Ядерные константы нуклидов-размножителей

Ядерные константы делящихся нуклидов

Свойство	^233U	^235U	^239Pu
Т.н.	Б.н.	Т.н.	Б.н.	Т.н.	Б.н.
Сечение деления, барн		2.0		1.3		2.1
Сечение захвата, барн		0.1		0.1		0.1
Число нейтронов на 1 акт деления, шт	2.5	2.5	2.4	2.5	2.9	3.0
Число нейтронов на 1 поглощ. нейтрон, шт	2.3	2.4	2.0	2.3	2.1	2.9

Т.н. – тепловые нейтроны; Б.н. – быстрые нейтроны

С другой стороны, сравнивая сечения захвата тепловых нейтронов нуклидами-размножителями, можно видеть большую привлекательность торий-уранового «вторичного» топлива по сравнению с уран-плутониевым (табл. 2).

Таблица 2

Свойство	^232Th	^238U
Т.н.	Б.н.	Т.н.	Б.н.
Сечение деления, барн	-	0.08	-	0.31
Сечение захвата, барн	7.4	0.2	2.7	0.14

Т.н. – тепловые нейтроны; Б.н. – быстрые нейтроны

Таким образом, можно сделать вывод, что с точки зрения нейтронного баланса и ядерно-физических свойств реактор на тепловых нейтронах и 233U наиболее привлекателен.

Кроме ядерных свойств в пользу ториевого топлива на основе ThO₂ свидетельствуют следующие положения:

· большее распространение тория в природе;

· ThO₂ является стабильным оксидом и, в отличие от UO₂, он не окисляется;

· теплопроводность ThO₂ на 10 % выше UO₂;

· температура плавления ThO₂ на 500 ⁰С выше, чем у UO₂;

· в ходе кампании не образуются высокоактивные трансплутонивые элементы.

Тем не менее, существует ряд недостатков использования тория в качестве ядерного горючего:

1. Отсутствие 233U в природе. В связи с этим возникает необходимость разработки специальной конструкции реактора, предусматривающей получение U-233 из Th-232.

2. Время между образованием мгновенных и запаздывающих нейтронов в торий-урановом цикле меньше. Это обуславливает большую сложность управления реактором.

3. В ходе деления образуется больше газообразных продуктов. На первый взгляд, это должно вызывать распухание ТВЭЛов и приводить к сокращению времени кампании. Однако, на самом деле образующиеся газы очень плохо выходят из ториевой матрицы, и реальное газовыделение меньше, чем в при использовании урана.

4. Промежуточный продукт Pa-233 с T1/2=27 дней может поглощать нейтроны. В результате значительно осложнен перезапуск реактора.

5. В реакторе накапливается U-232 (рис. 1). В ходе цепочки распада U-232 помимо высокоактивных изотопов радия, радона и полония образуется Tl-208 c очень жестким гамма-излучением (до 85 % общей энергии распада).

Рис. 1. Возможности образования урана-232 в ядерном реакторе

Попытки использовать торий и его соединения в качестве ядерного топлива для атомных реакторов начались со середины 50-х годов ХХ века. Созданные до настоящего времени полупромышленные ториевые реакторы работали на смешанном урановом или ураново-плутониевом топливе. В экспериментальных, демонстрационных, энергетических реакторах, небольшой мощности, с торий-урановым циклом в качестве горючего были апробированы: раствор уранилсульфата в тяжелой воде; уран, растворенный в висмуте; уран-235, легированный цирконием; уран-235, легированный торием, уран-233, наработанный в отдельном реакторе.

В частности, первый в мире невоенный энергетический реактор мощностью 5 МВт Sodium Reactor Experiment (SRE) в Санта-Сусане (Калифорния, США) работал с 1957 по 1964 год с использованием торийсодержащего топлива. В данном реакторе роль теплоносителя выполнял жидкий натрий, замедлителя – графит. В первом контуре установки проходила утилизация урана, во втором – сплава уран-торий, в третьем – карбида урана. Кроме того, в первых наземных энергетических реакторах, охлаждаемых водой под давлением (тип APS-1, Обнинск, СССР, мощность – 5 МВт, начало работы – июнь 1954 г. и тип PWR, Шиппингпорт, США, мощность – 60 МВт, начало работы – декабрь 1957 г.), топливо UO₂-ThO₂ применялось с целью увеличения коэффициента конверсии. В реакторе в Шиппингпорте в качестве инициирующего материала применяли как уран-235, так и плутоний. На основании экспериментальных наблюдений был сделан вывод, что thorium would not significantly affect operating strategies or core margins. Концепция легководного реактора-размножителя, работающего на ториевом топливе, также была апробирована на данной электростанции с 1977 по 1982 г..

