Метод лазерного разделения изотопов

⇐ ПредыдущаяСтр 2 из 16Следующая ⇒

Существуют различные методы лазерного разделения изотопов. AVLIS - технология лазерного разделения изотопов в атомарной форме, MLIS - молекулярный метод лазерного разделения изотопов, CRISLA - химическая реакция через избирательную изотопную лазерную активацию, а также химическое и ионное обогащение, которые также были разработаны, однако в основном пока находятся в стадии испытаний или демонстрации и по официальным данным не применялись для обогащения урана в промышленных или военных целях.

Такие процессы, как AVLIS, CRISLA и MLIS используют разницу между энергетическими уровнями возбуждения изотопов одного и того же химического элемента.

Энергетический выход сверхмощного импульсного лазера может быть настроен так, чтобы выборочно ионизировать изотоп ²³⁵U. Положительно заряженные ионы ²³⁵U могут в дальнейшем быть извлечены из урана электромагнитами.

В методе AVLIS используют урановый металл в качестве исходного вещества, а также электростатические поля для отделения положительно заряженных ионов ²³⁵U от незаряженных атомов ²³⁸U.

В технологиях MLIS и CRISLA в качестве исходного вещества применяют UF₆, соединенный с другими технологическими газами, а также используют два различных лазера с тем, чтобы возбудить, а затем химически изменить молекулы гексафторида урана, содержащие ²³⁵U, которые затем можно отделить от других молекул, содержащих ²³⁸U, не подвергшихся воздействию лазера.

Технология AVLIS была разработана Американской корпорацией по обогащению урана для промышленного применения, однако в конце 1990-х годов от нее отказались из-за ее нерентабельности. При этом в других странах также прекратили применять все известные производственные программы с технологиями AVLIS и MLIS. Однако работа все же идет на предполагаемых исследовательских объектах, где применяют данные технологии по изотопному разделению урана, а также других радионуклидов, включая плутоний.

Примеров возможного применения данной технологии по обогащению урана может служить ядерная программа Израиля. Израильтяне в 1974 году запатентовали метод лазерного обогащения. По некоторым данным Израиль создали свой арсенал атомного оружия, используя технологию AVLIS. Кроме того по информации СВР РФ Израэль участвовал и в проводимых в ЮАР " обогатительных разработках" по методу аэродинамического сопла.

На базе технологии AVLIS и участия в обогатительных проектах ЮАР, Израиль мог потенциально произвести в период 1970-1980 годов до 20 ядерных боезарядов, а к настоящему времени — от 100 до 200 боезарядов.

УРАН – ПЛУТОНИЕВЫЙ ЦИКЛ

Плутоний — ценный материал для долгосрочного развития атомной энергетики, и нецелесообразно отказываться от его использования в качестве топлива для существующих, но главное — для будущих атомных электростанций.

Изотоп	Период полураспада, г.	Радиоактивный распад	Относительная энергетическая ценность (²³⁹Pu = 1)
в тепловом реакторе	в быстром реакторе
²³⁸Pu	87, 7	α -распад спонтанное деление	–1, 0	+0, 5
²³⁹Pu	24 100	α -распад	1, 0	1, 0
²⁴⁰Pu		α -распад спонтанное деление	–0, 4	+0, 2
²⁴¹Pu	14, 1	β -распад	+1, 3	+1, 4
²⁴²Pu	37 500	α -распад спонтанное деление	–1, 4	+0, 1
²³⁵U	7·10⁸	α -распад	+0, 8	+0, 7

Таб. 9 Свойства некоторых изотопов Pu и ²³⁸U

Если радиологическую токсичность ²³⁸U принять за единицу, этот же показатель для плутония и некоторых других элементов образует ряд:

²³⁵U 1.6 — ²³⁹Pu 5.0 10⁴ — ²⁴¹Am 3.2 10⁶ — ⁹⁰Sr 4.8 10⁶ — ²²⁶Ra 3.0 10⁷

В настоящее время все большее внимание в качестве делящегося материала привлекает ²³⁹Pu. Плутоний является опасным радиоактивным материалом, который может быть использован и для создания ядерных зарядов.

