TMSR-LF1 – Експериментальний китайський рідкосольовий реактор

TMSR-LF1: китайський прорив у рідкосольових ядерних реакторах та виклик традиційній атомній енергетиці

У світі, що шукає безпечніші, ефективніші та екологічно чисті джерела енергії, рідкосольові ядерні реактори стають одним із найгарячіших напрямків розвитку атомної енергетики. Особливий інтерес викликає торієвий паливний цикл, який обіцяє вивести галузь на новий рівень безпеки та сталості.

У 2023 році Китай здійснив історичний прорив, першим у світі запустивши експериментальний рідкосольовий реактор на торії – TMSR-LF1 (Thorium Molten Salt Reactor – Liquid Fuel 1). Потужність установки становить 2 МВт теплової енергії, а головна мета — продемонструвати принцип роботи реактора, де ядерне пальне знаходиться у вигляді розчину в розплаві солей.

У цій статті проведено глибокий технічний і аналітичний огляд проєкту TMSR-LF1 для професійної аудиторії: інженерів-ядерників, фізиків реакторів, енергетиків та представників державного регулювання енергетичного сектору.
Ми розглянемо:

• історію створення рідкосольових реакторів,
• детальні характеристики китайського TMSR-LF1,
• порівняння з сучасними поширеними реакторами в Європі та Україні (ВВЕР-1000/440, EPR, BWR, PHWR),
• результати першого пуску і випробувань TMSR-LF1,
• ключові технічні та економічні виклики.

Основне питання: чи стане технологія рідкосольових реакторів проривом у глобальній енергетиці, чи залишиться інженерним експериментом? Читайте далі для глибокого аналізу.

1. Історичний контекст розвитку рідкосольових реакторів

Ідея використання рідкого ядерного палива в середовищі розплавлених солей виникла ще у 1950-х роках. У США проводились піонерські експерименти з рідкосольовими реакторами: зокрема, в Національній лабораторії Оук-Рідж (ORNL) реалізовано Експериментальний реактор на розплавленій солі (MSRE) потужністю 8 МВт_тепл., що працював у 1965–1969 рр. У його активній зоні графітовий сповільнювач оточував циркулюючий розплав флоридів літію, берилію та цирконію з домішкою ~1% тетрафториду урану (UF_4) при температурі ~600°C. Спочатку пальне містило 235U (збагачення 33%), а в заключних дослідах – 233U, отриманий з торію, що зробило MSRE першим реактором, де застосовано ^233U. MSRE довів принципову працездатність концепції: було напрацьовано ~10 000 годин роботи і підтверджено важливі переваги, зокрема негативний температурний коефіцієнт реактивності завдяки тепловому розширенню палива.

Наприклад, при раптовому висуванні регулюючого стрижня під час роботи MSRE потужність сама стабілізувалася на ~9 МВт за рахунок розширення гарячого розплаву та зменшення густини ядра – без додаткових дій оператора.

У 1970-х роках ORNL розробив проєкт торієвого рідкосольового реактора-бридера (MSBR), що мав працювати в тепловому спектрі на паливі LiF-BeF_2-ThF_4-UF_4 при ~705°C з графітовим сповільнювачем. Проект передбачав відтворення ^233U з ^232Th у окремому плуті (двухрідинна схема) та заміну графітового ядра кожні ~8 років. Хоча технічну здійсненність було підтверджено, виявлено низку проблемних питань: корозія матеріалів конструкцій гарячим розплавом, утворення тритію з літію (тому важливою стала вимога збагачення Li до ^7Li >99,95%), радіаційне пошкодження графіту тощо. Через зміну пріоритетів (фокус на реакторах з твердим паливом і виробництво плутонію для швидких реакторів) програму MSR у США згорнули до 1976 року. Понад три десятиліття ця концепція лишалася на периферії ядерних досліджень. Лише на початку XXI ст. інтерес відродився завдяки ініціативам Generation IV – рідкосольові реактори включено до шістьох перспективних концептів Gen IV (2002 р.) з огляду на їх обіцяні переваги в безпеці, ефективності та мінімізації відходів. При цьому стратегія змінилася: замість складних бридерів з он-лайн переробкою палива запропоновано почати з простішого конверсійного MSR на збагаченому урані безперервної переробки. Такі проекти дістали назву DMSR (Denatured MSR) – “розбавлені” реактори на LEU, які мають спалювати паливо без глибокого перероблення, з можливістю заміни солі раз на декілька років.

Паралельно зросла зацікавленість торієвим паливним циклом. Торій-232, хоча і не здатний до ланцюгової реакції сам по собі (нефісильний ізотоп), може в реакторі перетворюватися на ^233U – цінне ядерне паливо. Thorium міститься в земній корі в 3–4 рази більше, ніж уран, і більшість ^232Th при поглинанні нейтрона утворює зрештою ^233U, який добре ділиться тепловими нейтронами.

Таким чином, торієвий цикл обіцяє значно вищий коефіцієнт використання природних ресурсів. У 2000-х роках низка популярних публікацій та стартапів (Flibe Energy, Moltex, Terrestrial Energy тощо) поновили інтерес до рідкосольового торієвого реактора (LFTR) в публічному просторі. Водночас традиційна ядерна галузь залишалася обережною – головно через відсутність економічних стимулів: уран дешевий і доступний, відпрацьовані технології на ньому працюють, а розвиток нового циклу потребує значних інвестицій без негайної віддачі.

Для впровадження торію потрібні масштабні дослідження, ліцензування нових матеріалів, ядерних процесів та паливної інфраструктури. Крім того, вилучення енергії торію пов’язане з технологічними труднощами: необхідно виокремлювати ^233Pa та працювати з радіоактивним ^233U, який завжди забруднений ^232U (продукт, що випромінює сильне γ-випромінювання і ускладнює поводження). Ці чинники довго стримували практичне застосування торію.

Справжнім драйвером відродження рідкосольових технологій стала Китайська Народна Республіка. У січні 2011 р. Китайська академія наук (CAS) оголосила про старт масштабної програми TMSR (Thorium Molten Salt Reactor) з бюджетом 3 млрд юанів (≈ 444 млн USD) – world-nuclear-news.org. До проекту залучено Шанхайський інститут прикладної фізики (SINAP, CAS), створено національний центр TMSR в м. Шанхай. Китай поставив за мету отримати повні права інтелектуальної власності на технологію і реалізувати експериментальні зразки реакторів покоління IV. Програма TMSR передбачала два напрямки: TMSR-SF (Solid Fuel) – реактор з твердим паливом і фторидним сольовим охолодженням, та TMSR-LF (Liquid Fuel) – реактор із рідким паливом на торії. До 2018 року китайські науковці провели численні розрахункові та експериментальні роботи, що дозволили перейти до будівництва першого в світі за останні ~50 років діючого реактора з рідкосольовим паливом – TMSR-LF1.

2. Детальна фізико-технічна характеристика TMSR-LF1

TMSR-LF1 – це невеликий дослідницький ядерний реактор з рідким паливом, призначений для відпрацювання торієвого паливного циклу та технологій Generation IV. Він належить до теплових реакторів з графітовим сповільнювачем нейтронів. Активна зона та основні компоненти розташовані під землею – реакторний модуль встановлено на дні шахти глибиною ~14 м, що накрита зверху захисною бетонною плитою і оточена наземним технологічним комплексом. Будівництво реактора почалося у вересні 2018 р. в районі Хуншаган (місто Увей, провінція Ганьсу) – це посушлива напівпустельна місцевість на північному заході Китаю.

