مفاعل الملح المنصهر
مفاعل الملح المنصهر (أومفاعل مصهور الملح) في التقانة النووية (بالإنگليزية:Molten salt reactor) هومفاعل نووي يقوم فيه الملح المنصهر بمقام مبرد الوقود النووي. وفي هذا الطراز من المفاعلاتقد يكون الوقود النووي هوالآخر سائلا، ويستخدم مثلا رابع فلوريد اليورانيوم حيثقد يكون موزعا بالتساوي على جميع الملح المنصهر.
وبالنسبة لمهدئ سرعة النيوترونات يستخدم الجرافيت. وقد قام مشروع أمريكي عام 1954 في إطار الأبحاث النووية بتصميم واختبار مفاعل من هذا النوع لأول مرة بغرض اختبار صلاحيته لبناء طائرة قاذفة ذات المدي الطويل.
ويتميز مفاعل الملح المنصهر بكثافة عالية للنيوترونات، وهي تنشأ من خلال سحب مستمر لمنتجات التفاعل الانشطاري التي تمتص كثيرا من النيوترونات خارج المفاعل. ولهذا فيمكن لمفاعل الملح المنصهر من حيث المبدأ العمل كمفاعل استنسال (توليد وقود نووي)، فيكتفي بكمية قليلة من الوقود النووي في صورة اليورانيوم المخصب في البدء، ثم يواصل عمله بعد ذلك بتوليد القود النووي بنفسه ،مثلا من الثوريوم-232 الذي لا ينشطر. تتلخص طريقة الاستنسال في حتى المفاعل يحول الثوريوم-233 الغير قابل للانشطار إلى يورانيوم-233 قابل للانشطار، ثم يستعل اليورانيوم-233 في إنتاج الطاقة.
وبخلاف عدد قليل من تلك المفاعلات التجريبية الصغيرة فلم تنفذ منها مفاعلات كبيرة لإنتاج الكاقة الكهربية. وكانت المفاعلات التجريبية في حدود عدة ميجاوات بينما مفاعلات القوي تبلغ نحو1000 ميجاوات.ولهذا فلا يلعب مفاعل الملح المنصهر أي دور هام حتى إلىن لإنتاج الطاقة. ولكنه لا زال يُدرس من قبل الهيئة العالمية لمفاعلات الجيل الرابع.
استخدام الثوريوم كوقود نووي
يتميز مفاعل الملح المتصهر بكثافة عدد نيوتروناته ن كما يمكن توليد (استنسال) وقود حديث أثناء تشغيله على نمط مفاعل استنسال سريع. ويمكن بدء تشغيل المفاعل باليورانيوم-235 أوالبلوتونيوم-239 لبدء التفاعل التسلسلي ثم امداده الثوريوم-232 الذي لا ينشطر شيئا فشئيئا لتسيير التفاعل. فيتص الثوريوم-232 نيوترونا من المفاعل ويتحول غلى ثوريوم-233.
يتحول الثوريوم-233 عن طريق تحلل بيتا ب عمر النصف 22 دقيقة إلى بروتاكتينيوم-233 والذي يتحلل هوالآخر طبقا ل تحلل بيتا بعمر نصفي مقداره 27 يوم ويتحول غلى يورانيوم-233 وهونظير انشطاري. ينشطر اليورانيوم-233 والنيوترونات الناتجة من الانشطار تنتج بدورها يورانيوم-233 من حديث من الثوريوم-232.
فصل المواد الانشطارية
وتشغيل الثوريوم في مثل هذا المفاعل الاستنسالي يحتاج لمعالجته في مصنع تدوير المواد النوية، أي فصل المواد الانشطارية المتولدة عن النفايات المتراكمة في الوقود المستهلك. بذلك يمكن فصل المواد الانشطارية مثل اليورانيوم-233 وغيرها. ولكن استخدام الثوريوم اليوم قد يكون بخلطه مع اليورانيوم. وبدون تدوير للمادة الانشطارية فيكون استخدام الثوريوم فقط بكمية صغيرة منه في عملية الانشطار، ويكون دور الثوريوم المساعدة في تطويل فترة استغلال المادة الانشطارية الأولية في المخلوط، ولكنه لا يستطيع الاستغناء عنها.
وينتج عن انشطار الثوريوم في المفاعل كمية أقل مما يسمى عناصر أثقل من اليورانيوم Transurane بالمقارنة بما تنتجه مفاعلات اليورانيوم . فبينما يمتص اليورانيوم-238 نيوترونا واحد، واليورانيوم-235 نيوترونين فيكونا العنصرين الثقيلين بلوتونيوم-239 ونيتونيوم-237 على التوالي، ينتج من الثوريوم بعد عدة تفاعلات عنصر النبتونيوم. وهذا يخفض كثيرا من كمية النفايات المشعة الناتجة من المفاعل.
