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:

На Запорожской АЭС будет четыре ЛЭП

News image

Несмотря на то, что Запорожская АЭС может производить и выдавать в энергосистему 6 000 мегаватт электроэнергии, сегодня из-за недостаточной пропускн...

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:

Ремонт легкой кровли объекта

News image

В рамках проекта стабилизации объекта «Укрытие» (ОУ) идет подготовка к началу физических работ по ремонту легкой кровли 13 мая началась програм...

Миссия ВАО АЭС

News image

С 7 по 11 декабря 2009 года в рамках технического сотрудничества между Всемирной ассоциацией организаций, эксплуатирующих атомные станции (ВАО А...

На АЭС Козлодуй произошли кадровые изменения

News image

Изменения в составе управленческого аппарата произошли на болгарской АЭС Козлодуй , сообщает сайт Kozloduy-bg.info. Новые на...

Westinghouse будет участвовать в модернизации

News image

Компания Westinghouse анонсировала 17 марта свои планы стать ведущим участником при создании новых мощностей атомного машиност...

АЭС Козлодуй может быть включена в состав НЭК

News image

Реструктуризация Болгарского энергетического холдинга (БЕХ) может включать в себя вхождение АЭС Козлодуй и ТЭС Марица Восток ...

Подано уже 200 заявок от граждан Литвы, которые бы хотели ра

News image

Пакет соглашений о строительстве АЭС Беларусь и Россия могут подписать уже 15 марта. Главное, чтобы документы к этому времени ус...

Westinghouse SMR - тёмная лошадка

News image

Интерес Westinghouse к малой атомной энергетике давний. До кризиса в секторе малых мощностей на роль основного продукта америк...

Вероятно, что радиоактивная вода, которая применялась для ох

News image

В районе столь нашумевшей АЭС"Фукусима-1" экологическая обстановка все время находится под угрозой. Согласно мнению японских экспе...

Волгодонский "Атоммаш" будет работать по созданию 2-х реакто

News image

На данный момент волгодонский "Атоммаш" полностью готов и начинает осуществлять работу по строительству двух реакторов специальн...

Ремонт в Отрадненском районе Кубани в ВЛ. 35 кВ наконец-то з

News image

Специалисты из филиала ОАО «Кубаньэнерго» закончили строительство воздушной линии электропередачи 35 кВ, которая располагается в К...