El Laboratorio Nacional de Oak Ridge (ORNL) fue pionero en la investigación del reactor de sales fundidas en la década de 1960, y gran parte de su trabajo culminó con el Experimento del reactor de sales fundidas (MSRE). El MSRE es un reactor de prueba con una potencia térmica de 7,4 MW, utilizado para simular el "núcleo" de neutrones de un reactor reproductor de torio de neutrones epitermales intrínsecamente seguro. Prueba combustible de uranio fundido y plutonio. El combustible líquido 233UF4 probado tiene una ruta de desintegración única para minimizar los desechos, y el isótopo residual tiene una vida media de menos de 50 años. La abrasadora temperatura de 650°C dentro del reactor puede impulsar motores térmicos eficientes, como las turbinas de gas. Para facilitar las mediciones de neutrones, se omitió la voluminosa y costosa capa de reproducción de sal de torio.
MSRE está ubicado en ORNL. Las tuberías MSRE, el revestimiento del núcleo y los componentes estructurales están hechos de aleación Hastelloy-N y el moderador es grafito pirolítico. El MSRE alcanzó una masa crítica en 1965 y funcionó durante cuatro años. El combustible de MSRE es lif-be F2-Zr F4-uf4 (65-30-5-0.1), el núcleo de grafito está moderado y el refrigerante secundario es FLiBe (2LiF-BeF2). La temperatura del MSRE alcanza los 650 °C y el tiempo de funcionamiento equivale a 1,5 años de funcionamiento a máxima potencia. El resultado final de la investigación del Laboratorio Nacional de Oak Ridge durante 1970-1976 fue el siguiente diseño del MSR: su combustible era LIF-be F2-th F4-UF4 (72-16-12-0.4), el moderador era grafito y su vida útil Fue por 4 años.
Los reactores de sales fundidas pueden aportar muchos beneficios potenciales: diseño intrínsecamente seguro (seguridad debido a los componentes pasivos y un gran coeficiente de temperatura de reacción negativo), uso de un suministro abundante de torio para generar uranio-233. Combustible más limpio: los residuos. La cantidad de productos de fisión (por millón de kilovatios-hora) se reduce 10 veces y el tiempo de enterramiento se acorta 100 veces (300 años frente a decenas de miles de años), lo que puede "quemar" algunas dificultades. En tamaños pequeños, todavía es factible una potencia térmica de 2 a 8 MW o una potencia eléctrica de 1 a 3 MW. Puede diseñarse con las dimensiones requeridas para submarinos o aviones. Capaz de reaccionar a los cambios de carga en 60 segundos (a diferencia de las centrales nucleares de combustible sólido "tradicionales"). El clásico reactor de combustible de sales fundidas (MSFR) entusiasma a muchos ingenieros nucleares. El pionero fue Alvin Weinberg, quien patentó el reactor de agua ligera y se desempeñó como director del Laboratorio Nacional Oak Ridge, un famoso centro de investigación nuclear en Estados Unidos.
Aquí se estudian dos conceptos: reactores con alta densidad de neutrones, reactores de "dos corrientes" que queman uranio-233 producido por el ciclo del combustible del torio y capas de sal de torio que absorben neutrones y eventualmente los convierten en uranio. -233. En la época en que se desarrollaron los esquemas de flujo dual, las debilidades de este diseño radicaban en la compleja ingeniería de tuberías de los diseños conocidos y la falta de materiales de tubería adecuados en ese momento. Las aleaciones comunes de acero y níquel absorben demasiados neutrones o son susceptibles a la corrosión. El grafito se considera demasiado frágil y se expande ligeramente cuando se expone a neutrones fuertes. El circonio es lo suficientemente transparente a los neutrones, pero se corroe fácilmente cuando se expone al fluoruro caliente.
Ambos problemas fueron resueltos posteriormente por investigadores del Laboratorio Nacional Oak Ridge. Al agregar titanio trazador a Hastelloy-N, se resolvió el problema de corrosión de las tuberías.
