thumb|Ciekła sól fluorku litu i berylu Reaktor torowy na ciekłych fluorkach (akronim LFTR, wym. lifter; z ang. Liquid Fluoride Thorium Reactor) – koncepcja termicznego reaktora powielającego, pracującego w cyklu paliwowym toru, w którym ciekłe sole fluorków osiągają wysokie temperatury, przy ciśnieniu atmosferycznym.
LFTR stanowi odmianę torowego reaktora na stopionych solach (Thorium Molten Salt Reactor, TMSR). Ta zasadniczo odmienna koncepcja przyszłościowych reaktorów ciekłosolnych (Molten Salt Reactors, MSR), znamienna jest tym, że paliwo jądrowe, jak i materiał paliworodny są rozpuszczone w chłodziwie i występują w postaci ciekłych, stopionych soli. Nie należy mylić tych ciekłosolnych i jednocześnie ciekłopaliwowych konstrukcji z odmiennymi typami reaktorów wysokotemperaturowych (Fluoride High-temperature Reactors, FHR), których paliwo występuje w postaci stałej i w których proponuje się jedynie zastosować chłodzenie ciekłymi solami.
Kategoria reaktorów ciekłosolnych (Molten Salt Reactor, MSR) obejmuje reaktory konwencjonalne (spalające), jak i powielające w prędkim lub termicznym spektrum neutronowym, z zastosowaniem soli fluorków lub chlorków oraz różnych kombinacji materiału rozszczepialnego i paliworodnego. LFTR jest wersją szczególną w kategorii reaktorów MSR oferującą wytwarzanie Uranu-233 z toru w solach fluorków z wykorzystaniem neutronów termicznych.
Tor i uran-233 w reaktorze LFTR rozpuszczone są w solach nośnych, tworząc płynną postać paliwa. Obieg typowy polega na krążeniu ciekłosolnego paliwa między krytycznym rdzeniem a wymiennikiem ciepła, gdzie ciepło przekazywane jest do wtórnego obiegu radioaktywnie obojętnych soli. Sole obiegu wtórnego oddają następnie ciepło czynnikowi napędzającemu turbiny parowe lub turbiny gazowe o cyklu zamkniętym.
Technologię tę po raz pierwszy przebadano w Oak Ridge National Laboratory w ramach Eksperymentu Reaktora Ciekłosolnego w latach 60. XX w. Notuje się obecnie ożywione zainteresowanie tą technologią na świecie. Zamiary kontynuowania prac rozwojowych i wprowadzenia reaktorów w tej technologii na rynek zadeklarowały Japonia, Chiny, Wielka Brytania, Francja oraz prywatne firmy z USA, Czech i Australii.
LFTR jako szczególna wersja reaktorów ciekłosolnych dopuszcza kilka rodzajów konstrukcji. Reaktory LFTR różnią się od innych pod niemal każdym względem, wykorzystują torowy cykl paliwowy, pracują w niskim ciśnieniu, paliwo ma postać płynną, chłodziwem są stopione sole umożliwiające wysokie temperatury eksploatacji, a uzupełnianie paliwa i wykorzystanie paliwa następują bez przerywania pracy reaktora. Te unikatowe cechy zapewniają koncepcji LFTR wiele potencjalnych przewag, ale wymagają również zmierzenia się z wyzwaniami projektowymi.
Historia thumb|Tor występuje względnie obficie w skorupie ziemskiej. thumb|Drobne kryształy torytu w powiększeniu. thumb|Reaktor ciekłosolny MSR w Oak Ridge Do roku 1946, a więc w osiem lat po odkryciu rozszczepienia jądra atomowego, zidentyfikowano trzy izotopy rozszczepialne, które mogły posłużyć jako paliwo jądrowe: Uran-235 – występuje w naturze, ale stanowi tylko 0,72% uranu naturalnego. Pluton-239 – nie występuje w naturze, ale można go wytwarzać poprzez wychwyt neutronu z nierozszczepialnego uranu-238, stanowiącego 99% naturalnego uranu. Uran-233 – nie występuje w naturze, otrzymywany jest z nierozszczepialnego toru-232 stanowiącego niemal 100% naturalnego toru występującego około cztery razy obficiej w skorupie ziemskiej niż uran.
Uwarunkowania technologiczne oraz historyczne spowodowały, że każdy z tych trzech nuklidów stał się punktem wyjściowym do skonstruowania odmiennego typu reaktorów. U-235 jest podstawowym paliwem jądrowym na świecie i stosowany jest zazwyczaj w reaktorach lekkowodnych. U-238/Pu-239 znalazł zastosowanie w prędkich reaktorach powielających chłodzonych ciekłym sodem. Natomiast Th-232/U-233 jest najodpowiedniejszy dla reaktorów ciekłosolnych.
