Реакторы на расплавленных солях: принципы работы и перспективы

Реакторы на расплавленных солях (МСР): принцип работы, история развития (США, Китай), использование тория. Перспективные ядерные технологии IV поколения.

19 мин чтения

100%

Источник: Molten-salt reactor — Wikipedia

Сравнивайте с английским: нажмите на абзац — оригинал откроется в окне. Кнопка EN под абзацем показывает его прямо в тексте.

Содержание

Введение

Тип ядерного реактора, охлаждаемого расплавленным материалом

Реактор с расплавленной солью (РСС) – это класс ядерных реакторов деления, в которых первичным теплоносителем ядерного реактора и/или топливом является смесь расплавленной соли с делящимся материалом. В середине 20-го века в США работало два исследовательских РСС. Эксперимент по реакторам для самолетов (ARE) 1950-х годов был в первую очередь обусловлен компактными размерами технологии, в то время как Эксперимент по реакторам с расплавленной солью (MSRE) 1960-х годов был направлен на демонстрацию атомной электростанции с использованием ториевого топливного цикла в реакторе-размножителе. Возросший интерес к разработкам реакторов поколения IV возобновил исследования в 21-м веке, и несколько стран начали соответствующие проекты. По состоянию на май 2023 года Китай не объявил о запуске ториевого блока TMSR LF1 после запланированной даты – февраля 2023 года. РСС исключают сценарий ядерного расплавления, характерный для реакторов с водяным охлаждением, поскольку топливная смесь поддерживается в расплавленном состоянии. Конструкция топливной смеси предусматривает её самотёчное удаление из активной зоны в защитную оболочку в аварийных ситуациях без использования насосов, где топливо затвердевает, прекращая реакцию. Кроме того, не происходит выделение водорода. Это устраняет риск взрывов водорода (как в случае аварии на Фукусима-1). Они работают при атмосферном давлении или близком к нему, в отличие от 75–150-кратного атмосферного давления, характерного для типичного легководного реактора (LWR). Это снижает потребность и стоимость реакторных сосудов, рассчитанных на высокое давление. Газообразные продукты деления (Xe и Kr) обладают низкой растворимостью в топливной соли и могут безопасно улавливаться при их выделении из топлива в виде пузырьков, а не увеличивать давление внутри топливных каналов, как это происходит в традиционных реакторах. РСС могут заправляться во время работы (фактически, это онлайн-переработка ядерного топлива), в то время как традиционные реакторы останавливаются для заправки (заметные исключения составляют реакторы с тяжелой водой в трубчатых каналах под давлением, такие как CANDU или PHWR класса Атуча, а также британские газоохлаждаемые реакторы, такие как Magnox и AGR). Рабочая температура РСС составляет около , что значительно выше, чем у традиционных ЛРС, где она составляет около . Это повышает эффективность выработки электроэнергии и возможности использования тепла для промышленных процессов. К актуальным проблемам проектирования относятся коррозионная активность горячих солей и изменение химического состава соли в результате трансмутации под воздействием нейтронного потока.

