significa menos probabilidad de que su material fisible se fisione. Por lo tanto, para obtener una condición crítica, necesita al menos 5 veces más fisible de lo que necesita para iniciar un MSR térmico. Esto no debería ser un gran problema si tuvieras que “aniquilar” elementos transuránicos, sino más bien molesto si tuvieras que comenzar con LEU.
  2. Integridad estructural . El bombardeo constante de neutrones de alta energía tiende a acortar la vida útil del componente del recipiente del reactor, especialmente el material estructural. Podríamos diseñar el núcleo para que sus componentes estructurales (que no son muchos) puedan reemplazarse de forma rutinaria, pero a partir de ahora, no sé cómo diseñarlo sin afectar demasiado el rendimiento operativo. Tampoco sé cuánto costará el O&M. Quizás Elysium Industries sepa cómo lidiar con eso.
  3. Proliferación Ahora, no diré que es mi postura usar la proliferación como un problema, pero los reguladores lo hacen. Existe la posibilidad de que un MSR rápido de dos fluidos genere una cantidad útil de materiales de grado de arma, como el plutonio de grado de arma y el uranio 233 extremadamente puro, dependiendo del ciclo de combustible que utilice. Todavía no entiendo cómo se lleva a cabo la evaluación regulatoria completa, pero si la generación de materiales con grado de arma se considerará un gran problema, entonces es un gran problema. Un MSR rápido de un fluido con reprocesamiento en línea puede plantear un problema similar, a menos que los materiales fisibles se mantengan sellados dentro del sistema de reprocesamiento del reactor sin ningún medio para abrirlo. En realidad, cualquier reactor reproductor debe enfrentar este problema, por lo que no es solo para MSR rápido.
  4. Portador de sal . Puede usar sal de fluoruro o sal de cloruro para un MSR rápido, según su preferencia. Ambos tienen un problema similar en el sentido de que son corrosivos (no insuperables, ORNL parece ser capaz de superarlo). Para algunas sales, su sección transversal de captura de neutrones es algo grande y reduce su rendimiento neutrónico (como NaF, KF, NaCl). El uso de Cl-37 no enriquecido en MSR rápido a base de cloruro creará un isótopo radiactivo Cl-36 durante la operación, además de reducir su rendimiento neutrónico. Es un radioisótopo de larga vida, y aunque no es realmente difícil de manejar y desechar, sino difícil de reciclar. LiF para MSR rápido también necesita que el litio se enriquezca con litio-7, un proceso difícil y costoso de hacer. Sin embargo, según mi profesor, China y Japón no parecen estar particularmente preocupados por el litio-7.

De nuevo, esos son de mis breves observaciones. Cualquier comentario adicional o corrección de los expertos sería muy bienvenido.

Conceptos básicos de fisión: para mantener una reacción en cadena de fisión, los neutrones liberados en los eventos de fisión tienen que reaccionar con otros átomos en el combustible. La posibilidad de que esto ocurra depende de la energía del neutrón; la mayoría de los átomos solo sufrirán fisión inducida con neutrones de alta energía, aunque un número menor prefiere energías mucho más bajas. El uranio natural se compone principalmente de tres isótopos, U-238, U-235 y trazas de U-234, un producto de descomposición de U-238. El U-238 representa aproximadamente el 99.3% del uranio natural y se somete a fisión solo por neutrones con energías de 5 MeV o más, los llamados neutrones rápidos. Alrededor del 0.7% del uranio natural es U-235, que sufre fisión por neutrones de cualquier energía, pero particularmente por neutrones de menor energía. Cuando cualquiera de estos isótopos sufre fisión, liberan neutrones con una distribución de energía que alcanza un máximo de 1 a 2 MeV. El flujo de neutrones de fisión de mayor energía (> 2 MeV) es demasiado bajo para crear una fisión suficiente en U-238, y el flujo de neutrones de fisión de menor energía (<2 MeV) es demasiado bajo para hacerlo fácilmente en U-235. La solución común a este problema es reducir la velocidad del neutrón a partir de estas velocidades rápidas utilizando un moderador de neutrones, cualquier sustancia que interactúe con los neutrones y disminuya su velocidad. El moderador más común es el agua normal, que reduce la velocidad de los neutrones mediante dispersión elástica hasta que los neutrones alcanzan el equilibrio térmico con el agua. La clave para el diseño del reactor es distribuir cuidadosamente el combustible y el agua para que los neutrones tengan tiempo de desacelerar lo suficiente como para volverse altamente reactivos con el U-235, pero no tan lejos como para permitirles vías fáciles para escapar completamente del núcleo del reactor. Aunque el U-238 no sufrirá fisión por los neutrones liberados en la fisión, el núcleo puede capturar neutrones térmicos para transmutar el átomo en Pu-239. Pu-239 tiene una sección transversal de neutrones muy similar a la del U-235, y la mayoría de los átomos creados de esta manera sufrirán fisión de los neutrones térmicos. En la mayoría de los reactores, esto representa tanto como ⅓ de la energía que se genera. No todo el Pu-239 se quema durante el funcionamiento normal, y los restos, junto con los restos del U-238, se pueden separar para utilizarlos en combustible nuevo durante el reprocesamiento nuclear. El agua es un moderador común por razones prácticas, pero tiene sus desventajas. Desde un punto de vista nuclear, el problema principal es que el agua puede absorber un neutrón y eliminarlo de la reacción. Hace esto lo suficiente como para que la cantidad de U-235 en el mineral natural sea demasiado baja para mantener la reacción en cadena; Los neutrones perdidos por la absorción en el agua y el U-238, junto con los perdidos en el medio ambiente, dan como resultado que quedan muy pocos en el combustible. La solución más común a este problema es concentrar ligeramente la cantidad de U-235 en el combustible para producir uranio enriquecido, con el U-238 sobrante conocido como uranio empobrecido. Otros diseños usan diferentes moderadores, como el agua pesada, que son mucho menos propensos a absorber neutrones, lo que les permite funcionar con combustible no enriquecido. En cualquier caso, la economía de neutrones del reactor se basa en neutrones térmicos ". (Wikipedia)

Y si desea entrar en el meollo de la cuestión, vea la presentación de Ponomarev sobre Fast Molten SaltReactors que cubre la mayoría de los detalles de diseño y problemas:

https://www.iaea.org/NuclearPowe

Reactor de neutrones rápidos – Wikipedia

En este momento no son competitivos en costos con los diseños actuales debido a la falta de homologaciones de tipo. Desafortunadamente, los nuevos diseños de reactores tienen una barra reguladora muy alta que superar en este punto y hasta que haya algún alivio legislativo, estos y otros conceptos novedosos no atraerán la inversión necesaria para avanzar rápidamente.

El único problema que he visto propuesto es que los reactores rápidos pueden ser más susceptibles a las fluctuaciones de potencia. Por lo general, esto es planteado por personas que piensan que “rápido” significa “caliente”, lo que en realidad parece ser común.

Me parece muy prometedor. Si tuviera que elegir entre Thorcon y

Elysium, no lo haría. ¡Los quiero a los dos!