Лекция 13 Тh-U топливный цикл Сравнение Th-U

Лекция 13 Тh-U топливный цикл • Сравнение Th-U и U-Pu циклов. • Нейтронный баланс Th-U цикла. • КВ Th-U цикла. • Преимущества и недостатки Th-U цикла. • Современное состояние исследований Th-U цикла.

Бридинг ядерного топлива • КК – коэффициент конверсии: • КВ коэффициент воспроизводства: • ИКВ – избыточный коэффициент воспроизводства: • Удельная загрузка ядерного топлива g (кг/МВт) • Скорость генерации топлива: r (кг/МВт год) • Время удвоения:

Th-цикл 232 Th +n Тип ядра Сырьевой 233 Th Промежуточный b 22, 3 мин. 233 Pa 233 U Промежуточный +n +n Делящийся 235 U Сырьевой 239 Pu 2, 35 сут. 64% +n (n, f) 240 Pu +n (n, g) +n Делящийся (n, g) 16% 236 U 239 Np (n, g) 36% (n, g) 84% (n, f) 239 U b (n, g) 10% 234 U +n b 23, 5 мин. b 27 сут. (n, f) 238 U (n, g) 90% U-цикл +n Шлак 242 Pu +n (n, g) Промежуточный 243 Pu b 4, 96 сут. b 6, 75 сут. 237 Np +n (n, g) 25% (n, g) 237 U 241 Pu Шлак 243 Am 75% (n, f)

Отравление (тепловой спектр) Выход изотопов 6, 2 6, 4 7, 2 7, 1 1, 6 2, 1 2, 5

243 Pu b (n, g) U – Pu цикл 243 Am 4, 96 ч. (n, g) 242 Pu (n, f) 242 Am (n, g) 241 Pu b (84%) 19, 4 ч. (n, g) b 14, 7 лет 241 Am (n, g) 240 Pu 239 U b 23, 5 мин. 239 Np b 2, 35 сут. (n, g) 239 Pu (n, g) 238 U 238 Np (n, 2 n) 237 U (n, g) 236 U b 6, 75 сут. (n, 2 n) 236 Np 232 U a 87, 7 лет a 2, 85 лет a 238 Pu a 237 Np 235 U 234 U 2, 11 сут. (n, g) (n, f) b 433 года b 46, 9 ч. (n, f) 236 Pu 163 сут. 242 Cm

b 237 U 6, 75 сут. (n, g) Th – U цикл 236 U (n, g) (n, f) 235 U (n, g) 234 Th b 24, 1 сут. b (n, g) (n, 2 n) 232 Th b 231 Pa T 1/2=32700 лет 230 Th (n, f) (n, g) 229 Th (n, g) 228 Th (n, g) a 72 года (n, g) (n, 2 n) b 1, 31 сут. (n, f) 233 U 27, 0 сут. (n, g) 25, 5 ч. (n, g) b 232 Pa (n, 2 n) (g, n) 231 Th (n, g) 233 Pa 22, 3 мин. 234 U 6, 7 ч. (n, g) 233 Th b 234 Pa 232 U 237 Np

Параметры Th-U и U-Pu циклов ν ϭf, барн α= ϭс/ϭf 233 U 2, 49 529 0, 086 235 U 2, 42 583 239 Pu 2, 88 241 Pu 2, 94 Изотоп η= ν ϭf α η 2, 29 2, 67 1, 94 0, 041 2, 56 0, 169 2, 07 2, 67 1, 27 0, 047 2, 55 748 0, 360 2, 12 3, 18 1, 96 0, 011 3, 15 1011 0, 354 2, 17

Баланс нейтронов идеального U-Pu цикла (тепловой спектр) 107 176 283 190 100 239 Pu 34 34 73 240 Pu 241 Pu 8 238 U 99 239 Np 34 33 21 66 24 99 239 Pu 9 242 Pu КВ=0, 99 2

Баланс нейтронов идеального Th-U цикла (тепловой спектр) 124 нейтрона 122 нейтрона 246 223 100 233 U 11 11 232 Th 120 234 U 235 U 2 2 2 19 233 Pa 11 11 4 89 9 118 233 U 236 U КВ=1, 18 2

Генерация 232 U 232 Th 238 U 235 U (n, g) (n, 2 n) (g, n) (n, 2 n) (n, g) 233 Th 231 Th 237 U 236 U b b b (n, g) 233 Pa 231 Pa 237 Np 237 U (n, 2 n) (n, g) 232 Pa (n, 2 n) 236 Np b 237 Np b b b (n, 2 n) 232 U 236 Pu 236 Np a a b 228 Th 232 U 236 Pu a Предельное содержание: 232 U/235 U = 1, 1· 10 -7; Равновесное содержание в ториевом цикле: ~10 -3; Равновесное содержание в уран-плутониевом цикле: ~10 -7. 232 U

236 Pu Проблема a 232 U a 228 Th a 224 Ra a 3, 63 сут. 220 Rn a 55, 6 с 216 Po a 212 Pb 0, 15 с b 10, 6 ч. a (36%) 208 Tl b (64%) 212 Bi 212 Po 60, 6 мин. a 60, 6 мин. b 3, 1 мин. 208 Pb 3 10 -7 с 1, 91 лет 68, 9 лет 2, 85 лет