Легководный реактор мощностью 15.1 МВт Indian Point-1 типа PWR в Индиан-Пойнт (штат Нью-Йорк, США) начал работу в 1963 году. Впервые в данном типе реактора в качестве источника нулида-размножителя использовался оксид тория, а в качестве нейтронного источника – диоксид урана со степенью обогащения 93 %. Была показана возможность эффективной и быстрой конверсии тория в уран-233. The operational experience was satisfactory after burn ups of 40 MWd/kg (U + Th).

60-мегаватный реактор на кипящей воде (BWR) Lingen (Германия) использовался для утилизации Th/Pu-тепловыделяющих сборок.

Реакторы, в которых замедлителем является тяжелая вода, наиболее активно разрабатывались в Канаде – тип CANDU (Canadian Deuterium Uranium). Подобные установки могут работать на природном уране. M. Lung and O. Gremm, "Perspectives on the Thorium Fuel Cycle." Nucl.Eng.Des.180, 130-146, 1998.

Широкое распространение среди реакторов, работающих на ториевом топливе, получили высокотемпературные газоохлаждаемые ядерные установки:

· Торийсодержащие топливные элементы с соотношением Th/(высокообогащенный U) равным 10:1 были апробированы в реакторе Dragon в Уинфрите (Великобритания) в течение 741 дня. В реализации данного проекта с 1964 по 1973 год помимо Великобритании принимали участие Австрия, Дания, Норвегия, Швеция и Швейцария. Особенностью реактора являлось то, что торий-урановое топливо играло роль, как делящегося материала, так и размножителя, в результате чего образующийся U-233 замещал U-235 примерно с той же скоростью, а отработанное топливо могло быть оставлено в реакторе в течение 6 лет. Тепловыделяющими элементами в реакторе служили спеченные брикеты смесей карбидов урана и тория, заключенные в графитовые трубки, которые выполняли роль и оболочки, и замедлителя.

· Между 1967 и 1974 годом в США функционировал высокотемпературный, охлаждаемый гелием реактор Peach Bottom типа HTGR (high-temperature gas-cooled reactor) мощностью 110 МВт с графитовым замедлителем. В данной установке также использовалось топливо на основе оксидов тория и высокообогащенного урана. Это был первый энергетический реактор типа HTGR.

· В период с 1967 по 1988 год экспериментальный реактор pebble bed AVR (eitsgemeinschaft Versuchs Reaktor) мощностью 15 МВт в Юлихе (Германия) проработал с применением на 95 % торийсодержащего топлива (в виде ThO₂-UO₂ и ThC₂-UC₂, соотношение 5:1) в течение 750 недель. Используемое топливо представляло собой около 100 000 миллиардов шарообразных топливных элементов. За время работы было использовано порядка 1360 кг тория, смешанного с высокообогащенным ураном. За время работы максимально достигнутая величина выгорания составила 150 000 МВт на 1 т топлива.

· Высокотемпературный, охлаждаемый гелием реактор мощностью 3 МВт UHTREX проработал на ториевом топливе в Лос-Аламосе (США) с 1966 по 1970 год. Он не вырабатывал электрическую энергию, а служил для демонстрации возможности работы при экстремально высоких температурах теплоносителя (1300°C).

· В 1996 году в Индии начал работу экспериментальный 30 киловаттный реактор с нейтронным источником Kamini, использующий в качестве топлива U-233, который в свою очередь получают в результате облучения ThO₂ в реакторе-размножителе мощностью 40 МВт.

· В Нидерландах гомогенный водный реактор мощностью 1 МВт Suspop эксплуатировался в течение трех лет c 1974 по 1977 год. Жидкое топливо, содержащее торий и высокообогащенный уран, циркулировало через реактор и систему переработки, где происходило удаление продуктов деления. В результате были достигнуты высокие степени конверсии тория в уран-233.

Также проводились экспериментальные работы по вовлечению тория в ядерно-топливный цикл реакторов на быстрых нейтронах. Наибольшие коэффициенты размножения получены на металлическом топливе. Однако, было показано, что для быстрых реакторов ²³⁹Pu является предпочтительным топливом, а ²³⁸U – наилучшим нуклидом-размножителем.