A molten salt reactor (MSR) is a class of nuclear fission reactor in which the primary nuclear reactor coolant and/or the fuel is a mixture of molten salt with a fissionable material. Two research MSRs operated in the United States in the mid 20th century. The 1950s Aircraft Reactor Experiment (ARE) was primarily motivated by the technology's compact size, while the 1960s Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) aimed to demonstrate a nuclear power plant using a thorium fuel cycle in a breeder reactor. Increased research into Generation IV reactor designs renewed interest in the 21st century with multiple nations starting projects. As of May 2023, China had not announced the ignition of its TMSR LF1 thorium unit following its scheduled date of February 2023. MSRs eliminate the nuclear meltdown scenario present in water cooled reactors because the fuel mixture is kept in a molten state. The fuel mixture is designed to drain without pumping from the core to a containment vessel in emergency scenarios, where the fuel solidifies, quenching the reaction. In addition, hydrogen evolution does not occur. This eliminates the risk of hydrogen explosions (as in the Fukushima nuclear disaster). They operate at or close to atmospheric pressure, rather than the 75–150 times atmospheric pressure of a typical light water reactor (LWR). This reduces the need and cost for reactor pressure vessels. The gaseous fission products (Xe and Kr) have little solubility in the fuel salt, and can be safely captured as they bubble out of the fuel, rather than increasing the pressure inside the fuel tubes, as happens in conventional reactors. MSRs can be refueled while operating (essentially online nuclear reprocessing) while conventional reactors shut down for refueling (notable exceptions include pressure tube heavy water reactors like the CANDU or the Atucha class PHWRs, and British built gas cooled reactors such as Magnox, AGR). MSR operating temperatures are around , significantly higher than traditional LWRs at around This increases electricity generation efficiency and process heat opportunities. Relevant design challenges include the corrosivity of hot salts and the changing chemical composition of the salt as it is transmuted by the neutron flux.

Свойства

МСР, особенно с топливом в расплавленной соли, обеспечивают более низкое рабочее давление и более высокие температуры. В этом отношении МСР больше похож на реактор с охлаждением жидкими металлами, чем на традиционный реактор с легководным охлаждением. Конструкции МСР часто представляют собой реакторы-размножители с замкнутым топливным циклом, в отличие от однократного использования топлива, применяемого в современных атомных электростанциях. МСР используют отрицательный температурный коэффициент реактивности и значительный допустимый температурный запас для предотвращения аварийной критичности. В конструкциях с топливом в соли, расплавленная соль немедленно расширяется при отклонениях мощности. В традиционных реакторах отрицательная реактивность проявляется с задержкой, поскольку тепло от топлива должно передаваться замедлителю. Дополнительный метод заключается в размещении отдельного, пассивно охлаждаемого контейнера под реактором. При неисправностях или техническом обслуживании топливо сливается в этот контейнер, что останавливает реакцию. Температуры некоторых конструкций достаточно высоки для производства теплоты для технологических процессов, что и обусловило их включение в дорожную карту GEN IV.

Отбор расплавленной соли

Солевые смеси подобраны для повышения безопасности и практичности реактора.

Фтор

Фтор имеет только один стабильный изотоп и не становится радиоактивным при облучении нейтронами. По сравнению с хлором и другими галогенами, фтор также поглощает меньше нейтронов и лучше замедляет ("умеряет") их. Фториды с низкой валентностью кипят при высоких температурах, хотя многие пентафториды и гексафториды кипят при низких температурах. Для разложения на составные элементы их необходимо сильно нагреть. Такие расплавленные соли являются "химически стабильными", если поддерживать их температуру значительно ниже точки кипения. Фторидные соли плохо растворимы в воде и не выделяют горючий водород.

Хлор

Хлор имеет два стабильных изотопа (³⁵Cl и ³⁷Cl), а также медленно распадающийся изотоп между ними, который облегчает поглощение нейтронов. Хлориды позволяют строить реакторы на быстрых нейтронах. Гораздо меньше исследований было проведено по конструкциям реакторов, использующих хлоридные соли. Хлор, в отличие от фтора, необходимо очищать для выделения более тяжелого стабильного изотопа ³⁷Cl, что снижает образование тетрахлорида серы, возникающего при поглощении ³⁵Cl нейтрона с образованием ³⁶Cl, который затем распадается бета-распадом до ³⁶S.

Литий

Литий должен быть в форме очищенного, поскольку он эффективно захватывает нейтроны и производит тритий. Даже при использовании чистого лития, соли, содержащие литий, вызывают значительное образование трития, сравнимое с реакторами на тяжелой воде.