Тип реактора	Изотопный состав, % Pu
²³⁸Pu	²³⁹Pu	²⁴⁰Pu	²⁴¹Pu	²⁴²Pu
ВВЭР–440	0, 2 0, 8 1, 2	69, 7 59, 9 59, 2	20, 3 22, 9 22, 1	8, 4 12, 8 13, 6	1, 3 3, 6 3, 9
ВВЭР–1000	1, 6	44, 1	30, 4	16, 4	7, 3
LWR	1, 3 2, 0	56, 6 52, 5	23, 2 24, 1	13, 9 14, 7	4, 7 6, 2
AGR	0, 6	53, 7	30, 8	9, 9	5, 0
BWR	2, 6	59, 8	23, 7	10, 6	3, 3
Magnox	—	68, 5	25, 0	5, 3	1, 2
CANDU	—	66, 0	26, 6	5, 3	1, 5
РБМК–1000 *	0, 8	44, 0	40, 0	9, 0	6, 2
БН–600 **	0, 1	85, 0	13, 5	1, 0	0, 1
Оружейный плутоний	0, 05	93, 6	6, 0	0, 4	0, 05

Таб. 10 Изотопный состав плутония в отработавшем топливе различных АЭС

Проблема обращения с плутонием является частью общего процесса ядерного разоружения, в ходе которого в России и США высвобождаются значительные количества оружейных делящихся материалов - высокообогащенного урана и плутония. На приготовление ядерного топлива обычно идут двуокись плутония, смесь карбидов плутония с карбидамиурана, сплавы плутония с металлами. Однако чаще он используется в виде смеси с природным ураном или слегка обогащённым по ²³⁵ U так называемое смешанное оксидное топливо или MOX-топливо (MIXED OXIDE FUEL).

Смешанные окислы MOX - реакторное топливо, состоящее из смеси окислов урана и плутония. МОХ используются для регенерации переработанного отработанного топлива (после отделения отходов) в реакторах на тепловых нейтронах и в качестве топлива для быстрых реакторов.

Обычно MOX с содержанием ²³⁹Pu от 5 до 8 % используется в реакторах PWR и BWR. Концентрация ²³⁹Pu в MOX-топливе для бридеров существенно выше – в их топливе содержание плутония в топливе составляет 20%.

Пригодный для использования в энергетических реакторах плутоний может быть получен за счёт переработки ОЯТ или из ядерного оружия.

Общее количество плутония, хранящегося в мире на начало 21-го века во всевозможных формах, оценивается в 1239 тонн, из которых две трети находится в отработанном ядерном топливе АЭС. Уже сейчас более 120 тысяч тонн ОЯТ находится в хранилищах, а к 2020 году его будет 450 тысяч тонн.

При этом: 250 т– это оружейный плутоний, из которых 150 т принадлежат России, 85-95 т – США, 7, 6 т – Великобритании, 6–7 т – Франции, 1, 7–2, 8 т – Китаю, 300–500 кг – Израилю, 150–250 кг – Индии.

Также было произведено 200 т энергетического плутония: Франция - 70 т, у Великобритания – 50, Россия – 30, Япония – 21, Германия – 17, у США – 14, 5, Аргентина – 6, Индия – 1 и т.д. По данным на 2001 г., Япония располагала 48, 2 т плутония.

Примечание: Природный источник плутония - природный ядерный реактор в Окло (Африка). Остатки ядерных реакторов, возраст которых - около двух миллиардов лет, были обнаружены в Африке в 1970-х годах. Предполагается, что эти реакторы возникли естественным образом. В настоящее время естественные реакторы не существуют, так как относительная плотность способного распадаться урана уменьшилась ниже предела, необходимого для поддержания ядерной реакции. Побочные продукты реактора Окло используются для исследования стабильности фундаментальных постоянных на космологических временах и для развития более эффективных методов утилизации ядерных отходов - продуктов деятельности человека.

В сентябре 2000 г., Соединённые Штаты и Россия подписали соглашение об утилизации оружейного плутония, согласно договору каждая страна утилизирует по 34 тонны этого материала в течение следующих двадцати пяти лет. Плутоний должен быть использован для изготовления MOX-топлива.

Одним из главных преимуществ использования MOX-топлива является достижение большей глубины выгорания, чем у уранового топлива. Более того, высокая степень выгорания MOX-топлива делает его более конкурентоспособным по сравнению с урановым топливом, поскольку последнее требует большого количества природного урана и крайне энергозатратного обогащения для достижения той же глубины выгорания, а соответственно и большие расходы.

