mini|hochkant=1.8|Schema eines Flüssigsalzreaktors vom Typ Single Fluid MSR
Salzschmelzenreaktoren (, MSR) oder Flüssigsalzreaktoren sind Kernreaktoren, in denen der Kernbrennstoff in Form von durch Hitze (typisch 750–800 °C im Fall von Thoriumchlorid) geschmolzenen Salzes vorliegt (beispielsweise Uranchlorid). Bei diesem Reaktortyp ist der Kernbrennstoff in flüssiger Form gleichmäßig im Primärkreislauf des Reaktors verteilt, eine Kernschmelze im klassischen Sinne ist damit ausgeschlossen – der Kern liegt stets im gewollt geschmolzenen Zustand vor. Flüssigsalzreaktoren lassen sich mit Moderator und thermischen Neutronen oder ohne Moderator mit schnellen Neutronen auslegen, in beiden Fällen ist auch ein Betrieb als Brutreaktor möglich. Flüssigsalzreaktoren ermöglichen eine Auslegung mit einem stark negativen Temperaturkoeffizienten, was eine Leistungsexkursion wie beispielsweise bei der Nuklearkatastrophe von Tschernobyl physikalisch unmöglich macht.Jérôme Serp et al.: The molten salt reactor (MSR) in generation IV: Overview andperspectives. In: Progress in Nuclear Energy. Band 77 (2014), 308–319 (academia.edu/)Badawy M.Elsheikh: Safety assessment of molten salt reactors in comparison with light water reactors. In: Journal of Radiation Research and Applied Sciences. Band 6 (2013), S. 63–70.
Flüssigsalzreaktoren arbeiten bei Atmosphärendruck und nicht, wie Druckwasserreaktoren oder Siedewasserreaktoren, bei Drücken von 50 bis 150 bar, was sicherheitstechnische Vorteile bietet.Fluoride-Salt-Cooled High-Temperature Reactors, Oak Ridge National Laboratory. Tennessee, USA.
Das Entfernen neutronenabsorbierender Spaltprodukte aus dem Reaktor im laufenden Betrieb führt zu einer besseren Neutronenausbeute. Dadurch kann ein Flüssigsalzreaktor theoretisch auch als Brutreaktor betrieben werden und so, einmal mit einer geringen Menge Spaltmaterial wie 235U oder 239Pu in Gang gesetzt, ausschließlich mit nicht spaltbaren Nukliden (zum Beispiel 232Th) als Brutmaterial gespeist werden. Im Englischen wird dieses Konzept auch liquid fluoride thorium reactor (LFTR), gesprochen Lifter, genannt.
Da Flüssigsalzreaktoren mit einer permanenten Wiederaufarbeitung arbeiten, ist es im Prinzip möglich, waffenfähige Spaltstoffe aus dem Prozess zu extrahieren. Dieser Aspekt wird kontrovers diskutiert.Jungmin Kang, Frank N. von Hippel: U-232 and the Proliferation-Resistance of U-233 in Spent Fuel. In: Science & Global Security. Vol. 9, 2001, S. 1–3 (fissilematerials.org [PDF; 992 kB]).
Trotz einiger Vorteile von Flüssigsalzreaktoren wurden bis heute nur zwei kleinere Forschungsreaktoren gebaut. Für die kommerzielle Energiegewinnung im großen Stil werden sie – neben fünf anderen Konzepten – im Rahmen des Generation IV International Forum für zukünftige Kernkraftwerke untersucht.
Einige der Befürworter halten den LFTR für einen wichtigen und sinnvollen Beitrag zur globalen Energieversorgung. Beispielsweise sieht China das Konzept des Flüssigsalzreaktors als wichtige Komponente für die mittel- und langfristige Energieversorgung.
Die theoretische Möglichkeit, dem Kreislauf hoch radioaktive langlebige Spaltprodukte aus konventionellen Reaktoren beizumischen, um sie in Isotope mit niedriger Halbwertszeit zu transmutieren, wird kontrovers diskutiert.
