Преимущества тория в ЯТЦ

Приведено описание основных преимуществ ториево-уранового цикла. Показан опыт применения ториевого цикла на примере экспериментальных атомных установок. Определены основные пути развития ториевого цикла.                                                   

В настоящее время возрастающие потребности в электроэнергии ведут к увеличению расхода тепловыделяющих источников. Рост расхода ведет к стремительному сокращению запасов нефти, газа, урана. Запасов нефти и газа хватит примерно на 50–60 лет, а урана по данным МАГАТЭ на 100 лет, отсюда возникает проблема поиска альтернативных источников энергии [1]. Предложенный в 60 годах замкнутый ториевый топливный цикл может стать решением проблемы сокращения запасов источников энергии, так как торий является, более распространенным тяжелым сырьевым металлом его запасы в три раза превышают запасы урана. Рисунок 1 показывает содержания тория по странам мировой экономики.

Рис. 1. Распространенность тория в странах мира

В то же время торий не имеет месторождений, чаще всего он рассеян по месторождениям других минералов, что затрудняет его добычу и требует больших затрат, так как торий является радиоактивным тяжелым металлом. Но не смотря на сложность связанную с добычей данного минерала он имеет хорошие нейтронно-физические и теплофизические показатели, а так же не требует затрат на его разделение, так как природный минерал тория состоит из одного изотопа тория-232. В таблице 1 приведено сравнение некоторых нейтронно-физических характеристик.

Таблица 1

Физические характеристики тория и урана под действием тепловых нейтронов

Сравнивая сечения захвата тория-232 и урана-238 для тепловых нейтронов видно, что сечение захвата тория больше урана 238 в 2,79 раз, что делает его более эффективным сырьевым материалом и дает возможность достигать более высоких коэффициентов воспроизводства [2]. Положительным эффектом является и то, что число нейтронов на один поглощенный нейтрон у урана 233 не имеет сильных изменений и остаётся примерно неизменным в области тепловых и эпитепловых нейтронов, что позволяет его использовать его в быстрых реакторах. Сечение деления U²³³ меньше U²³⁵, Pu²³⁹, но примерно находятся в одном диапазоне. Одним из недостатков топлива на основе тория является наличие промежуточного элемента Pa²³³, который имеет период полураспада 27 суток, а это в 11, 44 раз больше по сравнению с Np²³⁹, что ведет к потере нейтронов и уменьшению воспроизводства.

Топливо на основе диоксида тория имеет высокую температуру плавления 3370°С [3], что в 1,98 раз выше по сравнению диоксидом урана, а так же имеет большой коэффициент теплопроводности и низкий коэффициент термического расширения, что позволяет эксплуатировать топливо до более высоких глубин выгорания. Температура плавления металлического тория выше, чем у урана (1750 °С вместо 1130 °С), что позволяет проектировать реакторы использующие металлические твэлы. Металлический торий менее интенсивно взаимодействует с водой и паром по сравнению с металлическим ураном. Серьезным недостатком ториевого цикла является то, что торий не имеет делящихся изотопов, поэтому на одном тории невозможно создать цепную реакцию деления и, следовательно, необходим горючий изотоп, который бы вызвал цепную реакцию деления, обычно в качестве горючего выступает уран 235, что ведет к потреблению изотопа урана 235 и увеличению стоимости топлива. Однако использование плутония в качестве горючего материала позволит эффективно сокращать запасы оружейного плутония. Сжигание плутония наиболее максимально в высокотемпературных реакторах. Данный цикл активно изучается в России и США. Одним из минусов ториевого топлива являются наличие жесткого гамма спектра, что требует наличие контейнеров, биологической защиты повышенной сложности и дистанционной обработки в процессе производства, транспортировки и эксплуатации, что повышает затраты на эксплуатацию ториевого цикла.

Учитывая достоинства и недостатки тория в 60 годах, началась разработка атомных станций, работающих на уран-ториевом цикле. Первыми экспериментальными реакторами выступали высокотемпературные реакторы с малой мощностью, которые позволили получать высокотемпературное тепло для использования его в техногенных предприятиях и нарабатывать водород. В последующие годы велось внедрение уран-ториевого топливного цикла в водо-водяные реакторы. Типы экспериментальных реакторов, их основные характеристики и годы эксплуатации и представлены в таблице 2.