Alvin M. Weinberg był prekursorem stworzenia reaktora na stopionych solach w Oak Ridge National Laboratory. Zaprojektowano tam, skonstruowano i eksploatowano z powodzeniem dwa prototypowe reaktory na ciekłych solach. Zarówno Eksperyment Reaktora Samolotowego w roku 1954, jak i Eksperyment Reaktora Ciekłosolnego w latach 1965 do 1969, zapoczątkowały konstrukcję i badania nad reaktorami pracującymi na stopionych solach fluorków. Szczególnie drugi z tych programów w osobnych kampaniach paliwowych wykazał użyteczność U-233 i U-235 jako paliw nuklearnych. Na nieszczęście dla losów MSR A.M. Weinberg został z ORNL zwolniony, a program MSR zaniechany na początku lat 70, po czym doszło do zastoju tych badań w USA. Do dzisiaj ARE i MSRE pozostają jedynymi reaktorami ciekłopaliwowymi na stopionych solach, które zostały uruchomione.
O powielaniu paliwa W paliwie reaktorów jądrowych występują dwa rodzaje izotopów, które prowadzą do rozszczepienia. Pierwszym z nich jest występujący w niewielkich ilościach materiał rozszczepialny, który ulega rozszczepieniu (produkując też ciepło) pod wpływem bombardowania neutronami, czemu towarzyszy wyzwolenie dużej ilości energii i emisja dwóch lub trzech następnych neutronów. Przykładowym materiałem rozszczepialnym (paliwem) są U-233, U-235 i Pu-239. Drugi typem jest materiał zwany paliworodnym. Materiał paliworodny stanowią na przykład Th-232 (tor naturalny) i U-238 (uran naturalny). Ilość materiału paliworodnego w reaktorze znacznie przewyższa ilość rozszczepialnego paliwa, ale ten pierwszy nie ulega bezpośrednio rozszczepieniu. Musi najpierw wychwycić neutron powstały w wyniku rozszczepienia, po czym staje się rozszczepialnym izotopem stanowiącym paliwo. Proces ten zwany jest powielaniem paliwa. Zachodzi on w każdym z typów reaktorów, ale współczesne reaktory termiczne na paliwo stałe nie są w stanie wytwarzać dostatecznej ilości paliwa z materiału paliworodnego, aby móc uzupełniać izotopy rozszczepialne w trakcie ich wypalania.
Dzieje się tak, ponieważ reaktory, w których głównym paliwem jest uran-235 lub pluton-239, wykorzystują neutrony spowolnione. Cykl życia neutronów od wytworzenia ich w rozszczepieniu aż do wytworzenia kolejnego rozszczepienia wytwarza za mało neutronów, by w kolejnym etapie wytworzyć co najmniej tyle samo rozszczepień. Neutrony są pochłaniane przez materiały obecne w rdzeniu takie jak moderator, elementy konstrukcyjne, chłodziwo oraz „popioły” reakcji rozszczepienia. Skutkiem tego konieczne staje się okresowe usuwanie części zużytego paliwa, aby w to miejsce dołożyć paliwa świeżego.
W reaktorze, który jest w stanie powielać co najmniej tyle paliwa, ile zużywa, nie zachodzi konieczność uzupełniania deficytu rozszczepialnego paliwa. Wystarczy jedynie dodawać świeżego materiału paliworodnego, który w trakcie pracy reaktora staje się przez powielenie izotopem rozszczepialnym. Taki typ reaktora zwany jest reaktorem powielającym. Zakłada się przeważnie, że LFTR będzie reaktorem powielającym. Jeśli będzie powielać dokładnie tyle paliwa, ile wypala, to nazywany będzie bilansującym powielanie. W LFTR uzupełniany będzie tor, a w wyniku reakcji pozostawać będą produkty rozszczepienia.
Wśród reaktorów pracujących na paliwie uranowo-plutonowym podtrzymywać powielanie paliwa może tylko reaktor prędki, gdyż tylko prędkie neutrony są w stanie zapewnić więcej niż 2 neutrony na każde rozszczepienie jądra. Jeśli natomiast paliwem reaktora jest tor, to aby uzyskać powielanie wystarczy reaktor na neutronach termicznych. Udowodnione to zostało w Elektrowni Jądrowej Shippingport, gdzie podczas ostatniej z kampanii paliwowych reaktor powielił z toru pewną nadwyżkę materiału rozszczepialnego ponad ilość, którą spalił, mimo że jego konstrukcja cechowała się bardzo nieskutecznym wykorzystaniem neutronów. Reaktor elektrowni Shippingport był typowym reaktorem lekkowodnym. Reaktory na neutronach termicznych wymagają o wiele mniej kosztownego paliwa rozszczepialnego do rozruchu, a w trakcie pracy wykazują powolną i płynną reakcję na zmiany mocy.
