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:

Чтобы на украинских АЭС повысить уровень безопасности,

News image

Если говорить об общей стоимости данного инвестиционного проекта, так она составляет один миллиард двести пятьдесят миллионов евро вместе с НДС, т...

Есть 20 миллиардов кВтч электроэнергии в 2010

News image

Следуя своим трудовым традициям, коллектив Запорожской атомной электростанции продолжает стабильно выполнять производственные показатели и обеспечив...

Новости с ЧАЭС:

Повышению безопасности труда на ЧАЭС – первоочередное в

News image

В здании учебно-тренировочного центра (УТЦ) в г.Славутич состоялась презентация курса обучения по безопасной эксплуатации грузоподъемных кранов. На ...

Девять миллионов на дороге не валяются!

News image

Заключен договор между ГП «НЭК Укрэнерго» и ГСП ЧАЭС об использовании электрических технологических сетей для транзита электроэнергии магистральными...

На Ростовской АЭС вводится в действие энергоблок под первым

News image

Согласно нормам, которые были указаны в технологическом регламенте, данный блок был подвержен испытаниям гермооболочки с реактор...

Отклонение вне шкалы произошло на Козлодуе-5

News image

Отклонение от режима нормальной эксплуатации произошло 21 февраля 2011 года на блоке №5 АЭС Козлодуй в Болгарии. Как сообща...

Госэкспертиза Украины одобрила проект по завершению строител

News image

Данный проект заказала «Чернобыльская АЭС», ну, а генеральным проектировщиком является «Центральный проектный институт», подря...

Энергогородок

News image

В городе, где находится белорусская АЭС, началось активное строительство жильяСтроители проводят активные работы в строящемся горо...

Новое оборудование для Балтийской АЭС - новые проекты для РФ

News image

Недавно, французско-российская компания ООО «АЛЬСТОМ Атомэнергомаш» подписала договор с расположенной в Калининградской области ...

Атомстройэкспорт в марте сформирует требования к участникам

News image

Российская компания Атомстройэкспорт в течение месяца может начать предквалификационный отбор организаций для участия в сооруж...

Предприятия «Росатома», которые располагаются в Новоуральске

News image

Столь позитивный прогноз был основан на увеличении объема выпуска товаров на большом количестве предприятий, в особенности на ...

Визит литовских специалистов на ЧАЭС

News image

В рамках проектов технического сотрудничества МАГАТЭ, начиная с 2001 года, было организовано около 10 научных визитов специалист...