Вибір такого віддаленого майданчика зумовлений міркуваннями безпеки і відсутністю потреби у великій кількості охолоджувальної води (реактор практично безводний в експлуатації). В 2021 р. будівництво було достроково завершено, а у 2022 р. отримано дозвіл на фізичний пуск. У червні 2023 р. національний регулятор (NNSA) видав офіційну ліцензію на експлуатацію експериментального реактора.

Тип реактора та паливний цикл: TMSR-LF1 – однофазний (однорідний) рідкосольовий реактор з тепловим спектром нейтронів. Паливо – фторидна сіль, що містить суміш торію та урану. Основу паливного розплаву становить евтектична суміш фторидів літію та берилію FLiBe (LiF–BeF_2) з ізотопним збагаченням літію до >99,95% ^7Li. До неї додано фториди торію і урану: за оприлюдненими даними, склад палива – це LiF–BeF_2–ZrF_4–UF_4 з домішкою ThF_4. Уран використовується у вигляді HALEU (High-Assay Low-Enriched Uranium) з збагаченням ^235U до 19,75%, що нижче межі 20% для віднесення до високозбагаченого урану.

Початкове завантаження торію ~50 кг у вигляді ^232ThF_4. Важливо, що уран забезпечує стартову критичність (підтримує ланцюгову реакцію поділу), тоді як ^232Th у процесі роботи поступово конвертується на ^233U (торієвий цикл) і таким чином підживлює реактор новим паливом. Оскільки установка експериментальна і мала за розмірами, коефіцієнт відтворення в ній невеликий – всього ~0,1. Це означає, що на кожні 10 атомів палива, що розщеплюються, народжується приблизно 1 новий атом ^233U. Режим роботи TMSR-LF1 – швидше конверсійний, а не самопідтримуваний бридер: він не продукує достатньо ^233U для повної заміни вигорілого ^235U, але дозволяє перевірити торієвий цикл у малій шкалі.

Конструкція і нейтронна економіка: Активна зона реактора містить високочистий ядерний графіт як сповільнювач і конструкційний матеріал, пронизаний каналами для протоку палива. Графіт сповільнює нейтрони до теплових/епітеплових енергій, за яких ефективно відбувається поділ ^235U або ^233U. Паливна сіль об’ємом ~1,7 м³ циркулює крізь активну зону за допомогою насосів зі швидкістю ~50 кг/с. На виході з реактора температура палива ~650 °C (входить назад охолодженим до ~630 °C), тобто його ΔT ≈ 20 °C.

Тепло від палива передається через теплообмінник до окремого контуру з охолоджувальною (чистою) сіллю – також FLiBe, але без актиноїдів. Вторинний контур працює при трохи нижчих температурах (560→580 °C, витрата ~42 кг/с), що мінімізує перенесення радіоактивності далі по тракту. Далі тепло відводиться до системи розсіювання (ймовірно, повітряні радіатори або інший третій контур, враховуючи відсутність водяного охолодження в пустелі). Над поверхнею солі підтримується інертна атмосферa аргону під слабким надлишковим тиском ~0,05 МПа, аби запобігти доступу повітря і вологи.

Матеріали конструкцій: Корпус реактора, трубопроводи і теплообмінники виконані зі спеціального ніколевого сплаву Hastelloy-N (UNS N10003). Цей сплав було свого часу розроблено в ORNL саме для роботи з розплавами фторидів при температурах ~700°C. Hastelloy-N має високий вміст Ni (~71%), Мо (~16%), Cr (~7%) і відзначається стійкістю до корозії фторидами та радіаційним пошкодженням.

Тим не менш, експлуатація за високих температур накладає обмеження на довговічність: очікуваний ресурс TMSR-LF1 – 10 років або еквівалент ~300 повносилових діб роботи (розраховано, що не більше 60 діб на рік установка працюватиме на повну потужність). Це пов’язано головно з деградацією графіту в реакторі під дією опромінення та високої температури, а також з накопиченням продуктів поділу у солі. Конструкцією передбачено, що після кількох років експериментів активну зону можна буде розібрати, пальне вилучити для переробки, а реактор перевести у більш потужний режим або модернізувати.

Безпека та системи захисту: Проект TMSR-LF1 відображає притаманні рідкосольовим реакторам пасивні безпекові властивості.

По-перше, паливо у рідкому стані і під атмосферним тиском, тому відсутній ризик вибухового викиду радіоактивності при розгерметизації (на відміну від водоохолоджуваних реакторів, де вода під тиском ~150 атм може миттєво закипіти при аварії). Об’ємний коефіцієнт розширення палива високий: перегрів призводить до розширення розплаву, його часткового витіснення із активної зони і, відповідно, зниження реактивності – це забезпечує негативний зворотний зв’язок по температурі і самостабілізацію потужності.

По-друге, теплоємність і температура кипіння солі дуже високі (FLiBe кипить >1400°C), а теплоперенос більш ефективний, ніж у твердому паливі, що дає більший запас часу і інерційності при будь-яких збуреннях.

По-третє, в контурі реалізовано систему пастки розплаву (відвідний шар) з т.зв. замороженою пробкою: спеціальна ділянка трубопроводу активно охолоджується, утримуючи затверділий блок солі. У разі аварійного перегріву або знеструмлення установка автоматично зупиняється – пробка плавиться і весь паливний розплав самопливом стікає у підземні резервуари-пастки, де геометрія виключає критичність, а тепло від розпаду пасивно розсіюється. Така система захисту унеможливлює неконтрольоване перегрівання активної зони чи її розплавлення – адже паливо вже жидке і знаходиться у хімічно стабільній сольовій матриці.

Оскільки пальне і продукти поділу знаходяться в розчині, важливим завданням є управління радіаційною хімією. Під час роботи у солі накопичуються газоподібні продукти (ксенон-135, криптон тощо), які сильно поглинають нейтрони. В TMSR-LF1 передбачена безперервна дегазація: через розплав продувають інертний газ (гелій або аргон), що виносить леткі продукти з палива до спеціальних газових збірників і фільтрів.

Це підвищує нейтронну економіку (видаляючи отруту ^135Xe) і зменшує радіаційне навантаження на контур. Накопичені тверді продукти поділу (лантаніди, тощо) залишаються розчиненими в паливі; їх поки що не планують виокремлювати на ходу в цьому експерименті (онлайн-переробки немає), але передбачається періодична регенерація палива. За проектом, після ~5–8 років роботи усе паливо буде злите і хімічно перероблене з вилученням цінного ^233U, актиноїдів і торію для повторного використання, тоді як продукти поділу підуть на захоронення.

На другому етапі планується відпрацювати замкнений цикл: очищати паливо від отруйних продуктів поділу безпосередньо під час роботи реактора, додаючи свіжий торій і таким чином довести частку енергії від торію до ~80% (порівняно ~20% на старті). Отже, TMSR-LF1 слугує випробувальним стендом для ключових технологій: піропереробки солей, онлайн-рефабрикації палива та керованого торієвого циклу.