Смеси

Соли реактора обычно близки к эвтектическим смесям для снижения температуры их плавления. Низкая температура плавления упрощает расплавление соли при запуске и уменьшает риск её замерзания при охлаждении в теплообменнике. Благодаря широкому "редокс-окну" расплавленных фторидных солей, можно изменять окислительно-восстановительный потенциал системы расплавленной соли. Фтористолитиевый бериллий ("FLiBe") может использоваться с добавками бериллия для снижения окислительно-восстановительного потенциала и практически полного устранения коррозии. Однако, поскольку бериллий чрезвычайно токсичен, необходимо предусмотреть специальные меры предосторожности в конструкции для предотвращения его попадания в окружающую среду. Многие другие соли могут вызывать коррозию трубопроводов, особенно если реактор достаточно горяч для образования высокореактивного водорода. На сегодняшний день большинство исследований сосредоточено на FLiBe, поскольку литий и бериллий являются достаточно эффективными замедлителями и образуют эвтектическую солевую смесь с более низкой температурой плавления, чем у каждого из исходных компонентов. Бериллий также способствует умножению нейтронов, повышая нейтронную экономию. Этот процесс происходит, когда ядро бериллия испускает два нейтрона после поглощения одного нейтрона. В солевые носители топлива обычно добавляют 1% или 2% (в молях) UF4. Также использовались фториды тория и плутония.

Очистка расплавленной соли

Впервые методы приготовления и обработки расплавленных солей были разработаны в ORNL. Целью очистки солей является удаление оксидов, серы и металлических примесей. Оксиды могут приводить к образованию отложений твердых частиц при работе реактора. Сера должна быть удалена из-за ее коррозионного воздействия на никелевые сплавы при рабочих температурах. Конструкционные металлы, такие как хром, никель и железо, должны быть удалены для предотвращения коррозии. Для стадии очистки с целью снижения содержания воды была задана температура 400 °C с использованием HF и гелиевого продувочного газа. Загрязнение оксидами и серой в солевых смесях удалялось путем газовой продувки смесью HF/H2 при нагреве соли до 600 °C.

Обработка расплавленной соли

Возможность онлайн-обработки может быть преимуществом MSR. Непрерывная обработка позволит сократить запасы продуктов деления, контролировать коррозию и повысить нейтронную экономию за счет удаления продуктов деления с высоким сечением поглощения нейтронов, особенно ксенона. Это делает MSR особенно подходящим для ториевого топливного цикла с дефицитом нейтронов. Онлайн-обработка топлива может повлечь за собой риски аварий при переработке топлива, которые могут привести к выбросу радиоизотопов. В некоторых сценариях воспроизводства тория промежуточный продукт – протактиний – будет извлекаться из реактора и допускаться к распаду в высокочистый уран-233, привлекательный для создания ядерного оружия. Более современные конструкции предлагают использовать меньшую удельную мощность или отдельное воспроизводящее полотно. Это снижает концентрацию протактиния до такой степени, что лишь немногие атомы протактиния поглощают второй нейтрон или, в результате реакции (n, 2n) (в которой падающий нейтрон не поглощается, а выбивает нейтрон из ядра), образуют изотопный состав урана, менее пригодный для создания ядерного оружия. Поскольку уран-233 имеет короткий период полураспада, а его цепочка распада содержит сильные гамма-излучатели, это делает изотопный состав урана менее привлекательным для создания ядерного оружия. Эта выгода потребует дополнительных затрат на больший запас делящегося материала или двухконтурную конструкцию с большим количеством солей. Необходимая технология переработки топливных солей была продемонстрирована, но только в лабораторном масштабе. Предварительным условием для полномасштабного проектирования коммерческого реактора является проведение НИОКР для разработки экономически конкурентоспособной системы очистки топливных солей.

Переработка топлива

Переработка относится к химическому разделению делящегося урана и плутония из отработавшего ядерного топлива. Такое извлечение может повысить риск ядерного распространения. В Соединенных Штатах регулирование в этой области существенно менялось в зависимости от действующей администрации. В частности, для стабильного соляного реактора (SSR), в котором радиоактивное топливо находится в расплавленном состоянии внутри топливных элементов, а первый контур не является радиоактивным, эксплуатационные расходы, вероятно, будут ниже.

