Compararea reactoarelor nucleare de deșeuri nucleare cu răcire prin săruri topite (MSR Stellaria / Thorizon) și bile de grafit (concept propriu)
1. Contextul Global al Energiei Nucleare și Nevoia de Inovație
Peisajul energetic global este din ce în ce mai modelat de imperativul surselor de energie cu emisii scăzute de carbon, esențiale în combaterea schimbărilor climatice. Energia nucleară, cu densitatea sa energetică ridicată și emisiile minime de gaze cu efect de seră, reprezintă o componentă vitală pentru atingerea obiectivelor de decarbonizare. Cu toate acestea, centralele nucleare tradiționale se confruntă cu preocupări publice legate de siguranță, gestionarea deșeurilor radioactive cu durată lungă de viață și utilizarea resurselor. Aceste provocări au stimulat o cercetare și dezvoltare internațională semnificativă în proiectarea reactorilor avansați, în special a celor clasificați în cadrul Forumului Internațional Generația IV (GIF).1
Această clasificare nu este doar o etichetare, ci semnalează o schimbare strategică fundamentală în dezvoltarea energiei nucleare. Ea indică un consens global privind necesitatea de a depăși limitările istorice ale energiei nucleare, în special în ceea ce privește gestionarea deșeurilor și siguranța intrinsecă, pentru a asigura viabilitatea sa pe termen lung și acceptarea publică. Preocupările legate de funcționalitatea reactorilor avansați și gestionarea deșeurilor se aliniază direct cu aceste obiective generale ale Generației IV.
1.1. Prezentarea Reactorilor cu Săruri Topite (MSR) ca Tehnologie de Generația IV
Reactorii cu Săruri Topite (MSR) reprezintă o tehnologie nucleară promițătoare de Generația IV, caracterizată prin utilizarea combustibilului lichid – material fisil (de exemplu, uraniu, toriu) dizolvat direct într-un amestec de sare topită.3 Această inovație oferă mai multe avantaje intrinseci față de reactorii convenționali cu combustibil solid. MSR-urile sunt recunoscute pentru caracteristicile lor de siguranță îmbunătățite, cum ar fi operarea la presiuni mai scăzute, ceea ce reduce semnificativ riscul de explozii în comparație cu reactorii răciți cu apă sub presiune înaltă.5 Cinetica lor de reacție cu autoreglare face ca topirile să fie intrinsec improbabile, datorită coeficientului negativ de reactivitate la temperatură și capacității de a drena pasiv sarea combustibilă într-un rezervor de golire subcritic în scenarii de urgență.4 Mai mult, MSR-urile dețin potențialul pentru eficiențe operaționale mai ridicate și o reducere substanțială a deșeurilor nucleare cu durată lungă de viață.3
Accentul repetat pe caracteristicile de siguranță intrinseci ale MSR-urilor, cum ar fi presiunea scăzută, autoreglarea și rezervoarele de golire pasive, subliniază o filozofie de proiectare deliberată, menită să abordeze cele mai semnificative preocupări publice și de reglementare asociate cu energia nucleară. Această concentrare pe siguranța pasivă este un element cheie de diferențiere și un motor major pentru dezvoltarea MSR.
1.2. Obiectivele și Structura Prezentului Raport
Prezentul raport își propune să ofere o analiză cuprinzătoare, tehnică și comparativă a Reactorilor cu Săruri Topite (MSR) și a conceptului de reactor cu bile de grafit propus de utilizator, care funcționează ca un "fluid solid". Acesta va detalia funcționalitatea MSR, mecanismele de transfer termic, provocările și soluțiile actuale în gestionarea deșeurilor, precum și eforturile franceze de cercetare și dezvoltare în domeniul MSR. Ulterior, conceptul inovator al utilizatorului cu bile de grafit va fi descris, explorându-i potențialul și provocările inerente. Raportul se va încheia cu o comparație tehnică directă între cele două concepte, evaluând punctele forte, punctele slabe și căile de dezvoltare viitoare ale fiecăruia.
2. Reactorii cu Săruri Topite (MSR): Funcționalitate Detaliată și Transfer Termic
2.1. Principii de Operare și Compoziția Combustibilului Lichid
Într-un Reactor cu Săruri Topite (MSR), miezul reactorului constă, de obicei, dintr-un vas care conține un amestec de sare topită circulantă, care servește atât ca combustibil nuclear, cât și, în multe proiecte, ca agent de răcire primar.5 Combustibilul, cum ar fi fluorurile de uraniu sau toriu (de exemplu, UF4, ThF4), este dizolvat direct într-o sare purtătoare, frecvent un amestec precum FLiBe (săruri de fluorură de litiu și beriliu).8 Această configurație de combustibil lichid permite procesarea și realimentarea continuă în timpul funcționării.5 Proiectele MSR pot fi omogene (o singură buclă de fluid pentru combustibil și agent de răcire) sau heterogene (două bucle de fluid, una pentru combustibil și una pentru o sare de înveliș, adesea pentru reproducere).8 MSR-urile sunt concepute să funcționeze la temperaturi foarte ridicate, de obicei în jurul a 700°C (1300°F), unele concepte explorând chiar temperaturi mai mari.8 Alegerea compoziției sării (de exemplu, fluorură vs. clorură) influențează fundamental spectrul de neutroni al reactorului, permițând proiecte cu neutroni termici/epitermici sau rapizi.6
Alegerea fundamentală între sărurile pe bază de fluorură și cele pe bază de clorură în proiectarea MSR are implicații profunde dincolo de simpla compatibilitate a materialelor; aceasta dictează spectrul de neutroni (termic vs. rapid), care, la rândul său, afectează capacitățile de reproducere a combustibilului, potențialul de ardere a actinidelor și sustenabilitatea generală a ciclului combustibilului. Aceasta demonstrează că "MSR" nu este o tehnologie singulară, ci o familie diversă de concepte de reactor, fiecare cu avantaje și provocări distincte.
2.2. Mecanisme de Transfer Termic în MSR-uri: Conducție, Convecție și Radiație
Transferul termic în MSR-uri este o interacțiune complexă de conducție, convecție și, într-o măsură mai mică, radiație. Căldura generată de fisiunea nucleară în sarea combustibilă topită este transferată în principal prin convecție. Pe măsură ce sarea topită circulă prin miezul reactorului și prin schimbătoarele de căldură externe, aceasta transportă eficient energia termică.5 Capacitatea termică ridicată a sărurilor topite este o proprietate crucială, permițându-le să absoarbă și să transporte cantități semnificative de energie termică la presiune atmosferică.5
Conducția joacă un rol în interiorul sării topite în sine și prin componentele solide ale reactorului, cum ar fi pereții schimbătoarelor de căldură și ai conductelor.11 Transferul de căldură prin
radiație este, în general, mai puțin semnificativ în timpul funcționării normale în comparație cu conducția și convecția, dar contribuția sa poate deveni mai pronunțată la temperaturile de operare foarte ridicate, caracteristice MSR-urilor.11 Proprietățile termofizice cheie, inclusiv densitatea, vâscozitatea, conductivitatea termică și coeficienții de transfer termic, sunt critice pentru optimizarea fluxului de fluid și a eficienței schimbului de căldură în sistemele MSR.10
Deși sărurile topite prezintă o stabilitate excelentă la temperaturi înalte și o capacitate termică ridicată 5, conductivitatea lor termică este semnificativ mai mică decât cea a metalelor lichide.5 Acest aspect implică o provocare critică de proiectare: pentru a compensa transferul de căldură conductiv potențial mai puțin eficient, proiectele MSR trebuie să se bazeze puternic pe optimizarea fluxului convectiv și a geometriei schimbătoarelor de căldură.15 Aceasta necesită o modelare termohidraulică sofisticată pentru a asigura o eliminare uniformă a căldurii și pentru a preveni supraîncălzirea localizată.
