Георгий Тошинский: жидкотопливный интерес

Аватар пользователя Ctavr

На вопросы корреспондентов AtomInfo.Ru отвечает советник генерального директора ГНЦ РФ - ФЭИ Георгий ТОШИНСКИЙ.

 

Георгий Тошинский.
Здесь и далее - фото ФЭИ.

 

v0966_1.jpg

 

История и терминология

Георгий Ильич, в последнее время много говорится о таком направлении в реакторостроении, как жидкосолевые реакторы (ЖСР). Например, в октябре 2015 года наше издание сообщило, что в своём проекте ЖСР заинтересована такая компания, как "TerraPower".

Прежде всего, жидкосолевые реакторы - технология инновационная. Действующих аналогов ЖСР в мире нет.

Известно, что в XX веке в Окридже активно занимались направлением ЖСР. Опыт они получили скорее отрицательный, чем положительный.

Наиболее известный окриджский проект - реактор MSRE. Кстати, раз вы упомянули "TerraPower", то эта компания впервые публично высказала свой интерес к жидкосолевым установкам как раз во время семинара, посвящённого 50-летию пуска MSRE.

Что такое MSRE? Это реактор тепловой мощностью 7,4 МВт(т). На критику впервые он вышел в 1965 году, но уже в 1969 году он был закрыт. Почему его закрыли? На самом деле, точного и подробного ответа нет до сих пор.

В одном из отчётов ORNL (его текста больше нет в свободном доступе) говорится, что в общей сложности реактор MSRE находился в критическом состоянии 17 655 часов.

Тогда по этим данным получится, что MSRE простаивал около половины времени из четырёх календарных лет своей службы.

Повторю, что детального анализа причин закрытия MSRE вы не найдёте. С большой уверенностью можно предположить, что опыт его эксплуатации оказался негативным.

Георгий Ильич, давайте уточним терминологию. Чем отличается жидкосолевой реактор от растворного?

Носителем делящегося вещества. В растворном реакторе носителем выступает вода - иными словами, в нём используется водный раствор солей урана и/или плутония. А в жидкосолевых реакторах носителем делящихся или сырьевых материалов являются расплавы различных солей.

Были ещё и проекты расплавных реакторов, в которых использовалась смесь расплавов жидкого металла и топлива. В Лос-Аламосе был в 60-ые годы очень интересный проект LAMPRE с топливом в виде расплава плутония и железа в висмуте.

На самом деле, если быть точными, то все подобные проекты нужно называть "жидкотопливные" (ЖТР). Именно это и есть их общая черта.

Как Вы считаете, есть ли у направления ЖСР перспективы?

Я полагаю, что большого смысла в разработках ЖСР нет. Попробую аргументировать свою позицию.

Важный плюс ЖСР - низкое давление. Да, это выигрышный момент, но не будем забывать, что низкое давление характерно и для реакторов с жидкометаллическими теплоносителями.

С другой стороны, известный недостаток ЖСР - высокие температуры плавления солей. Они выше, чем у свинца. Следовательно, эксплуатация жидкосолевых реакторов будет очень сложной задачей.

На мой взгляд, нет необходимости выбора технологии, которая однозначно сулит нам большие трудности при освоении, если только это не компенсируется очень большими плюсами, недостижимыми в других ядерных технологиях. Давно назревшую задачу отказа от высокого давления в ядерных реакторах можно решить с помощью других, уже известных нам технологических решений.

А растворные реакторы?

В растворном реакторе есть вода. Как только вы захотите сделать растворный реактор большой мощности, работающий в энергетическом режиме, то есть, при достаточно высоких температурах, вам придётся повысить в нём давление со всеми вытекающими отсюда неприятностями.

У растворных реакторов есть своя ниша, которую они могут занять хоть завтра - наработка изотопов. Большие мощности и высокие температуры там не требуются, и создание специализированных растворных наработчиков радиоактивных изотопов вполне может оказаться экономически целесообразным.