Las sales de torio y uranio en el esquema de "flujo dual" se pueden obtener diseñando cuidadosamente la forma de la varilla moderadora (haciendo que la densidad de neutrones del núcleo y la capa reproductora sean similares) y ajustando el proceso químico. del posprocesamiento del combustible coexisten en reactores de "corriente única" más simples, más baratos pero aún eficaces.
El diseño del reactor de potencia del grupo de investigación Weinberg es similar a la parte "núcleo" utilizada por MSRE para demostrar reactores reproductores de torio de temperatura ultra alta y alta densidad de neutrones.
Las ventajas propuestas por Weinberg y sus colegas del Laboratorio Nacional Oak Ridge incluyen:
Operación y mantenimiento seguros: el fluoruro fundido funciona mecánica y químicamente bien bajo la presión del nivel del mar, temperaturas ultra altas e irradiación intensa. estable en todos los sentidos. El flúor se une en forma de iones a casi todos los productos de transmutación, lo que impide que entre en el ciclo. Incluso los gases nobles radiactivos (en particular el xenón-135, un importante absorbente de neutrones) se producen en un lugar predecible y contenido: el recipiente de la bomba, donde el combustible está más frío y más disperso. Incluso si ocurre un accidente, no se extenderá a la biosfera. Las sales fundidas no son inflamables en el aire ni en el agua, y las sales de actínido y fluoruro, productos de la fisión radiactiva, son generalmente insolubles en agua.
No hay vapor a alta presión en la zona del núcleo, sólo sal fundida a baja presión. Esto significa que no habrá explosiones de vapor en el núcleo del reactor de sales fundidas, y no hay necesidad del componente más caro en un reactor de agua ligera: la carcasa del recipiente de vapor de alta presión del núcleo. En su lugar se utilizan cubas y tuberías de baja presión (tuberías de sales fundidas) de chapa. El material metálico utilizado es Hastelloy-N, una rara aleación de níquel que es resistente a altas temperaturas y corrosión, pero la cantidad de este material se reduce considerablemente y la conformación y soldadura de metales finos no es costosa.
Al igual que los reactores de agua ligera, los reactores reproductores de torio utilizan neutrones térmicos de baja energía. Por lo tanto, es mucho más seguro que los reactores reproductores rápidos necesarios para el ciclo del combustible de uranio-plutonio, pero difícil de operar. El ciclo del combustible del torio combina las ventajas de la seguridad del reactor, la suficiencia del combustible a largo plazo y la ausencia de costosas instalaciones de enriquecimiento de combustible.
En comparación con los reactores de agua ligera, las temperaturas de funcionamiento de los reactores de combustible de sales fundidas, que van desde 650 grados Celsius en el MSRE probado y escenarios relacionados hasta 950 grados Celsius en los escenarios no probados, son mucho más altas. Por lo tanto, los reactores de sales fundidas pueden impulsar generadores de ciclo Brayton (turbinas de gas) muy eficientes. El MSRE ha demostrado funcionar a 650 °C, lo que convierte al MSR en el "reactor de cuarta generación" más avanzado. La eficiencia aportada por el funcionamiento a alta temperatura reducirá el consumo de combustible, las emisiones de residuos y los equipos auxiliares (gastos importantes) en más del 50%.
Los reactores de sales fundidas se pueden fabricar en tamaños grandes o pequeños, por lo que las empresas de servicios públicos pueden utilizar fácilmente sus ingresos para construir una serie de reactores pequeños (como 100 MW de electricidad), reduciendo así los gastos por intereses y el riesgo comercial.
Los reactores de combustible de sales fundidas no son experimentales. Algunos reactores de sales fundidas con diseños simples y prácticas probadas se han construido y operado a 650°C durante un período de tiempo considerable. Los reactores de sales fundidas no requieren nuevos conocimientos científicos. En un sentido de ingeniería, el riesgo de desarrollar soluciones de diseño más nuevas, más grandes o modulares también es bajo.
