Проект «Гермес» стал первым американским нелегководным реактором за полвека. От жидкосолевых реакторов других стран его отличает необычная схема с использованием соли только для охлаждения, а не как растворителя ядерного топлива в активной зоне.
В 1960-х годах на территории Соединенных Штатов Америки возвели первые опытные реакторы с использованием жидкого солевого топлива. Ядерное горючее растворяли в солях, имеющих общую формулу… FLiBeЭто решение давало возможность извлекать часть отработанного топлива и заменять её новым топливом непосредственно во время работы реактора, не останавливая его для перезарядки.
Помимо прочего, соль нагревалась до 700 градусов Цельсия, что обеспечивало высокую эффективность (на 30-40% выше, чем у существующих водо-водяных реакторов). Температуру соли достигали при давлении около одной атмосферы, а не 150-200 атмосфер, как в водо-водяных реакторах. Поэтому корпус реактора изготавливали не толстым, подобно броне линкора (и как у обычных современных реакторов), а всего несколько сантиметров.
У таких реакторов были существенные недостатки: соль с ядерным топливом обладала высокой коррозийной активностью. При использовании для передачи тепла вне первого контура возникала наведенная радиоактивность в трубопроводах и теплообменниках. Выделялось много трития (из литиевого компонента соли), что также создавало коррозионные и радиационные проблемы для конструктивных элементов реактора.
Сейчас американская компания Kairos Power… началаСтроительство демонстрационного реактора малой мощности «Гермес», реализующего жидкосолевую концепцию. серьезно изменилиЯдерное топливо поместят в TRISO — шарики. Внутри этих шариков оксид урана будет заключен в оболочку из… пиролитического графитаПоверхность покрыта слоем карбида кремния, а сверху нанесена дополнительная прослойка пиролитического графита.
Реакция в этом ядре запускается за счет замедления тепловых нейтронов графитом, то есть это реактор на медленных нейтронах. Это обстоятельство имеет недостаток, так как ранее жидкосолевые реакторы работали на быстрых нейтронах и могли быть размножителями, вырабатывающими делящийся плутоний из неделящегося урана-238.
Новая конструкция обладает теоретическими преимуществами. Соль FLiBe, окружающая стальную емкость с шариками TRISO, не содержит ядерного топлива и не является радиоактивной. Меньшая нейтронная нагрузка приводит к образованию меньше теллура, который вызывал растрескивание стальных поверхностей в ранних жидкосолевых реакторах.
После реактора соль поступает в теплообменник, где нагревает промежуточную соль на основе нитратов. Разогретые нитраты греют воду для парогенераторов до температуры не менее плюс 585 градусов. При этом наличие пароперегрева теоретически повышает КПД таких реакторов до 45%. Для сравнения: у обычных водо-водяных реакторов КПД не превышает 35%, а у натриевых — максимум 40%.
Строящийся «Гермес» начнет работу в 2027 году. Не будет вырабатывать электроэнергию, поскольку реактор демонстрационный — предназначен только для выработки тепла. Разработчики таким образом хотят проверить устойчивость нового подхода к жидкосолевым реакторам к коррозии и другим подобным проблемам. В случае успеха в начале 2030-х годов Kairos Power планирует серийное строительство модульных реакторов типа «Гермес» мощностью 145 мегаватт электрической энергии.
Компания вложит в проект 100 миллионов долларов, еще 300 миллионов добавит Минэнерго США. Многие в Штатах раскритиковали проект, указывая на его ограниченные преимущества. В нем не получится дожигать минорные актиниды (самый сложный компонент ядерного топлива), поскольку TRISO слабо справляется с таким топливом. Из-за использования медленных нейтронов реактор-размножитель тоже невозможен — медленные нейтроны плохо превращают уран-238 в плутоний.
Преимущества жидкосолевых реакторов сводятся к высокой температуре активной зоны и, вследствие этого, повышенному КПД. Коррозионные проблемы из-за агрессивных солей делают это решение рискованным.
Если удастся решить проблему коррозии, такие реакторы смогут обойтись дешевле водородных из-за гораздо более лёгкого и простого корпуса реактора, а также меньших размеров АЭС в целом.