Но претендовать на энергетические установки растворной технологии сложно, так как она не свободна от недостатков реакторов с водным теплоносителем.

Совмещение двух задач

Чем была обоснована первая волна интереса к ЖСР в 50-60-ые годы?

Разработчики не одних только ЖСР, а всех жидкотопливных проектов преследовали общую цель. Они пытались совместить в одном технологическом комплексе решение двух задач - получение энергии с задействованием высокотемпературного потенциала и онлайн-переработка топлива.

Дополнительно добавлялась задача по бридингу топлива или, по крайней мере, топливному самообеспечению реакторной установки.

Онлайн-переработка, то есть, переработка прямо на месте, в рамках одной энергетической установки - это и есть главный козырь жидкотопливных проектов. Уберите это требование, и обосновать преимущество ЖТР перед твёрдотопливными реакторами у вас уже не получится.

Онлайн-переработка облучённого ядерного топлива (ОЯТ) - серьёзный аргумент в пользу ЖСР.

Конечно, переработка нужна. В конце концов, без переработки не выйдет замыкания топливного цикла.

Но посмотрим на вещи реально. Переработка - технология не из дешёвых, и далеко не все страны в состоянии её себе позволить, особенно при сегодняшних сверхнизких ценах на природный уран.

Если бы сейчас в мире были реальные владельцы энергетических ЖСР, то переработка превратилась бы для них в обременение, а не в преимущество, с точки зрения экономики.

Обратите внимание - даже мы, в России, не торопимся с переходом к крупномасштабной переработке ОЯТ с полным замыканием ядерного топливного цикла (ЯТЦ), ограничиваясь пока что освоением технологий.

Можно вспомнить о Франции, но у них большую роль играют социальные причины. На мысе Ла-Аг был построен огромный завод для целей переработки ОЯТ и обеспечения топливом будущих быстрых реакторов. Как известно, с быстрой программой у французов не получилось, а завод обеспечивал работой тысячи (!!) человек.

Закрыть производство такого размаха не рискнёт ни один политик. Соответственно, им пришлось переориентироваться на переработку ОЯТ для нужд легководных реакторов.

Замыкание ЯТЦ неизбежно, но его нужно реализовывать в других условиях. Прежде всего, должна вырасти цена природного урана. Далее нужно определиться с технологией переработки - их много разных, и окончательный выбор для внедрения в промышленных масштабах ещё не сделан.

В России обоснование выбора технологии переработки входит в число задач проекта "ПРОРЫВ". Важную роль призван сыграть и реактор БН-800 - именно ему предстоит стать системообразующим центром, с помощью которого в полупромышленном масштабе должны быть отработаны основные элементы ЗЯТЦ и на основе опыта выбран наилучший вариант.

Возвращаясь к теме нашей беседы, сформулирую так. Если сегодня речи о переработке ОЯТ в промышленных масштабах не идёт, то и подходящего места для жидкотопливных реакторов в атомной энергетике нет.

С технической точки зрения, в чём преимущество ЖТР перед твёрдотопливными в плане переработки ОЯТ?

В жидкотопливном реакторе на химико-технологическую установку отбирается готовый расплав. Извлекаете из него осколки деления, добавляете делящиеся и сырьевые элементы и получаете готовый к повторному использованию продукт.

То есть, отбор на переработку производится непосредственно из контура?

Да, конечно. Предусматриваете байпас в основном тракте теплоносителя и отбираете какую-то небольшую долю расхода. Далее уже вопрос конкретной технологии переработки, какие методы вы будете использовать.

Переработка в ЖТР позволяет нам избавиться от этапа снятия оболочки твэла.

Переработка в ЖТР позволяет нам избавиться от таких этапов, как хранение ОЯТ, снятие оболочки твэла, дробление, перевод в жидкую фазу (если таковой требуется по технологии).

Мало кто спорит с тем, что переработка в жидкотопливных реакторах имеет важные преимущества перед переработкой ОЯТ традиционных твёрдотопливных установок. Проблема в другом - если бы мы сегодня работали на ЖСР-ах вместо легководных реакторов, то экономически мы проигрывали бы.

