В США начали строительство принципиально нового атомного реактора на расплавленных солях

В 1960-х в США построили первые экспериментальные жидкосолевые реакторы. Ядерное топливо там растворяли в соли с общей формулой FLiBe. Такое решение позволяло удалять часть топлива («отработавшего») и добавлять взамен новое прямо во время работы реактора, без его остановки для перегрузки топлива.

Кроме того, соль легко грелась до плюс 700 градусов Цельсия, что позволяло получать высокий КПД (на 30-40% выше, чем в тогдашних водо-водяных реакторах). Соль доводилась до высоких температур при давлении около одной атмосферы, а не при 150-200, как в водо-водяных реакторах. Поэтому оболочку реактора делали не толстой, словно линкорная броня (и как у обычных современных реакторов), а толщиной всего в несколько сантиметров.

Однако у тех реакторов были и большие недостатки: соль с ядерным топливом имела высокую коррозионную активность. В случае использования для передачи тепла вне первого контура создавалась наведенная радиоактивность в трубопроводах и теплообменниках. Выделялось и большое количество трития (из литиевого компонента соли), что тоже создавало коррозионные и радиационные проблемы для конструктивных элементов реактора.

Теперь американская компания Kairos Power начала строительство демонстрационного реактора малой мощности «Гермес», в котором жидкосолевую концепцию серьезно изменили. Ядерное топливо будет не растворено в соли, а упаковано в TRISO — шарики, в которых топливо (оксид урана) заключено в оболочку из пиролитического графита, покрытого карбидом кремния, поверх которого наносят еще один слой пиролитического графита.

Ядерная реакция там запускается за счет торможения тепловых нейтронов графитом, то есть это реактор на медленных нейтронах. С одной стороны, это минус, поскольку ранее жидкосолевые реакторы были на быстрых нейтронах — могли работать реакторами-размножителями, нарабатывающими делящийся плутоний из неделящегося урана-238.

Но в теории у новой конструкции есть и плюсы. Соль FLiBe, окружающая стальную емкость с шариками TRISO, не содержит ядерного топлива, поэтому нерадиоактивна. Из-за вызванной этим меньшей нейтронной нагрузки в ней будет нарабатываться меньше теллура (он вел к растрескиванию стальных поверхностей в ранних жидкосолевых реакторах).

После реактора соль идет в теплообменник, где греет промежуточную соль на основе неких (неуточняемых) нитратов. Уже расплавленные нитраты будут греть воду для парогенераторов как минимум до плюс 585 градусов. Вместе с наличием пароперегрева это в теории должно поднимать КПД подобных реакторов до 45%. Для сравнения: типичные водо-водяные реакторы имеют КПД не выше 35%, а натриевые реакторы — максимум 40%.

Строящийся «Гермес» войдет в строй в 2027 году. Он не будет вырабатывать электроэнергию, поскольку реактор демонстрационный — сможет вырабатывать только тепло. Так разработчики хотят проверить, насколько новый подход к жидкосолевым реакторам устойчив к коррозии и иным подобным проблемам реакторов. Если все пойдет хорошо, в начале 2030-х Kairos Power планирует серийно строить модульные реакторы типа «Гермес» уже на 145 мегаватт электрической мощности.

Инвестиции самой компании в проект составят 100 миллионов долларов. Еще 300 миллионов добавит Минэнерго США. Многие в Штатах раскритиковали этот проект, указывая на то, что у него, по сути, не так много плюсов. Дожигать минорные актиниды (наиболее сложный в ликвидации компонент ядерного топлива) в нем не получится, поскольку TRISO не сильны в использовании такого топлива. Реактора-размножителя в силу использования медленных нейтронов тоже не выйдет — медленные нейтроны слабо превращают неделящийся уран-238 в делящийся плутоний.

В итоге из преимуществ жидкосолевого реактора остаются только высокая температура активной зоны и повышенный из-за этого КПД. На фоне потенциальных сложностей с коррозией по причине агрессивных солей это не выглядит безрисковым вложением.

С другой стороны, если проблемы коррозии будут решены, подобные реакторы могут стать дешевле водо-водяных за счет намного более легкого и простого корпуса реактора и общих меньших габаритов подобных АЭС.