Molten Salt Reactor
Experiment.Reaktorový systém roztavenými solemi
Patří vybraných energetických systémech
GIV mezi nejpokrokovější. Reaktor roztavenými solemi byl pro
vozován 70. Vstupní teplota vody bude přibližně
280 výstupní 510 °C, přičemž tlak bude
pohybovat okolo MPa. chlazení
tohoto systému bude používán tekutý sodík,
jehož teplota výstupu rychlého reakto
ru pohybuje obvykle okolo 550 °C. Palivo bude formě rozta
vených fluoridů uranu plutonia moderáto
rem (prostředí, kterém snižuje rychlost
neutronů jejich vystřelení štěpícího se
jádra) grafit. Palivo bude formě .
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. Má-li jaderné
energetice budoucnost patřit reaktorům teku
tým palivem, pak jejich hlavním představi
telem bezesporu právě MSR (Molten Salt
Reactor).
54
.
(nezpomalené, rychlé neutrony). 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. 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;. letech Oak Ridge National
Laboratory rámci tzv.
ELEKTRICKÁ
, ENERGIE
PRIMÁRNÍ
SODÍK
(CHLADNÝ)
Schematické uspořádání sodíkem chlazeného rychlého reaktorového systému.
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. Teplota roztavené soli vstupu
do reaktoru bude pohybovat okolo 560 °C
a výstupu okolo 700 možností až
850 °C).
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém
Sodíkem chlazený rychlý reaktorový systém
využívá štěpení rychlé spektrum neutronů
Největší demonstrační elektrárna rychlým množi-
vým reaktorem francouzský Superphénix. Reaktor bude pra
covat oblasti tepelného spektra neutronů (mo
derátorem voda). 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 ).
ŘÍDICÍ TYČE
DO
k ELEKTRICKÁ
V ENERGIE
>
ČERPADLO
'* ^
Schematické uspořádání superkritického vodou chlazeného reaktorového systému