Таблица 2

Ториевые реакторы

Высокотемпературный реактор AVR в Германии эксплуатировался с периода 1967 по 1988 годы. В активную зону было загружено 100000 шаров, состоящей из тория и высокообогащённого урана, окруженной графитовой оболочкой. Глубина выгорания достигала значения 150000 МВт·сутки/т. Основой реактора THTR-300 мощностью 300 МВт стал реактора AVR. Активная зона реактора была собрана из призматических блоков, в которых располагались бланкеты, которые прессовали из микротоплива и графита, позже данные бланкеты стали использовать в других реакторах. В реакторе Dragon ториево-урановое топливо облучалось в течение 741 суток. Данное топливо позволяло нарабатывать U²³³, что давало возможность эксплуатировать топливо в течение 6 лет. В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МВт. Реактор Peach Bottom работающий на уран-ториевом топливе достиг глубины выгорания 170000 МВт·сутки/т [4]. Эксплуатация реактора Shippingport с ториевым топливом показали, что он не увеличивает срок эксплуатации активной зоны, но зато позволяет достичь коэффициента воспроизводства больше единицы, что ведет к наработке делящегося изотопа урана 233 [5]. Меньшее значение (от 0,7–0,9) достигается в реакторах типа LWR, HWRS, HTRS, но обычно превосходит коэффициент воспроизводства в стандартных циклах U-Pu. Эксплуатация реактора Shippingport показала, что выгруженное топливо не имеет серьезных повреждений ведущих к нарушению технических норм, как в реакторе AVR, где была утечка радиоактивной пыли в атмосферу из-за конструкционного повреждения тепловыделяющей сборки, что вызвало приостановление изучения ториевого цикла [6]. Однако в настоящий момент из-за нехватки ресурсов Индия решила перейти к ториевому пути развития, так как запасы тория в этой стране превышает запас урана в шесть раз. На данный момент в Индии эксплуатируется исследовательский реактор Kamini, он используется в качестве источника нейтронов. Реактор работает на уране 233, который получают из диоксида тория в реакторе на быстрых нейтронах. [7]. Полный переход к ториевому топливному циклу предполагается выполнить в три этапа:

1)      предполагается наработка плутония из природного урана в тяжеловодных реакторах типа CANDU;

2)      воспроизводство уран 233 в реакторах бридерах, где топливо будет состоять из тория и плутония;

3)      эксплуатация тяжеловодных реакторов для производства электроэнергии, работающие на уране 233 и тории.

Данная система эффективно работает, что видно из реакторов FBTR, KAMINI, но существенным минус в данной систем является то, что необходим трёхступенчатый цикл и для меньших затрат необходимо строительство данных реакторов близи друг от друга, чтобы обеспечивать электроэнергией себя.

Вывод: Использование тория в ядерной энергетике является перспективным из-за больших запасов тория в земной коре, но из-за его рассеянности необходимо производить совместную добычу полезных ископаемых и тория, что позволит сократить расходы на его добычу. Радиоактивность тория и урана 233, который является источником гамма квантов создает определенные трудности, данные проблемы возможно решить используя определённые средства защиты. В настоящий момент нет эффективно отработанного ядерного ториевого цикла, что требует новых технических решений.

Литература:

1.      Бойко В. И., Власов В. А., Жерин И. И., Маслов А. А., Шаманин И. В. Торий в ядерном топливном цикле. — М.: Издательский дом «Руда и металлы», 2006. — 360 с.

2.      Абагян Л. П., Базазянц Н. О., Бондаренко И. И., Николаев М. Н. Групповые константы для расчета ядерных реакторов. — М.: Атомиздат, 1964.

3.      Чиркин В. С. Теплофизические свойства материалов ядерной техники. М.: Атомиздат, 1967. с. 208, 361.

4.      Ragheb, Magdi, and Lefteri Tsoukalas. "2nd Thorium Energy Alliance Conference, the Future Throium Energy Economy». Global and USA Thorium and Rare Earth Element Resources. March 29–30, Google Campus, Mountain View, California.Stephen Herring, J. «Uranium and Thorium Resource Assessment». Encyclopedia of Energy. Ed. Editor-in-Chief: Cutler J. Cleveland. New York: Elsevier, 2004. 279–298.

5.      Duncombe, E., and I. Goldberg, 1970, Comparison of Dimensional Changes in Fuel Rods With Predictions Under Cyclic Conditions of Power and System Pressure (LWBR Development Program), WAPD-TM-940, March 1970.

6.      Sinah, R.K., et al, Design and Development of AHWR-the Indian Thorium Fueled Innovative Reactor — Status, Strategies and Directions INSAC (Proceedings Ann. Conf., Mumbai, India, 1 (2000) 81–106.