Interacțiunea complexă dintre neutrionică și termohidraulică 10 în MSR-uri înseamnă că orice modificare a caracteristicilor de curgere ale sării topite (de exemplu, densitate, vâscozitate, debit) influențează direct fluxul de neutroni și reactivitatea. Aceasta creează o buclă de feedback complexă, în care stabilitatea termohidraulică este intrinsec legată de siguranța nucleară și controlul puterii, necesitând strategii avansate de monitorizare și control în timp real pentru a preveni excursiile de reactivitate sau fierberea/înghețarea localizată.
2.3. Componente Critice ale Circuitelor de Transfer Termic (Pompe, Schimbătoare de Căldură)
Funcționarea eficientă și sigură a circuitelor de transfer termic ale MSR se bazează pe componente specializate, concepute pentru a gestiona temperaturi ridicate și săruri topite corozive, radioactive. Pompele sunt deosebit de critice, fiind de obicei de tip centrifugal, cu arbori verticali pentru a izola motoarele și etanșările de contactul direct cu sarea topită.16 Aceste pompe trebuie proiectate pentru a exclude oxidanții și lubrifianții din sare și pentru a minimiza iradierea motoarelor de acționare, unele proiecte utilizând chiar sarea topită ca lubrifiant pentru lagărele inferioare.16
Schimbătoarele de căldură (HX) sunt componente pivotale, adesea de tip tub-în-tub, concepute pentru a maximiza transferul de căldură pe unitatea de volum, minimizând în același timp volumul de sare combustibilă conținută.16 Capacitatea lor la temperaturi/presiuni ridicate și rezistența la cicluri termice sunt esențiale.15
Conductele fără sudură sunt utilizate pentru a minimiza defectele, iar o izolație termică extinsă și încălzitoare sunt necesare pentru a menține sarea deasupra punctului de îngheț și pentru a reduce pierderile de căldură pe tot parcursul circuitului.16
Necesitatea unor componente extrem de specializate, rezistente la radiații (pompe, schimbătoare de căldură, etanșări) care pot funcționa fiabil cu săruri topite corozive și radioactive la temperaturi extreme 16 reprezintă un obstacol tehnic și economic major pentru implementarea MSR. Aceasta implică faptul că provocările legate de știința materialelor și inginerie nu se referă doar la vasul reactorului, ci se extind la întregul circuit primar și secundar de transfer termic, afectând semnificativ costurile de capital, complexitatea fabricației și întreținerea pe termen lung.
2.4. Avantaje Intrinsice și Provocări Tehnice ale MSR-urilor
Avantaje:
Temperaturi de Operare Ridicate: MSR-urile pot funcționa la temperaturi semnificativ mai ridicate decât reactorii convenționali, permițând o eficiență termică îmbunătățită pentru generarea de electricitate și furnizând căldură de înaltă calitate pentru aplicații industriale, cum ar fi producția de hidrogen.5
Presiuni de Operare Scăzute: Combustibilul/agentul de răcire lichid funcționează la presiune aproape atmosferică, reducând drastic riscul de explozii și simplificând cerințele de izolare în comparație cu reactorii cu apă sub presiune înaltă.5
Caracteristici de Siguranță Pasivă: Caracteristicile de proiectare intrinseci, cum ar fi un coeficient negativ de reactivitate la temperatură (unde încălzirea provoacă expansiune și reactivitate redusă) și un rezervor de golire răcit pasiv (dopul de îngheț se topește, drenând combustibilul într-o stare subcritică), sporesc siguranța fără intervenție umană sau mecanică activă.4
Procesare Continuă Online a Combustibilului: Combustibilul lichid permite îndepărtarea continuă a produșilor de fisiune gazoși și solizi în timpul funcționării, ducând la o ardere mult mai mare a combustibilului (>50%) și la reducerea acumulării de otrăvuri neutronice.5 Aceasta înseamnă, de asemenea, inventare fisile mai mici și nicio constrângere legată de deteriorarea prin radiații asupra arderii combustibilului.8
Flexibilitate a Combustibilului și Reducerea Deșeurilor: MSR-urile pot utiliza diverse cicluri de combustibil (uraniu, toriu, plutoniu, actinide minore), permițând arderea deșeurilor cu durată lungă de viață de la reactorii convenționali și, potențial, atingerea unui ciclu de combustibil închis, mai sustenabil.5 Aceasta reduce semnificativ volumul și radiotoxicitatea deșeurilor cu durată lungă de viață, lăsând în principal produși de fisiune cu durată de viață mai scurtă.6
Provocări:
Corozivitatea: Sărurile topite, în special la temperaturi ridicate și în prezența produșilor de fisiune, sunt extrem de corozive. Aceasta necesită dezvoltarea și calificarea de materiale avansate (de exemplu, Hastelloy-N) care pot rezista acestor condiții dure pe perioade lungi de funcționare.3
Complexitatea Reprocesării Online: Deși avantajoasă, separarea chimică continuă și reprocesarea sării combustibile pentru a îndepărta produșii de fisiune și a gestiona actinidele este tehnic complexă și necesită facilități și procese sofisticate.8
Producția de Tritiu: Sărurile care conțin litiu (de exemplu, FLiBe) pot duce la o producție semnificativă de tritiu, care necesită o gestionare atentă.6
Produși de Fisiune Mobili: Natura lichidă a combustibilului înseamnă că produșii de fisiune radioactivi nu sunt conținuți în bare de combustibil solide, ceea ce ridică provocări pentru izolarea primară și prevenirea contaminării extinse în cazul unei scurgeri.5
Experiență Operațională Limitată: În ciuda cercetărilor istorice, experiența operațională extinsă pe termen lung cu MSR-uri la scară comercială este limitată, ceea ce face ca validarea performanței materialelor și a fiabilității sistemului să fie un obstacol cheie.6
Capacitatea MSR-ului de reprocesare continuă online și flexibilitatea combustibilului 5 transformă fundamental paradigma deșeurilor nucleare de la "eliminare" la "utilizare a resurselor" și "transmutație". Aceasta implică un potențial pentru o economie nucleară cu adevărat circulară 18, care, dacă ar fi realizată, ar putea rezolva o obiecție majoră socială și de mediu la adresa energiei nucleare, făcând-o o soluție energetică mai sustenabilă pe termen lung.
3. Gestionarea Deșeurilor Nucleare în Reactorii cu Săruri Topite
3.1. Caracteristicile Deșeurilor din MSR-uri: Produși de Fisiune și Actinide
Spre deosebire de reactorii convenționali cu combustibil solid, unde ansamblurile de combustibil uzat sunt un amestec eterogen de combustibil, înveliș și produși de fisiune, MSR-urile cu combustibil lichid generează fluxuri de deșeuri unice. Produșii de fisiune și actinidele sunt dizolvate direct în sarea combustibilă topită.20 În timpul funcționării reactorului, produșii de fisiune sunt generați continuu și pot fi clasificați în linii mari în: produși de fisiune gazoși (de exemplu, Xenon, Kripton) care au o solubilitate scăzută și pot fi îndepărtați cu ușurință printr-un sistem de purjare cu gaz; produși de fisiune solizi (de exemplu, metale nobile) care pot precipita din sare; și produși de fisiune solubili și actinide care rămân dizolvate în sarea combustibilă.3 Obiectivul principal al gestionării deșeurilor MSR este de a obține semnificativ mai puține deșeuri radioactive cu durată lungă de viață, deoarece actinidele sunt destinate să fie complet reciclate și consumate în reactor, lăsând un flux de deșeuri predominant compus din produși de fisiune cu durată de viață mai scurtă.3
Îndepărtarea continuă a produșilor de fisiune gazoși și solizi 5 influențează direct nu numai eficiența combustibilului, ci și siguranța post-oprire. Prin reducerea inventarului surselor de căldură de descompunere în miez, MSR-urile pot atinge sarcini de căldură de descompunere mai mici după oprirea reactorului 8, simplificând cerințele de răcire pasivă și, potențial, reducând amprenta termică pe termen lung a formei finale de deșeu, ceea ce este crucial pentru depozitarea geologică.
