FolyékonyFluorideSóolvadékosThoriumReaktor

Hasadás - Bár nem fúzió (lásd TermoNuklearisFuzio ), az energia témán belül egy másik erõsen manipulált terület:

Kirk Sorenson 2009-07-20 előadása   (Energy From Thorium: A Nuclear Waste Burning Liquid Salt Thorium Reactor  Kirk Sorensen's Tech Talk at google). A legjobb előadás energia témában, amit 30 év alatt láttam. Magyarosítani kellene, és kicsit lassítani, részekre szedni, mert aki nem atomtudós, vagy nem ismeri az MSR - LFTR témát annak biztosan túl gyors (vagyis szinte mindenkinek).

Cikk: Albert J. Juhász NASA Glenn Research Center High Efficiency Nuclear Power Plants Using
Liquid Fluoride Thorium Reactor Technology

Wigner Jenõ kitalálta, hogyan lehet az emberiség energiaigényét tisztán kielégíteni (a mai felhasználás mellett több millió évre elég készletek mellett). Aztán az 1960-as években meg is építették. Ez a folyékony fluorid sóolvadékos tórium reaktor (LFTR). 2009 Oct-ben volt az USA Washington DC-ben a thoriumenergyalliance.com konferencia. Kirk Sorenson is tart elõadást.

http://thoriumenergy.blogspot.com/2006/04/brief-history-of-liquid-fluoride.html Elements or Isotopes in reactor: absorption cross section (Barns) A legjobb atomenergiás rövidcikk !

Kisebb csoda, egy igen értelmes cikk az index.hu-n : Obama egy tolvonással megoldhatná a világ energiaproblémáit

• kb. 300 file a korábbi tapasztalatokról (ORNL és egyéb), összesen pár tízezer oldal http://www.energyfromthorium.com/pdf/  Sajna az eredeti jelenleg nem elérhető (az egész domain).
  • Index a file-ok alatt (be kell lépni)
    • Igen részletes üzemeltetési tapasztalatok, amortizáció (pl. fluorozó fala, szűrők, stb...), mérések. Cell-nek megvan az egész, majdnem 4 GByte. Sajnos a legtöbb scannelt. Be kellene OCR-ezni (gnuocr ? recognita ?) hogy be tudjuk indexelni. Kellene egy wiki, amiben minden dokumentumhoz, fejezethez, oldalhoz vagy ábrához megjegyzés oldalt (wiki, csatolmányok és fórum) lehet  illeszteni.

ARE (Aircraft Reactor Experiment) rajz: (polgári célra nem a legpraktikusabb összeállítás, érdekessége, hogy reflektor-moderált):

img src="http://photos1.blogger.com/blogger/4956/2802/1600/ARE1.gif"

Olyan fontos, hogy szimulációját érdemes megcsinálni. Lásd: FissionReactorSimulator

A DOE kemény 40 ezer  dollárt osztott a "molten-salt" reactors-ra, míg (sokak szerint esélytelen) "stabilizálni a plazmát" témára milliárdokat. A lentiek alapján megérthetjük, miért

• video: LFTR: Thorium hasadás folyékony fluorid sókban Számos elõnye van az uránnal szemben, mint Wigner Jenõ is felismerte. Mai körülmények között a thórium-232 alkalmasabbnak tûnik atomerõmûvekhez, mint az urán. Kisebb, tisztább reaktorok, amiket nagyságrenddel hosszabb ideig tudunk ellátni (a földi készletek jóval nagyobbak). Nagyságrenddel kevesebb rádioaktív hulladék.
• LFTR másik link
• régen megoldották: olcsó anyagokból közönséges ipari technológiával az 1960-as években megépítették, és sikeresen üzemelt 5 évig. Képek is találhatók itt:  Molten-Salt Reactor Experiment
  • vagyis a plazmastabilizálós fúziókutatás a világ legdrágább parasztvakítása (vagy inkább a szénerõmûvek üzemeltetése az ?)
  • Generation IV reactor
  • Aircraft Reactor Experiment
     