3. Випробування і результати роботи TMSR-LF1: як пройшов пуск і тестування

Запуск експериментального китайського рідкосольового реактора TMSR-LF1 став історичною подією в галузі ядерної енергетики. Після багаторічних розрахунків, моделювання і стендових випробувань, у червні 2023 року регуляторний орган Китаю (NNSA) видав дозвіл на введення установки в експлуатацію.

11 жовтня 2023 року в пустелі Гобі о 11:08 за місцевим часом реактор досягнув першої критичності, тобто почалася самопідтримувана ланцюгова реакція. Це перша подібна подія у світі для рідкосольового реактора з торієвим паливом.

Упродовж кількох місяців (жовтень-грудень 2023) інженери SINAP (Шанхайський інститут прикладної фізики) проводили поступові випробування на низьких рівнях потужності. Вивчали реакцію реактора на зміни температури, щільності палива, видалення газоподібних продуктів поділу та стабільність циркуляції розплаву.

17 червня 2024 року TMSR-LF1 вперше досягнув максимальної проектної теплової потужності 2 мегавати, продемонструвавши стабільність всіх систем охолодження, безпеки та управління.

Найбільшим проривом стала демонстрація накопичення урану-233 із завантаженого торію. Протягом експерименту восени 2024 року реактор працював безперервно 10 діб на повній потужності, що дозволило зафіксувати утворення проміжного ізотопу протактинію-233 (Pa-233), який є прямим попередником урану-233 — основного палива для торієвих реакторів.

Також у 2025 році китайські інженери вперше у світі продемонстрували можливість дозаправлення рідкосольового реактора в режимі роботи. Вони додали нову партію палива (торієво-уранової солі) без необхідності зупиняти реактор, що підтвердило концепцію “реактора без перезупинок”. Це дозволяє уникнути циклів вивантаження і завантаження палива, як у традиційних твердопаливних системах.

Крім основної мети, в ході пускових випробувань дослідили:

• рівень утворення та видалення газів-ксенонів (нейтронних отрут),
• корозійну стійкість конструкційних матеріалів (зокрема, сплаву Hastelloy-N),
• стабільність графітових блоків всередині активної зони,
• стабільність температурного профілю палива.

Усі ці випробування пройшли успішно, що дозволяє розглядати TMSR-LF1 як перше діюче в світі підтвердження життєздатності технології MSR.

Міжнародна наукова спільнота (зокрема, Generation IV International Forum) визнала запуск китайського реактора значним досягненням. Провідні експерти зазначили, що Китай значно випередив США, Європу та Канаду, які поки що лише розробляють свої прототипи.

Очікується, що впродовж 2025–2026 років китайські розробники опублікують детальні технічні результати щодо:

• вигоряння палива,
• утворення U-233,
• поведінки матеріалів,
• динаміки роботи при різних навантаженнях.

Паралельно в SINAP продовжують підготовку до створення наступного прототипу — TMSR-LF2 із тепловою потужністю 60 мегават.

Таким чином, TMSR-LF1 уже увійшов в історію як експериментальна установка, яка дала практичне підтвердження ключових ідей рідкосольових реакторів, започаткованих ще в 1960-х роках в Oak Ridge National Laboratory.

4. Порівняльний аналіз: TMSR-LF1 vs реактори ВВЕР-1000/440, EPR, BWR, PHWR

Розглянемо, як інноваційний рідкосольовий реактор виглядає на фоні типових енергетичних реакторів, що експлуатуються або будуються в Україні та Європі: ВВЕР-1000/440 (російського дизайну водо-водяні реактори, встановлені на українських АЕС), EPR (європейський пресований реактор, покоління III+), BWR (киплячий водяний реактор, застосовується у низці країн ЄС) та PHWR (пресований важководний реактор, представник – канадський CANDU, а в Європі – румунські АЕС Чернаводе). Порівняння проводиться за ключовими параметрами: ефективність, безпека, економіка, відходи та гнучкість паливного циклу.

4.1 Енергоефективність і робочі параметри

TMSR-LF1 працює на температурі ~650°C, що значно вище ніж ~300°C у водоохолоджуваних реакторів (ВВЕР, EPR, BWR) та ~310°C у важководних PHWR. Завдяки цьому потенційна теплова ефективність перетворення енергії (ККД) вищa: майбутні великі MSR з такою температурою і газотурбінним циклом можуть досягати ~45% електричного ККД, тоді як традиційні LWR типово мають ~33% (ВВЕР-1000, BWR) до 36–37% (EPR).

PHWR (CANDU-6) теж знаходяться в діапазоні ~30–34%. Висока температура теплоносія MSR також відкриває можливості для промислового теплопостачання та виробництва водню термохімічними циклами – Китай, наприклад, планує обладнати установку TMSR-600 (60 МВт) високотемпературним модулем електролізу води.

ВВЕР чи EPR для таких задач малопридатні через нижчу температуру пари. З іншого боку, TMSR-LF1 – дослідний реактор і не генерує електроенергію зовсім; він виділяє лише 2 МВт тепла, яке розсіюється в атмосферу. Його роль – експериментальна, тоді як згадані ВВЕР, EPR, BWR, PHWR – комерційні енергоблоки сотень МВт–ГВт. Тому безпосереднє порівняння ефективності поки теоретичне. Але в майбутньому, якщо технологію масштабувати (Китай планує ~100 МВт_e SMR на основі TMSR до 2030-х), можна очікувати кращого термодинамічного ККД ніж у наявних атомних станцій.

Важливою перевагою MSR є відсутність потреби у воді для охолодження. ВВЕР-1000 чи EPR вимагають потужних систем охолодження (градирень, річок) для відведення залишкового тепла і конденсації пари, тому їх розміщують біля водойм. TMSR-LF1 охолоджується сольовим контуром і повітрям, що робить його перспективним для аридних регіонів, пустель (саме тому його побудували в Гобі). BWR та PHWR теж потребують водяного охолодження. З точки зору потужності енергетичної установки, сучасні ВВЕР-1000 (електрична ~950 МВт) чи EPR (~1600 МВт_e) значно перевершують навіть перспективні MSR (китайський комерційний проект планує 100–170 МВт_e). Проте концепція модульних малих реакторів (SMR), до яких належить TMSR-LF1 та його нащадки, передбачає іншу парадигму: множинне встановлення малих блоків, близьких до заводської готовності, замість одного гігантського реактора. Це може дати гнучкість в масштабуванні потужності та розміщенні ближче до споживачів, де великі реактори неможливі.

4.2 Безпека та аварійна стійкість

Пасивна безпека є одним з найбільших аргументів на користь рідкосольових реакторів. TMSR-LF1 не може розплавитися – його паливо вже перебуває в розплавленому стані в нормі, а надлишок тепла призводить до пасивного припинення реакції (через розширення палива). У випадку повної відмови систем охолодження, пальне автоматично стікає в резервуари безпеки, де розпадове тепло відводиться пасивно. Таким чином, сценарій на кшталт Чорнобиля чи Фукусіми для MSR малоймовірний – відсутнє вибухонебезпечне пароутворення, немає горючого матеріалу (графіт в реакторі не контактує з повітрям, занурений в інертну атмосферу). Для порівняння, ВВЕР та EPR мають високу енергонасиченість твердої активної зони і потребують активного охолодження навіть після зупинки – інакше можливе розплавлення твелів, як сталося у Фукусімі-1 (BWR) у 2011 р. Проєкти III+ покоління (EPR, AP1000) впроваджують пасивні системи – наприклад, воду з баків-акумуляторів, гравітаційний залив активної зони, пасивні теплообмінники у гермооболонці.