Конструкции

МСР могут быть реакторами-наработчиками или реакторами-размножителями. Они могут быть быстрыми, термическими или эпитермическими. В тепловых реакторах обычно используется замедлитель (обычно графит) для замедления нейтронов и поддержания умеренной температуры. Они могут использовать различные виды топлива (низкообогащенный уран, торий, обедненный уран, радиоактивные отходы) и теплоносители (фториды, хлориды, литий, бериллий, смешанные). Топливный цикл может быть замкнутым или однопроходным. Они могут быть монолитными или модульными, крупными или малыми. Реактор может иметь контурную, модульную или интегральную компоновку. Варианты включают:

Быстрый реактор с расплавленной солью

Быстрый реактор с расплавленной солью (MSFR) – это предлагаемая конструкция, в которой топливо растворено в фторидном солевом теплоносителе. MSFR является одним из двух вариантов реакторов с расплавленной солью (MSR), выбранных Международным форумом поколений IV (GIF) для дальнейшей разработки, другим является FHR или AHTR. MSFR основан на спектре быстрых нейтронов и считается долгосрочной заменой твердотопливным быстрым реакторам. Они изучаются почти десятилетие, в основном посредством расчетов и определения основных физических и химических свойств в Европейском Союзе и Российской Федерации. MSFR рассматривается как устойчивый, поскольку не существует дефицита топлива. В теории, работа MSFR не генерирует и не требует больших количеств трансурановых элементов (TRU). Когда в MSFR достигается стационарное состояние, необходимость в обогащении урана отпадает. MSFR могут быть реакторами-размножителями. Они работают без замедлителя в активной зоне, такого как графит, поэтому срок службы графита перестает быть проблемой. В результате получается реактор-размножитель с быстрым нейтронным спектром, работающий в ториевом топливном цикле. MSFR содержат относительно небольшие первоначальные запасы топлива, работая на жидком топливе без твердых веществ в активной зоне. Это позволяет достичь удельной мощности, значительно превышающей мощность реакторов, использующих твердое топливо. Выделяемое тепло напрямую передается теплоносителю. В MSFR небольшая часть расплавленной соли отводится для переработки с целью удаления продуктов деления, а затем возвращается в реактор. Это дает MSFR возможность перерабатывать топливо без остановки реактора, что существенно отличается от твердотопливных реакторов, для которых существуют отдельные установки для производства твердого топлива и переработки отработавшего ядерного топлива. MSFR может работать с широким спектром составов топлива благодаря онлайн-контролю топлива и гибкой переработке. Стандартный MSFR представляет собой реактор мощностью 3000 МВт(т) с общим объемом топливной соли 18 м³ и средней температурой топлива 750 °C. Форма активной зоны – компактный цилиндр с отношением высоты к диаметру 1, где жидкая фторидная топливная соль течет снизу вверх. Обратная циркуляция соли, сверху вниз, разделена на 16 групп насосов и теплообменников, расположенных вокруг активной зоны. Полный цикл топливной соли занимает примерно 3–4 секунды. В любой момент времени в процессе эксплуатации половина общего объема топливной соли находится в активной зоне, а остальная часть – во внешней топливной цепи (солеуловители, сепараторы соляных пузырей, топливные теплообменники, насосы, инжекторы соли и трубопроводы). Также предлагается вариант реактора с расплавленной солью поколения IV, который считается перспективным для долгосрочной перспективы. Сторонники оценивают, что пятисот метрических тонн тория может хватить для удовлетворения энергетических потребностей США в течение одного года. Геологическая служба США оценивает, что крупнейшее известное месторождение тория в США, район Лемхи-Пасс на границе штатов Монтана и Айдахо, содержит запасы тория в 64 000 метрических тонн. Традиционно эти реакторы были известны как реакторы размножения расплавленной соли (MSBR) или реакторы расплавленной соли тория (TMSR), но название LFTR было продвинуто как ребрендинг в начале 2000-х годов Кирком Соренсеном.