С другой стороны, например, отказ от хранения (оно же выдержка) ОЯТ означает, что в ЖТР на переработку поступает горячее топливо с большим содержанием короткоживущих изотопов. То есть, такая переработка будет более "грязной" по сравнению с традиционным подходом к переработке.

Технологические решения при желании отыскать можно. Роботизированные комплексы, и так далее.

 

v0966_2.jpg

 

Плюсы и минусы технологии

Если разбирать ЖСР как реакторную технологию, какие у неё есть плюсы и минусы?

О первом плюсе я уже сказал - низкое давление, что очень важно для безопасности.

Следующий плюс - высокие температуры, мы можем надеяться на высокий к.п.д. энергоблока.

Говорят, что в жидкосолевых реакторах не может быть разгона на мгновенных нейтронах. Здесь уже требуется пояснение, так как утверждение неочевидное.

Предположение об отсутствии аварий с разгоном на мгновенных нейтронах в ЖСР связано с тем обстоятельством, что в них не требуется создавать большие запасы реактивности на выгорание. Закладывается незначительный запас на управление, а эффекты выгорания компенсируются с помощью онлайн-переработки.

Мы бы поспорили с этим аргументом. Допустим, персонал случайно добавил в контур избыточное количество делящегося материала...

Вполне может быть такая ситуация, от неё трудно застраховаться. Но это всё-таки отклонение от нормальной эксплуатации, а в условиях нормальной эксплуатации разгон на мгновенных в ЖСР исключён. Казалось бы, исключён...

Почему я сделал такую оговорку? Когда говорят об отсутствии реактивностных аварий на ЖСР, то упускают из виду следующее обстоятельство. В ЖСР, да и во всех жидкотопливных реакторах, определяющие безопасность реактора запаздывающие нейтроны выносятся из активной зоны.

...??!!

Они не успевают родиться. Теплоноситель выносит почти все ядра-предшественники запаздывающих нейтронов из активной зоны в контур. А если у нас ещё и топливо будет плутоний с бетой порядка 0,2%, то эффект выноса предшественников становится очень опасным.

Пусть мы сделаем скорость теплоносителя настолько малой, насколько возможно (а малая скорость создаёт трудности с теплоотводом!). Пусть она будет полметра в секунду. Но даже в этом случае минутные запаздывающие будут вынесены из активной зоны, 30-секундные тоже. Останутся самые короткоживущие из них, рождающиеся спустя секунды или доли секунды.

В переводе на математический язык, бета-эффективная в жидкотопливном реакторе будет очень малой. Думаю, не надо пояснять, что это означает для ядерной безопасности.

Кроме того, что это плохо для безопасности, малая величина βэфф приводит к неустойчивости поведения реактора. Небольшие вариации температур, вполне возможные при эксплуатации, за счет действия обратных связей будут приводить к значительным колебаниям реактивности, а в худшем случае - к разгону.

Следующий аргумент в пользу ЖСР - за счёт онлайн-переработки из первого контура удаляются осколки деления, ответственные за остаточное тепловыделение.

Это верно, но справедливо и другое утверждение - удалённые осколки физически не исчезают. Значит, где-то на станции для них нужно организовывать хранение. Прекратить выделение тепла из осколков невозможно, это природа. Таким образом, авария фукусимского типа с потерей теплоотвода в ЖСР сохраняется, она просто будет перенесена из активной зоны в хранилище осколков.

Фактически хранилище осколков будет представлять собой радиоизотопный источник тепла огромной мощности, требующий постоянного охлаждения. Потеряете охлаждение - получите на этом источнике всю ту же Фукусиму.

Но системы охлаждения хранилища осколков можно сделать надёжными, с дублированием, резервным питанием, мобильными насосами...

Разумеется можно. Но на них придётся затратить деньги. Как минимум, такие же, как на аналогичные системы на блоках с твёрдотопливными реакторами, если не дороже.

