Выводы и заключения

Распространённость тория в природе в сравнении с ураном, его химически инертная природа, хорошая теплопроводность и выгодные нейтронно-физические характеристики делают топливные циклы с привлечением тория привлекательными для атомной отрасли.
В мире продолжаются инвестиции в НИОКР по ториевому топливу и собираются базы знаний.

Называть зрелыми технологии фабрикации ториевого топлива сегодня нельзя. Точно также нельзя и считать достаточными накопленные данные по поведению ториевого топлива под облучением.

Тем не менее, авторы документа формулируют вывод - у нас уже сегодня есть достаточно знаний и опыта для того, чтобы технически реализовать использование ториевого топлива в открытом топливном цикле в легководных и тяжёловодных реакторах.

Говоря о потенциале использования тория в замкнутом топливном цикле - то есть, с переработкой ОЯТ - авторы документа утверждают, что такие циклы станут экономически более выгодными по сравнению с открытыми урановыми циклами только после удорожания природного урана до отметки 400 $/кг и выше.

Отдельным абзацем в выводах авторы документа отметили возможность, "принимая во внимание национальные условия", использовать торий как вспомогательный вариант для вариантов замкнутых топливных циклов с быстрыми реакторами.

СПИСОК ИСПОЛЬЗОВАННЫХ ИСТОЧНИКОВ

1 . Бекман И.Н., Лекция 6 "ТОРИЙ"

2. Role of thorium to supplement fuel cycles of future nuclear energy systems. —

Vienna : International Atomic Energy Agency, 2012

Рассмотрим теперь существующие в наше время проекты ядерных реакторов на базе ториевого топлива. 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. Ториевый топливный цикл представляет интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп этого топливного цикла 233U дает в тепловом спектре нейтронов 0,2 «дополнительных» нейтрона (по сравнению с 235U и 239Pu), 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 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 использования топлива 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 232U, в цепочке распада которого в свинец присутствуют изотопы210Bi (γ с энергией 1,6МэВ), 212Po (γ с энергией 2,6МэВ) и особенно неприятный изотоп 208Tl (энергия γ-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 усложняет рециклирование тория. Для открытого ториевого топливного цикла (без переработки топлива) дополнительные нейтроны от 233U можно постараться эффективно использовать, увеличивая глубину выгорания топлива. Однако изотопа 233U 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 238U на 232Th. 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 235U. 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 233U, следует переходить на топливные загрузки с 233U, который будет нарабатываться как в тепловых реакторах, так и в бланкетах быстрых реакторов. HTR - единственный реактор, который изначально проектировался под использование ториевого топлива. 233U в отличие от 239Pu обладает очень хорошими ядерно-физическими свойствами в спектре HTR: 233U 235U 239Pu 241Pu nэфф 2,29 2,05 1,80 2,18 Высокое значение nэфф для 233U позволяет в HTR достигнуть высокого уровня конверсии и лучше использовать природные топливные ресурсы в сравнении с урановым или уран-плутониевым топливными циклами. Но так как торий в сравнении с природным ураном не содержит делящихся компонент, и его сечение поглощения нейтронов в 2 раза превышает аналогичное значение для 238U, то в свежую загрузку ториевого топлива HTR должен вводиться делящийся материал (235U или Pu). В начале в HTR использовался открытый топливный цикл с высоким обогащением (HEU) по 235U (93%), оптимизированный на большую глубину выгорания топлива (до 100 Гвт•сут/т). Равновесная концентрация 233U, когда он начинает вносить достаточный вклад в число делений в реакторе, достигается при глубине выгорания 25 ГВт•сут/т. При глубине выгорания топлива, равной 100 ГВт•сут/т, открытый HEU – топливный цикл обеспечивает ту же потребность в природном уране, что и замкнутый уран-плутониевый цикл LWR с возвратом в цикл невыгоревшего урана и плутония. Обогащение по урану-235 в выгоревшем топливе составляет 52%, что значительно превышает рекомендации INFCE (International Fuel Cycle Evaluation groop) в связи с проблемой несанкционированного распространения ядерных материалов: 233U < 12%; 235U < 20%; 239+241Pu < 50%. Изучены и другие открытые топливные циклы: (U+Th)O2 топливный цикл среднего обогащения (20%) по 235U (MEU-цикл); урановый топливный цикл малого обогащения (8%) по урану (LEU-цикл). Эти топливные циклы эквивалентны по расходам топлива и не имеют каких-либо заметных различий по процедурам фабрикации и захоронения отработавших топливных элементов. Однако в открытом топливном цикле возможные преимущества 233U не могут проявиться в полной мере. Лучшая экономичность ториевого топливного цикла достигается в закрытом U-Th цикле при среднем обогащении по 235U (MEU-цикл). Переработка выгоревшего топлива с малым обогащением по 235U (LEU-цикл) не вызывает практического интереса, так как в этом цикле нарабатывающееся топливо активно выгорает. Известно, что технология переработки требует химического разделения урана (или плутония) от продуктов деления и других материалов. Но сейчас не существует промышленной технологии разделения делящихся (233U, 235U), радиотоксичных (232U) и нейтронно-дефицитных (236U) изотопов одного и того же элемента. Поэтому с увеличением числа рециклов топлива в нем накапливаются изотопы, затрудняющие рецикл топлива и снижающие его эффективность. Отметим, что преимущества использования тория в HTR достигаются не только благодаря более эффективному использованию уран-ториевого топлива за счет хорошей нейтронной физики, но и за счет повышенного (по сравнению с LWR) коэффициента преобразования тепла в электричество (примерно в 1,5 раза), что при высоких темпах развития ядерной энергетики позволяет снизить расходы природного урана на первоначальные загрузки реакторов. Тяжелая вода является прекрасным замедляющим материалом благодаря небольшому сечению поглощения нейтронов, что, способствуя улучшению баланса нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах. Поэтому канадские энергетические тяжеловодные реакторы CANDU способны работать природном уране. Интерес к применению 233U-232Th топлива в CANDU обусловлен возможностью достигнуть в тяжеловодных реакторах на тепловых нейтронах бридерных режимов (вплоть до циклов с самообеспечением топливом). Но и без бридинга (размножения) CANDU является идеальным ядерным реактором для использования ториевого топлива. Для использования в CANDU были изучены два топливных цикла, предполагавших переработку выгоревшего топлива: топливный цикл с самообеспечением топливом (SSET) и цикл с высоким выгоранием топлива. В SSET-цикле содержание 233U в выгоревшем топливе первой загрузки таково, что его достаточно для обогащения следующей топливной загрузки. Дальнейшая работа реактора не требует дополнительного обогащения топлива (например, по 235U). Важно отметить, что в стандартной конструкции CANDU режима самообеспечения достигнуть невозможно из-за большого паразитного поглощения нейтронов в нетопливных материалах.