Istnieją dwie koncepcje konstrukcji reaktorów mających powielać paliwo. Jedna polega na umieszczeniu materiału paliworodnego i rozszczepialnego razem ze sobą, skutkiem czego procesy powielania i rozszczepiania przebiegają w tym samym obszarze. W drugiej odwrotnie materiał paliworodny jest oddzielony od rozszczepialnego. Taka wersja zwana jest konstrukcją rdzenia i płaszcza, w której rozszczepienia i wytwarzanie ciepła zachodzi w środkowej części rdzenia, a w otaczającym go płaszczu zachodzą głównie procesy powielania.
Pierwsze warianty konstrukcji reaktora Przedmiotem rozważań w laboratorium Oak Ridge były obie koncepcje reaktora powielającego, według których podjęto próby budowy Reaktora Powielającego na Stopionych Solach (Molten Salt Breeder Reactor – MSBR). Ponieważ paliwo występowało w nich w postaci płynnej, nadano im nazwę „jednocieczowego” i „dwucieczowego”, torowego, ciekłosolnego, powielającego reaktora termicznego.
Reaktor jednocieczowy thumb|200px|Uproszczony schemat reaktora jednocieczowego
Reaktor z pojedynczą cieczą, czyli „jednocieczowy”, był konstrukcją o wiele mniej złożoną w porównaniu z dwucieczowym. Składał się on z obszernego zbiornika wypełnionego solami fluorków z zawartymi w nich torem i uranem. W projektowanej przez ORNL konstrukcji MSBR rolę moderatora pełniły grafitowe pręty zanurzone w solach, kierując zarazem przepływem soli. Konstruktorzy doszli do wniosku, że zmniejszenie proporcji grafitu w stosunku do soli na obrzeżu reaktora powodowałoby efekt zmniejszonego moderowania w zewnętrznym pierścieniu, co prowadziłoby do zwiększenia wychwytu neutronów przez tor w tym regionie. Przy takim rozplanowaniu większość neutronów powstawałaby bliżej środka reaktora, a ich ucieczka zmniejszyła się do rozmiarów możliwych do zaakceptowania. Jakkolwiek bądź konstrukcja jednocieczowa wymaga pokaźnej objętości dla zapewnienia mnożenia paliwaSection 5.3, WASH 1097 „The Use of Thorium in Nuclear Power Reactors”, dostępny jako plik PDF na Liquid-Halide Reactor Documents dostęp 11/23/09..
Koncepcja powielająca reaktora przewidywała złożone procesy przetwarzania paliwa celem wydzielania produktów rozszczepienia z soli zawierającej paliwo. Wersja konwertująca reaktora upraszcza przetwarzanie paliwa w trakcie pracy reaktora, co obniża koszty jego budowy. Skutkuje to jednak koniecznością okresowego uzupełniania paliwa uranowego.
Reaktor programu MSRE był prototypem posiadającą tylko jeden region rdzenia. Reaktor MSRE dostarczył jednak cennej wiedzy z długiego okresu eksploatacji. Według szacunków specjalistów japońskich program jednocieczowego reaktora LFTR byłby do zrealizowania współcześnie przy dość skromnym wydatku około 300-400 milionów dolarów w okresie 5–10 lat. Program taki pozwoliłby usunąć problemy techniczne i skonstruować następny z prototypów w wersji zbliżonej do MSRE.
Reaktor dwucieczowy Reaktor „dwucieczowy” (lub 2-cieczowy) posiada rdzeń o dużej gęstości neutronów pracujący na uranie-233 powielonym w wyniku torowego cyklu paliwowego. Oddzielony fizycznie od rdzenia płaszcz soli torowej pochłania neutrony, prowadząc do transmutacji toru w protaktyn-233. Protaktyn-233 można pozostawić w obszarze płaszcza, gdzie strumień neutronów jest mniej nasilony, pozwalając aby uległ on powolnemu rozpadowi w rozszczepialne paliwo U-233 przy niewielkich stratach neutronów. Tak powielony izotop rozszczepialny U-233 można wydzielić z płaszcza, stosując nieskomplikowany proces fluorowania, a następnie tym sposobem uzyskane paliwo przenieść do rdzenia, uzupełniając jego stan. Również sole rdzenia poddawane są oczyszczaniu, najpierw przez fluorowanie dla wydzielenia uranu, a następnie przez destylację próżniową dla oddzielenia i powtórnego wykorzystania soli nośnych o niskich masach molowych. Osady będące pozostałościami tej destylacji stanowią odpadowe produkty rozszczepienia LFTR.
Korzyści wynikające z oddzielenia od siebie płynów rdzenia i płaszcza to: