Атомная энергетика

В настоящее время легководные реакторы на тепловых нейтронах (PWR, BWR) доминируют в ЯЭ мира, что является следствием их высокой экономичности и отработанности технологии.

Исследование возможностей использования ториевого топлива в LWR проводилось в следующих направлениях:

Разработка концепции теплового реактора-бридера была обусловлена, в первую очередь, стремлением в полном объеме реализовать практически преимущество 233U по нейтронному балансу в тепловой и эпитепловой области энергий по сравнению с U и Pu.

После стадии предварительного изучения в 1972 году в США в Шиппингпорте был запущен в эксплуатацию 233U-232Th легководный реактор мощностью 60 МВт (эл.), который эксплуатировался до 1988 года.

В результате эксплуатации реактора была подтверждена практически предполагаемая возможность достижения бридинга в легководных реакторных системах с 233U-232Th топливом. Следует заметить, что в связи с особенностями LWBR реализация этой концепции в рамках энергетического реактора большой мощности представляется затруднительной (по крайней мере, в отношении достижения подобного уровня воспроизводства топлива).

В отличие от разрабатываемых концепций LWBR, требующих существенной модификации конструкций активной зоны и реактора, применение ториевого топливного цикла в LWR рассматривалось с позиций возможности достижения в них определенных преимуществ без изменения существующих конструкций реактора. Изучались различные топливные циклы с торием, в частности, Германия совместно с Бразилией изучали открытые 235U-Th и Pu-Th топливные циклы, а также стратегии выхода на замкнутый топливный цикл с рециклом 233U и 235U или 233U и Pu. Во Франции исследовался ThO2-PuO2 топливный цикл.

Практически все топливные циклы, исследованные для HTR и PHWR, также были рассмотрены и для PWR, и относительно них сделаны аналогичные выводы.
Оценки возможности использования ториевого топливного цикла в кипящих тепловых реакторах BWR были выполнены в меньшем объеме в сравнении с PWR. Исследования проводились, главным образом, в США и Японии.

Положительный опыт облучения топливных элементов с ториевым топливом в BWR был получен в начале 60-х годов в США на DNPP (Dresden).

В 1978 г. компания General Electric (США) провела сравнительное изучение возможностей различных типов топливного цикла применительно к BWR-1300. Рассматривались HEU и MEU топливные циклы в сравнении с 233UO2-232Th топливным циклом. Сделаны выводы, что только 233UO2-232Th топливный цикл дает значительный экономический выигрыш.

В более позднее время в JAERI (Япония) была начата разработка концепции PGBWR (Plutonium Generation BWR) с аксиальной гетерогенностью в активной зоне и с боковыми экранами. В концепции PGBWR более низкое водо-урановое отношение (Vз/Vт»0,25) по сравнению с концепцией тесных решеток для PWR достигается при сохранении стандартного шага топливной решетки, так как в BWR плотность теплоносителя может варьироваться в большей степени (т.е. техническая реализуемость этой концепции проще за счет варьирования доли пара в теплоносителе). Результаты предварительных разработок показывают, что, как и в LWBR, в PGBWR экономическая эффективность топливоиспользования может быть повышена и на U-Pu топливе.