Для улучшения баланса нейтронов могут быть использованы следующие способы:

- уменьшение энергонапряженности топлива на 20%, что снижает потери нейтронов в 233U;

- повышение степени очистки тяжелой водыс 99,75 до 99,95% по D2 O;

- удаление из активной зоныстержней, предназначенных для компенсации отравления Xe;

- снижение потерь ядерного топлива в процессе его переработки до 0,5%;

- замена циркониевых сплавов (устранение изотопа 91Zr с высоким сечением поглощения нейтронов).

При реализации первых четырех способов переход к режиму самообеспечения достигается при выгорании топлива 5 ГВт•сут/т. В случае устранения из циркониевых сплавов изотопа 91Zr глубина выгорания в режимах самообеспечения топливом может достигать 10-15 ГВт•сут/т. Стратегия циклов с высоким выгоранием топлива схожа с использованием U-Pu топливного цикла в LWR. Из-за высокого в сравнении с ураном поглощения нейтронов в тории требуется более высокое обогащение начальной ториевой топливной загрузки. Так как в этом топливе коэффициент конверсии выше, то изменение реактивности во времени меньше. И, следовательно, стартуя с более высоким обогащением начальной топливной загрузки, достигают режима выгорания, когда накопленный 233U позволяет реактору работать дольше. Согласно расчетным оценкам, требуемое содержание накопленного 233U равно 2%, тогда как обогащение начальной загрузки равно 2,4%. В этом случае достигается глубина выгорания топлива 50 ГВт•сут/т в сравнении с 40 ГВт•сут/т для эквивалентного уранового цикла. В случае большего начального обогащения (с целью дальнейшего повышения глубины выгорания) увеличение содержания накопленного 233U не дает выигрыша, так как резко возрастает паразитное поглощение нейтронов в продуктах деления. Применительно к использованию в CANDU также исследовался открытый топливный ториевый цикл. В этом цикле слабообогащенное урановое топливо и торий размещаются раздельно в различные каналы, чтобы можно было обеспечить различную энергонапряженность топлив. Урановое топливо в этом цикле выгорает и перегружается быстрее. Здесь потери в выгорании уранового топлива успешно компенсируются большим выгоранием ториевого топлива. Экономические показатели этого цикла превосходят аналогичные показатели для чистого уранового топливного цикла. Этот цикл рекомендован для использования в тяжеловодных реакторах. Опыт фабрикации топлива на основе тория накоплен в Канаде и Индии. Возможности переработки облученного ториевого топлива были продемонстрированы в лабораторных масштабах в Канаде на установке TFRE.

В настоящее время легководные реакторы на тепловых нейтронах (PWR, BWR) доминируют в ядерной энергетике мира, из-за их высокой экономичности и отработанности технологии. Исследование возможностей использования ториевого топлива в LWR проводилось в следующих направлениях:

• разработка легководного теплового реактора-бридера (LWBR);

• применение ториевого топлива в стандартных конструкциях легководных тепловых реакторов PWR;

• применение ториевого топлива в стандартных конструкциях кипящих легководных реакторов на тепловых нейтронах (BWR).

Разработка концепции теплового реактора-бридера была обусловлена, в первую очередь, стремлением в полном объеме реализовать практически преимущество 233U по нейтронному балансу в тепловой области энергий по сравнению с U и Pu. В 1972 в США в Шиппинг порте был запущен в эксплуатацию 233U-232Th легководный реактор мощностью 60 МВт (эл.), который эксплуатировался до 1988. В результате эксплуатации реактора была подтверждена практически предполагаемая возможность достижения бридинга в легководных реакторных системах с 233U-232Th топливом. Однако, из-за особенностей LWBR, реализация этой концепции в рамках энергетического реактора большой мощности затруднительна (по крайней мере, в отношении достижения подобного уровня воспроизводства топлива). В отличие от концепций LWBR, требующих существенной модификации конструкций активной зоны и реактора, применение открытого ториевого топливного цикла в LWR и для PWR рассматривалось с позиций возможности достижения в них определенных преимуществ без изменения существующих конструкций реактора. Показано, что 233UO2- 232Th топливный цикл дает значительный экономический выигрыш.

Основным вариантом в легководных реакторах-бридерах типа PWR могут быть топливные сборки, смонтированные так, что бланкет, состоящий главным образом из тория, покрывает затравочный элемент с большей степенью обогащения, содержащий 235U, который производит нейтроны для подкритического бланкета. Поскольку 233U производится в бланкете, он тамже и сгорает. Жидко-солевые 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. В качестве базового варианта принят американский проект реактора MSBR электрической мощности 1000 МВт с использованием уран-ториевого топливного цикла и воспроизводством 233U. Безтвэльный реактор имеет низкий запас реактивности (обусловленный возможностью непрерывной дозированной добавки топлива, а также его очисткой от осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатации контура) и отрицательный температурный коэффициент реактивности, что обеспечивает ядерную безопасность. Предложена концепция «Thorium Molten Salt Nuclear Energy Synergetic», обеспечивающая, по мнению авторов, решение всех проблем развития ядерной энергетики. Но здесь предлагается использовать ускорители протонов в качестве дополнительного внешнего источника нейтронов. Это обусловлено тем, чтоуран-ториевый топливный цикл нейтронно дефицитен, и при реально достижимых уровнях очистки топливной соли от продуктов деления и скорости выведения 233Ра из нейтронного поля для достижения экономически приемлемой плотности нейтронов, нужна внешняя подпитка или за счет 235U, или плутония, или электроядерными, или термоядерными нейтронами. Предложенная нобелевским лауреатом К.Руббиа (Carlo Rubbia) из ЦЕРНа (European Organization for Nuclear Research) концепция ADS "accelerator driven system" позволяет перерабатывать высокоактивные отходы и производить энергию из природного тория или обеднённого урана.

В комплексах с ускорителями высокоэнергетические нейтроны производятся за счет реакции расщепления ядер высокоэнергетическими протонами ускорителя, соударяющимися с тяжелыми ядрами мишени (свинец, свинец-висмут или другие элементы). Эти нейтроны можно направить в субкритический реактор, содержащий торий, где нейтроны производят 233U и обеспечивают его деление. Существует возможность обеспечения самоподдерживающейся реакции деления, которую можно направить либо на производство энергии, либо на трансмутацию актиноидов, образующихся в результате U/Pu топливного цикла. Использование тория вместо урана означает, что в самом реакторе ADS будет производиться меньшее число актиноидов. Реакторы на быстрых нейтронах также могут работать в уран-ториевом топливном цикле, однако особенности 233U-232Th топлива в спектре быстрых нейтронов по характеристикам воспроизводства уступают уран-плутониевому топливному циклу. Использование уран-ториевого топлива в быстром реакторе может обеспечить решение некоторых локальных задач, касающихся, например, снижения пустотного эффекта реактивности (вплоть до отрицательной величины), уменьшения производства трансурановых нуклидов в топливном цикле, наработки 233U для реакторов на тепловых нейтронах и др. Конструкторские решения по перспективным реакторам на ториевом топливе включают:

• Легководные реакторы, использующие в качестве топлива оксид плутония (PuO2), оксид тория (ThO2) и(или) 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 типа HTGR с гелиевым охлаждением (GT-MHR) и призматическими 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 производство тепловой энергии почти на 50%. Активная зона таких реакторов допускает применение ВОУ/Th и Pu/Th.

• Модульный реактор с насыпным бланкетом (PBMR). Сконструирован в Южной Африке на основе немецких разработок. Позволяет использовать ториевые насыпные бланкеты.

• Реакторы на солевом расплаве. 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.

• Перспективные тяжеловодные реакторы (AHWR). В Индии в настоящее время ведутся работы по этому направлению. Как и канадский реактор CANDU-NG, 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 обычного МОХ-топлива.

• Утилизация плутония. Сегодня в некоторых реакторах используется МОХ-топливо (U, Pu). Альтернатива состоит в использовании торий-плутониевого топлива; в этом случае реактор работает на плутонии, производя делящийся 233U, который после разделения можно использовать в составе уран- ториевого топливного цикла.