Так, EPR має пастку розплаву під реактором на випадок його пробиття, щоб утримати коріум. Проте ці системи складні і розраховані лише на запобігання катастрофи у гіршому разі, тоді як в MSR сама фізика процесу запобігає переходу аварії в важку стадію. BWR (киплячі реактори) характеризуються меншим запасом підкритичності на кипіння – тобто зростання паровмісту в активній зоні веде до зниження сповільнення і глушить реакцію (негативний паровий коефіцієнт).

Це сприяє їх стабільності, але вибух водню при розігріві в умовах втрати теплоносія все одно можливий (як сталося у Фукусімі). PHWR (CANDU) мають перевагу роботи на низькому тиску в активній зоні (вода в тепловидільних каналах – під тиском, але важка вода-сповільнювач – під атмосферним тиском), проте відомим їхнім викликом є позитивний коефіцієнт порожнистості: при кипінні важкої води-охолоджувача реактивність може зрости. Тому PHWR оснащені надшвидкими системами аварійної зупинки (вприскування отрути тощо).

TMSR-LF1 вирізняється тим, що практично виключає вибухове викидання радіоактивності: його робочий тиск ~0,05 МПа, тому навіть при розриві контуру розплав просто витече і застигне, не утворюючи хмари пари. Радіоактивні продукти поділу на іод, цезій залишаються хімічно зв’язаними в солі (фториди цих елементів – тверді при кімнатній температурі і не леткі). Гази типу ^85Kr, ^133Xe видаляються цілеспрямовано і можуть безпечно зберігатися, поки не розпадуться. Натомість у разі важкої аварії на ВВЕР/EPR/PHWR значна частка летких продуктів (йод, цезій, благородні гази) може потрапити в гермооболонку, а при її розгерметизації – в довкілля, як було під час Чорнобильської катастрофи 1986 р.

Втім, MSR має свої нестандартні ризики. Наприклад, високоактивний гарячий розплав може просочуватися крізь мікротріщини або корродувати матеріали. Контроль корозії – критичний: підтримується відновлювальне хімічне середовище, додаються берилій чи літій для зв’язування вільних аніонів F^-, аби не роз’їдало стінки. Незважаючи на використання Hastelloy-N, довготривала стійкість матеріалу в умовах опромінення нейтронами та високої температури ще досліджується. Інший аспект – радіаційна безпека обслуговування: в MSR немає звичних паливних зборок, але натомість вся установка – це радіоактивний контур. Ремонтувати обладнання, вентилі, насоси, теплообмінники доведеться дистанційно, роботизовано, або після тривалого охолодження. У випадку PHWR чи LWR часто після зупинки можна зайти в гермооболонку, а тут ні – все забруднене активацією солі.

Таким чином, хоча ймовірність великих аварій у TMSR-LF1 може бути меншою, поточна експлуатаційна безпека висуває нові вимоги. Регуляторні органи традиційно не стикалися з рідким паливом – потрібно розробити нові правила і критерії для ліцензування. Китайський NNSA фактично прокладає цей шлях, ліцензуючи TMSR-LF1 за спеціальними умовами з пріоритетом “безпека перш за все”.

4.3 Економічні аспекти

Нині економіка рідкосольових реакторів невизначена. Проект TMSR-LF1 – це науково-дослідна установка, створена в рамках державної програми R&D вартістю ~$0,5 млрд (разом з пов’язаними розробками – до $3,3 млрд). Очевидно, це поки не комерційно окупний об’єкт. Великі енергетичні реактори (ВВЕР, EPR) будуються з розрахунком ~4000–6000 $/кВт встановленої електричної потужності і окуповуються продажем електроенергії за 40–60 років.

EPR виявилися дуже дорогими – перші проекти (Олкілуото-3, Фламанвіль-3) стикнулися з перевитратами і коштували понад €10 млрд кожен через ускладнені системи безпеки. ВВЕР-1000 будувалися дешевше (в 1980-х – ~$1200/кВт, сучасні ВВЕР-1200 – може ~$2500/кВт), але ціни зростають з підвищенням вимог безпеки. SMR-дизайни (до яких належить і майбутній TMSR-400) орієнтуються на зменшення вартості виробництвом модулів на заводі, серійністю. Китайці планують після експериментів побудувати демонстраційний 373 МВт_тепл. (≈ 100–150 МВт_e) реактор до 2030 р.

Якщо він буде успішний, далі – комерційні партії. Проте залишаються питання собівартості: паливо (необхідно виробляти ^7Li, ^233U, переробляти торій), матеріали (Hastelloy-N, берилій – дорогі, токсичні), утилізація солей тощо. Деякі експерти вказують, що налагодження повного циклу торію потребує десятиліть і державної підтримки, бо ринок сам по собі не інвестуватиме без гарантованої вигоди.

Уран дешевий і становить незначну частку затрат на електроенергію, тому економічний стимул переходити на торій слабкий, якщо не враховувати довгострокові вигоди (наприклад, енергонезалежність або менше відходів).

Для України і Європи, де вже є розвинена інфраструктура під LWR/PHWR, впровадження MSR означало б суттєві початкові вкладення: створення заводів з виробництва паливних солей, переробки актиноїдів, підготовка персоналу нової кваліфікації, сертифікація матеріалів. Поки ці технології не доведені до промислового рівня в самій КНР, інші країни навряд чи ризикнуть інвестувати. Проте, якщо Китай першим налагодить процес і запропонує на міжнародному ринку готовий продукт (модульний MSR), це може змінити гру. В контексті геоенергетичної конкуренції, китайське лідерство в торієвих реакторах може дати їм експортну перевагу (вже заявлено, що комерційні SMR-MSR можуть постачатися в країни «Поясу і Шляху»).

Порівнюючи з PHWR (CANDU), які теж позиціонуються як гнучкі в паливі реактори, слід зазначити: CANDU вдалося комерціалізувати (експорт до Півд. Кореї, Китаю, Румунії) завдяки можливості працювати на природному урані – тобто країни економили на збагаченні. Але CANDU мають власні економічні нюанси: потребу в дорогій важкій воді (~$1 млрд на запуск для великого реактора), складну систему сотень горизонтальних каналів, які через 20–30 років треба міняти (капітальний ремонт). Тобто економічно PHWR не набагато простіші за PWR, просто інші статті витрат. BWR колись будувались дешевше за PWR (простішої конструкції без парогенераторів), але зараз їх рідко обирають, бо безпечність старих BWR проектів поступається (нові моделі ESBWR, Kerena – існують, але замовлень мало).

В ідеалі, MSR могли б бути простіше у виробництві: їм не потрібні товстостінні корпуси, здатні витримувати 160 атм (як в EPR – ковка кількох сотень тонн стали для корпусу реактора); немає парогенераторів – один теплообмінник сіль-сіль може бути компактнішим; система безпеки не потребує надміцної герметичної оболонки, водяних резервуарів. Все це потенційно знижує витрати на будівництво. З іншого боку, MSR вимагає хімічного заводу на майданчику, для поводження з солями, що нетипово для АЕС і додає вартість. Поки незрозуміло, який підхід (традиційний LWR чи MSR) буде економічно вигіднішим – це покаже лише досвід демонстраційних і перших комерційних установок.

