Рост потребностей в электроэнергии - особенно в тех регионах мира, которые до сих пор не имеют надёжного доступа к энергоносителям - делает неизбежным развитие атомной энергетики, говорится в работе, выпущенной совместно двумя лидерами индийской ядерной программы - доктором Анилом Какодкаром (глава комиссии и департамента по атомной энергии) и Р.К.Синха (центр атомных исследований имени Хоми Баба).

Но дальнейшее расширение парка АЭС заставляет задуматься над проблемой обращения с ОЯТ, а также защитой отрасли от угроз распространения. Современные ядерные топливные циклы - как открытый, так и замкнутый - могут таить в себе внутренне присущие распространенческие риски, если не будут управляться ответственным образом. В первую очередь, это связано с образованием в них плутония.

В своей работе Какодкар и Синха провели сравнение различных путей утилизации или рециклирования плутония, накапливающегося в тепловых реакторах, а также рассмотрели роль, которую в этом процессе способен сыграть торий. Главным критерием для сравнения различных сценариев индийские специалисты выбрали общее количество плутония в ОЯТ и производство младших актинидов.

Основные характеристики ториевого топливного цикла

Ядерные свойства

Основные нуклиды, участвующие в ториевом цикле, имеют сильные отличия от изотопов уранового цикла.

Сравнивая сечения захвата ²³²Th и ²³⁸U в тепловой области (7,4 барна против 2,7 барн), можно увидеть, что торий даёт больший вклад в захват нейтронов, чем его урановый сырьевой коллега. 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.

У изотопа ²³³U величина η (число нейтронов на поглощённый нейтрон) превышает 2,0 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 нейтроники к конкретным типам тепловых реакторов.

Сечение захвата для изотопа ²³³U для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов ²³⁵U и ²³⁹Pu - соответственно, 46, 101 и 271 барн. В то же время, тепловые сечения деления всех трёх изотопов находятся приблизительно в одном и том же диапазоне - 525, 577 и 742 барна, соответственно.

Таким образом, в ториевом цикле снизится образование старших топливных изотопов - таких, как ²³⁶U или ²⁴⁰Pu в традиционных ЯТЦ - что упростит рециклирование урана из ОЯТ ториевых реакторов с точки зрения потерь в реактивности.

Индусы имеют здесь в виду, что при использовании рециклированного урана из ОЯТ тепловых реакторов, работающих в урановом ЯТЦ, или плутония из ОЯТ MOX-топлива для тепловых реакторов потребуется повышать обогащение в свежей загрузке из-за присутствия в топливе значимых концентраций неделящихся изотопов ²³⁶U, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu.

В ториевом цикле эта проблема, по их мнению, стоит менее остро, и рециклирование ОЯТ ториевых реакторов станет целесообразной с экономической и иных точек зрения.

Изотоп, к которому в ториевом цикле привлекается особенное внимание - это ²³²U. Он образуется за счёт реакций (n,2n) на изотопах ²³²Th, ²³³Pa и ²³³U. Период полураспада ²³²U составляет 69 лет. Среди его дочерних продуктов есть, например, ²⁰⁸Tl - изотоп с очень коротким временем жизни, испускающий жёсткие гамма-частицы (2,6 МэВ).

Из-за накопления ²³²U мощности дозы в ториевом топливе будут расти. Это создаёт дополнительные проблемы при обращении с ОЯТ ториевых реакторов, в частности, при рециклировании урана. Но одновременно наличие ²³²U в выгоревшем топливе увеличивает защищённость реактора и ЯТЦ от распространения.

Ещё одним "классическим" недостатком ториевого топлива считается сравнительно большой период полураспада его промежуточного продукта ²³³Pa (27 суток), что на порядок больше, чем для ²³⁹Np (2,36 суток). В результате, в ториевых реакторах образуется значительная равновесная концентрация ²³³Pa, и за счёт захватов на нём возникнут потери в воспроизводстве.

Следует отметить, что в ториевых реакторах будет обязательно наблюдаться протактиниевый эффект, аналогичный по механизму образования нептуниевому эффекту в быстрых реакторах с урановым или уран-плутониевым топливом, но более неприятный с точки зрения управления. В проектах ториевых реакторов должен учитываться подъём реактивности при длительных остановах вследствие распада ²³³Pa в делящийся изотоп ²³³U.

Темпы образования долгоживущих младших актинидов в ториевых реакторах значительно снижены по сравнению с урановыми и уран-плутониевыми установками. Если ториевый реактор работает исключительно в ²³²U-Th цикле, то актиниды с массами свыше 237 будут накапливаться в нём в пренебрежимо малых количествах.

Торий как сырьевой изотоп

При анализе топливных циклов представляется целесообразным сопоставить характеристики сырьевых изотопов ²³⁸U и ²³²Th.