Como todas las centrales nucleares, los reactores de combustible de sales fundidas tienen un impacto mínimo en la biosfera. Especialmente en comparación con los proyectos de combustibles fósiles y energías renovables, ocupa muy poco terreno, se construye a una escala relativamente pequeña y sus residuos están aislados de la biosfera. Cuando los reactores reproductores de torio se optimizan para la reproducción, se requiere un posprocesamiento in situ para eliminar el praseodimio-233 de la capa reproductora, de modo que el praseodimio-233 se convierta en uranio-233 mediante la desintegración beta en lugar de convertirse en uranio-234 mediante la captura de neutrones. Esto podría permitir que el combustible nuclear se convierta en material para armas nucleares.
El uranio 233 contiene uranio 232 de grado trazador, que producirá el talio 208, hijo de desintegración, con una fuerte radiactividad gamma en la cadena de desintegración. La interferencia de la radiación gamma en los equipos electrónicos dificultaría la construcción de armas nucleares. Es difícil eliminar el uranio-232 mediante separación de isótopos. Si el uranio se separa del torio y otros elementos, su radiactividad es inicialmente baja, pero aumenta con el enriquecimiento del torio-228 (vida media de 2 años) y los productos de desintegración del torio de vida corta. Enriquecer uranio natural es una forma más fácil de fabricar armas nucleares.
El fluoruro generará naturalmente ácido fluorhídrico cuando entre en contacto con el vapor de agua. La niebla de ácido fluorhídrico se liberará cuando el reactor se apague, se abandone o se inunde. El reprocesamiento del combustible del reactor de sales fundidas se puede realizar de forma continua en una pequeña planta química adyacente. El equipo de Weinberg en el Laboratorio Nacional de Oak Ridge descubrió que una instalación de reprocesamiento muy pequeña podría dar servicio a una gran central eléctrica de 1 GW: es necesario reprocesar toda la sal, pero sólo una vez cada diez días. Como resultado, la cantidad total de productos costosos, tóxicos o radiactivos producidos por el ciclo del combustible del reactor es menor que la de un reactor convencional de agua ligera que debe almacenar barras de combustible gastadas. Además, todo, excepto el combustible y los residuos, se guarda en una planta de reprocesamiento. El ciclo de reprocesamiento es el siguiente:
El combustible de uranio-233 se elimina de la sal mediante pulverización de flúor. y debe completarse antes del siguiente paso.
El praseodimio se separa de la sal combustible a través de una columna de bismuto fundido de 4 metros de altura.
En una pequeña instalación de almacenamiento, el praseodimio separado de la columna de bismuto se desintegra en uranio-233.
Debido a que la vida media del praseodimio es de 27 días, el almacenamiento durante 10 meses puede garantizar que el 99,9% se descompondrá en combustible de uranio-233.
El sistema de destilación de sales de fluoruro en fase vapor extrae la sal. Cada tipo de sal se evapora a una temperatura diferente. Sales ligeramente cargadas: el fluoruro de berilio y el fluoruro de litio formarán bloques de sal que se evaporan a 1169 °C y 1676 °C respectivamente; la temperatura disminuirá en el vacío. El fluoruro de torio se evapora a unos 1680°C, una temperatura ligeramente inferior en el vacío. Sólo quedan los lantánidos y los fluoruros alcalinos de tierras raras, como el fluoruro de estroncio, debido a sus puntos de ebullición más elevados: contienen venenos de neutrones nocivos. Cada GW de electricidad genera aproximadamente 800 kilogramos de residuos al año, por lo que la instalación es muy pequeña. Las sales transuránicas de larga duración se devuelven al reactor como combustible.
Mediante la destilación de sales, los reactores de combustible de sales fundidas pueden quemar torio e incluso sales de fluoruro procedentes de residuos nucleares en reactores de agua ligera.
