Главная - Теория АЭС - Оценка проработанности проблем применения ториевого топлива в ядерных реакторах

Оценка проработанности проблем применения ториевого топлива в ядерных реакторах
АЭС - Теория АЭС

оценка проработанности проблем применения ториевого топлива в ядерных реакторах

Практически каждый тип реактора в то или иное время изучался с точки зрения применения в нем ториевого топлива. В большей степени проблемы использования ториевого топлива изучены применительно к высокотемпературным (HTR), тяжеловодным (PHWR) и легководным (LWR) реакторам на тепловых нейтронах.

Следует отметить, что, несмотря на возможные положительные спектральные особенности ториевого топлива, преимущества его применения в каждом ядерном реакторе должны быть взвешены с различных позиций, включая процессы обогащения топлива, его переработки и фабрикации, существующей базы технологического оборудования.

Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп этого топливного цикла U-233 дает в тепловом спектре нейтронов примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона (по сравнению с U-235 и Pu-239), которые можно использовать для повышения эффективности топливного цикла. Вследствие этого существуют убеждения, что можно создать такие реакторы на тепловых нейтронах и соответствующие уран-ториевые топливные циклы, которые позволят получить коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

Но такие убеждения несколько оптимистичны и преувеличивают перспективность ториевого топливного цикла. Связано это с тем, что U-233 получается в результате распада Pa-233, который образуется при захвате нейтронов Th-232. Изотоп Pa-233 имеет достаточно длительный период полураспада (27 дней), и за это время, присутствуя в активной зоне, он может захватить нейтрон, перейдет в Pa-234 и быстро распадется в U-234. Этот эффект заметно ухудшает эффективность топливоиспользования в ториевом топливном цикле, особенно при увеличении плотности потока нейтронов в активной зоне.

С точки зрения переработки топлива ториевый цикл также обладает некоторыми недостатками. В процессе выгорания в топливе накапливается изотоп U-232, в цепочке распада которого в свинец присутствуют изотопы Bi-210 (g с энергией 1,6Мэв), Po-212 (g с энергией 2,6Мэв) и особенно неприятный изотоп Tl-208 (энергия g-частиц 2,6 МэВ). Работа с таким облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления топлива. Кроме этого, происходит увеличение радиотоксичности тория за счет появления сравнительно короткоживущих изотопов тория, что может усложнить рециклирование тория.

Указанные обстоятельства и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана (это, наверное, более веский аргумент) сдерживают внедрение ториевого топливного цикла, хотя некоторые страны (например, Индия), в силу особенностей собственной ресурсной базы, ориентируются на развитие именно этого топливного цикла.

Для открытого ториевого топливного цикла (без переработки топлива) дополнительные нейтроны от U-233 можно постараться эффективно использовать, увеличивая глубину выгорания топлива. Однако изотопа U-233 в природе нет, и даже в этом случае потребуется формировать стартовые топливные загрузки реакторов либо на основе высокообогащенного урана, либо на основе плутония. Для первого варианта (использование высокообогащенного урана) необходимо иметь развитую структуру предприятий по обогащению природного урана, и получить заметные экономические преимущества от замены сырьевого изотопа U-238 на Th-232. Такая перспектива представляется сейчас не очень заманчивой. Во-первых, высокообогащенный уран это дополнительная головная боль в проблеме нераспространения, во-вторых, заметно поднять выгорание ториевого топлива не удастся, т.к. по-прежнему основным делящимся изотопом будет U-235.

Другой вариант – ориентация на использование стартовых плутониевых загрузок. Скорее всего, он более перспективен. Для реализации этой стратегии на первом этапе можно использовать оружейный плутоний или плутоний из облученного топлива тепловых реакторов. В перспективе можно рассчитывать на плутоний из экранов быстрых реакторов. Использовать плутоний целесообразно лишь на начальном этапе наращивания мощностей. Далее, при полном замыкании топливного цикла, в том числе и по U-233, следует переходить на топливные загрузки с U-233, который будет нарабатываться как в тепловых реакторах, так и в бланкетах быстрых реакторов.

Все эти варианты имеют право на рассмотрение, и, возможно, какие-нибудь из них достигнут стадии практического внедрения, в зависимости от перспектив развития атомной энергетики, развития прогрессивных технологий, региональных особенностей.

 

 


Читайте:


Добавить комментарий


Защитный код
Обновить

Новости с ЗАЭС:

Запорожская АЭС приобрела у менеджера «смотрящего» токо

News image

На сайте «Наши деньги» есть ссылка на «Вестник государственных закупок», где сказано, что Запорожская АЭС второго августа согласно результатам тендера...

Запорожская АЭС: 820 млрд кВтч – рубеж преодолен

News image

Коллектив Запорожской атомной электростанции продолжает бесперебойно выполнять планы по производству и отпуску электроэнергии, успешно и качественно...

Новости с ЧАЭС:

Японцы создали беспилотное такси

News image

Японские специалисты планируют приступить к широкомасштабным тестированиям инновационных транспортных средств – беспилотных такси. Как стало извест...

Украина и ЕБРР сделали очередные шаги на пути строитель

News image

В Министерстве по вопросам чрезвычайных ситуаций и по делам защиты населения от последствий Чернобыльской катастрофы состоялась рабочая встреча ми...

Вторая АЭС Ирана и подземный объект

News image

Со стороны Исламской республики снова брошен вызов международному обществу. Поблизости Исфагана открылось строительство еще одн...

На Курской АЭС сейчас проводятся масштабные противоаварийные

News image

В 20120-м году, третьего октября на Курской АЭС начато комплексное противоаварийное учение, где участвует группа, которая долж...

Westinghouse примет участие в проектировании CAP-1400

News image

Компания Westinghouse поддержит работу китайских специалистов по созданию проекта реактора CAP-1400 - модификации реактора AP-...

Козлодуй-6 в строю

News image

Шестой блок болгарской АЭС Козлодуй вернулся в работу после затянувшегося ППР. Директор станции оставил свой пост. В правитель...

Болгарская реакция на сообщения о возможном выходе АСЭ из пр

News image

Премьер-министр Бойко Борисов выступил с резким ответным заявлением в связи с распространившейся информации о возможном выходе ...

Смоленская АЭС запустила в сеть второй энергоблок

News image

8 февраля на Смоленской АЭС закончили проводить ремонтные работы на втором энергоблоке, и он был вновь запущен. Дешевые электронос...

Посол США в Украине Джон Теффт: «Я испытывал гордость, посет

News image

14 июня Чернобыльскую АЭС с ознакомительным визитом посетили Посол США в Украине Джон Теффт с супругой и Атташе по вопросам энер...

Порядок сдачи и приема макулатуры в городе Иваново

News image

Офисное пространство, квартира или дом - это не место для складирования макулатуры. Лучше всего человеку заранее подготовить ненуж...