The molten salt fast reactor (MSFR) is a proposed design with the fuel dissolved in a fluoride salt coolant. The MSFR is one of the two variants of MSRs selected by the Generation IV International Forum (GIF) for further development, the other being the FHR or AHTR. The MSFR is based on a fast neutron spectrum and is believed to be a long term substitute to solid fueled fast reactors. They have been studied for almost a decade, mainly by calculations and determination of basic physical and chemical properties in the European Union and Russian Federation. A MSFR is regarded sustainable because there are no fuel shortages. Operation of a MSFR does in theory not generate or require large amounts of transuranic (TRU) elements. When steady state is achieved in a MSFR, there is no longer a need for uranium enrichment facilities. MSFRs may be breeder reactors. They operate without a moderator in the core such as graphite, so graphite life span is no longer a problem. This results in a breeder reactor with a fast neutron spectrum that operates in the Thorium fuel cycle. MSFRs contain relatively small initial inventories of MSFRs run on liquid fuel with no solid matter inside the core. This leads to the possibility of reaching specific power that is much higher than reactors using solid fuel. The heat produced goes directly into the heat transfer fluid. In the MSFR, a small amount of molten salt is set aside to be processed for fission product removal and then returned to the reactor. This gives MSFRs the capability of reprocessing the fuel without stopping the reactor. This is very different compared to solid fueled reactors because they have separate facilities to produce the solid fuel and process spent nuclear fuel. The MSFR can operate using a large variety of fuel compositions due to its on line fuel control and flexible fuel processing. The standard MSFR would be a 3000 MWth reactor that has a total fuel salt volume of 18 m3 with a mean fuel temperature of 750 °C. The core's shape is a compact cylinder with a height to diameter ratio of 1 where liquid fluoride fuel salt flows from the bottom to the top. The return circulation of the salt, from top to bottom, is broken up into 16 groups of pumps and heat exchangers located around the core. The fuel salt takes approximately 3 to 4 seconds to complete a full cycle. At any given time during operation, half of the total fuel salt volume is in the core and the rest is in the external fuel circuit (salt collectors, salt bubble separators, fuel heat exchangers, pumps, salt injectors and pipes). is also a proposed Generation IV molten salt reactor variant regarded promising for the long term future. Advocates estimate that five hundred metric tons of thorium could supply U. S. energy needs for one year. The U. S. Geological Survey estimates that the largest known U. S. thorium deposit, the Lemhi Pass district on the Montana Idaho border, contains thorium reserves of 64,000 metric tons. Traditionally, these reactors were known as molten salt breeder reactors (MSBRs) or thorium molten salt reactors (TMSRs), but the name LFTR was promoted as a rebrand in the early 2000s by Kirk Sorensen.

Реактор стабильной соли

Устойчивый соляной реактор – относительно новая концепция, в которой расплавленное соляное топливо удерживается статически в традиционных топливных элементах LWR. Отпадает необходимость в перекачке соляного топлива и, как следствие, во всех проблемах, связанных с коррозией, отложениями, техническим обслуживанием и обеспечением безопасности, возникающих при циркуляции высокорадиоактивной, горячей и химически сложной жидкости. Топливные элементы погружены в отдельную, не делящуюся фторидную соль, которая служит первичным теплоносителем.

Реакторы с двумя жидкостями и расплавленной солью

Прототипическим примером реактора с двойным жидкостным теплоносителем является реактор, охлаждаемый свинцом и использующий расплавленную соль в качестве топлива.