3.2. Provocări ale Separării și Reprocesării Combustibilului Sărat
În ciuda avantajelor reprocesării continue, există provocări tehnice semnificative în separarea materialelor radioactive din combustibilul de sare topită. Cea mai proeminentă provocare este corozivitatea extremă a sării topite, în special atunci când este expusă la apă și oxigen, ceea ce limitează sever alegerile de materiale pentru instalațiile de reprocesare.3 Separarea și purificarea eficientă a actinidelor din sarea combustibilă sunt esențiale pentru menținerea performanței reactorului și minimizarea generării de deșeuri.17 Metodele electrochimice, adesea denumite piroprocesare, sunt considerate foarte promițătoare pentru reprocesarea "on-line" datorită compatibilității lor cu mediile de sare topită.2 Cu toate acestea, aceste metode se confruntă cu obstacole, cum ar fi obținerea unui control precis al potențialului electrodului pentru a separa selectiv elemente cu potențiale de reducere similare, gestionarea instabilităților de creștere a suprafeței pe electrozi (care pot forma structuri "păroase" ce rețin electrolitul) și asigurarea faptului că produșii de fisiune rămân solubili în sarea purtătoare pentru a preveni sedimentarea nedorită în reactor.23 În plus, sunt necesari factori de recuperare extrem de ridicați, ideal peste 99,9%, pentru a preveni pierderea materialului fisil și a izotopilor transuranici (TRU) în fluxul final de deșeuri, ceea ce ar compromite atât utilizarea resurselor, cât și rezistența la proliferare.25
Conceptul unei abordări "orientate spre cerere" în chimia combustibilului MSR 25, unde accentul este pus pe îndepărtarea elementelor care afectează negativ echilibrul neutronic sau chimia sării, mai degrabă decât pe recuperarea exclusivă a materialului fisil, reprezintă o schimbare de paradigmă în filozofia reprocesării. Deși aceasta ar putea simplifica potențial
obiectivele separării, nu atenuează neapărat complexitatea tehnică a provocărilor de inginerie electrochimică sau chimică 23 necesare pentru a realiza îndepărtarea selectivă și eficientă a anumitor elemente dintr-o matrice topită extrem de radioactivă și corozivă.
3.3. Strategii de Reciclare Continuă și Reducere a Volumului de Deșeuri
Reciclarea continuă a combustibilului este o piatră de temelie a strategiei de gestionare a deșeurilor MSR. Prin adăugarea de sare combustibilă proaspătă în timpul funcționării, MSR-urile pot fi realimentate fără oprire, ducând la o expansiune continuă a amestecului primar de sare combustibilă.22 Această "metodă a aluatului" permite ca excesul de sare combustibilă, care rămâne critică, să fie extras și utilizat pentru a porni noi reactori de același tip.22 Acest lucru nu numai că amână eliminarea finală a combustibilului nuclear uzat, dar și "crește" efectiv un nou combustibil, reducând necesitatea extragerii de uraniu proaspăt.22 Mai mult, natura lichidă a combustibilului MSR elimină constrângerile de durată de viață mecanică impuse combustibililor solizi de deteriorarea termică și prin radiații, permițând transferul sării combustibile către noi miezuri atunci când un reactor își atinge durata de viață structurală.22 Această abordare, combinată cu îndepărtarea continuă a produșilor de fisiune, duce la inventare fisile mai mici și la o ardere mult mai mare a combustibilului, reducând semnificativ volumul total și radiotoxicitatea deșeurilor cu durată lungă de viață în comparație cu reactorii convenționali.8
"Metoda aluatului" pentru MSR-uri, prin care excesul de sare combustibilă poate fi utilizat pentru a porni noi reactori, sugerează un potențial de creștere exponențială a capacității de energie nucleară cu o dependență minimă de extracția de material fisil nou. Aceasta ar putea modifica fundamental economia și sustenabilitatea resurselor energiei nucleare, dar introduce, de asemenea, provocări complexe pentru garanțiile materialelor nucleare, responsabilitate și neproliferare, deoarece "deșeul" devine efectiv "combustibil nou".
3.4. Forme de Deșeuri și Durabilitatea acestora pentru Depozitare Finală
Eliminarea finală a fluxurilor de deșeuri MSR necesită tratarea și imobilizarea atentă a acestora în forme de deșeuri durabile, adecvate pentru depozitarea pe termen lung și, în cele din urmă, pentru depozitarea geologică. Deși scopul este de a reduce volumul deșeurilor cu durată lungă de viață, produșii de fisiune rămași și orice actinide neseperate trebuie gestionate în siguranță.20 Sunt luate în considerare diverse forme potențiale de deșeuri, inclusiv:
forme de deșeuri din sticlă (vitrificare), unde reziduurile radioactive sunt încapsulate într-o matrice stabilă de sticlă 26;
forme de deșeuri ceramice sau minerale; compozite ceramic-metalice (cermete); și compozite halogenură-metal (halmete).20 Durabilitatea acestor forme de deșeuri în condiții extreme (temperatură ridicată, radiații, stres mecanic și interacțiuni geochimice într-un depozit) este un domeniu critic de cercetare. Studiile se concentrează pe asigurarea durabilității chimice, a rezistenței la deteriorarea prin radiații și a rezilienței mecanice pe scări de timp geologice.30
Chiar și cu ciclurile avansate de combustibil ale MSR-urilor, eliminarea completă a deșeurilor radioactive nu este fezabilă; mai degrabă, provocarea se mută către gestionarea unui tip diferit și a unui volum redus de deșeuri (în principal produși de fisiune). Stabilitatea și performanța pe termen lung a acestor forme noi de deșeuri (de exemplu, săruri vitrificate, cermete) sub stresurile combinate ale căldurii de descompunere, radiațiilor și interacțiunilor geologice 30 rămân un domeniu semnificativ de cercetare. Aceasta implică faptul că "problema deșeurilor" este transformată, nu complet rezolvată, de tehnologia MSR.
4. Cercetarea și Dezvoltarea Franceză în Reactorii cu Săruri Topite
4.1. Inițiative Naționale și Proiecte Cheie (Stellaria, Thorizon, CEA)
Franța, o națiune cu un program de energie nucleară robust, este un actor semnificativ în cercetarea și dezvoltarea tehnologiilor avansate de reactor nuclear, inclusiv MSR. Comisia pentru Energii Alternative și Energie Atomică (CEA) se află în fruntea acestor eforturi, acționând atât ca instituție de cercetare, cât și ca investitor în startup-uri nucleare inovatoare.
Stellaria, un startup francez lansat de CEA în martie 2023, dezvoltă activ "Stellarium", un reactor nuclear cu sare topită cu neutroni rapizi de generația a patra.18 Acest proiect vizează o autosuficiență remarcabilă, capabil să funcționeze peste 20 de ani fără realimentare, reducând în același timp semnificativ deșeurile nucleare cu durată lungă de viață, în special actinidele minore.19 Tehnologia Stellaria se concentrează pe un reactor cu sare topită cu clorură, care integrează combustibilul lichid ce servește și ca agent de răcire, permițând reciclarea continuă a combustibilului și niveluri ridicate de siguranță pasivă.18 Compania a obținut finanțări substanțiale (23 de milioane de euro) pentru a accelera cercetarea și dezvoltarea, cu un obiectiv de implementare comercială până în 2035.18
Thorizon, un startup olandez cu birouri în Lyon, a fost, de asemenea, integrat în programul de inovare nucleară "France 2030" al guvernului francez. Thorizon dezvoltă un reactor modular mic (SMR) bazat pe tehnologia sării topite, cu un obiectiv cheie de a utiliza deșeurile nucleare de la centralele convenționale ca o sursă importantă de combustibil, marcând un pas către o economie energetică nucleară mai circulară.34 Thorizon colaborează cu entități franceze majore precum Orano și CEA, având ca scop finalizarea proiectului detaliat pentru primul său reactor (Thorizon One) până în 2030.34
Investiția strategică a Franței în MSR-uri cu neutroni rapizi (Stellaria) și SMR-uri capabile să consume deșeuri nucleare existente (Thorizon) 34 subliniază o politică națională de "închidere a ciclului combustibilului" și de consolidare a independenței energetice.35 Această abordare proactivă indică o viziune pe termen lung în care deșeurile nucleare nu sunt doar o problemă de eliminare, ci o resursă potențială, aliniind obiectivele economice și de mediu.