En teoría, un diseño de reactor de "doble corriente" podría separar el torio fértil de las sales combustibles fisionables. Esto puede eliminar los desafíos técnicos causados por la separación por destilación a alta temperatura del fluoruro de torio (punto de ebullición 1680 °C) y el fluoruro del producto de fisión de los lantánidos, a costa de una estructura de reactor más compleja. Oak Ridge abandonó el diseño de flujo dual porque no había materiales de tubería adecuados para operar en el entorno corrosivo, de alta temperatura y de neutrones del núcleo del MSR. Al igual que otros ciclos de combustible reproductores y reprocesamiento, el ciclo del combustible de torio producirá combustible gastado después de quemar todos los actínidos. Este combustible gastado ha sido radiactivo durante cientos de años. Después de 30 años de desintegración, los principales productos de desintegración son el cesio-137 y el estroncio-90. Después de cientos de años de desintegración, los principales productos de desintegración son productos de fisión de larga duración como el tecnecio-99. En la actual industria de la energía nuclear, el combustible gastado producido por el ciclo de combustible del reactor de agua ligera contiene grandes cantidades de isótopos y actínidos de plutonio. Actualmente, los enfoques de reducción de la radiación se basan casi por completo en la eliminación, el reciclaje y el reprocesamiento de actínidos. Mientras no se eliminen pequeñas cantidades, sino que pasen a formar parte de los residuos del posprocesamiento, sus ventajas se pierden en gran medida.
El ciclo del torio produce muchos menos actínidos pesados que el ciclo del uranio-plutonio. Esto se debe a que la masa inicial de la mayoría de los combustibles de torio es relativamente baja, por lo que los productos de gran masa se destruyen fácilmente mediante fisión antes de producirse. Sin embargo, debido a la reacción (n, 2n) de los neutrones rápidos, se producirá praseodimio 231 (vida media de 310.000 años). El praseodimio-231 y los actínidos pesados interrumpen los procesos de captura de neutrones y fisión en el ciclo cerrado normal del combustible. No obstante, si el reactor de sales fundidas se separa químicamente y se extrae praseodimio-233 del núcleo para evitar la captura de neutrones, y después de una acumulación continua, el uranio-233, el producto de la desintegración del praseodimio-233, se devuelve al reactor, entonces el praseodimio -231 también se extraerá del núcleo del reactor. La corrosividad de la sal fundida se controla fácilmente. Cuando la concentración de flúor es alta, el uranio se convierte en un amortiguador, lo que provoca que el fluoruro pase de UF3 a UF4. La regeneración del UF3 se puede lograr añadiendo una pequeña cantidad de berilio para absorber el flúor. En MSRE, se inserta una varilla de metal de berilio en la sal fundida para crear la concentración correcta de UF3.
El diseño de las barras de combustible no requiere una verificación extensa (la verificación de los diseños de las barras de combustible a menudo lleva años, lo que dificulta el despliegue efectivo de nuevas tecnologías nucleares). El combustible se funde y un proceso químico de postratamiento elimina los productos de la reacción. Considere también los combustibles mixtos, como Li+BeF+ThF.
Los reactores de combustible de sales fundidas pueden tener [seguridad nuclear pasiva]: combustible mixto de sales fundidas con un coeficiente de reactividad negativo, que puede reducir la producción de energía en caso de sobrecalentamiento. La mayoría de los recipientes de los reactores de sales fundidas tienen un tapón de enfriamiento rápido en la parte inferior. Si falla el enfriamiento, el combustible se drenará al almacenamiento inferior.
El reprocesamiento continuo simplifica muchos aspectos operativos y de diseño del reactor. Por ejemplo, el xenón-135 no tiene efecto de absorción de neutrones. La absorción de neutrones por los productos de fisión sigue disminuyendo. Los elementos transuránicos y los "desechos" de larga duración se queman como combustible en reactores de agua ligera.
Las propiedades mecánicas y neutrónicas de los reactores de sales fundidas son más simples que las de los reactores de agua ligera. En el núcleo sólo hay dos sustancias: sal combustible y moderador. Por lo tanto, en reacciones normales, los coeficientes de cavitación de reacción positiva, como la ebullición del agua y las interacciones químicas, tienen poco impacto en los reactores de sales fundidas. (De hecho, dado que el agua es el moderador, hervir en un reactor caliente producirá un coeficiente de cavitación de reacción negativa estable).