4.4 Ядерні відходи та екологічні аспекти

Радіоактивні відходи – важливий критерій стійкості ядерної енергетики. Сучасні реактори ВВЕР-1000, EPR, BWR працюють на урано-плутонієвому циклі і утворюють відпрацьоване паливо, що містить ~3–4% продуктів поділу і ~1% трансуранових елементів (плутоній, америцій, кюрій тощо). Ці трансуранові нукліди мають тривалі періоди напіврозпаду (тисячі і мільйони років) і визначають необхідність геологічних сховищ на сотні тисяч років. Переробка відпрацьованого палива (як у Франції) дозволяє виділити плутоній для MOX-палива і скоротити обсяг високоактивних відходів, але сам плутоній далі йде в реактори і знову дає мінорні актиноїди. PHWR, які працюють на природному урані, «виливають» більше відходів на одиницю виробленої енергії (бо початкове збагачення нульове, а вигорання низьке ~7 GWd/т); втім вони можуть спалювати деякі види відходів: наприклад, можуть використовувати MOX з плутонієм, або змішане торієве паливо з плутонієм – в Індії планується AHWR, який споживає торій + збіднений U або Pu, залишаючи мінімум довгоживучих ізотопів.

В контексті MSR часто наголошується, що вони можуть суттєво зменшити проблему відходів. По-перше, торієвий цикл не продукує трансуранових елементів взагалі, окрім невеликої кількості ^238U, якщо вихідні матеріали містять домішки урану. Основним довгоживучим актинідам, який утворюється, є сам ^233U (корисний ізотоп) та невелика домішка ^236U, ^234U. Проте ^233U завжди супроводжується ^232U, який розпадається до сильногамма-випромінюючих дочок (Tl-208 та ін.). Це робить ізотопний склад U від торію вкрай «гарячим» радіаційно – але й непривабливим для ядерної зброї (проліфераційно стійким). У разі повного перероблення палива онлайн торієвий MSR взагалі може залишати на виході лише продукти поділу та ізотопи протактинію-233 (період 27 діб).

Такі відходи мають низьку радіотоксичність у довготривалій перспективі, оскільки через ~300 років активність осколків спадає до рівня природного урану. В ідеалі, MSR може спалювати власні довгоживучі продукти: деякі довгоіснуючі осколки (наприклад, ^99Tc, ^129I) можна вилучати і трансмутувати швидкими нейтронами, якщо передбачити такі режими. Трансуранові елементи з інших відходів (наприклад, плутоній з тепловиділяючих збірок ВВЕР) теж можна розчинити у солі і спалити – це напрямок, який пропонують деякі стартапи (Moltex, Elysium).

Таким чином, у перспективі MSR можуть стати своєрідними «утилізаторами» ядерних відходів інших реакторів. Звичайно, це вимагатиме складної хімії і, можливо, зміненого дизайну (наприклад, швидкого спектру або додаткових нейтронних джерел).

На даному етапі TMSR-LF1 не здійснює утилізації чужих відходів, але вже сам факт роботи з торієм означає значно меншу кількість інактивованого урану. Оскільки ^238U практично відсутній у паливі (лише ^235U і ^232Th), не утворюється новий Pu, Cm, Am. Відходами будуть: а) відпрацьована паливна сіль з високою концентрацією осколків; б) активаційні продукти у матеріалах (кобальт-60 зі сталі тощо); в) газові продукти, захоплені у балонах (в основному стабільні Xe, Kr після розпаду). Після зупинки реактора планується розділити сіль: витягти залишки торію та урану (для повторного використання), а продуктову фракцію перевести в інертну форму для захоронення.

Фторидні відходи, ймовірно, будуть скловатувати або переводити у кераміку. Об’єм їхній буде у рази менший, ніж у еквівалентного LWR, оскільки немає оболонок твелів, конструкційних елементів (все це в LWR стає додатковим радіоактивним сміттям при переробці).

Гнучкість паливного циклу – ще один важливий момент. Торієві MSR за задумом мають досягти повної замкненості циклу: повторно використовувати і ^233U, і невигорілий ^235U, і сам торій. ВВЕР та BWR у сучасній практиці працюють у відкритому циклі (одноразове використання тепловиділяючих збірок), або частково замкненому (MOX-паливо з відвального Pu). PHWR гнучкіші: Канада і Індія випробовували різні режими – змішування уранових і торієвих паливних елементів, використання плутонієвого ядра з торієвою оболонкою тощо.

Наприклад, в експериментах в реакторі CANDU (ОПБР) досягали режиму, де ~80% енергії йшло з торію за підтримки плутонієвого драйвера. Однак PHWR потребує окремого переробного циклу для торієвих елементів, що не реалізовано на промисловому рівні. Поки лише Індія планує таке у своїх AHWR. MSR же інтегрує переробку у сам реактор – теоретично спрощуючи її (немає твердого палива, яке треба розчиняти; сіль можна переганяти хімічно). За словами китайських розробників, TMSR-LF1 випробує піропроцесинг – виділення актинідів фторуванням, осадженням чи електролізом прямо на реакторному майданчику.

Якщо це вдасться, наступні установки зможуть безперервно переробляти паливо і додавати новий торій, досягаючи сталого циклу без відходів актинідів.

Щодо використання різних видів палива: в MSR можна завантажити практично будь-який актинід у розчинній фторидній формі. TMSR-LF1 запускався на ^235U, але потенційно міг би використовувати і ^233U (якби він був доступний у достатній кількості), або суміш уран-плутоній. Концепції деяких MSR (наприклад, британський Moltex) припускають живлення реактора розплавом, отриманим шляхом плавлення відпрацьованих ТВЗ від LWR – тобто пряме спалювання ядерних відходів. Тверді реактори не мають такої гнучкості: їхнє паливо мусить бути в міцних твелах, сумісних за тепловиділенням і матеріалами. EPR може завантажувати ~50% осередків МОХ-паливом (PuO_2+UO_2), але не більше – інакше погіршиться керованість. BWR теж обмежено використовують МОХ (до 30–40% теплового навантаження). ВВЕР-440 в Естонії планують перевести на повне МОХ-паливо (проект Gdansk), але йдеться про вторинне використання відходів, а не про нові ізотопи. PHWR можуть безперервно підвантажувати свіже паливо і вивантажувати відпрацьоване (онлайн-рефулінг), що дає їм перевагу гнучкості операційно – реактор не зупиняється на перезарядки. MSR ж взагалі не потребує зупинок для дозавантаження палива: новий торій або уран можна поволі додавати у розчин, а продукти поділу – витягати. У 2025 р. китайські інженери вже здійснили пробну операцію заправлення TMSR-LF1 в ході роботи (долив певної кількості солі), що стало історичним першим онлайн-рефулінгом реактора з рідким паливом. Така гнучкість означає, що реактор може працювати дуже довго без зупинки, підтримуючи критичність на ходу – недосяжний режим для теперішніх твердопаливних систем.