4.2. Contribuții la Publicații Științifice și Brevete Relevante
Contribuțiile franceze la cercetarea MSR sunt evidente în numeroase publicații științifice și brevete, reflectând un peisaj robust al proprietății intelectuale. Brevete, cum ar fi WO2018229265A1, depuse de Seaborg Aps (cu CEA Investissements ca investitor în Stellaria, un spin-off CEA), detaliază inovațiile în reactorii nucleari cu fisiune cu sare topită, inclusiv containerele miezului, materialele tuburilor interne și utilizarea sărurilor moderatoare topite pentru moderarea neutronilor.36 Alte brevete acoperă aspecte precum elementele de combustibil cu material fisil sub formă fluidă și structurile moderatoare/miez.37 Raportul "Status of Molten Salt Reactor Technology" (2021) al Agenției Internaționale pentru Energie Atomică (AIEA) include, de asemenea, o secțiune despre istoria eforturilor de dezvoltare a MSR în Franța, subliniind implicarea lor istorică și continuă.39 Aceste publicații și brevete demonstrează un efort de cercetare cuprinzător, care acoperă proiectarea reactorului, compoziția combustibilului și controlul operațional.
Numărul semnificativ de brevete 37 și finanțarea substanțială publică/privată pentru startup-urile MSR 18 în Franța indică o tranziție de la explorarea pur academică la o puternică orientare către comercializare și implementare industrială. Aceasta arată o încredere crescândă în maturitatea tehnică și viabilitatea economică a tehnologiei MSR în sectorul nuclear francez, depășind proiectele conceptuale către foile de parcurs de dezvoltare tangibile.
4.3. Strategii Franceze de Gestionare a Ciclului Combustibilului și a Deșeurilor Nucleare
Strategia Franței de gestionare a deșeurilor nucleare este recunoscută la nivel mondial pentru angajamentul său față de un ciclu închis al combustibilului, care vizează maximizarea recuperării resurselor și minimizarea volumului de deșeuri.27 Această abordare se centrează pe reprocesarea combustibilului nuclear uzat la instalații precum uzina La Hague, operată de Orano.1 Aici, materiale utilizabile precum uraniul (96% din combustibilul uzat) și plutoniul sunt separate de produșii de fisiune folosind procese precum PUREX (Plutonium Uranium Reduction EXtraction).1 Uraniul recuperat poate fi reîmbogățit, iar plutoniul este utilizat pentru a produce combustibil cu oxid mixt (MOX) pentru reutilizare în reactori.27
Produșii de fisiune și actinidele minore, care constituie deșeurile de nivel înalt, sunt apoi vitrificate (încapsulate în sticlă) pentru depozitare sigură pe termen lung.26 Franța dezvoltă, de asemenea, proiectul CIGEO (Centre Industriel de Stockage Géologique), un depozit geologic profund conceput pentru izolarea permanentă a deșeurilor de nivel înalt și a celor de nivel intermediar cu durată lungă de viață într-o formațiune stabilă de argilă.26 Această strategie cuprinzătoare pune accent pe reducerea deșeurilor, eficiența resurselor și beneficiile de mediu, susținută de un cadru de reglementare robust și de implicarea publicului.27
Infrastructura bine stabilită a Franței pentru reprocesare (La Hague) și planurile sale avansate pentru depozitarea geologică (CIGEO) 1 oferă un avantaj strategic semnificativ pentru viitoarea implementare a MSR-urilor în țară. Această capacitate preexistentă și matură a ciclului combustibilului în partea din spate înseamnă că fluxurile de deșeuri specifice MSR-urilor, chiar dacă sunt diferite ca formă, pot fi integrate într-un sistem deja funcțional, accelerând potențial adoptarea MSR-urilor prin atenuarea unei provocări majore cu care se confruntă alte tehnologii nucleare: eliminarea deșeurilor pe termen lung.
5. Conceptul Utilizatorului: Reactorul cu Bile de Grafit în Mișcare Continuă
5.1. Descrierea Conceptului: Bile de Grafit ca Mediu Principal de Transfer Termic
Utilizatorul propune un concept inovator de reactor, unde bilele de grafit pirolitic acționează ca mediu principal de transfer termic. Aceste bile sunt fabricate cu o duritate și stabilitate moleculară avansată, fiind presate la sute de tone forță și tratate în arc electric la zeci de mii de volți pentru a-și întări structura. Conform utilizatorului, aceste procese le conferă o structură compactă, o rezistență fizică foarte mare, o rezistență la temperaturi de până la 3000°C, nu generează praf și nu sunt sensibile la radiații.40
Mecanismul de operare propus este următorul:
Transferul căldurii de la deșeul nuclear: Bilele de grafit se rostogolesc direct peste deșeul de material radioactiv, care este sursa de căldură. În acest proces, căldura este transferată de la deșeu la bilele de grafit, încălzind bilele și răcind ușor deșeul nuclear.
Transferul căldurii către ciclul de putere: După ce preiau căldura, bilele de grafit se rostogolesc pe o zonă de schimbător de căldură, realizată tot din grafit pirolitic. Acest schimbător de căldură are un circuit intern de apă. Căldura de la bilele fierbinți este transferată apei, transformând-o în abur sub presiune, care este apoi direcționat către o turbină cu abur pentru generarea de electricitate.
Ciclul de recirculare a bilelor: După ce transferă căldura în schimbătorul de căldură, bilele cad sub acțiunea gravitației pe o bandă rulantă transportoare cu locașuri special concepute pentru a le ghida.
Reîntoarcerea bilelor: Banda transportoare readuce bilele către zona de unde se vor rostogoli din nou peste deșeul radioactiv, asigurând un ciclu continuu de transfer termic.
Atmosfera reactorului: Întregul proces se desfășoară într-o atmosferă inertă, de preferat vid, pentru a optimiza transferul termic și a preveni reacțiile chimice nedorite.44
Mecanismul de mișcare: Rostogolirea bilelor peste deșeul radioactiv și prin schimbătorul de căldură este gravitațională, în timp ce urcarea lor înapoi la punctul de plecare se realizează prin intermediul benzii rulante.
Acest concept se distinge fundamental de Reactorii cu Pat de Bile (PBR) tradiționali, care utilizează gaz ca agent de răcire ce circulă printre bilele de combustibil staționare sau cu mișcare lentă.47 De asemenea, se deosebește de Reactorii cu Pat Fluidizat (FBR) convenționali, unde particulele solide sunt suspendate de un fluid (gaz sau lichid) care curge în sus.48 Propunerea utilizatorului descrie mai degrabă un sistem de
pat granular în rostogolire sau pat mobil de contact, unde bilele de grafit sunt mediul activ de transfer termic.
5.2. Mecanisme de Transfer Termic în Patul de Bile de Grafit
Transferul de căldură în conceptul propus de utilizator este dominat de conducția în interiorul bilelor de grafit și de radiația termică și conducția prin contact între bile și între bile și suprafețele de contact (deșeuri, schimbător de căldură).44
Conducția în Bilele de Grafit: Datorită conductivității termice ridicate a grafitului pirolitic (până la 2000 W/m·K în planul a-b) 40, căldura este transferată eficient prin masa fiecărei bile.
