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 выполнила плановое задание за февраль

News image

27 февраля 2011 г. в 12 часов 30 минут Запорожская атомная электростанция досрочно выполнила плановое задание по производству электроэнергии за февр...

Помощь Запорожской АЭС пострадавшим от наводнения в Зап

News image

Коллектив Запорожской атомной электростанции собрал в поддержку пострадавшим от наводнения регионам в Западной Украине 1 миллион гривен Эта сумма д...

Новости с ЧАЭС:

Семинар МАГАТЭ

News image

По предварительным оценкам этап окончательного закрытия и консервации ЧАЭС начнется в 2013 году и составит около 10 лет (до 2022 г.). Главная цель э...

МАГАТЭ - Чернобыльской АЭС

News image

3-6 августа в на базе Чернобыльской АЭС состоялись экспертные миссии МАГАТЭ по темам «Опыт обращения с высокоактивными радиоактивными отходами, ...

Угроза начала ядерной войны не миф

News image

По подсчетам военных сил РФ, ракета которую угрожают запустить КНДР, что бы нанести удар США, не угрожает России, по сколько ее не...

Российский «Атомэнергомаш»

News image

Венгерское движение «Реальные Зеленые» высказалось за деятельность группы компаний «Атомэнергомаш». Позиция движения стала изв...

Запорожская АЭС выработала 770 млрд.кВтч электроэнергии

News image

27 июля в 07 часов 40 минут 2009 года Запорожская АЭС выработала 770 млрд. кВтч электроэнергии с момента пуска первого энергобл...

В Индии появился новый концептуальный проект свинцово-висмут

News image

В Индии растёт интерес к технологиям быстрых реакторов со свинцово-висмутовым теплоносителем. Вслед за центром атомных исслед...

После 21 марта реактор АЭС «Бушер» хотят вывести на полную м

News image

Фируддин Аббаси - Давани сегодня сообщил, что после 20-го марта они планируют АЭС ввести согласно проекту на полную мощность, п...

Финансирование АЭС Белене

News image

В руководстве RWE сохраняется разлад по поводу участия в финансировании АЭС Белене.

На НВО АЭС-2 уже собрали все составные элементы купола реакт

News image

Благодаря предварительной сборке, перед осуществлением установки металлоконструкций на штатное место, специалисты смогли сделат...

Мощность атомного оружия

News image

Во всем мире бояться последствий использования атомного оружия, его мощность может стереть с лица земли все живое. Разрушительный ...