Излучение 236 Pu, 232 U, 228 Th и их продуктов распада Изотоп Энергия ɣквантов, Мэ. В Выход ɣ-квантов на деление ɣ-постоянная 236 Pu 0, 048 – 0, 109 0, 031 – 0, 012 0, 19 232 U 0, 058 – 0, 328 0, 210 – 0, 0034 1, 36 228 Th 0, 084 – 0, 214 1, 6 – 0, 3 11, 7 212 Pb 0, 239 – 0, 300 47 – 3, 2 660 212 Bi 0, 040 – 1, 620 2– 7 521 208 Tl 0, 511 – 2, 614 23 – 100 15030 Максимум излучения 208 Tl достигается через ~ 10 лет, но уже через ~ 1 месяц после выгрузки ОЯТ требуются средства защиты от излучения

Параметры U-Pu и Th-U топливных циклов*) Параметр UO 2 233 UO 2, Th. O 2 235 UO **), 2 Th. O 2 Нач. обогащение, % 3, 3 3, 2 4, 19 ƞ 1, 93 2, 22 2, 04 Загрузка 235 U и 233 U , кг 386 186 454 Вклад других изотопов, кг/год -100 (239 Pu) - 22(241 Pu) -9 (235 U) -193 (233 U) - 8(239 Pu, 241 Pu) Потребление, кг/год 264 177 253 *) Мощность реактора 1780 МВт (топл. ) = 560 МВт (эл. ), кампания 900 сут. * *) 235 U (95%)

Варианты ториевых реакторов Параметр AHBR*) LMFR**) MSBR Энергонапряженность, Мвт (эл. )/кг U 1, 2 0, 5 1, 5 ƞ 2, 25 2, 21 Потери нейтронов в замедл. , констр. , топл. 0, 063 0, 075 Потери в 233 Pu и ПД 0, 056 0, 048 0, 039 Прочие потери 0, 024 0, 030 0, 022 КВ 1, 11 1, 06 1, 08 *) Раствор солей 233 U и Th в D 2 O * *) Раствор 233 U и Th в Bi

Построенные Th реакторы

Коэффициент конверсии • Условие протекания цепной реакции деления: где v – число нейтронов одно деление; – число нейтронов, в замедлителе, конструкции, утечке и т. д. – число поглощённых нейтронов в – число нейтронов, поглощённых в делящихся ядрах. - коэффициент конверсии (КК) при (отсутствие потерь нейтронов) отношение числа ядер ядро на одно сгоревшее

Бридинг ядерного топлива • КК – коэффициент конверсии: • KB – коэффициент воспроизводства: • ИКВ – избыточный коэффициент воспроизводства: ИКВ = КВ - 1≈ ƞ – 2 • Бридинг топлива возможен только при ИКВ > 0, т. е. при ƞ > 2. • Удельная загрузка ядерного топлива g (кг/МВт) • Скорость генерации топлива: r (кг/МВт · год) • Время удвоения топлива:

Преимущества Th-U цикла • Запасы Th в 3 -4 раза превышают запасы U. • В Th-U цикле содержание трасурановых элементов на порядки меньше, чем в U-Pu цикле. • Для 232 Th сечение захвата δс=7, 4 б втрое превышает δс=2, 7 б для 238 U, т. е. 233 U генерируется быстрее, чем 239 Pu. • 233 U защищен от хищений примесями 232 U • Для Th-U цикла бридинг ядерного топлива возможен при тепловых энергиях нейтронов в отличие от U-Pu цикла, где он возможен только в потоке быстрых нейтронов.

Недостатки Th-U цикла • Среди изотопов Th отсутствуют длящиеся (в отличие от U, где 235 U делится). • В Th-U цикле образуется значительное количество 232 U, который распадается до 208 Tl и дает жесткое ɣ-излучение (Eɣ ≈ 2, 6 Мэ. В), что требует дистанционных методов переработки ОЯТ. • В Th-U цикле T 1/2=27, 2 суток для 233 Pa (вместо T 1/2=2, 35 для 239 Np в UPu цикле) и требуется очистка от него до переработки ОЯТ. • Температура плавления Th. O 2 (-3350°C) существенно выше, чем для UO 2 (2800°C) • Для Th-U цикла неизвестен аналог PUREX-процесса для U-Pu цикла. • База данных для Th-U цикла намного беднее базы данных для U-Pu цикла. • 233 Pa – двойная потеря: потеря нейтрона в реакции 233 Pa (ƞ, ɣ)234 U и 239 U + e- + потеря ядра 233 U, который образуется при β-распаде 233 Pa • Кроме того, при остановке реактора в нем накапливается положительная реактивность за счет распада 233 Pa (T 1/2=27, 2 сут. )

Современное состояние ЯЭ • Долговременное ресурсное обеспечение - нет • Естественная безопасность – нет • Гарантия нераспространения ядерных материалов – нет • Замыкание ЯТЦ – нет • Надёжная утилизация РАО – нет • Экономическая целесообразность - нет

Пути выхода из кризиса АЭ • БН – быстрый натриевый реактор; • СВБР – свинцово-висмутовый быстрый реактор; • БРЕСТ – быстрый реактор с естественной безопасностью; • ВТГР – высокотемпературный газоохлаждаемый реактор; • Гибридные системы (ускоритель+бланкет, термояд+бланкет); • Th-U топливный цикл; • Жидко-солевой реактор.