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:

План за январь выполнен

News image

31 января 2011 года в 12 часов 15 минут Запорожская атомная электростанция выполнила плановое задание по производству электроэнергии за январь. ...

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 энергоблока. Такие весомы...

Новости с ЧАЭС:

ЧАЭС: подписан важнейший контракт

News image

Вчера, 3 апреля, на Чернобыльской АЭС подписан важнейший контракт на проведение подготовительных мероприятий, необходимых для начала работ по строит...

Проект ХОЯТ-2 переходит в стадию выполнения физических

News image

16 февраля подписана Поправка 4 к Контракту с компанией «Holtec International» на завершение строительства ХОЯТ-2 Переговоры по данной поправке в...

Японская АЭС под угрозой

News image

Как передает «Kyodo», разлом земной коры расположенной рядом с японской АЭС «Сика», может оказаться активным. Если данная инфор...

Китайская антикорейская АЭС

News image

Китайская программа по развитию атомной энергетики служит не только экономическим целям. Пекинские мудрецы не забывают о политик...

Экологические планы «ТВЭЛ»

News image

Сначала предстоит вывести из эксплуатации промышленный реактор, уран-графитовый ЭИ-2, расположенный на Сибирском химическом комб...

Отчет Игналинской АЭС за 2011 год

News image

Игналинская АЭС в 2011 году на двадцать восемь процентов понизила расходы на энергетические ресурсы На Игналинской атомной эле...

В планах Великобритании создать новое поколение АЭС

News image

Великобритания намерена дальше продолжать строительство новейшего поколения атомных электростанций. Именно об этом сегодня сообщил...

DoE расплатится с USEC с помощью обеднённого урана

News image

Министерство энергетики (DoE) США и корпорация USEC выполнили условия своего прошлогоднего соглашения о выделении средств на дем...

Россия будет забирать отработанное ядерное топливо с белорус

News image

Отработанное ядерное топливо АЭС, которую планируется построить в Белоруссии, будет отправляться на переработку в Россию, заявил...

Ректор БН-600 загружен экспериментальным ТВС

News image

В реактор БН-600, который находится на Белоярской АЭС, были загружены экспериментальные ТВС, у которых оболочки твэлов сдел...