5. Поточний стан TMSR-LF1: результати пуску, реакція спільноти та публікації

Після отримання дозволу регулятора у червні 2023 р., команда SINAP здійснила поступовий фізичний пуск TMSR-LF1. 11 жовтня 2023 року о 11:08 за місцевим часом реактор досягнув першої критичності – історичної події для цієї технології.

Протягом кінця 2023 – початку 2024 р. проводилися низькопотужні випробування, контролювалися реактивність, температурні коефіцієнти, відлагоджувалася система очищення газів. 17 червня 2024 р. було успішно вийдено на повну проектну потужність 2 МВт.

Це підтвердило здатність систем теплообміну відводити задане тепло, а матеріалів – працювати при робочих температурах. Восени 2024 р. реактор провів ключовий експеримент: 10 діб безперервної роботи на повній потужності з торієвим паливом (тобто з активним перетворенням ^232Th на ^233U). Результатом стало накопичення помітної кількості ^233Pa у паливі, що зафіксовано вимірюваннями. Після цього, імовірно, частина солі була вилучена для аналізу – можливо, екстраговано зразки для вимірювання ізотопного складу та концентрацій продуктів. На початку 2025 р. у китайських джерелах з’явилась інформація про успішне доливання палива в робочий реактор – тим самим підтверджено працездатність режиму онлайн-завантаження. До середини 2025 р. TMSR-LF1 завершив первинну програму тестів і перейшов до стадії експлуатації як наукова установка.

Міжнародна ядерна спільнота уважно стежила за цим проектом. В інформаційних повідомленнях Generation IV International Forum (GIF) відзначено досягнення Китаю як перший випадок роботи реактора Gen IV на торієвому циклі.

Фактично, TMSR-LF1 став першим у світі діючим рідкосольовим реактором після MSRE (що був зупинений 1969 року). Експерти зазначають, що Китай випередив інші країни у цій гонці: хоча в США, Канаді, Європі працюють стартапи і лабораторії над MSR, ніхто більше не побудував поки що критичної системи. Уряд США ще у 2011 р. частково співпрацював з CAS за цією тематикою (підписували меморандуми ORNL–SINAP, консультували китайських учених), але після 2018 р. така кооперація призупинилась через геополітичну напругу.

Нині США знову активізують свої зусилля: в 2022 р. виділено кошти на будівництво експериментального MSR на хлоридних солях (MCRE – проект TerraPower та Southern Company), а також водо-сольового реактора Hermes (Kairos Power) – проте вони ще не досягли стадії пуску. В Європі діє програма SAMOFAR (Нідерланди, Франція) з проектування MSR-бридера, але реалізація установки очікується не раніше 2035 р. Таким чином, міжнародна реакція на успіх TMSR-LF1 двоїста: з одного боку, захоплення технологічним проривом, з іншого – усвідомлення, що Китай став лідером в галузі, яку довгий час пропагували, але не втілювали на Заході.

У науковому плані, результати китайського реактора починають знаходити відображення в публікаціях. Ще до пуску група SINAP опублікувала низку досліджень: аналіз нейтронно-фізичних характеристик TMSR-LF1 (чутливість до перерізів, кінетичні параметри), моделi отруєння ксеноном, оцінки радіаційного впливу аварій${}^{[28]}$ та сейсмостійкості конструкції.

Після пуску очікується поява статей з описом експлуатаційного досвіду: температурні коефіцієнти, ефективність газового очищення, корозія матеріалів за рік роботи тощо. Такі публікації надзвичайно цінні для світової науки, адже вперше за пів століття отримані емпіричні дані про поведінку реального MSR, а не лише розрахунки. Можна прогнозувати, що в 2025–2026 рр. відбудуться міжнародні семінари за участі китайських розробників, де вони поділяться результатами. Зокрема, важливою буде інформація про реальне вигоряння та відтворення палива: скільки ^233U вдалося напрацювати, яка його частка поділася тощо. Також цікавим буде досвід регулювання потужності, часового переміщення палива (солі) через зону, параметри спектру нейтронів – ці нюанси допоможуть калібрувати комп’ютерні моделі для наступних проектів.

З точки зору ринку, поки що TMSR-LF1 не впливає напряму на енергетику – він замалий. Проте його успіх вже стимулює інвестиції в компанії, пов’язані з торієм та MSR. Відомо, що Китай має плани будувати більші MSR і надавати ліцензії своїм державним корпораціям (CNNC, CGN) для масового впровадження. На міжнародному рівні, оглядачі енергоринку відзначають, що торієвий реактор може стати «чорним лебедем» – несподіваним фактором декарбонізації. Деякі країни з великими запасами торію (Індія, Туреччина, Норвегія) уважно придивляються до китайського досвіду. Наприклад, Індія десятиліттями розробляє власний торієвий цикл, але іншим шляхом (через швидкі реактори і PHWR). Якщо китайський шлях (MSR) виявиться успішним, Індія може переглянути стратегію і приєднатися чи купити таку технологію для швидшої реалізації своїх багатих торієвих ресурсів.

В усьому світі дедалі більше уваги приділяється довгостроковій ядерній енергетичній політиці – і торієві реактори фігурують там як можливий елемент у другій половині XXI століття для забезпечення енергоносіями при виснаженні легкодоступного урану.

6. Критичні зауваження: виклики і обмеження технології

Попри успіх TMSR-LF1, до технології рідкосольових реакторів залишається багато питань. Розглянемо головні технічні, економічні та політичні виклики, які можуть обмежити практичне застосування таких установок.

Матеріалознавчі та інженерні труднощі. Як вже згадувалось, довговічність матеріалів в умовах агресивного розплаву – це ахіллесова п’ята MSR. Hastelloy-N добре зарекомендував себе в MSRE (працював ~4 роки без критичних проблем), але в довгостроковій перспективі виявлено кілька проблем: (1) нейтрони викликають набрякання графіту, що може змінити протоки для палива і вимагати регулярної заміни блоків графіту; (2) нікелеві сплави під опроміненням стають крихкішими, особливо при наявності продуктів розпаду солі (наприклад, телуру, що дифундує в зерна металу і спричиняє тріщини – це спостерігалось в MSRE); (3) витікання нейтронів може активувати компоненти, наприклад, утворюється ^59Ni, що захоплює нейтрони і знижує $k_{\text{eff}}$ з часом; (4) високотемпературна дифузія може призвести до поступового “просочування” солі через зварні шви чи мікротріщини. Китайські дослідники напевно моніторять склад солі на домішки металів, щоб оцінити корозію. Можливо, буде потрібно розробити нові суперсплави чи покриття для збільшення ресурсу компонентів до, скажімо, 30 років (ціль для комерційних реакторів).

Переробка палива і хімічна технологія. Найамбітніша обіцянка MSR – це онлайн-переробка, але вона ж і найскладніша. На практиці, високотемпературна хімія фторидів в полі нейтронного опромінення є викликом, якому ще не знайдено промислового рішення. Процес флотації UF_6 (який пропонували в ORNL) – тобто продування фтору для утворення газоподібного гексафториду урану – працює в хімлабораторії, але робити його безперервно в контурах реактора непросто. Так само, виділення ^233Pa вимагало б складної екстракції, адже протактиній дуже близький до урану за хімією.