Кстати, если подумать, то для ЖСР будет дороже. У преимуществ с точки зрения переработки в жидкотопливных реакторах, о которых мы говорили, есть обратная сторона. Мы удалили из проекта оболочку твэла и упростили переработку, но одновременно мы убрали один барьер безопасности! Мы убрали также первый барьер безопасности - топливные таблетки, удерживающие основную массу продуктов деления.

Фактически в ЖСР мы убираем два барьера - топливную матрицу и оболочку твэла. Остаются граница первого контура и защитная оболочка. Ликвидация сразу двух барьеров потребует особого внимания к обеспечению безопасности, это касается как самой реакторной установки, так и хранилища осколков.

Высказывается такое мнение, и я с ним согласен: "У нас по ОПБ запроектной аварией считается расплавление активной зоны. В ЖСР зона изначально расплавлена, и мы эксплуатируем реактор в состоянии запроектной аварии".

Мы смотрели некоторые предлагаемые на Западе проекты ЖСР и обратили внимание, что они очень часто трёх-, а то четырёхконтурные.

Есть такое обстоятельство, и это однозначный минус ЖСР, потому что каждый контур - это деньги. Трёх- или более контурность в них приходится вводить, потому что нельзя допускать контакта содержимого первого контура с рабочим телом турбины.

От плюсов ЖСР мы плавно перешли в беседе к их минусам.

Да, и есть ещё один недостаток, о котором редко упоминают. Растворимость топливных солей имеет пределы. С увеличением температуры она растёт. Но при падении температуры соли плутония или урана в местах контура с температурой ниже предела растворимости выпадут в осадок.

Процесс этот сложно смоделировать точно. В результате мы не сможем гарантировать, что при осаждении солей не образуется критическая конфигурация в каком-то месте первого контура.

Даже если критики не случится, всё равно остаётся вопрос - каким образом вернуть выпавшее в осадок топливо?

На топливоперерабатывающих заводах разве не нашли за много десятилетий подходящие способы? В принципе, схожие инциденты у них вполне могли происходить.

Вы забыли, что на этих заводах вода. С водными растворами худо-бедно мы работать научились, а с солевыми?

У реакторов ЖСР возникнут и более прозаические проблемы, за которые эксплуатация спасибо разработчикам не скажет.

Например, особенности ремонта. Соли - вещества с большой вязкостью, прокачивать их придётся насосами, ни о какой естественной циркуляции и речи быть не может. А ведь персоналу понадобится их периодически обслуживать и ремонтировать, то есть, работать с очень высоко активным оборудованием. Ремонт трубопровода, потерявшего герметичность, или теплообменника превратится в очень сложную проблему

Жидкосолевые и в обшем случае жидкотопливные реакторы - концепция чрезвычайно привлекательная на первый взгляд, но вызывающая десятки вопросов при более глубоком рассмотрении.

Меценатство или бизнес

Так почему же к ним сегодня мы видим новый всплеск интереса?

В пользу ЖСР, естественно, высказываются люди, в прошлом принимавшие участие в программах по их разработке. Для них это любимое детище, они видят их достоинства и отказываются видеть недостатки, утверждая, что все недостатки возможно, так или иначе, компенсировать.

Мне трудно упрекать этих увлечённых специалистов. Более того, думаю, что нет никакого вреда в продолжении исследований по направлению жидкотопливных реакторов. Всё, что делается в науке, бесполезным не бывает, всем получаемым результатам можно рано или поздно найти достойное применение.

Как я уже упоминал, есть ниша реакторов-наработчиков изотопов. В прошлом году были сообщения о том, что "Росатом" разработает проект радиохимического комплекса по производству молибдена-99 на базе исследовательских растворных реакторов в Пелиндабе (ЮАР). Вот, пожалуйста, это очень удачное применение жидкотопливной (но не жидкосолевой) технологии.

На Западе ко всему сказанному примешиваются ещё и меркантильные интересы руководства отдельных университетов и лабораторий. Скажем, в Америке постоянно борются за гранты DoE. Красивые слова о преимуществах инновационной технологии ЖСР помогают в получении грантов.