Röviden:

• a Thorium-232 gyakorlatilag nem rádióaktív (felezési ideje a világegyetem becsült életkorához közeli: 15e+9 év). Nagy mennyiségben van jelen a Földön. Sokszázszor (vagy inkább sokezerszer ?) annyi energiához elég, mint az uránkészlet. Sokkal kisebb szennyezés mellett
• ha a Thorium-232 köpenyt neutronnal besugározzuk, Th-233 -on keresztül (ami csak rövid ideig él), ptotactinium keletkezik:
• Pa-233 (felezési ideje 27.0 nap). a köpenybe csak a Thóriumot juttatjuk vissza, a Pa-233 -at kint várakoztatjuk, pihentetjük. A video szerint ha benthagynánk a Pa-233-at, az leállítaná a reakciót (mert elzabálja a neutronokat).
  • ez nem hangzik megalapozottnak. Miért zabálná el 500 ppm-nyi anyag a neutronokat ? Hány barns a Pa-233 ? Nyilván csak mennyiségi kérdés, hogy inkább "friss", alacsony Pa-233 tartalmú tórium nyelje el a neutronokat. A "besugárzott" pedig pihenjen, kisebb fluxusú helyen
  • Kint (intenzív neutronbesugárzástól mentesen) viszont szép lassan kitermeli az új adag U-233 üzemanyagot.
• A magba pedig csak az Uránt juttatjuk vissza (U-233), az egyebet nem. Az U-233 lényegében az üzemanyag.
  • fluor-gázt bugyborékoltat át a sóolvadékon. Mind a magból kijött olvadékon, mint a pihentetett Pa-233 -ban keletkezett U-233-at így lehet elkapni.
  • kezdetben egy adag U-233 esetleg U-235 üzemanyagra szükségünk lesz, aztán már a tenyésztéshez elég neutront tud a rendszer termelni
• a mag ill. kisrészben a köpeny sói segítségével hőcserélőn keresztül He gázt fűtünk, Brayton (vagy Ericsson, lásd  TermoDinamikaiKorfolyamatok ) ciklussal mechanikai teljesítményt + hőt veszünk ki. A sikeres kísérletek során levegővel hűtötték, de a He jobb.

Évtizedek óta tudnak atomtengeralattjárót készíteni (több ország is). Az LFTR kisebben is megcsinálható. Repülõgépre biztosan. Személyautóban valszeg nem. Ha nem azt juttatjuk vissza a magba, amit kell, vagy nem veszük ki a Pa-233-at, a reakció leáll. A megszaladás miatt nem kell parázni. Persze azért több ponton vigyázni kell. Vannak itt neutronok is, mérgek is (meg meleg is). A (lágy- ?)vas jó anyag lehet (a neutronelnyelés után Fe-59 lesz, azaz nem teszi rádióaktívvá), szerkezeti terhelés nincs.  Az acélötvözetekben az ötvözõanyagok már problémásabbak. Sikeresen Hastelloy-N -et alkalmaztak (alacsony Cr-tartalom, inkább nikkel-molybdén és kevés titán).

Az "energiaproblémát" réges-régen megoldották. Már az 1960-as években. Nemcsak elméletben, hanem gyakorlatban is. Kitalálták, megépítették (olcsón), üzemeltették. 5 évig üzemelt egy 7.5MW(ami thermal, nem elektromos teljesítmény)-os reaktor. Vagyis kicsiben is jó. Video (114Mbyte avi) 2250 másodperctől (=37.5 perc) van ez a rész.

A parasztvakítás része, hogy a Bechtel-Jacob kiállított egy 130 millió dolláros számlát a reaktort "ártalmatlanítására". (nyilván olyan értelemben, hogy nehogy ártson az olaj és szénlobbinak). A kísérletek során 47 óra alatt 218 kg U-t (még amikor nagyrésze U-238 volt) megtisztítottak fillérekért (kellett hozzá fluor, meg pár anyag, és a tartály fala is fogyott), töredékéért, mint a szilárd üzemanyagú erőműveknél.