Debido a que el combustible se puede usar para enfriar el núcleo, no es necesario usar refrigerante ni tuberías. Ingrese a la zona de alto flujo de neutrones. El combustible se enfría en intercambiadores de calor en áreas de bajo flujo de neutrones fuera del núcleo. Esto reducirá la atención prestada a los efectos de los neutrones en los oleoductos, las pruebas y el desarrollo.
El proceso de destilación de la sal supone la separación y recuperación de los productos de fisión, lo que hace que las baterías nucleares tengan un coste muy bajo. El xenón y otros gases nobles transformados se separan del combustible fundido en la cuba de la bomba. Los elementos transuránicos se devuelven al combustible para que siga ardiendo.
Para los diseños de reactores moderados por grafito, refrigerados por agua y de combustible sólido, el coeficiente de reactividad puede aumentar fácilmente en presencia de cavitación del refrigerante (coeficiente de cavitación de reactividad del refrigerante positivo; si falla el enfriamiento del reactor, la reacción acelerarse), lo que hace que este diseño sea muy inseguro. A diferencia de otros tipos de reactores, el combustible y el refrigerante en un MSR de un solo combustible son sales fundidas mixtas. Por lo tanto, si aparecen bolsas de aire en el refrigerante del MSR, también aparecerán bolsas de aire en el combustible, lo que provocará el cese de la reacción nuclear. Además, se diseñó una unidad de almacenamiento de sales fundidas no críticas fuera del circuito. El combustible/refrigerante dentro del reactor se puede vaciar fácilmente en segundos abriendo una válvula en la parte inferior del reactor, y la sal fundida es empujada por gravedad a un tanque de almacenamiento exclusivo en el exterior. Sin embargo, existen algunos desafíos de diseño en los reactores de sales fundidas, que incluyen:
En un núcleo denso de un reactor de sales fundidas, el alto flujo de neutrones y las altas temperaturas pueden cambiar la forma del moderador de grafito, lo que provoca que cada cuatro años sea necesario ser reemplazado una vez. La eliminación del grafito de las tuberías cerradas es la principal motivación para adoptar un diseño de flujo único. La mayoría de los reactores de sales fundidas no utilizan grafito como material estructural, sino que lo colocan en un lugar donde pueda ser reemplazado fácilmente. Un diseño tiene bolas de grafito flotando en sal para que puedan extraerse y probarse continuamente sin apagar el reactor.
La alta densidad de neutrones en el núcleo convertirá rápidamente el litio-6 en tritio, un isótopo radiactivo del hidrógeno. En los reactores de sales fundidas, el tritio forma fluoruro de hidrógeno (HF), un gas radiactivo con propiedades químicas altamente corrosivas y reactivas. Por lo tanto, si se utilizan sales de litio en el diseño de un reactor de sales fundidas, se utiliza el isótopo litio-7 para evitar la formación de tritio. Los reactores de sales fundidas han demostrado que la eliminación del litio-6 de la sal combustible previene la formación de tritio. Debido a que el litio-7 es al menos un 14% más pesado que el litio-6 y es el isótopo de litio más común, extraer litio-6 del litio natural es relativamente fácil y barato. La eficiencia de la destilación al vacío del litio alcanza el 8% por etapa y solo es necesario calentar el litio natural en la cámara de vacío.
Incluso se produce cierta corrosión crónica en una aleación especial de níquel: Hastelloy-N. La corrosión ocurrirá más rápido si el reactor se expone al hidrógeno (formando gas corrosivo HF). La exposición al vapor de agua en las tuberías hace que absorba grandes cantidades de hidrógeno corrosivo, por lo que la sal en una pila de sal fundida en realidad opera en una capa seca de gas inerte (generalmente helio).
Cuando se enfrían, las sales del combustible producen flúor, un gas corrosivo con propiedades químicas activas. Aunque el proceso es lento, aún es necesario eliminar las sales y los desechos del combustible antes de la parada para evitar la producción de gas flúor (que no es radiactivo). Desafortunadamente, esto se descubrió de manera insatisfactoria, más de 20 años después de que se cerrara el reactor experimental de sales fundidas.