Radiația Termică: Într-o atmosferă inertă sau, de preferat, în vid, transferul de căldură prin radiație devine mecanismul dominant la temperaturi ridicate.44 Căldura este radiată de la deșeurile radioactive către bilele de grafit și de la bilele fierbinți către suprafețele schimbătorului de căldură. Eficiența radiației este puternic dependentă de temperatură (proporțională cu T^4) și de proprietățile de emisie ale suprafețelor.11
Conducția prin Contact: Transferul de căldură are loc și prin contactul direct dintre bilele de grafit și suprafața deșeurilor, precum și între bile și suprafețele schimbătorului de căldură din grafit pirolitic. În paturile granulare, rezistența termică la perete și conductivitatea termică a patului sunt influențate de structurile de împachetare a particulelor și de mișcarea acestora.44 Deși suprafața de contact particulă-perete este neglijabilă pentru transferul de căldură pentru particulele rigide, un strat de gaz (chiar și inert) sau vid între particule și perete poate influența rezistența termică.44
Influența Mișcării de Rostogolire: Mișcarea continuă a bilelor de grafit asigură o expunere uniformă a suprafețelor la sursa de căldură (deșeuri) și la suprafețele de răcire (schimbătorul de căldură), contribuind la o distribuție uniformă a temperaturii și la o eficiență sporită a transferului termic.51 Studiile privind fluxurile granulare dense arată că mișcarea particulelor are un impact non-neglijabil asupra transferului de căldură în patul de particule.44
Modelarea precisă a transferului de căldură în acest sistem ar fi complexă, necesitând o înțelegere detaliată a interacțiunilor particulă-particulă și particulă-suprafață, precum și a dinamicii patului granular în mișcare.53
5.3. Provocări Tehnice și de Siguranță ale Conceptului cu Bile de Grafit
Conceptul unui reactor cu bile de grafit în mișcare continuă, deși inovator, se confruntă cu provocări tehnice și de siguranță semnificative, chiar și cu proprietățile avansate ale grafitului pirolitic.
Uzura Mecanică și Generarea de Praf: Utilizatorul afirmă că bilele de grafit pirolitic, datorită procesului lor avansat de fabricație, nu generează praf și au o rezistență fizică foarte mare, rezistând la temperaturi de până la 3000°C și nefiind sensibile la radiații.40 Cu toate acestea, în general, cercetările privind fluxurile granulare și materialele nucleare indică faptul că uzura mecanică și generarea de praf pot fi o preocupare în sistemele cu mișcare continuă, chiar și pentru materiale dure.56 Chiar și materialele extrem de dure pot suferi abraziune în condiții de contact repetat și rostogolire. Generarea de particule fine ar putea contamina sistemul, afecta componentele mecanice și ridica probleme de siguranță radiologică dacă deșeurile sunt expuse.2 Validarea experimentală a rezistenței la uzură pe termen lung în condiții de temperatură ridicată și iradiere ar fi crucială.
Controlul Criticității în Patul Mobil: Asigurarea subcriticității și controlul reacției de fisiune într-un pat granular în mișcare, care interacționează cu materialul fisil (deșeul radioactiv), reprezintă o provocare majoră.60 Parametrii critici precum masa, geometria, densitatea și moderarea influențează probabilitatea de criticitate.60 Mișcarea continuă și potențialele modificări ale densității de împachetare a bilelor ar putea introduce variații de reactivitate dificil de gestionat, necesitând sisteme avansate de monitorizare și control al criticității.60
Compatibilitatea Materialelor și Designul Componentelor:
Schimbătorul de Căldură din Grafit Pirolitic: Designul unui schimbător de căldură din grafit pirolitic care să gestioneze transferul de căldură către apă/abur la presiune ridicată, la temperaturi extrem de înalte, este o provocare inginerească semnificativă. Deși grafitul pirolitic are o conductivitate termică ridicată în planul a-b, este anisotropic 40, iar transferul de căldură perpendicular pe straturi este mult mai mic. Asigurarea integrității structurale și a etanșeității circuitului de apă/abur la aceste temperaturi și presiuni, în condițiile de iradiere și contact cu bilele în mișcare, ar fi extrem de complexă.
Banda Rulantă Transportoare: Sistemul de transport al bilelor (banda rulantă cu locașuri) ar trebui să funcționeze fiabil la temperaturi extrem de ridicate și în mediu de radiații, posibil în vid. Materialele convenționale pentru benzi transportoare au limite de temperatură mult sub 3000°C (de exemplu, Teflon/sticlă până la 260°C, Kevlar pentru procesare la cald, dar nu neapărat în mediu nuclear activ la aceste temperaturi extreme). Dezvoltarea unor materiale rezistente la radiații și la temperaturi înalte pentru sistemele robotice și de transport în medii nucleare este un domeniu activ de cercetare, dar tehnologia actuală nu atinge aceste niveluri de performanță.
Atmosfera de Vid/Inertă: Menținerea unui vid înalt sau a unei atmosfere inerte (de exemplu, heliu) la temperaturi ridicate și în prezența componentelor în mișcare (bile, bandă transportoare) ar fi o provocare inginerească semnificativă, necesitând etanșări și sisteme de purjare extrem de fiabile.
Îndepărtarea Pasivă a Căldurii de Descompunere: Deși grafitul are o inerție termică ridicată 47, asigurarea unei răciri pasive fiabile în cazul unei defecțiuni a sistemului de transport sau a schimbătorului de căldură ar necesita o analiză detaliată și validări experimentale extinse.66
5.4. Gestionarea Deșeurilor în Conceptul cu Bile de Grafit
În conceptul propus de utilizator, bilele de grafit se rostogolesc peste deșeul de material radioactiv. Aceasta implică faptul că deșeul este o entitate separată, pe care bilele o încălzesc, mai degrabă decât să fie amestecat ireversibil cu mediul de transfer termic.
Forma Deșeului: Deșeul radioactiv ar fi o masă solidă sau un pat de material, peste care bilele de grafit se rostogolesc. Această formă de deșeu ar trebui să fie stabilă la temperaturi înalte și să reziste la contactul mecanic repetat cu bilele de grafit.
Transferul Căldurii de la Deșeuri: Ideea utilizatorului că "deșeurile ar putea să se încălzească fără probleme și ar putea lucra la temperaturi înalte" se aliniază cu obiectivul transmutației deșeurilor sau al utilizării căldurii de descompunere. Aceasta ar necesita ca deșeul să fie într-o formă care să permită transferul eficient al căldurii către bilele de grafit, fără a se degrada sau a elibera materiale radioactive. Formele de deșeuri nucleare, cum ar fi sticla vitrificată sau ceramica, sunt concepute pentru a fi durabile sub stres mecanic, termic și radiativ.28 Cu toate acestea, interacțiunea directă de rostogolire cu bilele de grafit ar impune cerințe suplimentare privind stabilitatea mecanică și integritatea suprafeței deșeului.
Separarea Deșeurilor: Deoarece deșeul este o entitate separată, problema "inseparabilității" materialului radioactiv de mediul de transfer termic (bilele de grafit) este atenuată. Deșeul ar rămâne în locația sa, în timp ce bilele de grafit ar circula. Cu toate acestea, ar fi esențial să se prevină orice fragmentare sau dispersie a deșeului radioactiv din cauza contactului mecanic cu bilele în mișcare.
Gestionarea Deșeurilor Secundare: Orice uzură a bilelor de grafit (chiar și minimă) sau a componentelor sistemului (de exemplu, banda transportoare) ar putea genera deșeuri secundare contaminate, care ar necesita gestionare.
