náhled|vpravo|450px|Schéma konceptu MSR s jedním médiem (Single Fluid MSR) Reaktory založené na roztavených solích (, MSR) jsou jaderné reaktory, v nichž je jaderné palivo ve formě roztavené soli, jež slouží současně jako prostředek pro přenos tepla (homogenní reaktor). U tohoto typu reaktoru je jaderné palivo v tekuté formě rovnoměrně rozděleno v primárním okruhu. Jako moderátor může sloužit grafit. Prototyp takovéhoto reaktoru byl postaven v roce 1954 v rámci amerického výzkumného projektu, který měl za cíl vyvinout bombardér s dlouhým doletem, poháněný jaderným pohonem.
Průběžné odstraňování nechtěných produktů štěpení, absorbujících neutrony z reaktoru v průběhu provozu (např. 135xenon), vede k vyššímu množství neutronů využitelných pro další štěpení. Z tohoto důvodu může být reaktor s tekutou solí s výhodou provozován jako množivý reaktor, který vyrobí více paliva, než sám spotřebuje. Pokud je jednou uveden do chodu malým množstvím štěpného materiálu jako 235uran, 233uran nebo 239plutonium, může být následně průběžně doplňován pouze neštěpitelnými nuklidy, které se záchytem neutronu postupně přeměňují na štěpitelný materiál. Reaktor si tak generuje vlastní palivo (např. neštěpitelné 232thorium + neutron → štěpitelný 233uran nebo neštěpitelný 238uran + neutron → štěpitelné 239plutonium). Anglicky je tento koncept označovaný jako , (LFTR) Lifter.
Ke koncepci reaktorů chlazených tekutými solemi (nikoli ovšem k MSR v užším smyslu) náleží rovněž Pebble Bed Advanced High Temperature Reactor (PB-AHTR). Zde se jedná v podstatě o typ vysokoteplotního reaktoru (s palivem ve formě grafitových kuliček s palivovými tělískem uvnitř) ovšem s chlazením tekutými solemi namísto chlazení heliem. Koncept PB-AHTR platí u svých zastánců za snadněji realizovatelný než LFTR, protože je bližší klasickým návrhům heterogenních reaktorů, s tím že chlazením tekutou solí se vyřeší některé z nevýhod původního konceptu vysokoteplotních reaktorů.
Přes některé výhody konceptu MSR byly dosud postaveny pouze dva malé výzkumné reaktory. Pro účely komerční výroby energie jsou MSR předmětem výzkumu (spolu s pěti dalšími možnými koncepty) v rámci Mezinárodního fóra pro čtvrtou generaci jaderných reaktorů. Vzhledem k tomu, že klasický koncept množivého reaktoru typu MSR s tepelnými (pomalými) neutrony se ukázal být rizikový z hlediska možnosti zneužití jaderného materiálu, těžiště pozornosti fóra se nyní posunulo ke konceptu množivého reaktoru typu MSR s rychlými neutrony.
Koncept MSR/LFTR jako způsob pro energetické využití thoria má cca od roku 2010 silnou podporu různých organizací (obzvláště ve Velké Británii a v USA), zatímco jaderní experti a experti na využití energie jsou spíše zdrženliví. Někteří z podporovatelů považují dokonce LFTR za řešení téměř všech problémů s energií.
Kritici pak, ať z různých důvodů, mluví naopak nemístném nadšení tj. o „MSR-hype" nebo „thorium-hype“ nebo dokonce o úmyslné mediální bublině typu „astroturfingu“.
Historie náhled|Dva prototypy reaktorů z programu NEPA v EBR I v Idaho
Experimentální MSR pro letadla Vývoj MSR začal experimenty s reaktory pro letadla. V rámci programu NEPA (Nuclear Energy for the Propulsion of Aircraft), který byl US Air Force odstartován v roce 1946, byl postaven reaktor, který v roce 1954 absolvoval zkušební provoz. Reaktor byl 221 hodin v kritickém stavu, z toho 74 hodin dodával výkon v řádu jednotek megawattů. Byl naplněn směsí fluoridů sodíku, zirkonia a uranu (53:41:6 Mol-%) a dosáhl nejvyšší teplotu 860 °C a tepelný výkon přibližně 2,5 MW. Jako moderátor a odražeč neutronů sloužil oxid beryllnatý s dodatečným chladicím okruhem s tekutým sodíkem pro odražeč. V souvislosti s rozvojem mezikontinentálních raket byla myšlenka bombardérů s dlouhým doletem a nukleárním pohonem nakonec opuštěna.