Чтобы уменьшить риски неэффективных финансовых затрат важно, чтобы лица, принимающие решения, имели грамотных и квалифицированных советников, опирались на мнение экспертного сообщества и учитывали бы их мнение.

Примером не слишком удачного стратегического решения, на мой взгляд, может быть история с появлением в атомной отрасли США Билла Гейтса.

При его непосредственном участии была создана компания "TerraPower". Начинала она работу, как вы помните, с большой помпой, декларировался даже не инновационный, а принципиально новый реакторный проект на бегущей волне (TWR). Со временем бегущая волна без лишнего шума превратилась в стоячую, а сейчас и вовсе ажиотаж вокруг неё спал практически до нуля.

Если рассматривать сделанное Гейтсом как меценатство, то подобный подход можно только приветствовать. Действительно, это правильно, когда богатые люди тратят деньги на нужды инженеров и учёных, а не на новые яхты. Тратят на труднореализуемые или вообще нереализуемые проекты, но из которых даже побочный выход может принести пользу.

У нас в России есть свой пример, но другого плана - подключение в 2008 году Олега Дерипаски к проекту СВБР. Прямо скажу, что для бизнесмена такое решение было сопряжено с рисками, потому что СВБР - это венчурный проект.

Да, в отличие от бегущей волны технология СВБР родилась не на пустом месте. Были советские НИР/НИОКР, были подводные лодки. Тем не менее, СВБР имеет большие отличия от лодочных реакторов. Прямо скажу - это другой реактор.

Поэтому и стоимость у него выросла по ходу проектирования. Конкретные цифры не составляют секрета, заместитель гендиректора - руководитель блока по управлению инновациями "Росатома" Вячеслав Першуков назвал их открыто на одной из конференций в 2014 году.

Первоначальная стоимость СВБР-100 составляла 15 миллиардов рублей, затем она выросла до 36 миллиардов рублей.

Здесь нужно напомнить, что проект СВБР-100 начал финансироваться после прохождения экспертизы и рассмотрения на НТС №1 Росатома в 2006 году, вскоре после прихода к руководству Росатома Сергея Кириенко.

Но что я хочу сказать? После того, как СВБР-100 будет отработан на опытно-промышленном образце, перед ним откроется возможность крупномасштабного серийного производства, способного окупить все вложенные в него средства.

Работы по проекту СВБР-100 в последние два года были, к сожалению, заморожены. А мы ведь видим, что можно в нём изменить, чтобы улучшить его экономические показатели. Если это удастся сделать и довести реактор до железа, то проект станет успешным бизнес-проектом и для "Росатома", и для Олега Дерипаски.

Самое главное, что инвестиции в СВБР - это инвестиции в реальный результат, в реальный сектор экономики. Не в дутые бумаги, чем любят заниматься многие финансисты, не в бесконечный процесс, как у "TerraPower", а именно в то, в чём мы нуждаемся сегодня.

Спасибо, Георгий Ильич, за интересное интервью для электронного издания AtomInfo.Ru.

http://atominfo.ru/newso/v0966.htm

 

Комментарий автора: 

Спасибо  alex_bykov за наводку.

Комментарии

Аватар пользователя alex_bykov
alex_bykov(8 лет 2 месяца)

Что-то у нас с Вами дублирование получилось. Выпилите моё сообщение из Вашей подборки - Ваше полнее.

Аватар пользователя Mergen
Mergen(11 лет 1 месяц)

Спасибо, давно была интересна эта тема и наконец-то любопытство моё удовлетворено.

Комментарий администрации:  
*** Чрезмерно увлекается предвыборными манипуляциями и политотой ***
Аватар пользователя Amber_Stallion
Amber_Stallion(9 лет 1 месяц)

Спасибо за статью!

Мне кажется, что смысл в ЖСР

будет тогда, когда понадобятся

очень высокие температуры

теплоносителя, на уровне 2000-2500 С.

Естественно, корпус и трубопроводы

будут керамическими.

