Palivo bude formě .
(nezpomalené, rychlé neutrony). Molten Salt Reactor
Experiment. Palivo bude formě rozta
vených fluoridů uranu plutonia moderáto
rem (prostředí, kterém snižuje rychlost
neutronů jejich vystřelení štěpícího se
jádra) grafit. Reaktor roztavenými solemi byl pro
vozován 70. Tento systém může pracovat jako
transmutor (spalovaě aktinoidů radioaktiv
ní prvky protonovými čísly dlouho
dobých štěpných produktů), reaktor relativ
ně velmi nízkou tvorbou radioaktivních odpa
dů reaktor pracující U-Th (uran-thoriový)
palivovém cyklu.
ELEKTRICKÁ
, ENERGIE
PRIMÁRNÍ
SODÍK
(CHLADNÝ)
Schematické uspořádání sodíkem chlazeného rychlého reaktorového systému.
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém
využívá štěpení rychlé spektrum neutronů
Největší demonstrační elektrárna rychlým množi-
vým reaktorem francouzský Superphénix. chlazení
tohoto systému bude používán tekutý sodík,
jehož teplota výstupu rychlého reakto
ru pohybuje obvykle okolo 550 °C.Reaktorový systém roztavenými solemi
Patří vybraných energetických systémech
GIV mezi nejpokrokovější. letech Oak Ridge National
Laboratory rámci tzv.
ŘÍDICÍ TYČE
DO
k ELEKTRICKÁ
V ENERGIE
>
ČERPADLO
'* ^
Schematické uspořádání superkritického vodou chlazeného reaktorového systému. Má-li jaderné
energetice budoucnost patřit reaktorům teku
tým palivem, pak jejich hlavním představi
telem bezesporu právě MSR (Molten Salt
Reactor). Vstupní teplota vody bude přibližně
280 výstupní 510 °C, přičemž tlak bude
pohybovat okolo MPa. Základem pro
další výzkum těchto systému mohou být zku
šenosti provozu (dnes již odstaveného) nej-
většího rychlého reaktoru, jímž byl francouz
ský Superphénix (výkon 1200 ). Reaktor bude pra
covat oblasti tepelného spektra neutronů (mo
derátorem voda).
54
. Pro palivo
vou směs jsou uvažovány dvě možnosti dob
ře známá světě používaná směs MOX
(Mixed Oxide Fuel směs UO, PuO,) nebo
kovová slitina uranu-plutonia-žirkoniat Ener
getické systémy tohoto typu budou navrhová
ny výkon 1500-1700 MW;.
Tyto reaktorové systémy mají být pokračová
ním klasických tlakovodních reaktorů (PWR -
ELEKTRICKÁ
ENERGIE
VYČIŠTĚNA SUL
ZÁSOBNÍK PRO NOUZOVÉ
VYPUŠTĚNI SOLI
Schematické uspořádání reaktorového systému roztavenými solemi.
Superkritický vodou chlazený reaktorový
systém
Jedná špičkový tlakovodní reaktor, při
čemž superkritičností zde rozumí paramet
ry vodní (kritické parametry vody vysoká tep
lota vysokého tlaku), nikoliv neutronově-
fyzikální. Teplota roztavené soli vstupu
do reaktoru bude pohybovat okolo 560 °C
a výstupu okolo 700 možností až
850 °C)
