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:

Развитие атомной энергетики России и Украины – фактор у

News image

20 октября 2009г. в Энергодаре состоялась пресс-конференция участников украинско-российского семинара-совещания «Развитие атомной энергетики Росс...

Сколько стоит свадебный фотограф в Киеве и области: отв

Быстро найти нужного оригинального фотографа под свои финансовые возможности сегодня не представляет собой особой сложности. По соответствующим запрос...

Новости с ЧАЭС:

Украина и Япония будут сотрудничать в вопросах, всязанн

News image

Как сообщают РИА Новости, Премьер-министр Японии Наото Кан заявил о том, что Япония готова принять участие в международной конференции 25 лет Черно...

Японцы создали беспилотное такси

News image

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

Подводный модуль Flexblue составит сотни миллионов евро

News image

Стоимость одного подводного атомного модуля Flexblue с реактором мощностью от 50 до 250 МВт(эл.) составит несколько сот миллио...

Китайские AP-1000 отказались от модульного защитного здания

News image

Компания Westinghouse отказалась от использования композитного защитного здания (shield building) для четырёх блоков с AP-1000...

На Хмельницкой АЭС теперь работает миссия технической поддер

News image

Десятого апреля на ХАЭС приступила к работе миссия технической поддержки на Московском центре ВАО АЭС. Представители из Московс...

USEC считает, что парниковые газы лучше российских ЕРР

News image

Американская корпорация USEC и поддерживающие её профсоюзы требуют от конгресса США не допустить ослабления ограничений на импор...

Глубина выгорания в западных реакторах станет для Великобрит

News image

Глубина выгорания топлива в реакторах AP-1000 и EPR-1600 может оказаться слишком высокой для Великобритании и вступит в противор...

В филиале «Колатомэнергоремонт» закончили проводить партнерс

News image

В первый раз партнерская проверка ВАО АЭС прошла в самой крупной подрядной организации, которая проводит ремонтные работы на гла...

Белоруссия ликвидирует запасы высокообогащенного урана к 201

News image

Белоруссия согласилась ликвидировать имеющиеся у нее запасы высокообогащенного урана к 2012 году, сообщает в среду агентство Рей...

Ветераны отдыхают в «Глории»

News image

На Запорожской АЭС ветеранам Великой Отечественной войны оказывается особое внимание. Социальная политика станции направлена н...