Можливо, китайці підуть шляхом комбінованого циклу: часткове очищення солі від газів та найбільш шкідливих продуктів (лантанідів) фізико-хімічними методами, а все інше – при вивантаженні раз на кілька років із наступною класичною переробкою (розчиненням або сухим методом). Такий компроміс дозволив би обмежити контакти персоналу з високоактивними потоками лише епізодами раз на кілька років. До речі, навіть одноразова переробка солі – нетривіальна: треба вилучити три фракції (U+Th, корисні актиноїди, відходи) і переробити залишок LiF-BeF_2 для повторного використання. Нині у світі немає жодного діючого заводу з переробки рідких ядерних палив, все зосереджено на твердому (PUREX-процес і варіації). Отже MSR потребує розвитку нової галузі ядерної хімії. Це потребує часу і грошей.

Регулювання та ліцензування. Ядерні регулятори в більшості країн мають норми і стандарти, виписані під LWR (або PHWR). Для MSR доведеться розробляти багато чого з нуля: критерії надійності замороженої пробки, методики контролю концентрації актиноїдів в солі, оцінки радіаційного впливу при хронічних малих витоках (напр. дифузія тритію). Tritium, до речі, – окрема проблема: реактор TMSR-LF1 використовує ^7Li, щоб знизити утворення тритію, але все ж трохи ^6Li є (0.05%) і також тритій утворюється від реакцій ^7Li(n,α)^3H та ^9Be(n,α)^6He (який розпадається до тритію). Цей тритій – радіоактивний водень – в дифузійній формі може проходити крізь метали. Його треба уловлювати (наприклад, встановлюючи в контурі холодні пастки або використовувати спеціальні сплави в теплообміннику). У водяних реакторах тритій теж генерується (в важкій воді – багато), але з ним навчилися працювати. Для MSR регулятору потрібно встановити ліміти витоку тритію в атмосферу, методи моніторингу. Усе це зараз відпрацьовується на TMSR-LF1 і буде важливо для довіри суспільства до таких установок.

Політичні та геополітичні аспекти. Ядерна енергетика завжди була тісно переплетена з політикою – з міркувань безпеки, нерозповсюдження, економічних інтересів. Торієві реактори спершу розглядалися у США як непривабливі, бо не продукують плутоній для зброї.

Зараз навпаки – безпекові органи можуть стримувати торієвий цикл через появу ^233U, який теоретично придатний для зброї (хоч і з проблемою γ-випромінювання). МАГАТЕ та національні режими гарантій повинні будуть врахувати новий тип ядерного матеріалу – ^233U. В історії був прецедент: в Індії в 60-х отримали кілька грамів ^233U, а потім в рамках експерименту “Каміні” (реактор на ^233U в Індії) виробили ще кілька кг. Тепер Китай потенційно може виробляти десятки кг ^233U. Звісно, він забруднений ^232U (0.2–0.5%) але все ж. Потрібні нові договори чи доповнення, щоб цей матеріал контролювати.

Геостратегічно, поява працюючого MSR в КНР підкреслює технологічний зсув на Схід. Китай вже має успіхи в інших Gen IV напрямках – у 2021 р. запущено високотемпературний реактор HTR-PM (пепловий, газоохолоджуваний). Тепер і торій. Це може вплинути на енергетичну м’яку силу: країни, що хочуть інноваційні реактори, імовірно співпрацюватимуть з Китаєм. Західні компанії ризикують втратити частку ринку, якщо не запропонують альтернатив.

Тому можна очікувати певну політичну підтримку MSR-проектів і в США, і в Європі – щоб не відстати. Наприклад, Єврокомісія вже фінансувала проект SAMOFAR (MSR дизайн) та EVOL. Можливо, тепер будуть ініціативи побудувати MSR-демонстратор в Європі, аби мати “свій” варіант технології.

Економічні ризики і масштабування. Як і з будь-якою новою технологією, є шанс, що практична реалізація виявиться надто дорогою або складною. Історія ядерної енергетики має приклади “проривів, що не відбулися”: реактори-на-розплавах металів (LMFBR) мали у 1970-х бути порятунком від нестачі урану, але натомість всі програми (США, Німеччина, СРСР) згорнули через вартість та технічні проблеми, лишились тільки поодинокі російські та китайські експериментальні зразки і один комерційний – БН-800 у РФ.

Подібно, реактори на швидких нейтронах і газі (GFR) чи на суперкритиці (SCWR) поки теж далекі. Рідкосольовий реактор – потенційно революційний, але чи не спіткає його та ж доля? Скептики вказують, що навіть якщо технічно все гаразд, економічно він може програвати сонячній чи вітровій енергетиці (які дешевшають). Уряди можуть не наважитися інвестувати, якщо громадськість проти (а уявлення про “ядро з рідкою смертельною отрутою” може лякати людей). Також, масштабування з 2 МВт до 200 МВт – не лінійне: більший реактор вимагатиме іншої конструкції теплообмінників, можливо, багато модулів тощо. Це нові інженерні завдання, де теж можуть виникнути проблеми.

7. Потенціал технології: прорив чи обмежене застосування?

Зважуючи усі аргументи, спробуємо дати обґрунтовану оцінку, чи стане торієвий рідкосольовий реактор “гра-змінюючою” технологією, чи лишиться вузькою нішею.

Аргументи за “прорив”: TMSR-LF1 демонструє, що давня ідея торієвого реактора – здійсненна. Вперше людство має працюючий прототип, який підтверджує ключові моменти: можливість стабільної роботи на розплавленій солі, самопіддержуюча реакція з торієвим підживленням, працездатність нових систем безпеки (заморожена пробка, дегазація). Це відкриває шлях до масштабування – майже як перший реактор Енріко Фермі в 1942 р. поклав початок ері ядерної енергетики. Якщо наявні тенденції продовжаться, за 5–10 років Китай матиме 60 МВт експериментальну станцію, а до 2035 – промисловий SMR на торії.

Успішне впровадження означатиме новий виток розвитку атомної галузі: реактори, що можуть використовувати ставні торієві ресурси (котрі є майже в кожній країні), мінімізують довгоживучі відходи і володіють покращеною безпекою. Це може зняти багато суспільних пересторог щодо атомної енергетики – адже проблема відходів та аварій найбільше турбує громадськість. Торієві MSR потенційно здатні доповнити відновлювану енергетику як надійне джерело базового навантаження без викидів CO₂.

В довгостроковій перспективі, торієвий цикл може забезпечити сталу енергетику на тисячоліття, бо торію на планеті значно більше і використання його ефективніше (можна спалити майже весь ^232Th, тоді як в тепловому реакторі із природного урану використовується <1% ресурсу). І все це без необхідності переходити на швидкі реактори і пов’язані з ними ускладнення – торієві MSR можуть досягти близького до самопідтримуваного циклу в тепловому спектрі. З огляду на такі перспективи, багато експертів вважають MSR одним з найбільш цікавих напрямків Gen IV.