Но не было глубоких исследований

поведения керамики при высоких

дозах облучения в условиях

высоких температур.

Аватар пользователя Cobold
Cobold(12 лет 2 месяца)

Солевые реакторы пробуют на эвтектиках типа Флинак (LiF-NaF-KF), температура плавления порядка 300-400 градусов. Их нормально держат некоторые специальные стали.

Тут с ВТГР с 900 градусов справиться не могут, а уж про 2500... Вы креститесь, что ли, когда кажется.

Аватар пользователя Amber_Stallion
Amber_Stallion(9 лет 1 месяц)

Это я конечно погорячился )))

Тыщи на полторы градусов )))

Ну или совсем отдалённое

будущее.

Ридберговская материя там всякая,

термоэмиссия, все дела.

Аватар пользователя user3120
user3120(9 лет 2 месяца)

Прикольно: wiki Природный_ядерный_реактор_в_Окло

При перегреве вода испарялась и реакция останавливалась(естественная система безопасности). Но мощность всего ~ 100кВт.

Аватар пользователя Cobold
Cobold(12 лет 2 месяца)

Растворный реактор Аргус (википедия)

Тот же принцип в человеческом исполнении.

Аватар пользователя vadim144
vadim144(12 лет 11 месяцев)

Но зато время работы такого "реактора" составляло -Сотни тысяч лет, т.е. 200000 лет работал реактор. 100кВт*365дней*200000лет= 7,3 млрд.кВт тепла. Вот это длительность работы природной атомной станции, не то что у нас-человеков 60 или 80 лет и разбирай АЭС .

Аватар пользователя Alexandr_A
Alexandr_A(12 лет 6 месяцев)

Вот что писали сторонники ЖСР, и о чем тут почему-то забыли сказать как о главном преимуществе ЖСР это снижение себестоимости при масштабировании реактора и сама возможность масштабирования. У твердых 1-2 ГВт предел.

 

Аватар пользователя freeman
freeman(10 лет 7 месяцев)


 

не говорите про предел. экономически невыгодно, пока. читал советскую книжку, там как раз планировались РБМК большей мощности, нежели 1Гвт. вот только вывод на ремонт и перезагрузку требовало от сетей неимоверных усилий. а ввэры почему остановились на 1,2 Гвт? потому что по жд не привезешь. да и видели ли вы масштабируемый генератор, скажем, под два миллиона? почитайте как их охлаждают водородом, дистиллированной водой. парогенераторы тоже, не масштпбируются просто так.

Аватар пользователя Tony Rich
Tony Rich(8 лет 4 месяца)

Насчет генератора - не проблема, если сделать схему двухвальной (cross compound)

Аватар пользователя freeman
freeman(10 лет 7 месяцев)


 

не проблема. а паровая машина? тоже две? да и много чего еще потребуется

Аватар пользователя Ctavr
Ctavr(9 лет 7 месяцев)

На ЛАЭС так и сделано два турбогенератора по 500ГВт. Поэтому блоки если просаживаются из-за выхода тепловой части на половину. Тут как плюс так и минус, с одной стороны дороже обслуживать чаще ломается, с другой мощность снижается только на пополам. Но в целом при возможности иметь 1 турбину это будет экономически эффективней чем 2.

Аватар пользователя Ctavr
Ctavr(9 лет 7 месяцев)

Если брать PWR- "западный ВВЭР" то 1.2 ГВт совсем не предел, это пока предел для Росатома, а так в мире 1.6 строят сейчас французы, корейцы строят серию на 1400МВт, а из построенных самый мощный  на 1485МВт АЭС Изар Германия 1988 г.

Аватар пользователя Крякодил
Крякодил(9 лет 11 месяцев)

Когда-то хотелось синтезировать серию веществ - U(PO2F2)4, Th(PO2F2)4, Pu(PO2F2)4, U(F2OP-O-POF2)2, Th(F2OP-O-POF2)2, Pu(F2OP-O-POF2)2, где 1) Сечения захвата нейтронов у всех элементов кроме актинидов были бы малы; 2) Ионы металла были бы хелированы анионами, так что связи между ионами актинидов были бы слабы. Благодаря этому такие вещества могли бы иметь низкие температуры плавления. 3) Анионы были бы достаточно устойчивыми, так что вещества разлагались бы при высокой температуре. 4) Друг с другом они могли бы образовывать твёрдые растворы. 

   Смесь таких веществ могла бы оказаться перспективным ядерным топливом. Очистка расплавленного топлива проводилась бы в байпассном контуре ("аппендиксе") путём зонной плавки, где примеси/продукты распада концентрировались бы перед выводом из реактора.


   Немного удивился тому что в статье не был упомянут ещё один фактор стабилизации реактора - быстрое расширение солевого расплава с увеличением температуры. Ну да ладно.

   Желаю успеха всем разработчикам.

Аватар пользователя Добрый человек

Есть ли оценки температуры плавления эвтектики таких веществ?

Аватар пользователя Подольский
Подольский(9 лет 2 месяца)

А насколько эти вещества стойки к радиолизу? 

Комментарий администрации:  
*** Батареи Тесла - ни одного взрыва, одни возгорания (с) ***
Аватар пользователя Крякодил
Крякодил(9 лет 11 месяцев)

Уважаемые Добрый Человек и Подольский:

Пока что эти вещества существуют только в моём воображении. Я ожидаю что U(PO2F2)4 и Th(PO2F2)4 должны быть стабильны к радиолизу - т.е. не претерпевать химических изменений при облучении благодаря термодинамической устойчивости. Что касается Pu(PO2F2)4, то тут я уверен меньше из-за существования плутония в других стабильных степенях окисления.

Быстрые нейтроны будут приводить к реакциям 31P(n,2n)30P(b+ 2.5 min)30Si. Низкое сечение захвата O,F  и P, а также короткое время полураспада 30Р приведут к тому что ядерные реакции анионов будут несущественными.

Эти вещества стали мне интересны потому что я ожидал что по аналогии с легкоплавкими летучими Th(BH4)4 и U(BH4)4 атомы актинидов в U(PO2F2)4 и Th(PO2F2)4 будут изолированы друг от друга тридентатными анионами - что приведёт к низким температурам плавления и низкой вязкости расплавов. Если повезёт, то эти вещества вообще будут плавиться при ~100С, опять- таки по аналогии с боргидридами. Впрочем, пока экспериментальные свойства не были изучены, разбрасываться обещаниями не хочу.

Аватар пользователя Крякодил
Крякодил(9 лет 11 месяцев)

Насколько я понимаю, в реакторе на расплавленных солях были ещё проблемы. В Окриджском реакторе использовалась смесь солей  LiF-BeF2-ThF4-UF4 (72-16-12-0.4) (https://en.wikipedia.org/wiki/Molten_salt_reactor). 
7LiF-BeF2-ZrF4-UF4 (65-29.1-5-0.9 mole %) (https://en.wikipedia.org/wiki/Molten-Salt_Reactor_Experiment)

То есть,  для эксперимента использовали огромное количество фторида лития обогащённого изотопом 7Li. Это обогащение нужно было провести чтобы 6Li (7.42% в природном Li) не поглощал нейтроны и не генерировал тритий по реакции 6Li(n,t)4He.

Где они набрали столько 7Li - не знаю. Не знаю как разделяются изотопы лития - и разделяют ли их вообще. Наверное, собрали весь литий, который раньше облучили для производства трития - и то что осталось было обогащено изотопом 7Li. Тогда такого 7Li на один эксперимент могло хватить, но после этого направление заглохло.

Фторид бериллия очень ядовит потому что все соли бериллия ядовиты.

В общем, если соли которые я предложил (U(PO2F2)4, Pu(PO2F2)4 и Th(PO2F2)4) действительно можно сделать и они действительно обладают низкими температурами плавления и достаточной стабильностью, то стоило бы рассмотреть возможность их применения в жидкосолевом реакторе.