Эксперимент с реактором самолета, США

Исследования MSR начались с эксперимента реактора самолётов США (ARE) в поддержку программы ядерной двигательной установки самолётов США. ARE представлял собой ядерный реактор мощностью 2,5 МВт, разработанный для достижения высокой плотности энергии для использования в качестве двигателя в атомном бомбардировщике. Проект включал эксперименты, в том числе высокотемпературные и двигательные испытания, объединенные под названием экспериментов реактора теплопередачи: HTRE 1, HTRE 2 и HTRE 3 на Национальной испытательной станции реакторов (ныне Национальная лаборатория Айдахо), а также экспериментальный высокотемпературный реактор с расплавленной солью в Национальной лаборатории Оук-Ридж – ARE. В ARE использовалась расплавленная фторидная соль NaF/ZrF4/UF4 (53/41/6 моль%), замедленная оксидом бериллия (BeO). Жидкий натрий служил вторичным теплоносителем. В ходе эксперимента была достигнута пиковая температура 860 °C. В 1954 году было произведено 100 МВт·ч за девять дней. В этом эксперименте для металлической конструкции и трубопроводов использовался сплав Инконел 600. В 1957 году МСР был запущен в Центре критических экспериментов Национальной лаборатории Оук-Ридж. Он являлся частью программы циркулирующего топливного реактора компании Pratt & Whitney Aircraft Company (PWAC). Этот реактор получил название Pratt and Whitney Aircraft Reactor 1 (PWAR 1). Эксперимент проводился в течение нескольких недель практически на нулевой мощности, хотя реактор достиг критического состояния. Рабочая температура поддерживалась примерно постоянной. В PWAR 1 в качестве основного топлива и теплоносителя использовалась расплавленная соль NaF/ZrF4/UF4. Это был один из трех критических MSR, когда-либо построенных.

MSRE в Оук-Ридже, США

Oak Ridge National Laboratory (ORNL) возглавила исследования MSR в 1960-х годах. Большая часть их работы завершилась Экспериментом реактора с расплавленной солью (MSRE). MSRE представлял собой испытательный реактор мощностью 7,4 МВт-тепловых, имитирующий нейтронное "ядро" типа эпитермального реактора-размножителя расплавленной соли тория, известного как реактор жидкого фторида тория (LFTR). Большое (дорогостоящее) размножающее "одеяло" из ториевой соли было исключено в пользу нейтронных измерений. Трубопроводы, реакторный сосуд и конструкционные элементы MSRE были изготовлены из Hastelloy N, замедленные пиролитическим графитом. Реактор достиг критического состояния в 1965 году и работал в течение четырех лет. Его топливом служила смесь LiF/BeF2/ZrF4/UF4 (65 29 5 1) моль%. Графитовое ядро осуществляло замедление нейтронов. В качестве вторичного теплоносителя использовался FLiBe (2LiF*BeF2). Реактор достигал температур до и обеспечил эквивалент около 1,5 лет работы на полной мощности.

Двадцать первый век

Интерес к МСР вновь возрос в новом тысячелетии в связи с продолжающимися задержками в разработке термоядерной энергии и других ядерных программ, а также с растущим спросом на источники энергии, производящие минимальные выбросы парниковых газов (ПГ).

Канада

Компания Terrestrial Energy, базирующаяся в Канаде, разрабатывает конструкцию реактора DMSR, называемого интегральным реактором на расплавленных солях (IMSR). IMSR предназначен для развертывания в качестве небольшого модульного реактора (SMR). Их проект, в настоящее время проходящий лицензирование, имеет тепловую мощность 400 МВт (190 МВт электрической). Благодаря высоким рабочим температурам IMSR может применяться как на рынках промышленного тепла, так и на традиционных рынках электроэнергии. Основные конструктивные особенности включают замедление нейтронов графитом, загрузку низкообогащенным ураном и компактный, заменяемый активный блок (Core). Тепло распада отводится пассивно с использованием азота (с воздухом в качестве резервной альтернативы). Эта особенность обеспечивает простоту эксплуатации, необходимую для промышленного внедрения. В 2017 году Terrestrial завершила первый этап предварительного лицензионного рассмотрения Канадской комиссией по ядерной безопасности, в результате которого было получено заключение регулирующего органа о том, что конструктивные особенности в целом достаточно безопасны для последующего получения лицензии на строительство реактора. Moltex Energy Canada, дочерняя компания Moltex Energy Ltd. из Великобритании, получила поддержку от New Brunswick Power для разработки пилотного завода в Пойнт-Лепрео, Канада, а также финансовую поддержку от IDOM (международной инженерной фирмы) и в настоящее время участвует в процессе проверки проекта канадского поставщика. На заводе будет использоваться версия реактора на стабильных солях, предназначенная для переработки отходов.