Таблетки MOX можно изготавливать путем механического смешивания исходных порошков диоксидов урана и плутония с образование UO₂ - PuO₂. Использование смешивающего аппарата позволяет сократить время смешивания с 16–24 ч до нескольких минут при одновременном измельчении и уплотнении частиц порошка. Содержание плутония в смеси затем корректируется для использования в реакторе путем добавления UO₂. Эта технология обеспечивает получение гомогенной структуры таблеток с повышенной плотностью. Затем порошок прессуют и спекают с образованием гранул, которые впрессовываются в топливные стержни.

Однако большее распространение получила «мокрая технология». Возможна переработка оружейного плутония методами «водной» химии, которые хорошо развиты на комбинатах - производителях плутония – растворение металлического плутония в кислотах (смесь HNO₃ +HF или смесь HNO₃ + HCOOH или HCl) с последующей очисткой плутония в виде азотнокислого раствора. Из очищенного нитрата можно получить PuO₂ через осаждение, или смешанный оксид (U, Pu)О₂ путем совместного со осаждения ураната и плутоната аммония в присутствии поверхностно-активных веществ, или плазменной денитрацией. По этой технологии образуются малопылящие гранулы. При прессовании таблеток применяется сухая связка – стеарат цинка, что позволяет существенно улучшить технологический процесс и повысить качество таблеток. Водные способы отличает много стадийность и длительность технологического цикла, а также громоздкость аппаратурного оформления. Высокая агрессивность растворов накладывает жесткие ограничения на конструкционные материалы. Главной же проблемой водных технологий было и остается образование при переработке огромных количеств высокотоксичных долгоживущих радиоактивных жидких РАО.

Более прогрессивными методами переработки оружейного металлического плутония в соединения, пригодные для изготовления компонентов топлива быстрых реакторов являются " неводные" – пиротехнические и пироэлектрохимические технологии. Этот подход базируется на двух технологиях: пироэлектрохимической - для переработки и изготовления МОХ - топлива в расплавах солей, и вибро уплотнения - для изготовления ТВЭЛов быстрых реакторов.

Пироэлектрохимическая технология позволяет работать с любыми соединениями плутония в начале процесса. На выходе процесса может быть произведён или порошок PuO₂, или смешанное топливо. Возможны два «неводных» метода переработки плутония оружейного качества в реакторное топливо: – пирохимический – гидрирование металлического плутония с последующим окислением до PuO₂ в одном реакторе; пироэлетрохимический – растворение металлического плутония в расплаве хлоридов ( NaCl + KCl ) с последующей осадительной кристаллизацией PuO₂ в одном электролизере

Схема процесса пирохимической переработки оружейного сплава Pu-Ga в MOX- топливо включает следующие основные стадии:

· растворение металлического сплава плутония и диоксида обогащённого урана в расплаве солей NaCl 2 -CsCl

· электролиз расплава с регулированным содержанием оксида плутония с диоксидом урана

· обработка катодного осадка и получение гранулированного топлива.

Произведённое смешанное топливо очищено от легирующих добавок (Ga) и соответствует техническим стандартам на виброуплотнённое топливо для быстрых реакторов (например, для реактора БОР-60 работающего на топливе с обогащённым эквивалентом 73% ²³⁵U). Основной аппарат процесса - хлоратор-электролизер. В нём проводятся операции растворения исходных материалов (диоксида урана и сплава Pu - Ga), удаления галлия и электролиз с получением катодных осадков UO₂ - PuO₂. Суть технологии заключается в сокращении числа операции и уровня воздействия на окружающую среду. Это достигается введением металлического плутония в среду расплавленной соли, где осуществляется его растворение и получение готовой композиции для снаряжения ТВЭЛов. Минимизация воздействия на окружающую среду происходит в двух направлениях: в расплавленной соли происходит взаимодействие ее составляющих с образованием комплексов. Это снижает уровень образованию аэрозолей в 10³ раз; кристаллические оксиды, используемые при производстве MOX - топлива регенерируют аэрозоли в 15 10³ раз меньше, чем порошки полученные по «мокрой» схеме. Это означает, что барьеры защиты дешевле и надежнее. При высокой эффективности производства они оказывают минимальное неблагоприятное воздействие на среду. В процессе пирохимической переработки плутония образуется в тысячи раз меньше радиоактивных отходов по сравнению с водными технологиями. Пирохимические технологии более прозрачны сточки зрения контроля за безвозвратностью демонтажа избыточных ядерных зарядов и контроля за нераспространением ядерных вооружений.

