История искусства Экология энергетики Инженерная графика и машиностроительное черчение Математика решение задач и примеров Курс лекций по физике и электротехнике
Топливо для ядерных реакторов Урановый цикл Уран-ториевый цикл Уран-плутонивый цикл оружейный плутоний Торий-плутонивый цикл Добыча урановой руды Обогащение урана Временное хранение ОЯТ Транспортировка радиоактивных веществ Твэлы

Топливный цикл может быть замкнутым, включая, например, повторное использование плутония или урана в реакторах на тепловых нейтронах (тепловой повторный цикл), повторное обогащение урана, выделенного в результате переработки, или использование плутония в быстрых реакторах-размножителях.

Оружейный уран и плутоний - стратегический и залоговый материал в ториевой энергетике.

Возможно в будущем торий займет место урана и станет важнейшим стратегическим материалом - энергоносителем. При этом сплавы тория с добавками оружейного урана или плутония могут служить новым залоговым материалом для получения кредитов со стороны заинтересованных финансовых кругов, так как полностью удовлетворяют главным требованиям к таким материалам. Недостатки ториевого цикла то же хорошо известны:

Ториевый цикл, в целом, дороже уранового.

Ториевые твэлы обладают высокой гамма-радиоактивностью, что затрудняет обращение с ними.

Топливо из тория и образующегося урана-233 характеризуется жестким у-излучением энергии 2.6 Мэв, источником которого является 208Tl, образующийся при радиоактивном распаде 232U. В свою очередь U образуется из U в результате (n, 2n) реакции. Коротковолновое у-излучение обусловливает необходимость дистанционного управления всеми операциями топливного цикла из операторского помещения, обеспеченного защитным экраном, что увеличивает затраты ториевого цикла по сравнению с урановым топливным циклом.

Поэтому ториевое топливо пойдет в энергетические реакторы только после существенной модернизации уран-ториевого цикла (новая технология производства тепловыделяющих элементов.

Уран-ториевый цикл на базе докритического реактора

Наиболее перспективным направлением разработки новых энергетических реакторов представляется создание ториевого докритического реактора снабженного ионным ускорителем.

В мире ежегодно образуется долгоживущих радиоактивных нуклидов в количестве 430 млн. кюри. Самые опасные из них - долгоживущие или делящиеся актиноиды. Устранить опасности, связанные с накоплением долгоживущих актиноидов, можно на новой основе давно известного уран-ториевого топливного цикла, внеся в него кардинальные усовершенствования. Действительно, как уже говорилось выше, существующие реакторы работают на урановом цикле, постоянно нарабатывая плутоний. К 1990 в мире уже было 902 т плутония из них 248 т обогащенного плутония. Даже если новые АЭС не будут вводиться в строй, к 2050 г будет накоплено 5000 т плутония, 85 т америция и 270 т нептуния.

Предлагается создать ядерный топливный цикл на основе ториевого жидкосолевого ядерного гомогенного реактора с внешним источником возбуждения нейтронов. Работа ториевого гомогенного реактора организуется в так называемом «доминирующем режиме распада», при котором практически не происходит накопления ядер актиноидов с массовым числом более 235. Весь комплекс ядерной установки размещается под землей на глубине не менее 50 метров. В качестве делящегося материала будет использоваться 233U, а в качестве воспроизводящего материала - Th. В начале реактор работает на чистом U как источнике нейтронов, а затем из тория рождается 233U и реакция идет сама собой в течение 50 лет (нужно только иногда добавлять торий). В какой-либо перезарядке реактор не нуждается. В реакторе каскадного типа применяется внешний источник нейтронов - ускоритель электронов (возможно - ускоритель протонов). Пучок ускоренных электронов падает на мишень, в которой за счет ядерных реакций образуются нейтроны. Две реакторные зоны - расплавы фторидов урана (нелетучий тетрафторид) и лития имеют несколько различный состав. Температура солей 500оС - первый контур и 430оС - второй контур. При работе с потоком

нейтронов 1015 н/см2с некоторое количество плутония все же образуется, поэтому полагают работать на потоке 1013 н/см2с. Нейтронный яд - ксенон - постоянно выводится и поглощается. После окончания работы фториды перерабатываются газообразным фтором. При этом высшие фториды урана возгоняются и возвращаются в реактор. Остаток хранится 300-400 лет, а затем используется в виде фторидных стекол. Реактор имеет 5 барьеров безопасности, в том числе - безопасность от диверсий. При потоке (флюенсе) 1013 н/см2с и мощности 1 Гвт объем реактора 350

Преимущества предлагаемой новой технологии: -исключается наработка и накопление трансурановых элементов и большого количества долгоживущих высокорадиоактивных отходов, тем самым решается проблема по обращению с отходами;

-топливный цикл полностью замыкается и работает в режиме самообеспечения делящимся материалом с периодической подпиткой воспроизводящим неделящимся природным материалом - тетрафторидом тория;

-полностью исключается сброс радиоактивных газов в атмосферу;

-полностью исключается транспортировка по воде и суше высокорадиоактивных отходов и больших количеств делящихся материалов;

-подземная компоновка резко повышает экологическую безопасность, поэтому АЭС может быть вплотную приближена к потребителю тепла, в том числе и крупного города; -примерно в 1000 раз уменьшается объем высокорадиоактивных отходов; -себестоимость электроэнергии снижается не менее, чем в 2 раза.

В ВТГР могут быть применены различные топливные циклы - как чисто урановый ( на слабообогащенном уране, который в принципе может быть реализован без химической переработки), так и с использованием тория и плутония, причем для ВТГР особенно выгоден ториевый цикл, KB топлива в котором может достигать единицы.
Ядерные топливные циклы производство топлива для ядерных реакторов