Китай

Китай начал исследовательский проект по торию в январе 2011 года и потратил на него около 3 миллиардов юаней (500 миллионов долларов США) к 2021 году. Затем Китай ускорил программу строительства двух 12 МВт реакторов под землей на исследовательском комплексе Вувей к 2020 году, начав с прототипа TMSR LF1 мощностью 2 мегаватта. Проект был направлен на испытание новых коррозионностойких материалов. В 2021 году Китай заявил, что прототип в Вувей может начать вырабатывать электроэнергию из тория уже в сентябре, обеспечивая энергией около 1000 домохозяйств. Это первый в мире ядерный реактор на расплавленных солях после проекта в Ок-Ридже. Ожидалось, что его 100-мегаваттный преемник будет высотой 3 метра и шириной 2,5 метра, способный обеспечивать энергией 100 000 домохозяйств. Дальнейшие работы над коммерческими реакторами были объявлены с целевым сроком завершения в 2030 году. Правительство Китая планирует реализовать подобные реакторы в пустынях и равнинах западного Китая, а также до 30 реакторов в странах, участвующих в инициативе "Один пояс, один путь".

Дания

Copenhagen Atomics – датская компания, разрабатывающая технологии расплавленных солей и реакторы на расплавленных солях для массового производства. Копенгагенский "Мусоросжигатель" (Waste Burner) – это одноконтурный, замедленный тяжелой водой, фторидный, тепловой спектр и автономно управляемый реактор на расплавленной соли. Он разработан для размещения внутри герметичного 40-футового контейнера из нержавеющей стали. Замедлитель тяжелой воды теплоизолирован от соли и непрерывно осушается и охлаждается до температуры ниже A. Также исследуется версия замедлителя на основе расплавленного лития-7 деутероксида. Реактор использует ториевый топливный цикл с использованием выделенного плутония из отработавшего ядерного топлива в качестве начальной делящейся массы для реакторов первого поколения, с последующим переходом к ториевому воспроизводителю. Copenhagen Atomics активно разрабатывает и тестирует клапаны, насосы, теплообменники, измерительные системы, системы химии и очистки солей, а также системы управления и программное обеспечение для применения расплавленных солей. Seaborg Technologies разрабатывает активную зону для компактного реактора на расплавленной соли (CMSR). CMSR – это высокотемпературный, односолевой, тепловой MSR, предназначенный для достижения критичности на коммерчески доступном низкообогащенном уране. Конструкция CMSR модульная и использует запатентованный замедлитель NaOH. Предполагается, что активная зона реактора будет заменяться каждые 12 лет. В процессе эксплуатации топливо не будет заменяться и будет сгорать в течение всего 12-летнего срока службы реактора. Первая версия активной зоны Seaborg планируется к производству 250 МВт тепловой мощности и 100 МВт электрической мощности. В качестве электростанции CMSR сможет обеспечивать электроэнергией, чистой водой и теплом/холодом около 200 000 домохозяйств.

Франция

Проект CNRS EVOL (Оценка и жизнеспособность системы реакторов на жидком топливе) с целью разработки конструкции реактора на расплавленных солях (MSFR) опубликовал свой итоговый отчет в 2014 году. Различные проекты MSR, такие как FHR, MOSART, MSFR и TMSR, имеют общие направления исследований и разработок. Проект EVOL будет продолжен финансируемым ЕС проектом SAMOFAR (Оценка безопасности реактора на быстрых нейтронах с расплавленной солью), в котором сотрудничают несколько европейских научно-исследовательских институтов и университетов.