Другим направлением работ области утилизации плутония является конверсия сплава в диоксид, пригодный для изготовления таблеток виброуплотненного МОХ - топлива для реакторов на тепловых нейтронах типа PWR (ВВЭР-1000). Возможно пироэлектрохимическое производство катодных осадков UO₂ - PuO₂ с малым (3-5%) содержанием плутония.

Существует технология электрохимической регенерации отработанного топлива энергетических реакторов и получения электролизом солевых систем топливных композиций на основе оксидов урана и плутония. Подобные технологии (DUPIC) используются для изготовления экспериментальных ТВЭЛов с таблеточным гомогенным MOX-топливом для канадских реакторов CANDU.

Физико-химическими характеристиками MOX – топливо заметно отличается от уранового.

Существенным является различие температур плавления MOX и UO₂. Температура плавления соединения UO₂- PuO₂снижается примерно пропорционально содержанию PuO₂от 2840°C для чистого UO₂до 2390 °C для чистого PuO₂.

При высоких степенях выгорания, температура плавления может еще понизиться. Это снижение не настолько велико, чтобы создавать опасность само по себе; но в сочетании с другими эффектами или в особых ситуациях оно может оказаться опасным.

Теплопроводность MOX монотонно падает по мере увеличения содержания плутония. Как и в предыдущем случае. Этот эффект может оказать опасное влияние на термогидравлические параметры активной зоны реактора в некоторых особых условиях.

Имеются различия в физико-механических свойствах модуле Юнга, коэффициенте Пуассона. При высоких степенях выгорания наблюдается возрастание выхода газообразных продуктов деления из MOX по сравнению с UO₂.

Преимущества

эффективность ЯТЦ
использование в топливе природного урана.
улучшенные нейтронные характеристики
большая глубина выгорания топлива
утилизация Pu

Недостатки

экологические проблемы, связанные с производством
сложности с транспортировкой на большие расстояния
сложность контроля за не распространением
риск аварий на заводах по переработке
повышенная критичность MOX – топлива.
Снижение поглощающей способности стержней СУЗ
трудности в управлении реактором
более жесткий спектр нейтронов
ограниченность ресурса ²³⁹Pu

Таким образом, использование MOX сокращает запас устойчивости PWR и BWR реакторов. Безопасность реактора, особенно при высоком содержании плутония и при высоких степенях выгорания становится под угрозой

Плутоний опасен в радиологическом смысле (т.е. как источник радиоактивного загрязнения). Радиационная опасность, исходящая из свежего MOX - топлива намного выше опасности уранового. Кроме того, из-за повышенного содержания плутония и других трансурановых элементов, отработанное MOX-топливо гораздо опаснее обычного ОЯТ. Утилизация отработанного плутония осуществляется иммобилизацией, то есть размещением егов блоке из стекла или керамики, Иммобилизация чревата радиационным повреждением стекла, необходимостью отвода избыточного тепловыделения. На 1 кг плутония нужно до 100 кг стекла иликерамики. И при этом нет полной уверенности в надёжности и безопасности. Можно выделить три составляющих радиологического риска:

попадание плутония и других трансурановых элементов внутрь организма. Плутоний токсичнее урана: вдыхание менее 0, 1 мг плутония смертельно. Реакторный плутоний токсичнее чистого ²³⁹Pu. Опасность вдыхания особенно затрагивает занятых на предприятиях по производству MOX и операторов реактора.
обучение γ -лучами, возникающими при распаде 241 Am. При распаде 241 Pu возникает 241 Am, являющийсяисточником γ -лучей. Период полураспада для этого процесса равен 14, 4 года. Так как содержание изотопа 241 Pu в реакторном плутонии равно 10-15%, то примерно 0, 5-0, 7% от общего количества плутония ежегоднопереходит в 241 Am. Поэтому γ -активность выделенного плутония возрастает в процессе хранения послепереработки (из-за накопления 241 Am), но в то же время она тем меньше, чем больше времени выдерживалсяматериал до переработки (из-за распада ²⁴¹Pu).
нейтронное излучение. Быстрые (высокоэнергетичные) нейтроны являются одним из самых опасныхвидов ионизирующего излучения. Плутоний излучает нейтроны в результате двух процессов: приспонтанном распаде изотопов с четными массовыми числами ( ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu и ²⁴²Pu), а также в результатереакций α -частиц, испускаемых при распаде плутония, с легкими элементами (например, с кислородом). Вслучае обычного MOX-топлива основной вклад в излучение нейтронов вносят спонтанные распады 240 Pu иреакции с участием α -частиц.

