Reactorul nuclear de sare topită ( RSF , în limba engleză : reactor de sare topită , MSR) este un concept de reactor nuclear , în care combustibilul nuclear este în formă lichidă, dizolvată în sare topită ( 600-900 ° C ) , care servește atât rolul lichid de răcire și de barieră de izolare. Reactorul poate fi moderat cu grafit ( neutroni termici ) sau fără moderator ( neutroni rapidi ).
Conceptul a fost studiat în laborator în anii 1960, apoi abandonat în anii 1970 din cauza lipsei de finanțare și în ciuda rezultatelor convingătoare. Din anii 2000, a fost evaluat din nou, apoi selectat în cadrul Forumului Internațional Generația IV . În 2011, a făcut obiectul cercetării în vederea desfășurării ca reactor de a patra generație, cu o dată de industrializare proiectată mai târziu decât unele dintre celelalte concepte studiate. Multe proiecte de centrale nucleare se bazează pe acest tip de reactor, dar au fost construite puține prototipuri și niciunul nu a fost în funcțiune de la oprirea reactorului experimental de sare topită în 1969. China finanțează cu ajutorul Statelor Unite o cercetare ambițioasă program pentru dezvoltarea acestei tehnici la scară industrială. La rândul său, Uniunea Europeană a lansat proiectul SAMOFAR ( Safety Assessment of the Molten Salt Fast Reactor ).
Reactoarele de sare topită se bazează pe utilizarea unei sări topite , de exemplu fluorură de litiu (LiF) și fluorură de beriliu (BeF 2), servind atât ca agent de răcire, ca moderator și ca primă barieră de izolare. Reactorul ia forma unui vas metalic care conține sarea la temperatură ridicată (600 până la 900 ° C ), dar la presiune ambiantă. Reacția nucleară este declanșată de concentrația de material fisil în reactor sau de trecerea printr-un bloc moderator de grafit.
Combustibilul fisionabil poate fi uraniul 235 , plutoniul sau uraniul 233 , rezultat din conversia toriului . Un reactor de sare topită poate asigura el însuși reproducerea utilizând o pătură fertilă care conține izotopul fertil care trebuie iradiat. Din punct de vedere chimic, compușii săruri cloruri pot fi de asemenea folosite, dar clorul are marele dezavantaj de a produce prin activarea cu neutroni a clorului 36 pentru o perioadă de 301.000 de ani, făcându-l o deșeuri de lungă durată , în timp ce fluorul nu are acest dezavantaj.
Există două familii principale de reactoare cu sare topită.
Acest design folosește un miez compus dintr-un material moderator , cel mai adesea grafit , străpuns cu mai multe canale în care circulă sarea combustibilă a fluorurilor. Grafitul este ales în principal pentru absorbția redusă a neutronilor, rezistența sa la temperaturi ridicate și capacitatea sa de a rezista la coroziunea sării fără a necesita învelișuri care ar deteriora echilibrul neutronic al reactorului.
Un reactor de sare topită în spectru termic combinat cu un ciclu de combustibil de toriu face posibilă reproducerea dacă designul său minimizează scurgerile de neutroni și capturile de neutroni paraziți pe elementele care formează sarea (limitând astfel compozițiile posibile), produsele de fisiune și pe protactiniu 233 . Cu toate acestea, acest lucru necesită tratarea foarte rapidă a sării combustibile pentru a extrage din aceasta produsele de fisiune și protactiniul 233 dacă obiectivul este de a maximiza rata de reproducere. Această ultimă alegere reprezintă apoi un risc substanțial de proliferare nucleară .
Unul dintre avantajele majore ale reactoarelor de sare topită în spectrul termic este inventarul fisibil specific foarte redus (până la 1 kg / MWe , de aproape trei ori mai puțin decât un reactor cu apă sub presiune în ciclul uraniului). Celelalte avantaje includ dinamica nucleului mai lentă datorită spectrului lor termic, un risc scăzut de criticitate accidentală datorită necesității unui moderator de a face sistemul critic și feedback-ul experienței existente.
Dezavantajele includ un coeficient de contrareactivitate moderator potențial pozitiv în anumite configurații, volumele mari de grafit iradiat și contaminat la sfârșitul duratei de viață a reactorului și durata scurtă de viață a grafitului sub puternica iradiere a neutronilor pe care o suferă în inimă.