Los reactores de sales fundidas basados en sales de cloruro (como el cloruro de sodio como sal portadora) tienen muchas ventajas similares. El núcleo del reactor de cloro pesado tiene una capacidad moderadora deficiente, lo que hace que el reactor se convierta en un reactor rápido. En teoría, se desperdician menos neutrones y la multiplicación es más eficiente, pero la seguridad también es peor. Además, el isótopo puro cloro-37 es necesario para evitar el crecimiento del cloro-35 activado por neutrones en el producto de activación radiactiva de larga duración cloro-36. El cloro-36 en sí está bien, pero se descompone en azufre, formando tetrafluoruro de azufre quebradizo. SF4 es un gas tóxico y corrosivo que reducirá el rendimiento de las aleaciones de níquel, generará HF cuando se exponga al agua y dañará las membranas mucosas humanas. Como no es necesario preparar combustible, se reduce el coste de MSR. Pero como los fabricantes de reactores suelen obtener beneficios a largo plazo de la preparación del combustible, comercializarlo será un desafío. Debido a que utiliza combustible crudo, que es básicamente una mezcla de productos químicos, esto es algo que los proveedores actuales de reactores no quieren ver. Porque pueden beneficiarse de las ventas de elementos combustibles a largo plazo. Sin embargo, las agencias gubernamentales podrían replicar este modelo y diseñar un mecanismo de concesión de licencias. Los modelos de negocio alternativos son el mantenimiento remunerado y el reprocesamiento de sales fundidas.
Los reactores reproductores basados en torio y neutrones de calentamiento lento también tienen bajas tasas de reproducción. Sólo alrededor del 109% del uranio-233 puede producirse cada año a partir del consumo de combustible de torio. Eso significa que se necesitarían ocho años o más para obtener suficiente uranio-233 para alimentar un nuevo reactor, lo que ralentizaría el despliegue de ese tipo de reactor nuclear. Los planes más prácticos y rápidos para desplegar y poner en marcha nuevos reactores de torio deben utilizar plutonio, derivado de residuos nucleares de reactores de agua ligera existentes o de armas nucleares fuera de servicio. El Departamento de Energía de Estados Unidos tiene suficientes reservas de uranio-233 para poner en marcha algunos reactores de inmediato. Esto también podría reducir las grandes reservas de residuos nucleares de la sociedad. Al mismo tiempo, Japón también ha llevado a cabo algunas investigaciones sencillas utilizando el proyecto japonés Fuji, la fuente de haz de protones del plan de tratamiento del cáncer de protones.
En conjunto, ciertos tipos de reactores reproductores de sales fundidas a base de torio podrían convertirse en las fuentes de energía más eficientes y avanzadas conocidas por la humanidad, independientemente del costo por kilovatio de energía generada (tanto capital como social).
El ciclo del combustible basado en torio puede resistir la difusión de dos maneras:
Primero, el combustible producido por la multiplicación del torio sobrecalentado en un año es sólo un 9% más que el combustible que consume en un año. Esto es comprobable. Los reactores de potencia también pueden dejar de funcionar si una proliferación excesiva provoca una rápida explosión del compartimento del reactor.
En segundo lugar, el torio-230 producido en el ciclo del combustible a base de torio no se puede separar químicamente (el proceso de producción es lento) y contaminará gradualmente los materiales de reproducción del torio-232. El torio 230 reacciona con el uranio 232, que emite una fuerte radiación de rayos gamma en su cadena de desintegración del talio 208. No es realista pensar que un reactor alimentado con uranio-233/uranio-232 se convierta en una bomba debido al daño causado por la radiación a los electrones.
El contenido de torio en la corteza terrestre es aproximadamente 3 veces mayor que el de uranio 238, o 400 veces mayor que el de uranio 235, y es tan abundante como el plomo.