Существует риск распространения плутония в среде обитания как процессе переработки и изготовления MOX – топлива, так и вследствие несчастных случаев при переработке, хранении, транспортировке и обращении с плутонием.

В случае серьезной аварии на реакторе с нарушением герметичности активной зоны, доза на заданном расстоянии от реактора в случае загрузки его на треть MOX-топливом будет выше в 2, 3-2, 5 раза, как следствие во столько же увеличаться негативные последствия аварии.

Применение MOX способно усугубить отрицательные экологические последствия аварии в 3, 2-4 раза.

Выводы: Рассматривая перспективы применения МОХ топлива, необходимо учитывать потенциальные риски от его изготовления – использования. Кроме того, объемы ²³⁹Pu строго ограничены.

УРАН – ТОРИЕВЫЙ ЦИКЛ.

Масштабные планы по строительству в будущем высокотемпературных реакторов, а так же динамика роста цен на уран, приводят к планам построения ЯТЦ на основе тория.

Торий – природный радиоактивный элемент. Известны 12 изотопов, однако природный торий практически состоит из одного изотопа ²³²Th, его удельная радиоактивность 0.109 микрокюри/г. Распад тория приводит к образованию радиоактивного газа – торона (Радон-220), который представляет крайнюю опасность при вдыхании.

Торий обнаружен более чем в 100 минералах, представляющих собой кислородные соединения, преимущественно оксиды и значительно реже – фосфаты и карбонаты. Более 40 минералов являются соединениями тория или же торий входит в них в качестве одного из главных компонентов. Основными промышленными минералами тория являются монацит (Ce, La, Th…)PO₄, торит ThSiO₄ и торианит (Th, U)O₂.

Торит очень богат торием (45 до 93% ThO₂), но редок, так же как и другой богатый ториевый минерал -торианит (Th, U)O₂, содержащий от 45 до 93% ThO₂. Важный минерал тория - монацитовый песок. В общем виде его формулу записывают в виде (Ce, Th)PO₄, но он содержит кроме церия еще лантан, празеодим, неодим и другие редкие земли, а также - уран. Тория в монаците - от 2.5 до 12%. Богатые монацитовые россыпи есть в Бразилии, Индии, США, Австралии, Малайзии. Известны и жильные месторождения этого минерала - на юге Африки.

Монацит – минерал прочный, устойчивый против выветривания. При выветривании горных пород, особенно интенсивном в тропической и субтропической зонах, когда почти все минералы разрушаются и растворяются, монацит не изменяется. Ручьи и реки уносят его к морю вместе с другими устойчивыми минералами – цирконом, кварцем, минералами титана. Волны морей и океанов довершают работу по разрушению и сортировке минералов, накопившихся в прибрежной зоне. Под их влиянием происходит концентрирование тяжелых минералов, отчего пески пляжей приобретают темную окраску.

С ²³²Th в равновесии находится ²³⁸Th. Четыре изотопа тория образуются в процессах распада ²³⁸U - ²³⁰Th ²³⁴Th и ²³⁵U - ²²⁷Th и ²³¹Th. Для практических применений, единственными изотопами, присутствующими в заметных количествах в очищенном тории - ²²⁸Th и ²³⁰Th, т.к. остальные имеют очень короткий период полураспада, и ²²⁸Th распадается после нескольких лет хранения. Искусственные изотопы тория большей частью короткоживущие; из них большой период полураспада имеет только ²²⁹Th, принадлежащий к искусственному радиоактивному семейству нептуния

Торий как топливо для РУ имеет преимущество - возможностью образования делящегося изотопа ²³³U в результате захвата теплового нейтрона ²³²Th. В топливных системах, где ОЯТ перерабатывается, одной из целей переработки является извлечения делящегося ²³³U. Однако в некоторых случаях ²³³U сжигается на месте без переработки и производства нового топлива. Изотоп ²³³U не существует в природе, ввиду этого топливный цикл на основе тория может начаться лишь ²³⁵U или ²³⁹Pu.