Programul american desfășurat la Laboratorul Național Oak Ridge până la mijlocul anilor 1970 a dezvoltat astfel de concepte de reactoare, inclusiv două versiuni ale MSBR (în engleză : Molten Salt Breeder Reactor ), una care limitează toriul fertil într-o pătură pentru maximizarea reproducerii și cealaltă amestecând toriu cu sare combustibilă pentru a simplifica proiectarea reactorului.
Reactoarele de sare topită pot fi, de asemenea, proiectate ca reactoare de neutroni rapide , elementele de sare neavând o putere puternică de moderare și moderatorul poate fi omis. În acest caz, pot fi utilizate atât sărurile de fluor cât și sărurile de clorură, secțiunea transversală de absorbție a clorului devenind tolerabilă în spectrul de neutroni rapid. Secțiunile transversale mai mici din spectrul rapid deschid, de asemenea, posibilitatea de a proiecta un reactor de sare topită fie ca un reactor omogen răcit extern, în care miezul este format dintr-un singur volum umplut doar cu sare combustibilă (de unde și termenul „omogen”) care este circulat în afara miezului pentru a trece prin schimbătoarele de căldură , fie ca un reactor răcit intern în care are loc schimbul de căldură în miez și în care sarea combustibilă este reținută în tuburi care sunt răcite prin circularea unui alt agent frigorific (de exemplu, o altă sare ), care arată mai mult ca un reactor cu combustibil solid. Răcirea internă prin contact direct în care un fluid nemiscibil în sarea combustibilă este încălzită prin contact direct cu aceasta a fost, de asemenea, studiată în trecut, dar prezintă dificultăți tehnice deosebite, cum ar fi necesitatea separării agentului frigorific de sare. Sare sau tendința de agent frigorific pentru a dizolva anumiți produse de fisiune și, prin urmare, să se contamineze.
Reactoarele cu sare topită cu spectru rapid beneficiază de avantajele reactoarelor cu neutroni rapide, cum ar fi posibilitatea utilizării anumitor deșeuri nucleare ca combustibil de pornire ( transuranici , adică plutoniu , curiu , neptuniu și americiu ), reducând pericolul deșeurilor nucleare existente prin transmutarea ea . Comparativ cu reactoarele cu spectru termic, echilibrul neutronilor este mai puțin afectat de prezența produselor de fisiune și, prin urmare, sarea poate fi reprocesată la o rată mult mai lentă.
Referința modernă este un reactor omogen de răcire indirectă rezultat în urma cercetărilor efectuate la LPSC din Grenoble ( CNRS ) numit MSFR (în engleză : Molten Salt Fast Reactor ) precum și un concept rus anex numit MOSART ( Molten Salt Actinide Recycler and Transmuter ) destinat it.la transmutarea elementelor transuranice. Puterea reactorului este controlată de expansiunea sării: din stadiul de proiectare al reactorului, viteza maximă este definită de concentrația materialului fisibil și volumul reactorului. Sub efectul temperaturii, expansiunea sării reduce probabilitatea de fisiune și încetinește reactorul până la punctul de echilibru. Conceptul combină reactorul cu o instalație de procesare a combustibilului uzat , responsabilă de separarea produselor de fisiune pe măsură ce sunt produse în reactor. Debitul de reprocesare este mai mult sau mai puțin rapid în funcție de configurația reactorului, reactoarele rapide cu neutroni permit reducerea vitezei de capturi sterile și, prin urmare, a reprocesării, de ordinul a 40 L pe zi pentru combustibil și 40 L pe zi de acoperire fertilă.
Cercetările privind reactoarele cu sare topită au început în Statele Unite cu proiectul Experimentul reactorului de aeronave (ARE) cu propulsie nucleară , care studiază fezabilitatea reactoarelor de aeronave. Acest proiect a vizat un reactor de 2,5 MWth cu densitate mare de putere pentru a putea fi folosit ca motor într-un bombardier nuclear. Proiectul a dat naștere mai multor reactoare experimentale, dintre care unul a fost un reactor de sare topită NaF-ZrF 4-UF 4(53−41−6 mol% ). Moderat de oxid de beriliu (BeO), răcire secundară a fost furnizat de sodiu lichid și temperatura de inima a fost de 860 ° C . A funcționat 221 de ore în 1954.