Még rövidebben:

• néhány MW-os Ericcson ciklusú gázturbina hevítõjében hagyjunk helyet
• a reaktor nagy része grafitot vagy BeO-t tartalmaz
• kisebb része U-235, Pu-239 vagy U-233 -ot tartalmazó üzemanyaggal (utóbbit Tóriumból tenyészthetjük). Ez kell a beindításhoz. Ez a legnehezebb része, nem technikai, hanem politikai okokból, az NPT miatt. Beindítás után a szükséges üzemanyag-pótlást már tóriumból ki tudja tenyészteni.
• a köpeny tórium-fluorid olvadékot tartalmaz. Míg a grafit lassítja a neutronokat, ez elnyeli.
• a fenti a természetese gépészeti kiegészítésekkel elégséges a reakció stabil üzemeltetéséhez, de az anyagok tisztán tartása végett a xenon, az oxidok és egyéb nemkívánatos anyagok távoltartása végett bugyborékoltatást (pl. flouridgáz) és sprézést alkalmaztak.
  • Karbantartás elõtt és után könnyû flourid sóolvadékokkal mosták át.
  • a mintavételhez, és a rudak mozgatásához a reaktortérbe nyúló karokkal oldották meg ("kézihajtány" ;-)

Ha azt hittétek, PaF egy sárkány, hát nem egészen: Fluorides: protactinium(IV) fluoride PaF₄, protactinium(V) fluoride PaF₅

 

Dani nem csak hogy ismeri a LFTR-t, de szerinte az ma már kereskedelmi forgalomban kapható (hogy hol, azt sajna nem tudta megmondani), és amúgy az atomtengeralattjárók is azzal mennek.  Gál Marcell elõadásában is említi az atomtengeralattjárókat. Feladat: hivatkozások keresése

---

"Hagyományos" hasadásos technológiák - pár tanulság

_{A CANDU reaktorban (ami nehézvizes, dúsítatlan urános PHWR)} zircaloy -t használtak a víz(hõcserélõ és reaktortartály) csövek falához, ami "highly transparent to neutrons". A moderátor nagy részét ezeken kívül tárolták, egy nagyobb tartályban. "Traditional designs using light water as a moderator will absorb too many neutrons to allow a chain reaction to occur in natural uranium due to the low density of active nuclei. Heavy water absorbs fewer neutrons than light water, allowing a high neutron economy that can sustain a chain reaction even in unenriched fuel. Also, the low temperature of the moderator (below the boiling point of water)"

A CANDU void-coefficient-e enyhén pozitív (persze nem annyira drasztikusan, mint a Chernobyl RBMK). De nem is negatív, mint a PWR-ké. A CANDU költségének kb 20%-a a nehézvíz még a relatíve olcsó Girdler eljárás mellett is (mit csináltak vajon a Bruce üzem 700 t/év outputjával ??).

---

 Monazit - Ce

Van olyan homok, aminek tórium (-dioxid) tartalma 5-10% vagy esetenként akár 30(tömeg)% is lehet. Nemcsak Indiában és Braziliában, hanem a Kárpát-medencében is, ill. a Nyugat-kárpátokban. Bizonyos gránitfajtáknál is emlegetik.

50 ppm környékén sok helyen fellelhetõ, de ezekkel egyelõre nem érdemes foglalkozni.

Viszont az 5% feletti tóriumtartalmú homokot érdemes lenne felhalmozni. Erre mintavételi és vizsgálati mozgalmat lehetne szervezni.