Германия

Немецкий институт физики твердого тела в Берлине предложил реактор с двойным теплоносителем как концепцию быстрого реактора-размножителя, охлаждаемого свинцом (MSR). Изначальная концепция MSR использовала жидкую соль как для обеспечения делящимися материалами, так и для отвода тепла, что приводило к проблемам с требуемой скоростью потока. Предполагается, что использование двух различных теплоносителей в отдельных контурах решает эту проблему.

Индия

В 2015 году индийские исследователи опубликовали конструкцию MSR как альтернативный путь к реакторам, работающим на тории, в рамках трехступенчатой ядерной программы Индии.

Индонезия

Thorcon разрабатывает реактор на расплавленных солях TMSR 500 для индонезийского рынка. Национальное агентство по исследованиям и инновациям, через свою исследовательскую организацию в области ядерной энергетики, объявило о возобновлении интереса к исследованиям реакторов MSR 29 марта 2022 года и планирует изучать и разрабатывать MSR для ядерных реакторов, работающих на тории.

Япония

Реактор Fuji Molten Salt – это LFTR мощностью 100–200 МВт, использующий технологию, схожую с проектом Oak Ridge. Проект разрабатывается консорциумом, в который входят представители Японии, США и России. Вероятно, для разработки полномасштабного реактора потребуется около 20 лет, однако, похоже, у проекта недостаточно финансирования.

Великобритания

Фонд Элвина Вайнберга — британская некоммерческая организация, основанная в 2011 году и занимающаяся повышением осведомленности о потенциале энергии тория и LFTR. Официальный запуск фонда состоялся 8 сентября 2011 года в Палате лордов. Фонд назван в честь американского ядерного физика Элвина М. Вайнберга, который был пионером в исследованиях ториевых реакторов-расплавов. В исследовании 2015 года, заказанном британским агентством по инновациям Innovate UK, конструкция стабильного соляного реактора Moltex Energy была признана наиболее подходящей из шести конструкций MSR для внедрения в Великобритании. Государственная поддержка Великобритании была недостаточной, однако британское подразделение компании MoltexFLEX представило свой небольшой модульный реактор FLEX в октябре 2022 года.

Соединенные Штаты

Национальная лаборатория Айдахо разработала реактор, охлаждаемый и использующий в качестве топлива расплавленную соль, с перспективной мощностью 1000 МВт. Кирк Соренсен, бывший ученый NASA и главный ядерный технолог в Teledyne Brown Engineering, является давним сторонником ториевого топливного цикла и ввел термин «жидкофторидный ториевый реактор». В 2011 году Соренсен основал Flibe Energy.

Transatomic Power разрабатывала то, что она назвала реактором на расплавленных солях для уничтожения отходов (WAMSR), предназначенным для переработки существующих отработавших ядерных топлив, с 2011 года до прекращения деятельности в 2018 году и публикации своих исследований в открытом доступе. В январе 2016 года Министерство энергетики США объявило о выделении 80 миллионов долларов на разработку конструкций реакторов поколения IV. Один из двух получателей финансирования, Southern Company, использует средства для разработки быстрого реактора с расплавленным хлоридом (MCFR) – типа MSR, разработанного ранее британскими учеными. В феврале 2024 года DOE и Kairos Power подписали соглашение о технологических инвестициях на сумму 303 миллиона долларов США для поддержки проектирования, строительства и ввода в эксплуатацию реактора. Компания будет получать фиксированные платежи по мере выполнения этапов проекта. Также в 2021 году Southern Company в сотрудничестве с TerraPower и Министерством энергетики США объявила о планах по строительству Экспериментального реактора с расплавленным хлоридом – первого солевого реактора с быстрым спектром в Национальной лаборатории Айдахо. Университет Абиленского Христианского колледжа (ACU) подал заявку в NRC на получение лицензии на строительство исследовательского реактора на расплавленных солях мощностью 1 МВт (MSRR), который будет построен на его территории в Абилене, штат Техас, в рамках лаборатории экспериментальных испытаний ядерных технологий (NEXT). ACU планирует, что MSRR достигнет критического состояния к декабрю 2025 года.