The MSR concept was first studied in the fifties at the Oak Ridge National Laboratory (ORNL), with the Aircraft Reactor Experiment of a reactor for plane based on a liquid uranium fluoride fuel circulating in a BeO moderator. Studies were then oriented on a civilian application of this concept to electricity production. The Molten Salt Reactor Experiment (MSRE) managed from 1964 to 1969 the operation of a 8 MWth graphite-moderated MSR, with a liquid fuel made of lithium and beryllium fluorides. A third component of the salt was first enriched uranium, then 2~3U and finally plutonium fluoride 5. The main results of the MSRE are materials improvement against corrosion, control of reactivity and understanding of fuel behaviour. Its success led to the Molten Salt Breeder Reactor (MSBR) project of a 1 GWe industrial reactor based on the thorium cycle 6. Figure 1 sketches the full system, including a graphite-moderated core with channels for LiF-BeF2-ThF4 fuel circulation and a pyrochemical reprocessing unit. The latter extracts most capturing Fission Products (FPs), which is essential for 233U breeding with the MSBR thermal spectrum. Another feature is the temporary storage of the extracted protactinium, in order to let 2~3Pa decay out of flux into 233U. The doubling time was evaluated to about 25 years, for a 2a~U inventory of about one (metric) ton.

Однако, наибольшее внимание в мире было уделено применению тория в ядерном топливе для энергетических реакторов. В ряде случаев в качестве топлива использовали высокообогащенный по U-235 уран.

Энергетический реактор THTR мощностью 300 МВт в Германии был разработан на основе концепции установки AVR и функционировал в период между 1983 и 1989 годом. Он состоял (был загружен) 674,000 pebbles, более половины которых содержали топливо на основе тория и высокообогащенного урана (остальная часть представляла собой графитовый замедлитель и некоторое количество поглотитлей нейтронов). Ядерное горючее постоянно рециркулировало и перерабатывалось при каждой новой загрузке. В среднем топливо проходило 6 раз через реактор (core). Производство ядерного топлива было организовано в промышленном масштабе.

Единственной промышленной ядерно-энергетической установкой с ториевым топливом в США являлся реактор Fort St Vrain, который функционировал с 1976 по 1989 год. reactor was the only commercial thorium-fuelled nuclear plant in the USA, also developed from the AVR in Germany, and operated 1976 - 1989. It was a high-temperature (1300°C), graphite-moderated, helium-cooled reactor with a Th/HEU fuel designed to operate at 842 MWth (330 MWe). The fuel was in microspheres of thorium carbide and Th/U-235 carbide coated with silicon oxide and pyrolytic carbon to retain fission products. It was arranged in hexagonal columns ('prisms') rather than as pebbles. Almost 25 tonnes of thorium was used in fuel for the reactor, and this achieved 170,000 MWd/t burn-up.

По оценкам экспертов МАГАТЭ создание полностью ториевого ядерно-топливного цикла потребует вложения более 1 трлн. $.

К настоящему времени общепризнано, что единственный способ вовлечения тория в ядерно-топливный цикл – это частичный или полный перевод на ториевое топливо УЖЕ существующих ядерных реакторов на тепловых нейтронах.

В настоящее время реализуются 2 программы по использованию тория в энергетических реакторах. Первая существует в Индии, которая обладает наибольшими запасами тория. В настоящее время на ториевом топливе работают 6 реакторов типа СANDU.

In India, both Kakrapar-1 and -2 units are loaded with 500 kg of thorium fuel in order to improve their operation when newly-started. Kakrapar-1 was the first reactor in the world to use thorium, rather than depleted uranium, to achieve power flattening across the reactor core. In 1995, Kakrapar-1 achieved about 300 days of full power operation and Kakrapar-2 about 100 days utilising thorium fuel. The use of thorium-based fuel is planned in Kaiga-1 and -2 and Rajasthan-3 and -4 reactors, which are under construction. The main part of the core is subcritical with Th/U-233 oxide, mixed so that the system is self-sustaining in U-233. A few seed regions with conventional MOX fuel will drive the reaction and give a negative void coefficient overall.

Вторая программа проводится с участием России и США. Предполагается запустить на смешанном уран-торий-плутониевом топливе реактор ВВЭР-1000. Закончены полупромышленные испытания, к 2010 году предполагается внедрение данного типа топлива на АЭС.

Дата добавления: 2014-01-07