Индийские авторы пришли к следующим выводам для систем с тяжёловодными реакторами PHWR в предположении, что в свежих загрузках используется ²³⁵U в смеси, соответственно, с ²³⁸U или торием.

• Количество делящегося материала в свежей загрузке будет выше для ториевого реактора в том случае, если предполагаются низкие глубины выгорания (50 ГВт×сут/т и менее). Если же выгорание топлива будет высоким, то ториевому PHWR в начале кампании понадобится меньше ²³⁵U, чем урановому. Это обусловлено более высокими значениями КК для ториевых систем.
• С точки зрения удельного энерговыделения (энергии, снимаемой с единицы массы топлива) ториевые реакторы начнут превосходить урановые при выгораниях порядка 45 ГВт×сут/т. Это вызвано в 2,5 раза более высокой равновесной концентрации в реакторе изотопа ²³³U по сравнению с ²³⁹Pu.

Таким образом, реакторы с загрузкой торием начинают выигрывать у урановых аппаратов с точки зрения удельного расхода делящихся материалов при выгораниях 45-50 ГВт×сут/т. Некогда такие глубины выгораний считались недостижимыми из-за проблем с конструкционными материалами и т.д., но в наши дни атомная отрасль успешно их освоила.

У ториевых реакторов имеются и другие преимущества, достойные упоминания. Так, изменение запаса реактивности в ходе кампании в этих установках будет меньшим, чем для реакторов с урановым или уран-плутониевым топливом. Кроме того, ториевые системы позволяют более эффективно использовать ²³⁵U и/или плутоний, добавляемые в свежее топливо - это позволяет задуматься о ториевом ЯТЦ как оптимальном средстве утилизации накопленного в мире плутония.

В нынешних тепловых реакторах, использующих MOX-топливо, многократное рециклирование плутония сильно затруднено его деградацией - накоплением старших изотопов. Это приводит к недопустимым изменениям в эффектах реактивности - в частности, может стать положительным пустотный эффект реактивности по теплоносителю. Попытки использовать топливные элементы на инертной основе вызывают резкое ухудшение параметров нейтронной кинетики реактора.

Эти и другие соображения ставят, в итоге, серьёзное ограничение на темпы возможной утилизации плутония в тепловых реакторах с уран-плутониевым топливом. Большинство из современных легководных установок позволяет загружать MOX-топливом активную зону только на треть или даже на четверть. В противоположность этому, торий может оказаться отличной "матрицей" для плутония.

Анализ возможного применения торий-плутониевого оксидного топлива в PWR показывает, что выжигание плутония в таких установках улучшается, но коэффициенты реактивности становятся чрезмерно отрицательными, а это вызывает нежелательные эффекты за счёт обратных связей.

Эта проблема решается в тяжёловодных PHWR, где вся зона может быть загружена торий-плутониевой композицией без каких-либо серьёзных последствий для нейтроники. А достигаемый уровень утилизации плутония в тяжёловодных аппаратах будет сравним с уровнем для легководных установок с инертным топливом.

Описание рассмотренных сценариев

В своей работе индийские специалисты проанализировали 10 различных сценариев топливного цикла.

Краткое описание типов реакторов, использованных Какодкаром и Синха, приводится ниже.

LWR - легководный реактор типа французского N4 PWR. Топливо - UO₂ обогащением 5%, глубина выгорания - 50 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 0 / 28,75 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 3,57 кг.

LWR(MOX) - легководный реактор типа французского N4 PWR. Топливо - 100% MOX обогащением 8,09% по плутонию. Состав исходного плутония соответствует составу плутония из ОЯТ тепловых реакторов. Масса плутония в начале / конце кампании - 194 / 132 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 17,74 кг.

AHWR(LR) - вариант индийского тяжёловодного реактора AHWR, использующего одновременно плутоний-ториевое и ²³³U-ториевое топлива. Обогащение по ²³³U (внутренние 30 твэлов в топливном элементе) - 4,25%, по плутонию (внешние 24 твэла в топливном элементе) - 4,60%. Глубина выгорания - 50 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 52,5 / 9,79 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 4,44 кг. Данный проект не позволяет обеспечивать самодостаточность по ²³³U, и поэтому для него предусматривалась подпитка по плутонию и ²³³U из ториевых PHWR.

AHWR(L1) - вариант индийского тяжёловодного реактора AHWR, использующий плутоний из ОЯТ легководных реакторов. Обогащение по ²³³U - 5,25%, по плутонию - 5,8%. Глубина выгорания - 50 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 99,3 / 25,1 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 7,86 кг.

AHWR(L2) отличается от AHWR(L1) глубиной выгорания топлива - 36 ГВт×сут/т. Обогащение по ²³³U - 2,9%, по плутонию - 5,25%. Масса плутония в начале / конце кампании - 83,1 / 23,7 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 5,47 кг.