În anii 1960, cercetarea asupra reactoarelor de sare topită a fost condusă în principal de Laboratorul Național din Oak Ridge , o mare parte din lucrările care au condus la „ Reactorul experimental în săruri topite ” ( Experimentul reactorului de sare topită , SERMs). SERM a fost un reactor de testare de 7,4 MW termic, pentru simularea neutronului (în neutroni epitermali) al inimii unui crescător de reactor la toriu intrinsec sigur. MSRE a fost critic în 1965 și a funcționat timp de patru ani. Combustibilul său era sare LiF-BeF 2-ZrF 4-UF 4(65-30-5-0.1), era grafit pirolitic moderat și agentul său de răcire secundar era FLiBe (2LiF-BeF 2). A ajuns la 650 ° C și a funcționat timp de patru ani cu un factor de sarcină de 85%, o cifră excepțională pentru un prototip de reactor nuclear. Au fost efectuate teste cu uraniu 235 , uraniu 233 și combustibil plutoniu amestecat cu uraniu 233 . Acest prototip a permis în special validarea rezistenței la coroziune a aliajului Hastelloy- N (70% Ni 16% Mo 7% Cr 5% Fe).
Combustibil lichid 233 UF 4care a fost testat a demonstrat fezabilitatea și natura extrem de atractivă a unui ciclu de combustibil nuclear bazat pe toriu, care minimizează deșeurile, majoritatea deșeurilor radioactive produse având un timp de înjumătățire mai mic de cincizeci de ani. Pe de altă parte, temperatura de funcționare a reactorului la aproximativ 650 ° C permite o bună eficiență termică a sistemelor de conversie a energiei furnizate, de exemplu turbine cu gaz .
Această cercetare a condus în perioada 1970-1976 la un proiect MSR care să folosească sarea LiF BeF 2 .-ThF 4-UF 4(72-16-12-0.4) ca combustibil, moderat de grafit înlocuit la fiecare patru ani și folosind NaF-NaBF 4ca agent de răcire secundar, cu o temperatură de inima de 705 ° C . Acest proiect nu a avut succes, au fost preferate reactoarele rapide răcite cu sodiu .
Din anii 2000, conceptul de reactoare cu sare topită a fost evaluat din nou, apoi păstrat în cadrul Forului Internațional al Generației IV, al cărui constituie una dintre căile de cercetare.
Această tehnică are diferențe semnificative cu alte industrii nucleare . A priori , reduce criticile făcute sectorului nuclear , și anume siguranța, costurile, deșeurile și rezervele scăzute de combustibil. Aceste puncte vor trebui totuși confirmate de proiectele actuale pentru a specifica și a justifica fezabilitatea comercială a acestui tip de reactor.
Datorită siguranței sale care necesită puține echipamente suplimentare, nevoia redusă de construcție grea (fără izolare groasă, fără încăpere cu presiune înaltă, combustibil ieftin care nu necesită un proces de fabricație), construcția și funcționarea unui reactor de sare topită ar putea fi foarte avantajoase din punct de vedere economic. La sfârșitul anului 2011, Flibe Energy - o companie creată cu scopul de a exploata această tehnologie - susține că acest tip de reactor are potențialul de a produce electricitate mai ieftin decât cel produs de cărbunele mineral și estimează costul energiei electrice. la 30 USD pe MWh.
Reactoarele cu sare topită îndeplinesc toate cerințele de siguranță ale forumului Generația IV . Potrivit Victor Ignatiev, fizician la Institutul Kurchatov din Moscova , „Reactorul de sare topită de toriu bifează toate cutiile pentru garanții de siguranță” . Niciun alt concept de reactor testat nu garantează un nivel atât de ridicat de siguranță. Riscurile de accidente sunt considerabil reduse, la fel și consecințele. Siguranța reactoarelor se bazează pe legile fizicii (gravitațională, conducerea termică) și nu mai este pe echipamentele susceptibile de a fi distruse sau defecte.
Accidentele fugare cu explozie de abur ca la Cernobil sunt imposibile într-un reactor de sare topită. Proiectarea reactorului previne fuga prin asigurarea unui coeficient de vid negativ. Absența apei sub presiune elimină riscul de explozie de vapori de gaz și hidrogen. Se elimină și problema variației reactivității datorată efectului moderator al apei.