6. Comparație Detaliată: Conceptul cu Bile de Grafit vs. Reactorii Francezi cu Săruri Topite
6.1. Transfer Termic și Eficiență
Reactorii Francezi cu Săruri Topite (MSR): Se bazează pe transferul de căldură prin convecție în sarea combustibilă lichidă, care acționează și ca agent de răcire.10 MSR-urile beneficiază de capacitatea termică ridicată a sărurilor topite, permițând operarea la temperaturi înalte (până la 700°C și peste) și, implicit, o eficiență termică superioară pentru conversia energiei electrice.5 Cu toate acestea, conductivitatea termică a sărurilor topite este mai mică decât a metalelor lichide, ceea ce necesită optimizarea geometriei schimbătoarelor de căldură și a debitului pentru a maximiza transferul de căldură.5 Interacțiunea complexă dintre neutrionică și termohidraulică în MSR-uri, unde mișcarea sării afectează fluxul de neutroni și reactivitatea, necesită strategii avansate de control pentru a menține stabilitatea.10
Conceptul cu Bile de Grafit: Propunerea utilizatorului implică un transfer de căldură complex într-un pat de bile de grafit în rostogolire, cu o atmosferă inertă/vid. Acest sistem ar combina conducția în bilele de grafit, radiația termică și conducția prin contact de la bile la suprafețele deșeurilor și ale schimbătorului de căldură din grafit pirolitic.44 Capacitatea de a lucra la temperaturi înalte (până la 3000°C pentru grafit 40) este un avantaj potențial. Eficiența ar depinde critic de capacitatea de a menține contactul termic optim între bile și suprafețele de transfer termic, precum și de a gestiona rezistența termică la perete.44
6.2. Materiale și Durabilitate
Reactorii Francezi cu Săruri Topite (MSR): Principala provocare a materialelor în MSR-uri este corozivitatea sărurilor topite la temperaturi ridicate, mai ales în prezența produșilor de fisiune.3 Dezvoltarea unor aliaje rezistente la coroziune, cum ar fi Hastelloy-N, este crucială, dar experiența operațională pe termen lung este limitată.6 Materialele trebuie să reziste, de asemenea, la iradiere intensă, care poate provoca deteriorări structurale.6
Conceptul cu Bile de Grafit: Grafitul pirolitic este un material extrem de robust, cu stabilitate excelentă la temperaturi ridicate (până la 3000°C în atmosferă non-oxidantă) și rezistență la iradiere.40 Utilizatorul afirmă că bilele, datorită procesului avansat de fabricație, nu generează praf și nu sunt sensibile la radiații. Cu toate acestea, cercetările generale indică faptul că grafitul nuclear poate suferi modificări dimensionale, fragilizare și reducerea rezistenței sub iradiere cu neutroni rapizi 72, iar uzura mecanică în paturile granulare poate genera praf.56 Durabilitatea pe termen lung a bilelor de grafit sub stres mecanic combinat cu iradierea și temperaturile ridicate este un domeniu de cercetare critic. De asemenea, materialele pentru banda transportoare și schimbătorul de căldură ar trebui să reziste la temperaturi înalte și radiații.
6.3. Managementul Deșeurilor și Ciclul Combustibilului
Reactorii Francezi cu Săruri Topite (MSR): MSR-urile oferă un avantaj semnificativ prin capacitatea de reprocesare continuă online a combustibilului lichid.5 Aceasta permite îndepărtarea produșilor de fisiune (gazoși și solizi) și reciclarea actinidelor, ducând la o ardere mult mai mare a combustibilului și la o reducere substanțială a volumului și radiotoxicității deșeurilor cu durată lungă de viață.3 Conceptul "sourdough" permite chiar utilizarea sării combustibile uzate pentru a porni noi reactori.22 Deșeurile finale, predominant produși de fisiune cu durată de viață mai scurtă, sunt vitrificate și destinate depozitării geologice.26 Această abordare susține o economie nucleară circulară.18
Conceptul cu Bile de Grafit: În acest concept, bilele de grafit se rostogolesc peste deșeul de material radioactiv, ceea ce implică faptul că deșeul este o entitate separată, nu amestecată cu mediul de transfer termic. Aceasta atenuează preocuparea inițială a utilizatorului privind "deșeurile inseparabile" în sensul amestecării cu sarea. Deșeul ar trebui să fie într-o formă stabilă la temperaturi înalte și la contact mecanic, capabilă să transfere eficient căldura către bile. Provocarea ar fi prevenirea fragmentării sau dispersiei deșeului radioactiv din cauza mișcării bilelor. Conceptul de "deșeuri care se pot încălzi fără probleme" ar putea viza utilizarea căldurii de descompunere, dar ar necesita forme de deșeuri cu stabilitate termică și mecanică excepțională.28
6.4. Siguranță și Control
Reactorii Francezi cu Săruri Topite (MSR): MSR-urile sunt proiectate cu caracteristici de siguranță pasivă ridicate. Operarea la presiune scăzută reduce riscul de explozii.5 Coeficientul negativ de reactivitate la temperatură asigură că, la supraîncălzire, sarea se dilată și reduce reactivitatea, stabilizând reacția.4 Multe proiecte includ un dop de îngheț care, în caz de urgență, se topește și drenează combustibilul într-un rezervor subcritic, oprind reacția fără intervenție activă.4 O provocare este mobilitatea produșilor de fisiune în combustibilul lichid, care necesită sisteme de izolare robuste.5
Conceptul cu Bile de Grafit: Similar PBR-urilor, conceptul cu bile de grafit ar putea beneficia de răcirea pasivă prin convecție naturală la temperaturi înalte.66 Cu toate acestea, controlul criticității într-un pat granular în mișcare, mai ales dacă interacționează cu material fisil, este o preocupare majoră.60 Variațiile de densitate de împachetare și mișcarea neuniformă a bilelor ar putea afecta distribuția neutronilor și reactivitatea. Deși utilizatorul afirmă că bilele nu generează praf, dacă ar apărea, generarea de praf prin uzura grafitului ar putea crea riscuri de siguranță legate de dispersia materialului radioactiv și de blocarea sistemelor.2 Fiabilitatea sistemelor mecanice de transport și recirculare a bilelor, în condiții de temperatură și radiații, este esențială pentru siguranța operațională.11
6.5. Maturitate Tehnologică și Perspective de Implementare
Reactorii Francezi cu Săruri Topite (MSR): Tehnologia MSR este considerată o tehnologie de Generația IV, cu eforturi de cercetare și dezvoltare semnificative la nivel global și în Franța.1 Startup-uri precum Stellaria și Thorizon, cu sprijinul CEA, avansează rapid, vizând implementarea comercială a prototipurilor până în 2030-2035.34 Există un corpus substanțial de publicații științifice și brevete care demonstrează progrese în proiectare, materiale și ciclul combustibilului.37 Franța beneficiază de o infrastructură existentă de reprocesare (La Hague) și de planuri avansate pentru depozitarea geologică (CIGEO), care ar putea facilita adoptarea MSR-urilor.1
Conceptul cu Bile de Grafit: Propunerea utilizatorului este un concept inovator, dar se află într-un stadiu de maturitate tehnologică mult mai incipient. Deși există analogii cu PBR-urile și FBR-urile, combinația specifică de pat granular în rostogolire cu un agent de răcire solid (bilele însele) și o atmosferă de vid/inertă introduce provocări unice care necesită cercetări fundamentale extinse în dinamica fluidelor granulare, transferul de căldură (în special radiația și contactul în vid) și știința materialelor. Dezvoltarea unor soluții fiabile pentru uzura mecanică (chiar și cu grafit avansat), controlul prafului (dacă apare), controlul criticității în paturi mobile și designul componentelor rezistente la radiații și temperaturi ridicate (în special banda transportoare) ar necesita investiții substanțiale în cercetare și dezvoltare. Implementarea comercială ar fi o perspectivă pe termen mult mai lung, necesitând demonstrații la scară mare și validări riguroase ale siguranței.
7. Concluzii
Analiza detaliată a Reactorilor cu Săruri Topite (MSR) și a conceptului inovator de reactor cu bile de grafit propus de utilizator, în contextul funcționalității, transferului termic și gestionării deșeurilor, relevă abordări distincte și provocări inerente pentru fiecare.