Изотоп	Тип распада	Период полурасспада
²²⁶Th	α	30, 0 мин.
²²⁷Th	α	18, 718 сут.
²²⁸Th	α	1, 9131 год.
²²⁹Th	α	7340 лет
²³⁰Th	α	7, 7 10⁴ лет
²³¹Th	β ^-	25, 52 часа
²³²Th	α	1, 405 10¹⁰ лет
²³⁴Th	β ^-	24, 1 сут.

Таб. 11 Радиохимическая характеристика изотопов Тория.

Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах. В реакторах этого типа естественный ²³²Th при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана ²³³U. Однако, количество расщепляющегося ²³³U, производимого в такой установке, не совсем достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления.

Важным фактором к применению Тория, как топлива является больше сечения захвата, чем у ²³⁸U в тепловой области ( ²³²Th - 7, 4 барн, ²³⁸U - 2, 7 барн).

У изотопа ²³³U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2, 29 и остаётся практически неизменной в тепловой и эпитепловой областях энергий - в противоположность ²³⁵U и ²³⁹Pu. Такая особенность делает ториевый ЯТЦ слабо чувствительным с точки зрения нейтронной физики к конкретным типам тепловых реакторов.

Изотопы	²³³U	²³⁵U	²³⁹Pu
Тепловые n (0, 025 эВ)	2, 29	2, 05	1, 80
Быстрые n (1 МэВ)	2, 45	2, 3	2, 7

Таб. 12 Выход нейтронов на одно поглощение.

Это означает, что в реакторе с ториевым топливом можно обеспечить меньшую в процентном отношении потерю нейтронов за счёт паразитных захватов на конструкционных материалах и, соответственно, более высокие параметры воспроизводства и глубины выгорания топлива.

Сложность в использовании Тория связана с тем, что ²³³U получается в результате распада ²³³Pa, который образуется при захвате нейтронов ²³²Th.

Изотоп ²³³Pa имеет достаточно длительный период полураспада (27 дней), и за это время, присутствуя в активной зоне, он может захватить нейтрон, перейдет в ²³⁴Pa и быстро распадется в ²³⁴U. Этот эффект заметно ухудшает эффективность ториевого топливного цикла, особенно при увеличении плотности потока нейтронов в активной зоне.

Ряд стран проводит оптимизацию конструкции и режимов работы ТВЭЛов, ТВС, существующих реакторов с учетом возможности использования тория и ²³³U для улучшения безопасности и экономичности АЭС, снижения скорости наработки трансурановых нуклидов в системе ЯЭ.

В ближайшие годы планируется использование тория в существующих ВВЭР и БН для улучшения их эксплуатационных характеристик и безопасности их работы, практически без изменения их конструкции. При этом за счет: гомогенного введения тория в топливо; гетерогенного размещения в отдельных ТВЭЛах тория или тория в комбинации с выгорающим поглотителем; создания ториевых торцевых и боковых экранов

С использованием Тория возможно удастся решить задачи по:

· оптимизации эффектов реактивности;

· улучшению физико-химических свойств топлива;

· увеличению запасов до предельных параметров;

· снижению запасенной энергии и внутренне присущих рисков.

Преимущества:

Запасы тория превосходят запасы урана в 4 - 5 раз.
Тугоплавкость Тория. Температура фазовых изменений кристаллической решетки 1400-1500°С, что позволяет использовать Торий в высокотемпературных РУ..
Ториевая энергетика, не нарабатывает плутоний и трансурановые элементы, что важно как с экологической точки зрения, так и с точки зрения нераспространения ядерного оружия.

Ядерные реакторы на ториевом топливе более безопасны, чем на урановом, поскольку ториевые реакторы не обладают запасом реактивности.
Высокая эффективность использования топлива
Длительная кампания реактора.