كما يوجد الثوريوم في الطبقة الصخرية على وجه الأرض أكثر من وجود اليورانيوم، وبصفة خاصة اكثر من تواد النظير يورانيوم-235 وهوالذي يشغل معطم مفاعلات القوي العاملة اليوم، وهويوجد في اليورانيوم الطبيعي بنسبة 7و0 % فقط. ومن المتسقط حتى يكتسب الثوريوم أهميته في المستقبل نظرا للتزايد المتطرد على إنتاج الطاقة في العالم.
| Material | Total neutron capture relative to graphite (per unit volume) |
Moderating ratio (Avg. 0.1 toعشرة eV) |
|---|---|---|
| Heavy water | 0.2 | 11449 |
| Light water | 75 | 246 |
| Graphite | 1 | 863 |
| Sodium | 47 | 2 |
| UCO | 285 | 2 |
| UO2 | 3583 | 0.1 |
| 2LiF–BeF2 | 8 | 60 |
| LiF–BeF2–ZrF4 (64.5–30.5–5) | 8 | 54 |
| NaF–BeF2 (57–43) | 28 | 15 |
| LiF–NaF–BeF2 (31–31–38) | 20 | 22 |
| LiF–ZrF4 (51–49) | 9 | 29 |
| NaF–ZrF4 (59.5–40.5) | 24 | 10 |
| LiF-NaF–ZrF4 (26–37–37) | 20 | 13 |
| KF–ZrF4 (58–42) | 67 | 3 |
| RbF–ZrF4 (58–42) | 14 | 13 |
| LiF–KF (50–50) | 97 | 2 |
| LiF–RbF (44–56) | 19 | 9 |
| LiF–NaF–KF (46.5–11.5–42) | 90 | 2 |
| LiF–NaF–RbF (42–6–52) | 20 | 8 |
المصادر
- ويكيبيديا العربية
اقرأ أيضا
- مفاعل نووي
- مفاعل الماء المضغوط
- مفاعل استنسال سريع
- مفاعل سريع بتبريد الرصاص
- تفاعل تسلسلي
- تفاعل نووي
- انشطار نووي
- اسلحة نووية
- دول نووية
- قائمة الحوادث النووية المدنية
- طاقة نووية
- سلاح نووي
- توكاماك
قراءات أخرى
- Energy from Thorium's Document Repository Contains scanned versions of many of the U.S. government engineering reports, over ten thousand pages of construction and operation experience. This repository is the main reference for the aircraft reactor experiment and molten-salt fueled reactor's technical disc'Italic text'ussion.
- The First Nuclear Era : The Life and Times of a Technological Fixer by Alvin Martin Weinberg
- Bruce Hoglund's Eclectic Interests Home Page Nuclear Power, Thorium, Molten Salt reactors, etc.
- Generation IV International Forum MSR website
- INL MSR workshop summary
- Molten Salt Chemistry Plays a Prominant (sic) Role in Accelerator-Driven Transmutation Systems
- Materials Consideration for Molten Salt Accelerator-Based Plutonium Conversion Systems
- Material Considerations for Molten Salt Accelerator-based Plutonium Conversion Systems J.H. Devan et al.
| تقانة نووية تحرير | |
|---|---|
| فيزياء نووية | انشطار نووي - اندماج نووي - إشعاع - إشعاع مؤين - نواة ذرية - مفاعل نوي - أمان نووي |
| مواد نووية | وقود نووي - مادة مخصبة - يورانيوم - يورانيوم منشط - يورانيوم منضب - بلوتونيوم |
| طاقة نووية | معمل طاقة نووية - فضلات نووية مشعة - طاقة الاندماج - تطوير طاقة مستقبلية - مفاعل الماء المضغوط - مفاعل الماء المغلي - مفاعلات الجيل الخامس - Fast breeder reactor - مفاعل النيوترون المسرع - Gas cooled fast reactor - Molten salt reactor - Lead cooled fast reactor - Supercritical water reactor - Very high temperature reactor - Pebble bed reactor - Integral Fast Reactor - Nuclear propulsion |
| طب نووي | X-ray - PET - MRI - Radiation therapy - Thomotherapy - Brachytherapy |
| قنابل نووية | تاريخ القنابل النووية - Nuclear warfare - سباق التسلح النووي - Nuclear weapon design - تأثيرات الانفجارات النووية - اختبار نووي - Nuclear delivery - Nuclear proliferation - قائمة الدول التي تملك قنابل نووية |
- ^ D. T. Ingersoll (December 2005). "ORNL/TM-2005/218, Status of Physics and Safety Analyses for the Liquid-Salt-Cooled Very High-Temperature Reactor (LS-VHTR)". ORNL. Retrieved 2010-05-13.