Miezul poate fi golit în câteva minute în cazul unui accident. Un dop de sare este ținut permanent congelat de o sursă rece; în cazul unei defecțiuni a instalației, căldura sării din jur o topește, sarea curge apoi prin gravitație într-un rezervor conceput pentru a permite oprirea la rece prin convecție termică. Un accident al topirii combustibilului ca Fukushima sau la Three Mile Island devine imposibil. De asemenea, acest sistem face posibilă repornirea reactorului după ce restul centralei a fost reparat.
Sărurile de fluor sunt stabile din punct de vedere chimic și mecanic, în ciuda temperaturii ridicate și a radioactivității intense. Fluorului combină cu ion practic toate produsele de fisiune (toate cu excepția krypton). Tritiu , bromul , iod , clorul , astatin , radon , kripton , xenon , argon , heliu , carbonul , sulful , seleniu , a telur și poloniu formă produse volatile în condiții nu prea săruri topite oxidante. Ele pot fi îndepărtate pentru a le păstra într-un loc sigur, ceea ce evită practic orice dispersie a poluării chiar dacă izolația este ruptă. Reprocesarea în linie permite eliminarea permanentă a acestor deșeuri, combustibilul rămânând relativ curat. Chiar și în cazul unui accident, dispersia în biosferă este puțin probabilă. Sărurile reacționează foarte puțin cu aerul și se dizolvă foarte slab în apă , nu există niciun risc de incendiu incontrolabil ca la un reactor de sodiu. Bariera de izolare formată din sare nu este afectată de o eventuală defecțiune a restului plantei. Chiar și în cazul distrugerii deliberate a navei (bombardament, atac), consecințele radiologice rămân foarte limitate și fără comparație cu un atac de același tip într-un reactor cu combustibil solid.
Nu există vapori de înaltă presiune în miez, ci săruri topite de joasă presiune. Riscurile de explozie cu abur sunt eliminate și reactorul nu mai are nevoie de un vas rezistent la presiuni de 70 până la 150 de bari, ca în cazul reactoarelor cu apă sub presiune. În schimb, un vas de joasă presiune este suficient pentru a reține sărurile topite. Pentru a rezista la căldură și coroziune, metalul rezervorului este un aliaj exotic pe bază de nichel ( Hastelloy N) . (Contrar credinței populare, nu sarea topită la temperatură ridicată este corozivă, ci anumite produse de fisiune, cum ar fi telurul și seleniul, care sunt depuse pe pereții metalici ai circuitului primar al RSF și cauzează fragilitatea limitelor granulelor. ) Cantitățile de aliaje necesare pentru construcția reactorului sunt reduse în mod corespunzător, construcția mai simplă și costul mai mic.
RSF este singurul sistem care utilizează eficient ciclul combustibilului nuclear pe bază de toriu. Acest combustibil este disponibil în cantități de 500 de ori mai mari decât uraniul 235 din rezervele convenționale. Rezervele estimate de toriu sunt suficiente pentru a asigura totalitatea nevoilor energetice ale umanității cu un nivel de consum comparabil cu cel al Statelor Unite de cel puțin 500 de ani . 500 t de toriu ar fi suficiente pentru a furniza SUA timp de un an. Depozite există pe Lună, detectate de Prospectorul Lunar . Aceste rezerve au fost descoperite numai după ce prospectarea nu vizează în mod explicit toriul, ci pământurile rare în care toriul este o deșeuri de extracție.
RSF-urile cu spectru rapid sunt, de asemenea, foarte eficiente la utilizarea plutoniului și ar putea funcționa ca un crescător U238 / P239. În acest caz, rezervele ajung în mii de ani doar cu stocurile de uraniu sărăcit acumulate în ultimii 50 de ani. Prin mobilizarea rezervelor neconvenționale (uraniu marin) rezervele au o vechime de câteva milioane de ani (patru miliarde de ani de reactor).
Combustibili de toriu și uraniuReactoarele cu sare topită sunt izo- sau chiar reproducătoare. Pătura fertilă conține fie toriu 232, fie uraniu 238. Sub efectul capturilor de neutroni eliberați de fisiuni în nucleul reactorului, acești izotopi sunt transformați respectiv în uraniu 233 și plutoniu 239, izotopi fisili.