---

2-só vagy 1 só

A tórium helye szerint:

• az üzemanyagsóban: 1-sós, single-fluid.
• külön sóolvadékban a hûtõsóban vagy 3. sóban.
  • ennek hátránya, hogy a tartály fala - hacsak nem grafit - elnyel neutronokat, és max 9% neutronveszteségünk lehet (ha túltenyészteni akarunk, hogy más reaktorokat is beindíthassunk, akkor inkább csak 3..4%)
• szilárd Th vagy ThO2 kis golflabda szerû gömböcskékben vagy rudakban, melyeket grafittal bevonhatunk.
  • ekkor nem kell fal a Th és az üzemanyag közé, és a magas NTC is megmarad. Hátránya, hogy néha fel kell dolgozni ezt a szilárd alapanyagot. A Pa-233 miatt nem kellene, amiatt elég pihentetni. Viszont az U-233 hasadástermékei miatt szükséges. Az üzemanyag túlnyomó része továbbra is folyadék, és összességében még így is jobb, mint a hagyományos reaktorok.
• ezek kombinációjában

Néhányan szimpatizálnak az összevont sóolvadékkal, "single-fluid" (még az ORNL-en belül is).

Az összevont só mögötti motiváció az, hogy a jó szerkezeti anyagok (pl. Hastelloy-N) túl sok neutront nyelnek el, és a tenyésztéshez (ami Th-232 -ből új U-233 üzemanyagot szolgáltat) nem marad elég neutron. Mivel a 2.2 neutronból (1 elnyelésből 2.2 lesz. Hiába lesz egy hasadásból 2.5, azzal nem tudunk mit kezdeni) és 1 neutron a láncreakció fenntartásához kell, kb 0.2 neutron (<10%) elvesztése megengedett tehát jól kell gazdálkodni.

  A sók összevonásával éppen a legfontosabb előnyt veszítenénk el. Ugyanis a tórium (vagy az U238) alapanyag "poison", vagyis leállítja a láncreakciót. Ezeket kívülre kell tenni a nagy NTC érdekében. A reaktorban úgy érhetjük el a legjobb NTC-t, ha oda az U-233-at (esetleg indításkor U-235 -öt) tartalmazó sóolvadékot teszünk, hogy annak hőtágulása azonnali nagymértékû reaktivitáscsökkenést okozzon.

Első hallásra a "single-fluid" MSBR egyszerűbbnek hangozhat, de valójában a reprocesszálás sokkal bonyolultabb. Az ORNL-TM-3137.pdf alapján képet alkothatunk róla, mennyire.

Az a tórium (ill. esetleges U238 tenyésztési alapanyag ) helye a köpenyben van, amennyire csak lehetséges.

A biztonság a legfontosabb. A reprocesszálás még így is olcsóbb 2 só esetén. 1 só esetén csak úgy lehetne csökkenteni a lépéseket, ha óriási mennyiségû U-235 vagy U-233-at használnánk, ami gyakorlatban szóba sem jöhet.

Valójában a 2 feltétlen szükséges sórendszeren (belső üzemanyag-reaktormag és tórium a köpenyben) kívül szóbajön 3., 4. esetleg 5. is:

• "átlátszó" moderátor só (Li, Be, Zr,   U nélkül) - moderátor
• "tükör" (Li, Be, Zr,   U nélkül) magasabb Be tartalmú : jobb neutron-visszaverő képességű
• és végül egy igen kis mennyiséget tartalmazó, elkülönített rendszer, amiben a koszos szilárdüzemanyagú reaktorok rádióaktív hulladékát égetjük el. Az LFTR több veszélyes (hosszú felezési idejû transzurán elemeket tartalmazó) hulladékot tud megsemmisíteni, mint amennyit termel.

 Ezek nem bonyolítják, hanem egyszerűsítik a rendszereket. Minél több kotyvalékot próbálunk összeönteni, annál bonyolultabb és drágább (gyorsabban használódnak el, gyakrabban kell cserélni a sókat). Ill. annál több egyéb kompromisszumot kell kötni, pl. a szükséges (drága) hasadóanyag mennyiségigénye növekszik.