El torio también es barato. El precio actual del torio en el mercado es de 30 dólares EE.UU./kg. A principios del siglo XXI, el precio del uranio había aumentado a 100 dólares EE.UU./kg, sin incluir el coste del enriquecimiento del combustible y el montaje. Existe una gran diferencia entre un reactor de combustible de sales fundidas y un reactor de combustible sólido enfriado con sales fundidas. El sistema de energía nuclear de cuarta generación recomendado se llama [Sistema de reactor de sales fundidas], también conocido como MSCR, que es la abreviatura de [Reactor de conversión de sales fundidas]. Las dificultades en el reprocesamiento del combustible y la necesidad de ensamblar e inspeccionar barras de combustible obstaculizaron durante 20 años el despliegue de proyectos de reactores de sales fundidas en sus etapas iniciales. Sin embargo, debido a que utiliza combustible ensamblado, el fabricante del reactor aún puede obtener ganancias vendiendo los conjuntos combustibles.
Las ventajas del MSCR son la seguridad y el refrigerante de baja presión y alta temperatura, y también puede compartir metal líquido para enfriar el reactor. Obviamente, en el núcleo de un reactor de sales fundidas no hay vapor que pueda provocar una explosión, ni tampoco un enorme y costoso recipiente a presión de acero. Debido a que puede funcionar a altas temperaturas, puede convertir la energía térmica en energía eléctrica mediante el uso de una turbina de ciclo Brayton liviana y altamente eficiente.
Actualmente, la mayor parte de la investigación sobre MSCR se centra en pequeños intercambiadores de calor. Se pueden lograr mayores ahorros de costos utilizando intercambiadores de calor más pequeños y menos sales fundidas.
La sal fundida es muy corrosiva y se vuelve más corrosiva a medida que aumenta la temperatura. Para el circuito de refrigeración principal del MSR, se necesita un material que pueda resistir la corrosión a altas temperaturas y la fuerte radiación. Los experimentos han demostrado que Hastelloy-N y aleaciones similares pueden adaptarse a tareas que operan a altas temperaturas de hasta 700°C. Sin embargo, a juzgar por la experiencia a largo plazo con reactores a escala de producción, necesitará alcanzar temperaturas de funcionamiento más altas, pero la producción termoquímica de hidrógeno es posible a 850°C, lo que causará serias dificultades de ingeniería. Aún no se han identificado materiales en este rango de temperatura, aunque pueden ser viables los carbonos compuestos, las aleaciones de molibdeno (como TZM), las aleaciones de carburo y los refractarios a base de metal o las aleaciones ODS. Nuestro punto de referencia al elegir la sal fundida es hacer que los reactores sean más seguros y prácticos. Se prefiere la sal de fluoruro principalmente porque no requiere una costosa separación de isótopos como lo hace la sal de cloruro. El fluoruro no se vuelve radiactivo fácilmente bajo la irradiación de neutrones y su sección transversal de absorción es menor que la de la sal de cloro, pero su efecto moderador de neutrones es mejor que el de la sal de cloro. Si bien muchos pentafluoruros y hexafluoruros tienen puntos de ebullición bajos, los fluoruros de baja valencia tienen puntos de ebullición altos. La sal de fluoruro requiere suficiente calor para descomponerse en componentes más simples, por lo que la sal de fluoruro fundida es "químicamente estable" a temperaturas muy por debajo de su punto de ebullición.
La sal fundida del reactor también debe ser eutéctica, lo que puede reducir eficazmente el punto de fusión de la sal fundida. Esto también haría que el motor térmico fuera más eficiente porque podría eliminar más calor de la sal fundida antes de que se caliente nuevamente.
También existen sales que son muy útiles y dignas de separación de isótopos. Se pueden construir reactores rápidos de valor agregado utilizando sales de cloro, y se ha trabajado mucho para utilizar sales de cloro en el diseño de reactores. Pero el cloro de la sal de cloruro debe purificarse para obtener cloro 37 de alta pureza, lo que puede reducir la producción de tetrafluoruro de azufre (que se puede producir cuando el cloro que se vuelve radiactivo después de la irradiación se descompone en azufre). Asimismo, el litio de la sal fundida debe purificarse para obtener litio-7 de alta pureza, lo que reduce la formación de tritio (que puede formar fluoruro de hidrógeno).
