Reactor de sal fundida
Los RSF funcionan a mayores temperaturas que los reactores enfriados por agua para lograr una elevada eficiencia termodinámica manteniendo una baja presión de vapor.
De esa manera se simplifica el diseño del reactor y mejora la seguridad.
El fluido se vuelve crítico en un núcleo de grafito que sirve como moderador.
La factibilidad técnica parecía estar en un sólido terreno – mediante una combinación compatible de sal, grafito y materiales de contención – pero se precisaba un reactor para demostrar esta tecnología.
En una celda adyacente al reactor se encontraba una sencilla instalación para insuflar gas a través del combustible o para fluidificar la sal: H2-HF para retirar el óxido, F2 para retirar el uranio como UF6.
El grafito con la deseada estructura porosa estaba disponible sólo en pequeñas piezas preparadas de modo experimental; además, cuando el fabricante inició la producción de una nueva clase (CGB) que cumpliera con los requerimientos del MSRE, surgieron nuevas dificultades.
Según los análisis se demostró que el calentamiento en las roturas rellenadas con sal no sería excesivo, y el grafito fue aceptado para su uso en el MSRE.
El desarrollo para el MSRE generó nuevos datos necesarios para la aprobación del código ASME.
Los materiales para el MSRE, que alcanzaba casi las 200.000 libras en una variedad de presentaciones, fueron producidos comercialmente.
Mediante la soldadura de fisuras con calentamientos experimentales se realizaron cambios menores en la composición, con lo que no hubo dificultades para obtener un material aceptable.
Se solicitaron a varias compañías fabricantes en la industria nuclear ofertas para la fabricación del componente, pero todas rehusaron presentarlas debido a la falta de experiencia con la nueva aleación.
En consecuencia, todos los componentes más importantes fueron fabricados en las factorías propiedad de la AEC en Oak Ridge y Paducah.
Siguiendo los procedimientos adecuados, la fabricación de Hastelloy-N no presentó problemas especiales.
Simultáneamente se lanzó un programa para verificar la resistencia del Hastelloy-N al debilitamiento (embrittlement).
Se desarrollaron bombas centrífugas similares a las utilizadas con éxito en el programa de reactores para aviación, pero con las previsiones para un mantenimiento a distancia, incluido un sistema de aspersión para retirada del xenón.
Los experimentos a potencia cero del 233U y las pruebas dinámicas confirmaron las características neutrónicas previstas.
Después del apagado final en diciembre de 1969, el reactor permaneció en espera durante casi un año.
Los sistemas radioactivos fueron a continuación cerrados en espera de su desguace final.
En otros aspectos, la operación resultó positiva para mejorar los datos o ayudar a reducir las incertidumbres.
Originalmente se desarrollaron en el Laboratorio Nacional Oak Ridge (ORNL) en los años 1950, 1960 y 1970, y se demostró que las versiones de trabajo funcionan según lo diseñado.
A pesar de este progreso, se observa que en Estados Unidos siguió enfocándose en reactores de agua ligera (LWR) para uso comercial, principalmente debido a la extensa experiencia operativa previa con reactores navales refrigerados por agua y reactores de potencia comerciales tempranos.