 

Érdemes megemlíteni, hogy bár a reaktivitás a hőmérséklettel erősen csökken, az egyik hatás enyhe reaktivitásnövekedést okozhat. Az üzemanyagszivattyú elviszi az üzemanyagot, ezért a késleltetett neutronok egy részét (NAT_MSREexperiments.pdf tartalmazza a pontos adatokat) reaktivitás szempontjából elveszítjük. Az üzemanyagszivattyú leállása kb 0.2%-os reaktivitásnövekedést eredményezhet. A passzív elemek ezt kompenzálni tudják. Végső esetben pedig ott vannak a fagyszelepek.

A sóban buborékok képződése (szélsőséges esetben forrása, ez a "Boiling salt reactor") nagyon erős negatív hőmérsékleti reaktivitási együtthatót okoz. Ez jó.

 Érdekes gondolat, hogy a tórium egy részét a takarékos neutrongazdálkodás végett szilárd ThO2 rudakban a reaktorban, a tartályon belül, persze annak külsején tartanánk. Csúcsteljesítmény esetén kb. 1-2 naponta cserélnénk, friss (állott, Pa mentes, nagyon ritkán teljesen feldolgozott Pa és U-mentes) rudakat visszajuttatva. Ha kb 0.8 neutront a tóriummal elkapnánk bent, akkor már elég lenne ha a külső tórium a maradék 2.2 -1 - 0.8 =0.4 neutronból kapna el 0.2-t, (40..50% alatti elnyelés) már Hastelloy-N -el is megvalósíthatónak látszik. 

 

---

3-sós javaslat, bentrõl kifelé bemutatva:

• FLiBeU üzemanyag, ebben zajlik a láncreakció. Max 2-szer annyi van a rendszerben, mint amennyi a reaktorban. A hõ nagy része ebben keletkezik. Ebbõl is veszünk ki hõt, de a hõ egy részét a többi sóból vesszük ki
• FLiBeTh ez kb 0.7m sugáron fut, a grafitjáratokban és elkapja a neutronok egy részét. A grafit miatt csak kevés hõt tud elvinni
• FLiBeTh kb 0.9m sugáron fut, Hastelloy-N csövekben. Itt már a neutronfluxus kisebb. Viszont az üzemanyag sóolvadék spirális keringése miatt jól elviszi a FLiBeU -ból a hõ egy részét
• a reaktortartályon kívül még lehet Th. Akár FLiBeTh só vagy sóolvadék formában, akár szilárd (de tiszta) ThO2 formában, még kintebb kintebb pedig akár késõbb feldolgozandó (azaz nem tiszta) Monazit-Ce formában is.

A több-sós (2-3 só) megoldások nehézsége, hogy ne nyelõdjön el túl sok neutron a Hastelloy-N falakban. Ha pedig grafit választja el õket, annak is megvannak a nehézségei.

 

---

Miért nem aktiválódik be a Li-7 a hasadásos láncreakció során ?

"High-energy neutrons can also produce tritium from lithium-7 in an endothermic reaction, consuming 2.466 MeV. This was discovered when the 1954 Castle Bravo nuclear test produced an unexpectedly high yield"

A tesztek során nem számoltak be trícium-fluorid problémáról. Miért nem jelentkezett ilyen probléma ? Lehet, hogy a neutronok többsége nem érte el ezt az energiaszintet ? (azt tudjuk, hogy a fragmentek mozgási energiája hordozza a 200MeV nagy részét)

Az, hogy Li-6 nemkívánatos a sóban, az nyilvánvaló (még a lassú neutronok is tríciumot tenyésztenek, ami hasznos, de nem a sóolvadékban).

 

---

 

Tórium kimutatása:

• icp-thorium

világpiaci ára:

 

---

Egyéb  (nem folyékony-fluorid-sós)

• TRISO
• TRISO (másik)
• Pluto projekt: nukleáris ramjet (sikeresen kipróbálva)

 

 

 

---