AHWR(P1) - вариант индийского тяжёловодного реактора AHWR, использующий плутоний из ОЯТ реакторов PHWR. Обогащение по ²³³U - 5,0%, по плутонию - 4,75%. Глубина выгорания - 50 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 80,9 / 16,43 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 3,88 кг.

AHWR(P2) отличается от AHWR(P1) глубиной выгорания топлива - 32 ГВт×сут/т. Применяется профилирование обогащением по ²³³U и плутонию в пределах 3,0-3,75%. Масса плутония в начале / конце кампании - 72,1 / 20,6 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 2,49 кг.

PHWR - стандартный индийский тяжёловодник мощностью 220 МВт(эл.). Топливо - оксид природного урана, глубина выгорания - 6,7 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 0 / 75,4 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 0,53 кг.

PHWR(Th) - вариант реактора PHWR с плутоний-ториевым топливом. Обогащение по плутонию - 2,40%. Глубина выгорания - 15 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 223 / 111,2 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 2,59 кг.

FR(L) - быстрый реактор-выжигатель CAPRA мощностью 1450 МВт(эл.), использующий плутоний из ОЯТ легководных реакторов. Обогащение по плутонию - 44,5%. Глубина выгорания - 185 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 280,3 / 212,3 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 17,94 кг.

FR(M) - тот же вариант, что и FR(L), однако на вход ему поступает плутоний из ОЯТ LWR(MOX). Обогащение по плутонию - 44,5%. Глубина выгорания - 185 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 248 / 180 кг. Масса младших актинидов в конце кампании - 15,17 кг.

FR(TRU) - тот же вариант, что и FR(L), однако на вход ему поступают трансурановые элементы из ОЯТ LWR. Обогащение по плутонию - 35,2%. Глубина выгорания - 139 ГВт×сут/т. Масса плутония в начале / конце кампании - 227,7 / 178,7 кг. Масса младших актинидов в начале / конце кампании - 30,7 / 23,9 кг.

Результаты расчётов и анализ

Сравнение быстрых реакторов и AHWR с точки зрения утилизации плутония из ОЯТ LWR

Прямое использование плутония из ОЯТ LWR в реакторах AHWR рассматривалось в сценариях II и III, а в быстрых реакторах - в сценариях IV, V и VI. На Рис.5 сравниваются массы плутония в ОЯТ последнего реактора для каждой из цепочек. Приводятся данные как для всего плутония, так и только для его делящихся изотопов.

На следующем рисунке представлены данные по образованию в сценариях II-VI младших актинидов.

Из сравнения результатов становится очевидным, что при использовании ториевых реакторов AHWR можно на порядок улучшить утилизацию плутония из легководных реакторов, причём остаточный плутоний будет состоять, в основном, из сырьевых изотопов, а количество младших актинидов в ОЯТ AHWR будет в несколько раз меньше, чем в ОЯТ быстрых реакторов.

Сравнение различных сценариев утилизации плутония из ОЯТ PHWR

Утилизация плутония из ОЯТ тяжёловодных реакторов PHWR рассматривалась в сценариях VII-X. Массы плутония и младших актинидов в ОЯТ последних реакторов цепочек сведены на Рис.7-8.

Здесь индийским атомщикам предстоит сделать выбор наиболее оптимального для них сценария.

С точки зрения утилизации плутония, наиболее выгодным представляется использование стандартного варианта AHWR(LR) в симбиозе с "подпиточным" реактором PHWR(Th). После работы такой цепочки плутония остаётся мало, и его качество максимально далеко от оружейного. Но для целей минимизации массы младших актинидов наилучшим оказывается сценарий со стандартными PHWR(Th).

Мощности доз урана, выделяемого из ОЯТ всех тяжёловодных реакторов с ториевым топливом, оказываются настолько большими, что фактически исключают возможность его похищения террористами. Так, после года выдержки выделенный (после первой кампании) образец ²³³U массой 5 кг будет создавать на расстоянии 1 фута мощность дозы в пределах 120-370 Р/ч в зависимости от конфигурации реактора, а через 10 лет выдержки - 380-1120 Р/ч.

Доктор Какодкар и Р.К.Синха призывают международное атомное сообщество всерьёз присмотреться к ториевому ЯТЦ. По их мнению, ториевый цикл позволит эффективно решить проблему плутония и младших актинидов, повысить устойчивость атомной энергетики к распространению, а кроме того, он может быть реализован на реакторных технологиях сегодняшнего дня.

ИСТОЧНИК: AtomInfo.Ru

ДАТА: 19.11.2008

Темы: Индия, Торий, ОЯТ, Плутоний, Младшие актиниды