При расстановке приоритетов в работах можно вполне руководствоваться высказыванием Г. Бете, что в качестве первого приоритета следует рассматривать замыкание топливного цикла (без чего невозможны ни бридинг, ни трансмутация, ни ториевый топливный цикл), а в качестве второго приоритета - привлечение тория в ЯЭ, на первых порах, хотя бы, в качестве топлива для реакторов типа CANDU.

Для нашей страны этапы пути к использованию тория в ЯЭ по степени обоснованности и оправданности интереса, по областям использования тория и по времени, в котором может появиться реальный интерес и реальный прогресс, можно ранжировать следующим образом:

В ближайшие 15-20 лет - 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; использования тория в подвижных компенсаторах реактивности; создания ториевых торцевых и боковых экранов - 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.

В ближайшие 20-30 лет - оптимизация конструкции и режимов работы твэлов, ТВС, активной зоны существующих реакторов с учетом возможности использования тория и урана-233 для улучшения безопасности и экономичности АЭС, снижения скорости наработки трансурановых нуклидов в системе ЯЭ. При этом следует анализировать всевозможные топливные циклы, типы топлива, различные ЯЭУ, причем в различных комбинациях и предположениях.

В течение 30-50 лет - исследование и создание способов наработки урана-233 как в критических, так и в подкритических реакторах, с использованием электроядерных и термоядерных источников нейтронов; поиск оптимальных путей конверсии трансурановых нуклидов в делящиеся нуклиды урана (в пределе - с переводом ядерного топливного цикла на режим производства энергии без сопутствующей генерации трансурановых нуклидов в значимых количествах). При этом не следует упускать из внимания возможность закрытия ЯЭ с ликвидацией всех опасных искусственных долгоживущих радионуклидов.

В настоящее время стало ясно, что пока проблема исчерпания дешевых запасов урана не возникнет вновь, никаких практических шагов к масштабным разработкам реакторов на ториевом топливе, несмотря на многообещающие и положительные предварительные результаты выполненных исследовательских работ и наличие больших ресурсов ториевого топлива, не будет предпринято.

ОБОГАЩЕНИЕ (Кириленко)

Скажем, в обогащении мы обладаем сегодня 40-45% мировых мощностей

РИСКИ (Христенко)

риски природных и техногенных катастроф и системных аварий, в том числе по причине террористических акций и диверсий;

негативное влияние топливно-энергетического сектора экономики на окружающую среду;

(Кириенко) где риск использования ядерных технологий в военных целях практически исключен

БУДУЩЕЕ (Кириенко)

за 30-40 лет в мире будет построено 600 гигаватт АЭС". По словам Кириенко, все страны, имеющие определенных уровень ядерных технологий, "будут интенсивно строить атомные электростанции". По последним данным, сообщил глава Росатома, "в Индии будет построено 40 гигаватт, в Китае - 100 гигаватт, а к 50-му году этого века в США будет построено 300 гигаватт

Заключение

Анализируя 65-ти летнюю историю развития ториевой энергетики можно констатировать, что такой энергетики в настоящее время не существует - в мире нет ни одно не только энергетического, но даже научно-исследовательского реактора. Есть определённые достижения в проработке схем уран-ториевого и уран-торий-плутониевого циклов, схем реакторов (ТВЭЛ-ных и безТВЭЛных), состава топлива и т.д. В некоторых странах (это, прежде всего, Индия, и, возможно, Китай) высказываются намерения строительства ториевых энергетических реакторов. Но будут ли они осуществлены и насколько они будут успешными - покажет время. Во всяком случае, можно утверждать, что в первой половине этого века ториевой энергетики в мире не будет. Если к 2050 году в мире будет работать 2-3 ториевых реактора, и они безаварийно проработают хотя бы 5 лет, это можно будет считать выдающимся достижением. Дальнейшее развитие ториевой энергетики будет зависеть от успешности всего ториевого цикла, всех его компонентов. Тогда и можно будет думать о его перспективах…

Для открытого ториевого топливного цикла (без переработки топлива) дополнительные нейтроны от U-233 можно постараться эффективно использовать, увеличивая глубину выгорания топлива. Однако изотопа U-233 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 U-238 на Th-232. 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 U-235

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 U-233, следует переходить на топливные загрузки с U-233, который будет нарабатываться как в тепловых реакторах, так и в бланкетах быстрых реакторов.

HTR, пожалуй, единственный реактор, который изначально проектировался под использование ториевого топлива. Уран-233 в отличие от плутония-239 обладает очень хорошими ядерно-физическими свойствами в спектре HTR Высокое значение n_эфф для урана-233 позволяет в HTR достигнуть высокого уровня конверсии и, следовательно, 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 урана-238, то в свежую загрузку ториевого топлива HTR должен вводиться делящийся материал (U-235 или Pu).

В начале в HTR использовался открытый топливный цикл с высоким обогащением (HEU) по урану-235 ("93%), оптимизированный на большую глубину выгорания топлива (до 100 Гвтсут/т).

Равновесная концентрация урана-233, когда он начинает вносить достаточный вклад в число делений в реакторе, достигается при глубине выгорания "25 ГВтсут/т.

Расчеты показали, что при глубине выгорания топлива, равной 100 ГВтсут/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

В этом топливном цикле остаточное 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%.

В связи с этим были изучены другие открытые топливные циклы, в частности, рассматривались:

(U+Th) O₂ топливный цикл среднего обогащения ("20%) по урану-235 (MEU-цикл);

урановый топливный цикл малого обогащения ("8%) по урану (LEU-цикл).

Оценки показывают, что эти топливные циклы более или менее 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 урана-233 не могут проявиться в полной мере.

Лучшая экономичность ториевого топливного цикла достигается в закрытом U-Th цикле при среднем обогащении по урану-235 (MEU-цикл).

Переработка выгоревшего топлива с малым обогащением по урану-235 (LEU-цикл) не вызывает практического интереса, так как в этом цикле нарабатывающееся топливо активно выгорает.

Стоит отметить, 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 ЯЭ позволяет довольно существенно снизить расходы природного урана на первоначальные загрузки реакторов.

Размещено на Allbest.ru