Недостатки:

Ториевый цикл, в целом, дороже уранового.
Запасы дешёвого урана достаточно велики;
Токсичность Тория.
Извлечение тория сложнее и дороже из-за отсутствия богатых месторождений;
Образование ²³²U, который, в свою очередь, образует β -активные ядра ²¹²Bi, ²⁰⁸Te, распад которых сопровождается жёстким γ –излучением, что затрудняет производство, транспортировку и эксплуатацию ТВЭЛов;
Переработка облучённых ториевых ТВЭЛов сложнее и дороже переработки урановых.
Уран-ториевый топливный цикл нейтронно-дефицитен.

Реакторы на ториевом топливе

Германия.

В период с 1967 по 1988 годы в Германии более 750 недель эксплуатировался высокотемпературный реактор AVR (г. Jü lich) с газовым охлаждением с насыпным бланкетом при мощности 15 МВт. 95% всего периода реактор работал на ториевом топливе. Топливо представляло собой 100000 топливных элементов в виде шариков, изготовленных из тория и высокообогащённого урана, помещённых в графитовую оболочку.

Общий вес ториевого топлива составлял 1360 кг; торий использовался в смеси с высокообогащенным ураном. Максимальная глубина выгорания составила 150 МВт·сутки/кг.

На базе реактора AVR был разработан 300 МВт реактор THTR-300 (г. Hamm-Uentrop), проработавший с 1983 по 1989 годы; реактор работал на насыпном бланкете из 674000 элементов, из которых больше половины представляло собой уран-ториевое топливо, а остальные - графитовый замедлитель и нейтронные поглотители. ТВЭЛы непрерывно обновлялись при загрузке, и в среднем прошли через реактор шесть раз. Производство топлива было поставлено на промышленную основу.

В Германии так же пытались использовать торий - плутониевое топливо для легководных реакторах. Так 60-мегаваттный реактор Lingen типа BWR в Германии одно время работал на Th/Pu ТВЭЛах.

Великобритания

Ториевые ТВЭЛы, состоящие из тория и урана в соотношении 10: 1, в течение 741 суток облучались в реакторе Dragon мощностью 20 МВт в английском городе Уинфит. Реактор Dragon эксплуатировался в рамках совместного проекта, в котором, наряду с Великобританией, с 1964 по 1973 годы участвовали Австрия, Дания, Швеция, Норвегия и Швейцария. Ториево-урановое топливо использовалось для производства 233U, который заменял потребляемый 235U примерно в том же соотношении. Топливо могло работать в реакторе в течение шести лет.

Нидерланды

В Нидерландах в течение трех лет эксплуатировался гомогенный реактор с водяной смесью мощностью 1 МВт. В реакторе использовалось топливо в виде раствора высокообогащенного урана и тория; с целью удаления продуктов деления непрерывно велась переработка, в результате которой с высоким КПД производился 233U.

США

В 1967-1974 годах в США работал высокотемпературный реактор с газовым охлаждением Peach Bottom на уран-ториевом топливе мощностью 110 МВт производства компании General Atomic.

Реактор Fort St Vrain был единственным в США коммерческим реактором, работавшем на ториевом топливе; этот реактор также был сконструирован на базе немецкого AVR и проработал с 1976 по 1989 годы. Fort St Vrain - высокотемпературный реактор (1300°С) с графитовым замедлителем и гелиевым охлаждением с проектной мощностью 330 МВт. Топливные элементы были изготовлены из карбида тория и карбида Th/²³⁵U в виде микросфер, для удержания продуктов деления, покрытых диоксидом кремния и пироуглеродом.^*

ТВЭЛы имели форму шестигранных колонн. В реакторе использовалось почти 25 тонн тория; глубина выгорания составила 170 МВт·сутки/кг.

Исследования ториевого топлива для легководных реакторов типа PWR проводились на американском реакторе Shippingport; в качестве исходного делящегося материала топлива использовались ²³⁵U и плутоний.

Был сделан вывод, что торий серьезно не повлияет на режимы работы и сроки эксплуатации активной зоны. Здесь же с 1977 по 1982 годы успешно прошли испытания легководного бридерного реактора затравочно - бланкетного типа на ториево-урановом топливе, покрытым сплавом циркония.

Примечание: Диоксид кремния крайне сложен в переработке.

ЮАР

Южная Африка планирует начать эксплуатацию реактора PBMR (реактор аналогичен немецкому THTR 300, но работает только на уране) на ториевом топливе.