Geschichte mini|hochkant=1.2|Zwei NEPA-Prototypen am EBR I in Idaho Aircraft Reactor Experiment Die Entwicklung von Flüssigsalzreaktoren begann mit dem militärischen Aircraft Reactor Experiment. Da Flüssigsalzreaktoren unter geringem Überdruck arbeiten, galten sie als besonders geeignet für Flugzeuge. Im Rahmen des 1946 von der US Air Force gestarteten NEPA-Programms () wurde ein Reaktor gebaut, der 1954 einen Testlauf absolvierte. Der Reaktor war 221 Stunden im kritischen Zustand, davon 74 Stunden im Megawatt-Bereich. Mit Mischungen der Fluoride von Natrium, Zirconium und Uran (53:41:6 Mol-%) befüllt, erreichte er Höchsttemperaturen von 860 °C und eine thermische Leistung von ungefähr 2,5 MW. Als Moderator und Neutronenreflektor diente Berylliumoxid, mit einem zusätzlichen Kühlkreislauf mit flüssigem Natrium für den Reflektor. (1,3 MB). Mit der Verfügbarkeit von Interkontinentalraketen wurde die Idee eines nuklear angetriebenen Langstreckenbombers letztlich verworfen.
Molten Salt Reactor Experiment MSRE Vergleichbar mit Entwicklung und Bau der ersten Druckwasserreaktoren zur zivilen Stromerzeugung auf Basis der Erfolge mit nukleargetriebenen U-Booten, wurde in den 1960er Jahren mit dem Molten Salt Reactor Experiment an der Nutzbarmachung für die Stromerzeugung geforscht. Der Bau eines Reaktors wurde 1964 abgeschlossen, der Testbetrieb lief von 1965 bis 1969. Innerhalb dieses Zeitraums war das Experiment insgesamt ca. zwei Jahre lang kritisch.
Der Reaktor mit maximal 8 MW thermischer Leistung bestätigte im Prinzip die Realisierbarkeit des Konzeptes. Es gab keinen Generator zur Stromerzeugung; die Wärme wurde über Gebläse an die Umwelt abgegeben. Zudem wurde auch nicht versucht (wie im LFTR geplant), Spaltmaterial zu erbrüten und andere Spaltprodukte als Edelgase zu entfernen. Aber es wurde gezeigt, dass der Reaktorkern über einen längeren Zeitraum mit Temperaturen bis 650 °C betrieben werden kann. Zudem erwies sich die Korrosion der vom Schmelzsalz durchflossenen Bauteile aus der Legierung Hastelloy-N als gering.Datenblatt zu Hastelloy-N auf der Seite des Herstellers, die Legierung wurde für das MSRE entwickelt (haynesintl.com).Paul N. Haubenreich, J. R. Engel: Experience with the molten salt reactor experiment (energyfromthorium.com [PDF; 3,8 MB]).Molten Salt Reactor Program Semiannual Progress Report For Period Ending July 31, 1964 (energyfromthorium.com [PDF; 64,8 MB]) In einem Abschlussbericht der Atomic Energy Commission von Amerika wurde die Korrosion durch die Schmelzsalze als vernachlässigbar eingestuft.An evaluation of the molten salt breeder reactor, Atomic Energy Commission (moltensalt.org [PDF; 4,3 MB])
Das Experiment bestätigte eine Reihe weiterer Erwartungen: Die Stabilität der Flüssigkeit gegenüber der Strahlung, das Vorliegen vieler Spaltprodukte in Form nichtflüchtiger Ionenverbindungen und die einfache Abtrennbarkeit störender Edelgase (insbesondere 135Xe, siehe Kontinuierliche Aufbereitung). Als nachteilig erwiesen sich unter anderem die trotz Verwendung von isotopenreinem 7Li hohe Tritiumproduktion und die starke Kontamination aller Kreislaufwände mit abgelagerten Spaltprodukten.
Als Brennstoffe kamen sowohl 235U als auch 233U (aus Thorium in anderen Reaktoren erbrütet) zum Einsatz. Als Moderator diente Graphit. Der Reaktivitätskoeffizient des Reaktors war sowohl bei Betrieb mit Uran als auch mit Thorium stark negativ und entsprach im Wesentlichen den vorausberechneten Werten.Paul N. Haubenreich, J. R. Engel: Experience with the Molten-Salt ReactorExperiment. In: Nuclear Applications and Technology, 1970, 8, S. 131.