Când toriul 232 captează un neutron, acesta se transformă în toriu 233 ( 233 Th), care se descompune rapid în protactiniu ( 233 Pa). 233 Pa la rândul său se descompune în uraniu 233 ( 233 U). Uraniu 233 este cel mai izotop radioactiv al uraniului (activitatea specifică 3,56 10 x 8 Bq / g , dar nu iese din reactor. Acest uraniu 233 , care nu există în natură, este un excelent izotop fisionabil . Este combustibilul nuclear exploatat in principal de acest ciclu. Când 233 U este bombardat de neutroni termici, fisiunea se produce 92% din timp.
Un atom de uraniu 233 poate absorbi, de asemenea, neutronul (cu o probabilitate de aproximativ 1/7 sau mai puțin) pentru a produce uraniu 234 (jumătate ca radioactiv). Acest produs de activare va absorbi, în general, un alt neutron pentru a deveni uraniu fisionabil 235 , care fisionează în condiții similare cu uraniul 233 și, prin urmare, contribuie la funcționarea reactorului ca combustibil nuclear.
De asemenea, uraniul 235 (cu o probabilitate de aproximativ 1/6) se poate transforma în uraniu 236 (timpul de înjumătățire de 23 de milioane de ani), care va circula cu restul uraniului și va absorbi în cele din urmă un neutron suplimentar, transformându-l în uraniu 237 (timp de înjumătățire de 6,75 zile ) apoi în neptuniu 237 (timp de înjumătățire de 2,2 milioane de ani). De acolo, absorbții suplimentare pot duce la izotopi diferiți ai plutoniului și actinidelor secundare. Cu toate acestea, în măsura în care reprocesarea se poate face în linie și acolo unde toată producția de actinide trece prin etapa intermediară a uraniului 235, producția acestor actinide superioare este mult mai bine controlată decât în cazul uraniului, unde plutoniul este inevitabil produs de uraniu 238:
Numai dacă plutoniul este lăsat în fluxul reactorului, acesta va continua să absoarbă neutronii (secțiune transversală de ordinul a 300 de hambare), creând succesiv toți izotopii plutoniului între 238 și 242 (conform aceleași reacții ca cele întâlnite în procesul de uraniu-plutoniu, care trece direct de la U238 la Pu239). În această progresie, ca și în căile de uraniu sau plutoniu, majoritatea atomilor vor dispărea în continuare în etapele fisionabile, plutoniu 239 și plutoniu 241. Dar restul va sfârși cu o probabilitate chiar mai mică ca izotopi ai seriilor de actinide minore , americium. și curium .
Prin urmare, ciclul combustibilului de toriu combină atât avantajele siguranței intrinseci a reactorului, o sursă abundentă de combustibil pe termen lung, cât și absența unor instalații costisitoare de îmbogățire izotopică a combustibilului nuclear.
Cu toate acestea, deoarece toriu naturală nu este în mod natural fisionabil dar fertil , primul start-up al unui reactor de tip RSF va necesita o cantitate semnificativă de uraniu 233 (un izotop nenaturală de uraniu , care este produsă de alte reactoare nucleare).
Scenarii de tranzițiePentru a începe un RSF de toriu, sunt necesare de la 1,2 t (neutroni lenti) la 6 t de uraniu 233 (neutroni rapidi). Este posibil să se producă acest combustibil într-un reactor convențional, dar și să se utilizeze deșeuri nucleare (transuraniu), plutoniu 239 sau uraniu 235 pentru a porni reactorul.
Un scenariu de tranziție de la flota de reactoare nucleare cu apă ușoară la o flotă de reactoare nucleare RSF (reactoare nucleare cu sare topită) 233 ar trebui, prin urmare, să ardă plutoniul PWR existent pe o matrice de toriu (combustibil „TOX”) pentru a construi un stoc de uraniu 233 pentru pornirea RSF. Acest scenariu ar permite producția masivă de U233 fără investiții mari în reactoare noi și ar reduce rapid stocurile de plutoniu. În schimb, primele RSF de neutroni rapide care ar fi construite ar primi actinide și transuranii din sectorul uraniului, ceea ce ar reduce „curățenia” sării lor.
