Атомная энергетика

HTR, пожалуй, единственный реактор, который изначально проектировался под использование ториевого топлива. Уран-233 в отличие от плутония-239 обладает очень хорошими ядерно-физическими свойствами в спектре HTR:

Высокое значение nэфф для урана-233 позволяет в HTR достигнуть высокого уровня конверсии и, следовательно, лучше использовать природные топливные ресурсы в сравнении с урановым или уран-плутониевым топливными циклами. Но так как торий в сравнении с природным ураном не содержит делящихся компонент, и его сечение поглощения нейтронов в »2 раза превышает аналогичное значение для урана-238, то в свежую загрузку ториевого топлива HTR должен вводиться делящийся материал (U-235 или Pu).

В начале в HTR использовался открытый топливный цикл с высоким обогащением (HEU) по урану-235 (»93%), оптимизированный на большую глубину выгорания топлива (до 100 Гвт•сут/т). Равновесная концентрация урана-233, когда он начинает вносить достаточный вклад в число делений в реакторе, достигается при глубине выгорания »25 ГВт•сут/т. Расчеты показали, что при глубине выгорания топлива, равной 100 ГВт•сут/т, открытый HEU – топливный цикл обеспечивает ту же потребность в природном уране, что и замкнутый уран-плутониевый цикл LWR с возвратом в цикл невыгоревшего урана и плутония.

В этом топливном цикле остаточное обогащение по урану-235 в выгоревшем топливе составляет »52%, что значительно превышает рекомендации INFCE (International Fuel Cycle Evaluation groop) в связи с проблемой несанкционированного распространения ядерных материалов:
233U < 12%; 235U < 20%; 239+241Pu < 50%.

В связи с этим были изучены другие открытые топливные циклы, в частности, рассматривались:
(U+Th)O2 топливный цикл среднего обогащения (»20%) по урану-235 (MEU-цикл);
урановый топливный цикл малого обогащения (»8%) по урану (LEU-цикл).
Оценки показывают, что эти топливные циклы более или менее эквивалентны по расходам топлива и не имеют каких-либо заметных различий по процедурам фабрикации и захоронения отработавших топливных элементов.

Однако в открытом топливном цикле возможные преимущества урана-233 не могут проявиться в полной мере. Лучшая экономичность ториевого топливного цикла достигается в закрытом U-Th цикле при среднем обогащении по урану-235 (MEU-цикл). Переработка выгоревшего топлива с малым обогащением по урану-235 (LEU-цикл) не вызывает практического интереса, так как в этом цикле нарабатывающееся топливо активно выгорает.

Известно, что технология переработки требует химического разделения урана (или плутония) от продуктов деления и других материалов. Но до тех пор, пока не будет достигнут значительный прогресс в развитии промышленной технологии разделения изотопов, возможность разделения делящихся (уран-233, 235), радиотоксичных (уран-232) и нейтроннодефицитных (уран-236) изотопов одного и того же элемента затруднительна. Поэтому с увеличением числа рециклов топлива в нем накапливаются изотопы, затрудняющие рецикл топлива и снижающие его эффективность.

Стоит отметить, что преимущества использования тория в HTR достигаются не только благодаря более эффективному использованию уран-ториевого топлива за счет хорошей нейтронной физики, но и за счет повышенного (по сравнению с LWR) коэффициента преобразования тепла в электричество (примерно в 1,5 раза), что при высоких темпах развития ЯЭ позволяет довольно существенно снизить расходы природного урана на первоначальные загрузки реакторов.