Wie erst 1994 während des Rückbaus entdeckt wurde, war es zu einem Entweichen von größeren Mengen 233U aus dem Salz in das Abgassystem des Reaktors gekommen. Zu einem nennenswerten Austreten radioaktiver Isotope kam es wegen der Bindung derselben im Salz nicht. Wegen der Gefahr von Kritikalität im Abgassystem musste die Umgebung des MSRE evakuiert werden. Für die Dekontamination des Abgassystems wurde die veranschlagte Zeit um das 16-fache überschritten, weil erst geeignetes Werkzeug entwickelt werden musste.B. J. Gilliam u. a.: In: WM’02 Conference. 24.–28. Februar 2002, Tucson, AZ. Da etwa 5 % des MSRE-Spaltstoffs in den Aktivkohlefilter des Abgassystems gelangt waren, wurden umfangreiche Studien zur Kritikalitätssicherheit des Abgassystems während der Sanierungsarbeiten ausgeführt.D. F. Hollenbach, C. M. Hopper: Criticality safety study of the MSRE auxiliary charcoal bed. (PDF; 1,1 MB) Technical Report, vom 1. September 1996, Oak Ridge National Lab., TN (United States), doi:10.2172/408664. Es wird vermutet, dass Radiolyse von Fluorid zu Fluor geführt hat, welches mit UF4 (Uran(IV)-fluorid) das leicht flüchtige UF6 (Uranhexafluorid) bildete, das dann unplanmäßig ins Abgassystem freigesetzt wurde. Eine solche Spaltstoffverflüchtigung war vorher als im MSRE chemisch unmöglich ausgeschlossen worden. Dieser Freisetzungsprozess soll erst stattgefunden haben, als sich das Salz nach Abschaltung des Reaktors in den Speichertanks verfestigt hatte. Insgesamt konnte die Sanierung erfolgreich abgeschlossen werden, ohne dass die Mitarbeiter grenzwertüberschreitender Strahlenbelastung ausgesetzt wurden.
Die Ergebnisse des MSRE spielten bei der Bewertung des nachfolgend beschriebenen, geplanten Nachfolgeprojektes MSBR eine große Rolle.U.S. ATOMIC ENERGY COMMISSION: An Evaluation of the Molten Salt Breeder Reactor. Wash-1222, Washington, D.C. (September 1972)
Der Molten Salt Breeder im Oak Ridge National Laboratory Als Ende der 1960er Jahre die Begrenztheit der Weltvorräte an Uran deutlich wurde, wurden verschiedene Reaktorkonzepte entwickelt, die zusätzlichen Kernbrennstoff „erbrüten“ sollten. In den USA kamen hauptsächlich zwei konkurrierende Konzepte in Frage, die des natriumgekühlten „Schnellen Brüters“ (Wie z. B. der EBR II am Oak Ridge National Laboratory, das Kernkraftwerk Kalkar oder die BN-Reaktoren in Russland), und ein Flüssigsalzreaktor als thermischer Brüter. Im Oak Ridge National Laboratory wurde ein brutfähiges Konzept für einen Molten Salt Breeder (MSBR) mit 1 Gigawatt entwickelt. Genutzt wurde LiF–BeF2–ThF4–UF4 als Brennstoff in einem Single Fluid-Konzept. Als sekundäres Kühlmittel wurde NaF-Natriumberylliumfluorid4 vorgesehen. (33,4 MB). Nach den Berechnungen hätte dieser Ansatz zusätzlichen Kernbrennstoff erbrüten können.A. Nuttin, D. Heuer u. a.: Potential of thorium molten salt reactors: detailed calculations and concept evolution with a view to large scale energy production. (PDF; 668 MB) In: Progress in Nuclear Energy. Band 46, 2005, S. 77–99, doi:10.1016/j.pnucene.2004.11.001 Allerdings zeigen neuere, verfeinerte Berechnungen, dass der MSBR einen positiven Temperaturkoeffizienten der Reaktivität gehabt hätte und damit aus Sicherheitsgründen kaum akzeptabel gewesen wäre.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. Mai 2005. Tatsächlich erfordern Flüssigsalzreaktoren bei Betrieb als thermische Brüter besondere Vorsicht bei der Auslegung, um einen positiven Temperaturkoeffizienten zu vermeiden.C.Y. Zou, X.Z. Cai, D.Z. Jiang, C.G. Yu, X.X. Li, Y.W. Ma, J.L. Han, J.G. Chen: Optimization of temperature coefficient and breeding ratio for a graphite-moderated molten salt reactor. In: Nuclear Engineering and Design. Band 281, Januar 2015, S. 114–120, doi:10.1016/j.nucengdes.2014.11.022.