Aplicarea la flota de reactoare cu apă sub presiune din Franța : Flota nucleară franceză este suficientă pentru a începe unul sau două RSF pe an, tranziția ar dura două decenii. Reactoarele ar fi amelioratoare, de ordinul 2 - 10% în funcție de proiectare. Producția de energie electrică nucleară ar putea crește apoi la o rată comparabilă cu creșterea cererii de energie electrică în Franța.De asemenea, ar fi posibil să pariați pe o flotă nucleară mixtă. Pentru a evita introducerea produselor din sectorul uraniului în RSF-uri, este posibil să se producă U233 în reactoare rapide cu neutroni (plasându-le în pătură fertilă în loc de U238) și astfel să înceapă RSF-uri „curate”. Acest posibil scenariu de tranziție implică construirea unei flote de reactoare de ameliorare și ar face posibilă producerea a aproximativ 200 kg de uraniu-233 pe an și pe reactor. Acest parc de ameliorare ar avea o misiune triplă: să producă U233, să producă electricitate și să incinereze deșeuri din sectorul PWR. Prin urmare, vor fi necesari șase până la douăzeci și șase de ani pentru a începe un RSF, pentru o tranziție în douăzeci de ani ar fi necesar să se construiască între 30 și 80 de reactoare de neutroni rapide , în funcție de tipul de RSF care urmează să fie furnizat. Dificultățile întâmpinate cu prototipurile RNR de sodiu fac acest scenariu puțin probabil, ceea ce implică în mod necesar o desfășurare masivă a acestei tehnologii foarte delicate.
Forma de sare topită se pretează bine procesării în linie sau procesării în etape. Nu este necesar să opriți reactorul pentru a extrage produsele de fisiune. Utilizarea ciclului de toriu produce doar 0,1% din deșeurile foarte radioactive cu un timp de înjumătățire lung produs de un reactor cu apă ușoară (linia tuturor reactoarelor moderne din Statele Unite sau Franța).
Mai mult de 80% din produsele de fisiune ale unui RSF de toriu sunt stabile în zece ani, iar restul de mai puțin de 20% sunt într-adevăr Radioactivi doar pentru aproximativ 300 de ani , ceea ce simplifică considerabil problema eliminării geologice și permite depozitarea la fața locului trebuie luată în considerare până la neutralizare.
Un alt avantaj al RSF-urilor este capacitatea lor de a face față celor mai periculoase deșeuri nucleare. Introducerea deșeurilor nucleare în RSF cu neutroni rapid face posibilă incinerarea a 90% din transuranici și 85% din actinide în 50 de ani . O flotă de RSF cu neutroni rapid ar putea elimina o mare parte din deșeurile nucleare cele mai problematice, reducând în același timp încărcătura de U233 necesară pentru pornirea reactoarelor și îmbunătățind rata de reproducere (timpul de dublare al flotei împărțit la doi în primii 20 de ani). Dezavantajul acestei strategii este că RSF-urile care au primit aceste deșeuri nu vor fi niciodată la fel de „curate” ca cele începute doar la U233.
Puterea reactoarelor nucleare cu apă ușoară sau grea este foarte dificil de modulat Efectul moderator al apei reduce domeniul de funcționare: încetinirea debitului poate determina oprirea reactorului sau, dimpotrivă, fugirea (de exemplu , RBMK -uri proiectate sovietic ). Această problemă este suprimată într-un RSF.
O altă limitare a pilotării reactoarelor cu combustibil solid este otrăvirea reactorului cu xenon 135 . Într-adevăr, acest gaz care absoarbe neutronii poate provoca instabilități de putere (oscilații cu xenon); se acumulează în timpul declinului și al secvențelor de oprire și, dincolo de un anumit prag, poate face imposibilă repornirea, opririle de câteva ore fiind necesare pentru eliminarea sa prin dezintegrare radioactivă. Într-un RSF, acesta poate fi extras cu ușurință, de exemplu la o pompă de circulație. Prin urmare, este mai ușor să reporniți reactorul, precum și să mențineți o funcționare stabilă în regim, fără a utiliza tije de control care sunt în general utilizate pentru a compensa efectul pierderilor de neutroni datorate otrăvirii cu xenon 135 .