Аргументи за “обмежене застосування”: Проте залишаються суттєві фактори, що можуть стримати широке розповсюдження технології. По-перше, конкуренція з іншими реакторами: традиційні LWR теж не стоять на місці (з’являються малі модульні PWR з пасивною безпекою, приміром NuScale, які будуть готові до комерції раніше за MSR). Вони менш революційні, зате для них вже є регуляторна база. Також успіхи в галузі термоядерного синтезу чи нових батарей та grid-технологій можуть зробити дорогі ядерні програми непотрібними. По-друге, невизначеність економіки: як показує історія, інноваційні ядерні проекти часто зіштовхуються з ефектом “обіцянки-реальність”. Ще у 1960-х торієвим MSR пророкували панування – але переміг простіший PWR, бо його швидше довели до промислового рівня. Зараз ситуація схожа: треба пройти довгий шлях демонстрації, стандартизації, сертифікації, тоді побудувати серію, щоб знизити ціну. Це може розтягнутися на десятиліття. В цей час світ може піти іншими шляхами енергетики.

Ризики і невідомі – теж стримуючий фактор: можливо, масштабний MSR зіткнеться з новими проблемами (скажімо, масовий вихід тритію, або занадто швидке вигоряння графіту, чи проблеми з виготовленням сотень тонн FLiBe). Якщо хоча б один прототип зазнає серйозної аварії або економічного провалу, інвестори охолонуть. До того ж, торієва енергетика не дає геополітичних переваг у плані збройового матеріалу – великі ядерні держави можуть не поспішати замінювати уранові реактори, що продукують Pu (як побічний продукт). З іншого боку, країни без урану (але з торієм) ще не вирішили, чи варто вкладатися: Індія – єдина, хто довго йде до торію, але дуже обережно.

Проміжний висновок: Найімовірніше, у найближчі 10–20 років торієві рідкосольові реактори займуть свою нішу як експериментальні та демонстраційні установки. Китай стане основним «полігоном» для обкатки технології. Якщо вони досягнуть успіху на рівні 100 МВт_e станції (близько 2030–2035 рр.), тоді інші країни можуть підхопити. Торієві реактори мають потенціал стати доповненням до класичних уранових: наприклад, спалювати накопичений плутоній і актуалізувати торій, коли легкі запаси урану почнуть вичерпуватися (можливо через кілька десятиліть). Це узгоджується з довгостроковими прогнозами МАГАТЕ та OECD – вони включають торій як важливий ресурс другої половини століття.

Отож, технологія, втілена в TMSR-LF1, справді може стати проривом – але не одномоментним. Це швидше стратегічний прорив: закладання фундаменту для нової генерації ядерних систем, які розкриють свій повний потенціал у наступні десятиліття. Інженерний ентузіазм, з яким китайські науковці взялися за вирішення старих проблем MSR, вже дав плоди – тепер належить переконатися, що ці плоди можна масштабувати та зібрати без гіркої домішки розчарування.

Висновки

Експериментальний реактор TMSR-LF1 є важливою віхою у розвитку ядерних технологій. Він поєднав напрацювання минулих десятиліть (концепції ORNL) з сучасними матеріалами та інженерними рішеннями, давши нове життя ідеї торієвого паливного циклу. У статті розглянуто історичний шлях рідкосольових реакторів – від ранніх успіхів і забуття до їх відродження в Китаї, детально описано устрій та характеристики TMSR-LF1, включно з паливом (FLiBe + торій/уран), neutron-фізикою, системами безпеки та теплообміном. Наведено базові рівняння, що керують процесами в реакторі: ядерні реакції торієвого циклу, рівняння дифузії нейтронів та балансу енергії. Виконано порівняння з наявними реакторами (ВВЕР, EPR, BWR, PHWR), яке показало істотні відмінності: значно вищу робочу температуру і потенційний ККД, радикально інший підхід до безпеки (пасивність проти активних систем), менше трансуранових відходів завдяки торію. Поточний статус TMSR-LF1 обнадійливий: реактор успішно запущено, підтверджено основні функції (критичність, вихід на потужність, часткове відтворення ^233U), ведуться дослідження. Міжнародна спільнота вітає досягнення, хоча усвідомлює, що до комерційної реалізації ще є шлях.

У критичному обговоренні висвітлено проблемні аспекти: від матеріалознавства (корозія, тритій) до необхідності нових підходів у регулюванні і економічної невизначеності. Політичні фактори також впливатимуть на долю торієвих реакторів – як усередині країн (прийняття суспільством), так і на глобальному рівні (конкуренція технологій, нерозповсюдження).

На запитання, чи стане TMSR-LF1 провісником енергетичного прориву, чи лише цікавим експериментом, відповідаємо так: TMSR-LF1 вже зробив прорив у науці та інженерії, але масштабний вплив на енергетику залежатиме від наступних кроків. Якщо технологія успішно масштабуватиметься і залишатиметься надійною та прийнятною за ціною, торієві рідкосольові реактори можуть зайняти важливе місце в енергобалансі майбутнього – як безпечні, довговічні джерела чистої енергії. Наразі ж вони є прикладом того, як інженерна наполегливість і науковий прогрес здатні втілити давні ідеї у реальність, відкриваючи нові горизонти для атомної енергетики.

Список використаних джерел

1. world-nuclear-news.orginterestingengineering.com World Nuclear News. “Operating permit issued for Chinese molten salt reactor” (15 June 2023).
2. world-nuclear-news.orgworld-nuclear-news.org World Nuclear News. “Chinese molten-salt reactor cleared for start up” (9 August 2022).
3. world-nuclear.orgworld-nuclear.org World Nuclear Association. “Molten Salt Reactors – Information Library” (September 2021) – розділ про історію програм ORNL та MSRE.
4. world-nuclear.orgworld-nuclear.org World Nuclear Association. “Molten Salt Reactors – Information Library” – розділ про програму TMSR в Китаї, характеристики TMSR-LF1 і плани масштабування.
5. en.wikipedia.orgen.wikipedia.org Wikipedia (англ.). “TMSR-LF1” – специфікації реактора (паливо, температура, матеріали, ресурс).
6. interestingengineering.com Interesting Engineering. “‘Green light’ given for first thorium molten salt nuclear reactor in China” (Sep 2022) – склад паливної солі та посилання на аналогію з MSRE.
7. world-nuclear.org World Nuclear Association. “Molten Salt Reactors” – приклад експерименту самостабілізації потужності MSRE (негативний коефіцієнт).
8. world-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” (авг 2022) – переваги торієвого циклу: менше відходів, менше трансуранових.
9. world-nuclear.orgworld-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” – труднощі комерціалізації торію: економічний стимул, потрібні значні R&D та підтримка.
10. world-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” – проблеми виготовлення торієвого палива: радіоактивність ^233U через ^232U домішку, складність переробки.
11. world-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” – переваги рівноважного торієвого циклу в MSR: відходи в осн. продукти поділу, без трансуранових (за умови онлайн-переробки).
12. world-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” – значення торієвого циклу для довгострокової енергетичної безпеки, потенційна самозабезпеченість без швидких реакторів.
13. world-nuclear.orgworld-nuclear.org World Nuclear Association. “Thorium” – здатність PHWR (CANDU) працювати з торієвим паливом у гетерогенній схемі (Thorium–Plutonium).
14. x.com Nick Touran (reactor physicist) on X (Twitter). Повідомлення про ключові віхи TMSR-LF1: критичність 11.10.2023, вихід на 100% мощн. 17.06.2024, детектування ^233Pa 8.10.2024.
15. hackaday.com Hackaday. “China’s TMSR-LF1 Begins Live Refueling Operations” (19 Apr 2025) – підтвердження демонстрації дозаправки палива онлайн та успішного брідингу ^233U в 2024 р.