Reactorii cu Săruri Topite reprezintă o tehnologie avansată de Generația IV, cu un potențial considerabil de a transforma peisajul energetic nuclear. Avantajele lor, cum ar fi operarea la presiuni scăzute, siguranța pasivă, temperaturile ridicate de operare și, în special, capacitatea de reprocesare continuă online, oferă o cale promițătoare către un ciclu al combustibilului mai sustenabil și o reducere semnificativă a deșeurilor radioactive cu durată lungă de viață. Eforturile de cercetare și dezvoltare din Franța, prin inițiative precum Stellaria și Thorizon, demonstrează o tranziție activă de la cercetarea fundamentală la dezvoltarea comercială, susținută de o infrastructură existentă de reprocesare. Cu toate acestea, provocările legate de corozivitatea sărurilor topite și complexitatea ingineriei chimice a reprocesării online rămân obstacole semnificative care necesită soluții continue și inovatoare.
Conceptul utilizatorului, care propune bile de grafit pirolitic ca mediu principal de transfer termic într-un sistem de rostogolire peste deșeuri radioactive, este o idee originală care încearcă să abordeze problema încălzirii deșeurilor la temperaturi ridicate. Această abordare, deși are analogii cu reactorii cu pat de bile, introduce o dinamică fluidă granulară și un transfer termic de o complexitate considerabilă, care nu sunt pe deplin înțelese. Provocări majore includ uzura mecanică a grafitului și potențiala generare de praf (chiar și cu proprietățile avansate ale grafitului pirolitic), controlul criticității într-un pat granular în mișcare și necesitatea unor materiale și componente extrem de durabile, rezistente la radiații și la temperaturi ridicate (în special banda transportoare).
În comparație, MSR-urile franceze se află într-un stadiu de maturitate tehnologică mult mai avansat, cu o înțelegere mai profundă a mecanismelor de transfer termic și a provocărilor legate de materiale. Abordarea lor de gestionare a deșeurilor, bazată pe reprocesare continuă și vitrificare, este bine definită și susținută de decenii de experiență. Conceptul cu bile de grafit, deși interesant, ar necesita cercetări fundamentale extinse și dezvoltarea de soluții inginerești inovatoare pentru a depăși provocările inerente, în special cele legate de uzura mecanică, controlul prafului și siguranța criticității în sisteme dinamice.
În concluzie, în timp ce reactorii cu săruri topite reprezintă o cale concretă și avansată către o energie nucleară mai sigură și mai sustenabilă, conceptul cu bile de grafit necesită o explorare științifică și inginerească mult mai aprofundată pentru a-și demonstra fezabilitatea și avantajele practice.
Lucrări citate
Advanced Nuclear Waste Recycling Techniques - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/advanced-nuclear-waste-recycling-techniques
Development of electrochemical separation methods from molten fluoride salts - INIS-IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://inis.iaea.org/records/3pvsh-rwa94
A Refreshing Step in Molten Salt Reactor Research - TU Delft, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.tudelft.nl/en/2025/tnw/a-refreshing-step-in-molten-salt-reactor-research
What are Molten Salt Reactors (MSRs)? | IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.iaea.org/newscenter/news/what-are-molten-salt-reactors
Molten salt reactors - Whatisnuclear, accesată pe iulie 26, 2025, https://whatisnuclear.com/msr.html
Molten-salt reactor - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Molten-salt_reactor
Passive Heat Removal - Stanford University, accesată pe iulie 26, 2025, http://large.stanford.edu/courses/2017/ph241/sunde2/
Molten Salt Reactors - World Nuclear Association, accesată pe iulie 26, 2025, https://world-nuclear.org/information-library/current-and-future-generation/molten-salt-reactors
Dynamics of Molten Salt Reactors - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/dynamics-of-molten-salt-reactors
Heat Transfer in Nuclear Fuel Cycle - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/ultimate-guide-heat-transfer-nuclear-fuel-cycle
Molten Salts – Heat transfer of the future - Linseis, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.linseis.com/en/wiki/molten-salts-heat-transfer-of-the-future/
Heat Transfer in Nuclear Reactors - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/heat-transfer-in-nuclear-reactors
Heat and mass Transfer Coefficients in the Molten Salt Reactor Experiment1 Kyoung O. Lee∗†, Robert K. Salko†, Matthew A. J - OSTI, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.osti.gov/servlets/purl/2224187
High-Temperature Molten Salt Heat Exchanger Technology: Research Advances, Challenges, and Future Perspectives - MDPI, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.mdpi.com/1996-1073/18/12/3195
chapter 15 equipment for molten-salt reactor heat-transfer systems, accesată pe iulie 26, 2025, http://moltensalt.org/references/static/downloads/pdf/FFR_chap15.pdf
Actinides in Molten Salt Reactors: A Review - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/actinides-molten-salt-reactors-review
Stellaria secures funding for MSR development - Nuclear Engineering International, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.neimagazine.com/news/stellaria-secures-funding-for-msr-development/
French start-up Stellaria raises €23 million for its molten-salt nuclear reactor - PR Newswire, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.prnewswire.com/news-releases/french-start-up-stellaria-raises-23-million-for-its-molten-salt-nuclear-reactor-302513225.html
Storage and Transportation of Molten Salt Reactor Wastes - Nuclear Regulatory Commission, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.nrc.gov/docs/ML2425/ML24256A003.pdf
A White Paper: - Potential Disposition Options for a Liquid- Fueled Molten Salt Reactor at INL, accesată pe iulie 26, 2025, https://nric.inl.gov/wp-content/uploads/2020/10/PotentialDispositionOptions-LiquidFueledMoltenSaltReactor.pdf
Molten Salt Reactor Sourdough Refueling and Waste Management Strategy - MDPI, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.mdpi.com/2673-4362/2/4/33
Open problems in reprocessing of a molten salt reactor fuel. - OSTI, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.osti.gov/etdeweb/servlets/purl/20221908
Challenges and operational experiences towards demonstration of high temperature molten salt electro-refining of hot U-Zr - INIS-IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://inis.iaea.org/records/veerc-a5q62
Demand driven salt clean-up in a molten salt fast reactor – Defining a priority list - PMC, accesată pe iulie 26, 2025, https://pmc.ncbi.nlm.nih.gov/articles/PMC5832222/
All about nuclear and radioactive waste in France - Orano, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.orano.group/en/unpacking-nuclear/all-about-radioactive-waste-in-france
How Does France Recycle Nuclear Waste? A Comprehensive Guide, accesată pe iulie 26, 2025, https://jrrecyclingsolutionsltd.com.bd/blog/how-does-france-recycle-nuclear-waste
High-Level Radioactive Waste (HLRW) | I-WASTE DST | US EPA, accesată pe iulie 26, 2025, https://iwaste.epa.gov/guidance/radiological-nuclear/high-level-waste
Characteristics of vitrification process and vitrified form for radioactive waste - INIS-IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://inis.iaea.org/records/z8d7f-rbp58
Glass-Bonded Monazite Waste Forms for Lanthanide and Actinide Immobilization: From Theoretical Design to Scale - ACS Publications, accesată pe iulie 26, 2025, https://pubs.acs.org/doi/pdf/10.1021/acsomega.5c03993
Solidification/Stabilization Technology for Radioactive Wastes Using Cement: An Appraisal - PMC - PubMed Central, accesată pe iulie 26, 2025, https://pmc.ncbi.nlm.nih.gov/articles/PMC9917680/
Vitrified nuclear waste durability in complex natural environments - GtR, accesată pe iulie 26, 2025, https://gtr.ukri.org/projects?ref=EP/S012400/1
Natural analogues nuclear waste - RSC ECG, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.envchemgroup.com/natural-analogues-nuclear-waste.html
Thorizon receives 10 million euros from the French government to develop molten salt reactor, accesată pe iulie 26, 2025, https://thorizon.com/news/45/thorizon-receives-10-million-euros-from-the-french-government-to-develop-molten-salt-reactor-