Debido al fuerte efecto redox del fluoruro fundido, se puede cambiar el potencial químico del fluoruro fundido. Para resolver este problema, se puede agregar berilio al fluoruro para formar la llamada sal fundida "FLiBe", porque la adición de berilio puede reducir el potencial electroquímico y prevenir la corrosión. Sin embargo, el berilio es muy tóxico, por lo que se debe tener mucho cuidado en el diseño para evitar que se filtre al ambiente externo.
Muchas otras sales pueden provocar corrosión en los canales de sales fundidas, especialmente a altas temperaturas, cuando el reactor puede producir hidrógeno altamente reactivo.
Hasta ahora, la mayoría de las investigaciones sobre la selección de sales fundidas se han centrado en las sales fundidas "FLiBe", porque el litio y el berilio son moderadores razonablemente eficaces y forman una sal fundida eutéctica con un punto de fusión inferior al de otros componentes. Debido a que el núcleo de berilio puede liberar dos neutrones después de absorber un neutrón, también mejora la economía de neutrones. Para las sales fundidas de combustible, generalmente se agrega entre 1% y 2% mol de UF4, y también se agregan sales de torio y plutonio. MSFR ha utilizado sólo una mezcla de combustible, mientras que MSRE ha utilizado tres combustibles nucleares conocidos.
Después de comparar las eficiencias de captura y moderación de neutrones de varios materiales, el rojo es una sal fundida que contiene berilio, el azul es una sal fundida que contiene ZrF4 y el verde es una sal fundida que contiene LiF. En primer lugar, la sal debe ser extremadamente pura y poder mantenerse limpia en grandes reactores de sales fundidas. Si la sal contiene vapor de agua, se puede formar ácido fluorhídrico altamente corrosivo. Otras impurezas pueden causar reacciones químicas adversas y pueden eliminarse del sistema. En los núcleos de reactores tradicionales que utilizan agua como moderador, se requieren grandes esfuerzos para purificar y desionizar el agua para reducir su corrosividad.
La posibilidad de posprocesamiento en línea es una ventaja del diseño de reactores de sales fundidas. El procesamiento continuo reducirá el inventario de productos de fisión, controlará la corrosión y mejorará la economía de neutrones al eliminar los productos de fisión (especialmente xenón) de la sección transversal de absorción de neutrones elevados. Esto hace que el MSR sea particularmente adecuado para ciclos de combustible de torio pobre en neutrones. En el caso de cierta difusión de torio, el praseodimio-233 intermedio se eliminaría del núcleo, donde podría desintegrarse para producir uranio-233 de alta pureza, un material atractivo para bombas nucleares. Si se deja en el combustible, el praseodimio puede absorber demasiados neutrones, lo que posiblemente provoque la multiplicación bajo moderadores de grafito y espectros térmicos. Muchos de los diseños más recientes recomiendan utilizar más torio. Esto hace que una pequeña cantidad de átomos de praseodimio absorban el segundo neutrón, o produzcan uranio-232 a través de la reacción (n, 2n) (este neutrón no se absorbe sino que choca con otro neutrón en el núcleo). Debido a la corta vida media del uranio-232 y su cadena de desintegración que contiene sustancias con alta radiactividad gamma, esta mezcla de isótopos de uranio ya no es atractiva para la construcción de bombas nucleares. Al mismo tiempo, esta ventaja conlleva el coste adicional de procesar más sal. Otra sugerencia de diseño fue utilizar agua pesada como moderador altamente eficiente para mejorar la economía de neutrones (permitiendo que el praseodimio absorba más pérdidas de neutrones). Sin embargo, estos diseños permiten que los reactores funcionen sólo a bajas temperaturas y bajas eficiencias térmicas. Las técnicas necesarias de posprocesamiento de sales fundidas sólo se han dilucidado a nivel de laboratorio. El requisito previo para la aplicación de reactores comerciales a gran escala es el desarrollo de un sistema de limpieza de sales fundidas comercialmente competitivo.