MSRE – Experimentální MSR Zároveň s vývojem a stavbou prvních tlakovodních reaktorů pro civilní získávání energie vyvinutých na základě úspěchů technologie z jaderných ponorek, byly v šedesátých létech prováděny i výzkumy využitelnosti experimentálních reaktorů s tekutou solí pro získávání elektrické energie. Stavba jednoho reaktoru byla ukončena v roce 1964 a zkušební provoz probíhal od roku 1965 do roku 1969. V tomto období byl experimentální reaktor celkově dva roky v kritickém stavu.United States Atomic Energy Commission: An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor. Wash-1222, Washington, D.C. (September 1972)
Reaktor s maximálním tepelným výkonem 8 MW v principu potvrdil realizovatelnost tohoto konceptu. Ovšem již po krátké provozní době došlo na stěnách průtokových kanálů k velkým korozním poškozením vlivem působení směsí solí produktů štěpení. K reaktoru nebyl připojen žádný generátor pro získávání elektrické energie; teplo bylo ventilátory odváděno do okolí. Přitom nebylo ani testováno (ač bylo v konceptu LFTR plánováno) množení štěpného materiálu a odstraňování štěpných produktů, jako například vzácných plynů. Ale bylo prokázáno, že aktivní zóna reaktoru může být dlouhodobě provozována při teplotách 650 °C.
Experiment potvrdil i řadu dalších očekávání: radiační stabilitu tekutiny, určitou (ačkoliv ne dostatečnou) korozní odolnost materiálů proti působení roztavených solí, vznik mnoha produktů štěpení ve formě netěkavých iontových sloučenin a možnost snadného průběžného odstraňování vzácných plynů (zvláště 135xenonu, viz průběžná separace), které normálně způsobují tzv. otravu reaktoru. Jako nevýhody se ukázaly mezi jiným vysoká produkce tritia (a to i přes použití izotopicky čistého 7lithia) a silná kontaminace všech stěn průtokových kanálů úsadami štěpných produktů.
Jako palivo bylo používáno 235uranu, tak i 233uranu (získávaného v jiném reaktoru z thoria). Jako moderátor sloužil grafit.
Jak bylo zjištěno během demontáže v roce 1994, muselo dojít během provozu k téměř poruchovému úniku velkého množství 233uranu ze soli do odplyňovacího systému reaktoru. Dekontaminace odplyňovacího systému reaktoru se tak ukázala jako extrémně náročná.B. J. Gilliam u. a.: ALARA CONTROLS AND THE RADIOLOGICAL LESSONS LEARNED DURING THE URANIUM FUEL REMOVAL PROJECT AT THE MOLTEN SALT REACTOR EXPERIMENT PROJECT. In: WM’02 Conference. 24.–28. 2. 2002, Tucson, AZ. Vzhledem k tomu, že cca 5 % štěpného materiálu z MSRE zůstalo ve filtrech s aktivním uhlím odplyňovacího systému reaktoru, musely být dokonce provedeny bezpečnostní studie dokazující nemožnost dosažení kritického stavu, při sanačních pracích na odplyňovacím systému.D. F. Hollenbach, C. M. Hopper: Criticality safety study of the MSRE auxiliary charcoal bed Technical Report, z 1. 9. 1996 doi:10.2172/408664 Oak Ridge National Lab., TN (United States) Předpokládá se, že radiolýzou vznikal z fluoridu plynný fluor, který tvořil s UF4 lehce těkavý (UF6), který se pak následovně neplánovaně uvolňoval do odplyňovacího systému. K tomuto uvolňování docházelo zřejmě až tehdy, když po odstavení reaktoru sůl v zásobnících ztuhla. To by ukazovalo na nedostatečnou stabilitu soli přinejmenším v pevném stavu.
Výsledky projektu MSRE pak hrály velkou roli při hodnocení dále popsaného plánovaného následného projektu MSBR.
Množivý MSR v Oak Ridge National Laboratory Když bylo koncem šedesátých let patrné, že světové zásoby uranu jsou omezené, byly vyvinuty různé koncepty reaktorů, které měly „množit“ další jaderné palivo. V USA přicházely do úvahy především dva konkurující si koncepty, „rychlý množivý“ reaktor chlazený sodíkem a množivý reaktor s tekutými solemi využívající tepelných neutronů.