Индия

В Индии в 1996 году в Калпаккаме в качестве источника нейтронов был запущен экспериментальный исследовательский реактор Kamini мощностью 30 МВт, работавший на 233U, полученном путем облучения ThO2 на другом реакторе. Реактор был построен неподалеку от бридерного реактора на быстрых нейтронах мощностью 40 МВт, в котором и облучался ThO₂.

В Индии ториевое топливо использовали для повышения эффективности атомного реактора АЭС. С этой целью после запуска в блоки 1 и 2 АЭС в Какрапаре было загружено 500 кг ториевого топлива. Первый блок АЭС был первым в мире реактором, в котором для выравнивания мощности в активной зоне использовался ²³⁸U, а торий. Работая на ториевом топливе, 1-й блок вышел на полную мощность за 300 суток, а 2-й блок - за 100 суток.

Обладая запасами тория, в шесть раз превышающими запасы урана, Индия в качестве основной задачи промышленного производства энергии поставила задачу внедрения ториевого цикла, которая будет решаться в три этапа:

тяжеловодные реакторы CANDU, работающие на топливе из природного урана, будут использоваться для наработки плутония;
реакторы - бридеры на быстрых нейтронах (FBR) на основе полученного плутония будут производить ²³³U из тория;
перспективные тяжеловодные подкритические реакторы, работающие на ²³³U и тории, которые смогут получать 75% энергии из тория.

Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:

Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO2), оксид тория (ThO₂) и оксид урана (UO₂), из которых изготовляются стержневые ТВС.
Высокотемпературные реакторы с газовым охлаждением (HTGR) двух типов - с насыпным бланкетом и призматическими топливными сборками.
Газотурбинные модульные реакторы с гелиевым охлаждением (GT-MHR). Результатом проведенных в США исследований на высокотемпературных реакторах типа HTGR стали призматические ТВС.

Использование гелия для охлаждения при высоких температурах и сравнительно небольшая выходная энергия на модуль (600 МВт) позволяет скомбинировать модульную конструкцию с газовой турбиной (цикл Брайтона), что повышает КПД приблизительно 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение широкого спектра конструкций ТВС, в том числе MOX/Th и Pu/Th.

Основные типы реакторов, где наиболее перспективно применение топлива на основе тория.

Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR), сконструирован в Южной Африке на основе результатов проведенных в Германии исследований. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.
Реакторы на солевом расплаве MSR (ЖСР). Перспективный реактор - бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Хладагент первичного контура проходит через теплообменник, где тепловая энергия реакции деления передается в рабочий материал вторичного контура с целью генерации пара.
Тяжеловодные реакторы ( AHWR ). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению, как и канадский реактор CANDU-NG (Next-Generation), индийский реактор мощностью 250 МВт охлаждается обычной водой. Основная часть активной зоны состоит из смеси оксидов тория и ²³³U в подкритическом состоянии; пропорции смеси таковы, что ²³³U самовоспроизводится. Реакция управляется несколькими затравочными зонами на основе МОХ - топлива.

Жидкосолевые реакторы.

Жидкосолевые реакторы (MSR), использующие топливо в виде расплавов неорганических соединений урана, тория и плутония, рассматриваются в качестве альтернативы твердотопливным реакторным системам, поскольку допускают регулирование топливного состава при работе реактора. Физические особенности MSR в случае работы реактора в уран-ториевом топливном цикле позволяют достигнуть в нем бридерного режима.

Демонстрация возможности практической реализации концепции MSR была подтверждена в США опытом эксплуатации реактора MSRE с тепловой мощностью 7, 3 МВт, который работал в течение 1965–1969 гг.

Проработаны различные схемы MSR с использованием расплавов фторидов легких и тяжелых металлов. Исследования проводились в США, Франции, Японии, в Российской Федерации и других странах. В качестве базового варианта принят американский проект реактора MSBR электрической мощности 1000 МВт с использованием уран-ториевого топливного цикла и воспроизводством ²³³U.

Как один из вариантов возможно использовать ториевый ЯТЦ и для утилизации плутония. Торий - плутониевое топливо можно рассматривать как альтернативу MOX (U, Pu) топливу. В этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся ²³³U, который после разделения используется в составе уран-ториевого топливного цикла.

⇐ Предыдущая 123 4 5 6 7 8 9 10 Следующая ⇒