France's Efficiency in the Nuclear Fuel Cycle: What Can 'Oui' Learn? | IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.iaea.org/newscenter/news/frances-efficiency-in-the-nuclear-fuel-cycle-what-can-oui-learn
WO2018229265A1 - Molten salt reactor - Google Patents, accesată pe iulie 26, 2025, https://patents.google.com/patent/WO2018229265A1/en
US20160189813A1 - Molten nuclear fuel salts and related systems and methods - Google Patents, accesată pe iulie 26, 2025, https://patents.google.com/patent/US20160189813A1/en
US20240249851A1 - Molten salt reactor and passive fuel injection method therefor - Google Patents, accesată pe iulie 26, 2025, https://patents.google.com/patent/US20240249851A1/ko
Status of Molten Salt Reactor Technology - DTU Research Database, accesată pe iulie 26, 2025, https://orbit.dtu.dk/files/262803110/2021_IAEA_Status_of_Molten_Salt_Reactor_Technology_IAEA_Preprint_.pdf
About Pyrolytic Graphite | Jinsun Carbon, accesată pe iulie 28, 2025, https://jinsuncarbon.com/pyrolytic-graphite/
Properties of Pyrolytic Graphite - ResearchGate, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.researchgate.net/publication/230346962_Properties_of_Pyrolytic_Graphite
Pyrolytic Graphite, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.emsdiasum.com/pyrolytic-graphite
PYROLYTIC GRAPHITE - DTIC, accesată pe iulie 28, 2025, https://apps.dtic.mil/sti/tr/pdf/AD0429731.pdf
1 Micromechanical Origin of Heat Transfer to Granular Flow Xintong Zhang*1, Sarath Adapa*1, Tianshi Feng1, Jian Zeng1, Ka Man Ch - OSTI, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.osti.gov/servlets/purl/2371797
Heat transfer in granular media with weakly interacting particles - ResearchGate, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.researchgate.net/publication/364577321_Heat_transfer_in_granular_media_with_weakly_interacting_particles
Aerogel - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Aerogel
Pebble-bed reactor - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Pebble-bed_reactor
Fluidized bed reactor - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Fluidized_bed_reactor
Parameter analysis and wall effect of radiative heat transfer for CFD-DEM simulation in nuclear packed pebble bed | Request PDF - ResearchGate, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.researchgate.net/publication/339772106_Parameter_analysis_and_wall_effect_of_radiative_heat_transfer_for_CFD-DEM_simulation_in_nuclear_packed_pebble_bed
Particuology - Bulk Reaction, accesată pe iulie 26, 2025, https://bulk-reaction.de/wp-content/uploads/2025/03/Abdi-et-al.-2025.-Particuology.pdf
Heat transfer to flowing granular material, accesată pe iulie 26, 2025, http://brennen.caltech.edu/PUBPAPERS/papers/SPE050.pdf
Micromechanical origin of heat transfer to granular flow | Phys. Rev. E, accesată pe iulie 26, 2025, https://link.aps.org/doi/10.1103/PhysRevE.109.L042902
Analysis of Fluid Flow and Heat Transfer Model for the Pebble Bed High Temperature Gas Cooled Reactor - ResearchGate, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.researchgate.net/publication/286965409_Analysis_of_Fluid_Flow_and_Heat_Transfer_Model_for_the_Pebble_Bed_High_Temperature_Gas_Cooled_Reactor
Modeling Heat Transfer in Granular Flows for TES and CSP Applications, accesată pe iulie 26, 2025, https://hammer.purdue.edu/articles/thesis/Modeling_Heat_Transfer_in_Granular_Flows_for_TES_and_CSP_Applications/29383721
A Convex Complementarity Approach for Simulating Large Granular Flows - Bohrium, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.bohrium.com/paper-details/a-convex-complementarity-approach-for-simulating-large-granular-flows/811779456216596480-4409
The release of micron-sized dust grains from evaporating micro-granular dust-ice mixtures. Applications to cometary activity and protoplanetary disks - ResearchGate, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.researchgate.net/publication/390876889_The_release_of_micron-sized_dust_grains_from_evaporating_micro-granular_dust-ice_mixtures_Applications_to_cometary_activity_and_protoplanetary_disks
Dust resuspension from the splash of a falling powder: A numerical aerodynamic simulation of a pellet falling onto a powder monolayer - PubMed Central, accesată pe iulie 26, 2025, https://pmc.ncbi.nlm.nih.gov/articles/PMC11951305/
The wear properties of nuclear grade graphite IG-11 under different loads - INIS-IAEA, accesată pe iulie 26, 2025, https://inis.iaea.org/records/2w4hx-vqx58
Challenges in Granular Physics - World Scientific Publishing, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.worldscientific.com/worldscibooks/10.1142/5166
Nuclear criticality safety - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_criticality_safety
Criticality Safety Basis for the IAEA Transport Regulations, accesată pe iulie 26, 2025, https://resources.inmm.org/system/files/patram_proceedings/2013/388.pdf
NDA Report no. DSSC/458/01 - Geological Disposal - Criticality Safety Status Report - GOV.UK, accesată pe iulie 28, 2025, https://assets.publishing.service.gov.uk/media/5a820224e5274a2e87dc0a99/NDA_Report_no_DSSC-458-01_-_Geological_Disposal_-_Criticality_Safety_Status_Report.pdf
Advanced Reactor Safeguards & Security Nuclear Material Control & Accounting for Pebble Bed Reactors - Sandia National Laboratories, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.sandia.gov/app/uploads/sites/273/2024/01/NE-5-ARSS-PBR-MCA-FY23-Summary-Report-FINAL.pdf
High Temperature Reactors Technology Assessment - Department of Energy, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.energy.gov/sites/prod/files/2016/03/f30/QTR2015-4J-High-Temperature-Reactors.pdf
High-temperature gas-cooled reactor - Wikipedia, accesată pe iulie 28, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/High-temperature_gas-cooled_reactor
Advanced Core Design And Fuel Management For Pebble- Bed Reactors, accesată pe iulie 26, 2025, http://large.stanford.edu/courses/2016/ph241/tew2/docs/3310868.pdf
Heat Transport and Afterheat Removal for Gas Cooled Reactors Under Accident Conditions - Publications, accesată pe iulie 26, 2025, https://www-pub.iaea.org/MTCD/Publications/PDF/te_1163_prn.pdf
Reliability analysis of passive residual heat removal system for large advanced pressurized water reactors - Frontiers, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.frontiersin.org/journals/nuclear-engineering/articles/10.3389/fnuen.2025.1516841/epub
Radioactive waste - Wikipedia, accesată pe iulie 28, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Radioactive_waste
Radioactive Waste | US EPA, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.epa.gov/radtown/radioactive-waste
The Solidification of High-Level Radioactive Wastes, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.iaea.org/sites/default/files/20402642329.pdf
Radiation Effects in Graphite, accesată pe iulie 26, 2025, https://indico.ictp.it/event/7633/session/1/contribution/17/material/0/0.pdf
Nuclear graphite - Wikipedia, accesată pe iulie 26, 2025, https://en.wikipedia.org/wiki/Nuclear_graphite
High-Temperature Properties of Nuclear Graphite - ResearchGate, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.researchgate.net/publication/270741119_High-Temperature_Properties_of_Nuclear_Graphite
The annealing of irradiation damage in graphite - Bohrium, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.bohrium.com/paper-details/the-annealing-of-irradiation-damage-in-graphite/812414812687433728-3904
A Review of Stored Energy Release of Irradiated Graphite. - Nuclear Regulatory Commission, accesată pe iulie 28, 2025, https://www.nrc.gov/docs/ML1131/ML113110373.pdf
Dedusting System - Hosokawa Micron Powder Systems, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.hmicronpowder.com/dedusting-system
Bulk Solids Heat Exchanger Bulk-X-Change - Coperion, accesată pe iulie 26, 2025, https://coperion.com/en/products-services/process-equipment/bulk-solids-heat-exchanger-bulk-x-change
Designing Robotics for Nuclear Environments - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/designing-robotics-for-nuclear-environments
Revolutionizing Nuclear Robotics - Number Analytics, accesată pe iulie 26, 2025, https://www.numberanalytics.com/blog/revolutionizing-nuclear-robotics
Comments
Post a Comment