V Oak Ridge National Laboratory byl vyvinut koncept pro množivý reaktor s tekutou solí (MSBR) s výkonem 1 GW. Jako palivo byla použita směs solí LiF–BeF2–ThF4–UF4 v konceptu s jedním médiem. Jako sekundární chladivo bylo použito NaF-NaBeF4. Podle výpočtů měl být tento základ schopen produkovat další jaderné palivo.A. Nuttin, D. Heuer a kol.: Potential of thorium molten salt reactors : detailed calculations and concept evolution with a view to large scale energy production. In: Progress in Nuclear Energy. Band 46, 2005, S. 77–99 Nejnovější a zpřesněné výpočty ovšem ukázaly, že MSBR měl pozitivní teplotní koeficient reaktivity a proto by nebyl z hlediska bezpečnosti akceptovatelný.C. Renault, M. Delpech: The Most Project: Key-Points and Challenges for the Feasibility of Molten Salt Reactors. In: Proceedings of the ICAPP’05 Seoul, Korea, 15.–19. 5. 2005.L. Mathieu a kol.: Possible Configurations for the TMSR and advantages of the Fast Non Moderated Version. In: Nuclear Science and Engineering. číslo 161, 2009, str. 78–89.
Americká vláda pod vedením Richarda Nixona investovala podstatně větší prostředky na vývoj, tehdy již pokročilejších „rychlých množivých reaktorů“ než na vývoj MSBR. Když vedoucí projektu MSBR Alvin M. Weinberg varoval před (později skutečně nastalými) prudce rostoucími náklady a především před nebezpečími konceptu rychlých množivých reaktorů a částečně i před lehkovodními reaktory, bylo mu v roce 1973 doporučeno odstoupení a po auditu byl „jeho“ projekt MSBR zastaven.Alvin M. Weinberg: The First Nuclear Era. Springer Science & Business Media, 1994, , str. 206–207) Tento audit MSBR přinesl výsledky, které vedly k vystřízlivění: …Toto hodnocení znovu potvrdilo existenci velkých technologických a konstrukčních problémů, které omezují použitelnost množivých reaktorů jako spolehlivých a hospodárných pro zásobování elektrickou energií… Nejdůležitější problémy s MSBR jsou svojí podstatou dost komplikované a z mnoha pohledů specifické pro tento koncept… Pokud se ukážou závažné informace o praktických řešeních problémů, je možno provést nové zhodnocení… .
Jako problémy byly uváděny materiálové otázky (výrazná koroze v MSRE), zvýšené uvolňování tritia a velká nebezpečí s ohledem na dosud nedostatečně otestované komponenty. Další práce na MSR byly po tomto auditu značně zredukovány. Některými současnými zastánci konceptu LFTR je tehdejší audit označován jako zmanipulovaný, odpůrci konceptu naopak v odmítání výsledků auditu vidí spiknutí.
Aktivity v Německu Také v Německu bylo v omezeném rozsahu do roku 1975 pracováno na vývoji MSR. Ve vývojovém centru KFA Jülich (dnes Forschungszentrum Jülich GmbH) byla prováděna studie o MSR, s cílem zjistit, zda by měl být koncept MSR rozvíjen v Německu dále v nějakém rozsáhlejším výzkumném projektu. Tehdejší vědeckotechnický vedoucí KFA podporoval koncept MSR. Ředitel vývojového centra Jülich Rudolf Schulten naopak propagoval konkurenční technologii vysokoteplotního reaktoru s kuličkovým palivem a technologii MSR odmítal jako „naprosto hroznou“ a později to, že zabránil vyvíjení MSR v centru Jülich, označoval jako jedno ze svých nejzásadnějších rozhodnutí.Bernd-A. Rusinek: Zwischen Himmel und Erde: Reaktorprojekte der Kernforschungsanlage Jülich (KFA) in den 1970er Jahren. str. 16
Dual Fluid Reaktor (DFR) – vývoj v Berlíně MSR se dvěma médii (Dual Fluid Reaktor DFR) je koncept reaktoru vyvíjený v Berlíně institutem IFK (Institut für Festkörper-Kernphysik – institut pro jadernou fyziku pevných částic). Měl by spojovat přednosti reaktoru s tekutou solí a reaktoru chlazeného tekutými kovy.A. Huke, G. Ruprecht, D. Weißbach et al.: The Dual Fluid Reactor – A novel concept for a fast nuclear reactor of high efficiency. Annals of Nuclear Energy, ročník 80 (2015) str. 225–235 Tím by měly být dosaženy cíle čtvrté generace reaktorů ohledně udržitelnosti, bezpečnosti a hospodárnosti. Reaktor podle tohoto konceptu obsahuje tekuté jádro z chloridů nebo z tekutého kovu; chlazený je olovem. Pracuje s rychlým spektrem neutronů a využívá kombinované průběžné vysokoteplotní přepracování. IFK jej propaguje z hlediska vynikajících bezpečnostních vlastností, extrémně nízkých nákladů a schopností rychle likvidovat radioaktivní odpady.
Nejnovější výzkum a vývoj
Vývoj MSR v Číně