Stabilitatea apei la temperatură ridicată reduce utilitatea feedback-ului termic, este dificil să depășești 400 ° C într-un reactor de apă. Un reactor de sare topită este o sursă fierbinte la temperatură ridicată, ceea ce face posibil să se profite la maximum de feedback-ul termic. Aceste elemente sugerează că gama de modulare a puterii va fi mai mare decât pentru un reactor cu combustibil solid, construcția prototipului trebuie să permită verificarea domeniului real de funcționare.
Reactoarele cu sare topită funcționează la temperaturi mult mai ridicate decât cele cu apă ușoară, în intervalul de 650 ° C în modele conservatoare, până la 950 ° C în reactoarele cu temperatură foarte ridicată (înlocuirea molibdenului cu tungsten în aliajul vasului, rezultând un Ni -Aliaj W-Cr). Prin urmare, acestea sunt foarte eficiente pentru ciclul Brayton . Temperatura ridicată de funcționare elimină necesitatea unei alte surse reci decât aerul ambiant: este posibil să se proiecteze un reactor cuplat la o turbină cu ciclu Brayton deschis (similar cu un motor de aeronavă) cu o eficiență de 40%. Această capacitate ar face posibilă desfășurarea centralelor electrice oriunde și fără a consuma apă. Această eficiență mai bună de conversie a energiei termice în energie electrică, în comparație cu cea a centralelor electrice actuale , este unul dintre obiectivele reactoarelor din generația IV .
Temperaturile ridicate ar putea fi folosite pentru a produce combustibil sintetic pentru transport, agricultură și industrie.
Reprocesarea continuă permite unui reactor de sare topită să utilizeze mai mult de 99% din combustibilul său nuclear, făcându-l mult mai eficient decât ceea ce se obține prin alte procese. Pentru comparație, reactoarele cu apă ușoară consumă doar aproximativ 2% din combustibil în ciclul deschis. Chiar și un reactor cu neutroni rapid de tip Superphénix nu poate folosi cu adevărat mai mult de 50% din combustibilul său nuclear; deoarece produsele de fisiune nu pot fi retrase continuu, combustibilul prea bogat în deșeuri trebuie înlocuit cu combustibil nou.
Un reactor cu sare topită poate funcționa atât în dimensiuni mici, cât și în dimensiuni mari, astfel încât un sit de producție ar putea avea cu ușurință mai multe reactoare mici (de exemplu, 100 MWe ), care este, de exemplu, potrivit pentru țările cu rețele electrice slabe.
Alvin Weinberg de la Oak Ridge National Laboratory a descoperit că o mică instalație chimică auxiliară poate asigura reprocesarea necesară pentru un reactor mare de 1 GW : toată sarea trebuie reprocesată, dar numai la fiecare zece zile. În proiectarea rapidă a neutronilor, riscurile capturilor sterile fiind mai mici, reprocesarea la fiecare șase luni este suficientă. Prin urmare, echilibrul deșeurilor unui astfel de reactor este mult mai puțin greu decât cel al unui reactor convențional cu apă ușoară, care transferă nuclee întregi către instalațiile de reciclare. În plus, totul rămâne la fața locului în fabrică, cu excepția combustibilului și a deșeurilor.
Procesul de reprocesare utilizat este următorul:
Cantitățile implicate sunt de aproximativ 800 kg de deșeuri pe an și pentru un reactor cu o putere de un gigawatt, ceea ce implică o cantitate destul de mică de echipamente. Sărurile transuranice de lungă durată pot fi separate sau reinjectate în reactor și pot servi drept combustibil.
Etapa 1 a fost testată în reactorul Oak Ridge , etapele 2 și 3 sunt studiate în Franța ( LPSC Grenoble), în Rusia și la Institutul pentru Elemente Transuranice (en) (UE).
În ciuda tuturor avantajelor potențiale și dovedite ale reactoarelor nucleare cu sare topită, anumite elemente teoretice, experimentale, de reglementare sau de fezabilitate rămân a fi clarificate pentru a trece la o scară industrială:
Mai multe proiecte sunt în curs de dezvoltare a reactoarelor de sare topită. Deși nu există bariere tehnice majore în acest sens, iar prototipul Oak Ridge a funcționat remarcabil de bine, niciun prototip nu poate acționa ca o sămânță pentru desfășurarea pe scară largă.
În producția de energie, sărurile topite de azotat de sodiu și potasiu sunt utilizate ca fluid de transfer de căldură pentru centralele solare concentratoare.