Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012» апреля 2012 г., ИФХЭ РАН Исследования, проводимые в рамках проекта «Подготовка исходных данных для «Подготовка исходных данных для разработки концепции вовлечения тория в замкнутый ядерный топливный цикл», финансируемого Росатомом В. М. Декусар ГНЦ РФ - Физико-энергетический институт им. А. И. Лейпунского

С 1999 года головной организацией Росатома по ториевому топливному циклу является ФГУП «Государственный научный центр Российской федерации – Физико- энергетический институт им. академика А. И. Лейпунского» Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2

Основные задачи головной организации: 1 Координация в отрасли научных и технико- экономических исследований, необходимых сроков, объемов и экономических предпосылок вовлечения в ядерную энергетику России ресурсов тория и накопления урана Скоординированная выработка основных приоритетных направлений по комплексной разработке проблем ториевого топливного цикла. 3 Координация исследований по изучению и оптимизации реакторных систем различного типа для использования тория и урана-233, а также совместного использования тория, урана-238, плутония и урана

Координационный Совет по ториевому топливному циклу при головной организации – Физико-энергетическом институте Председатель КС- А. В. Зродников В работе Координационного Совета принимали участие представители: ФЭИ, РИ, ВНИПИЭТ, СХК, НИИАР, ВНИИЭФ, ВНИИНМ, ИТЭФ, ОКБМ, КИ, МИФИ, НИКИЭТ, ГП Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4

Финансирование НИР по ториевому топливному циклу Росатом (Минатом) Министерство образования и науки Всего 2003 г г г г г г г г г г.5.85 (проект)-5.85 (- минус 16% НДС) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5

В реальных экономических условиях такие объемы финансирования означает поддержку работы х специалистов в год. Росатом определяет статус работ по ториевому топливному циклу как «Поддержание компетенции». Тем не менее, за счет официального финансирования, а также дополнительно привлекаемых ресурсов предприятий, проводится определенный объем НИР. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 6

Большие запасы тория, в 3-4 раза превышающие запасы урана. Хорошие ядерно-физические и технологические свойства тория и его соединений, позволяющие рассчитывать на получение расширенного воспроизводства вторичного ядерного горючего- 233 U в тепловом спектре нейтронов. Практическое отсутствие наработки плутония и МА (за исключением 237 Np) в ториевом топливном цикле. По мнению некоторых специалистов ториевый ЯТЦ более защищен от хищений делящихся материалов и переключения их на военные программы. Возможность утилизировать плутоний и МА без сколько- нибудь значительной их дополнительной наработки. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 7 Основные стимулы к изучению возможностей ториевого ЯТЦ:

Основные направления исследований по ториевому топливному циклу 1.Базовые исследования: 1.1 ресурсы тория (ВНИИХТ, ИХТРЭМС РАН, РИ, ФЭИ), 1.2 ядерно-физические константы (ФЭИ), 1.3 исследования по балансам ядерных материалов (ФЭИ, КИ). 2. Концептуальные исследования различных типов реакторов (типа ВВЭР, БН, ЖСР и др.) и их топливных циклов: 2.1 исследование нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 (ФЭИ, КИ), 2.2 исследование радиационной обстановки на различных этапах топливного цикла (ФЭИ), 2.3 исследование возможности очистки нарабатываемого урана от урана-232 (КИ, ВНИПИЭТ), 2.4 анализ защищенности от распространения ядерных материалов (ФЭИ). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 8

Основные направления исследований по ториевому топливному циклу (за ~ 10 лет, продолжение) 3. Технологические исследования в обоснование ториевого ЯТЦ: 3.1 исследование процессов переработки топлива на основе тория (РИ, НИИАР, ВНИИНМ, ВНИИХТ), 3.2 исследование в обоснование технологии изготовления ториевого топлива (ФЭИ). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 9

Ресурсы тория в России Ресурсы тория в России (ВНИИХТ, ИХТРЭМС, РИ, ФЭИ) Прогнозные ресурсы тория в России по состоянию на 1 января 2000 г. оцениваются в 1 млн. 700 тыс. тонн (авторская оценка). Как правило, содержание тория в рудах %, руды с содержанием тория от 0.1 до 2 и более процентов составляет порядка 4.4% С 1951 г. специальных поисков на торий не проводилось. Возможные современные и будущие источники тория – Кольский п-ов (Ловозерский ГОК) и Северобайкальское рудное поле. Первоочередной источник тория – монацитовый концентрат (импорт из КНДР), хранящийся на складах г. Красноуфимска Свердловской обл тыс. тонн. Извлекаемое количество тория из монацита – 4 тыс. т. тория Содержание тория в земной коре (1.3 – 1.8) %. Для справки: содержание урана в земной коре %. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1010

Относительный энергетический потенциал природных ресурсов России (Источник данных: по доказанным ресурсам органического топлива – Бритиш Петролеум "Статистический обзор мировой энергетики 2005", по доказанным ресурсам природного урана 615 тыс. тонн – данные Федерального Агентства РФ по недропользованию) Уран-235 – 0.1% Нефть – 0.2% Газ – 0.9% Уголь – 2.7% Уран-238 – 24.1% Торий – 72% Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1

Исследования по балансам ядерных материалов Исследования по балансам ядерных материалов В энергетической стратегии РФ ставится задача для АЭ достигнуть величины: ГВт к 2030; при этом оценки экспертов говорят о достижении ~ 90 ГВт к При инновационном сценарии доля быстрых реакторов в полной мощности должна достигнуть ~ 40% к Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1212

Потребление природного урана для инновационного и эволюционного сценариев развития атомной энергетики 1313 Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН

Для сценария развития АЭ только на ТР (~ 100 ГВт к 2050 г. ) потребность в природном уране вплотную приблизится к величине в ~ 600 тысяч тонн - доказанным ресурсам природного урана на территории России. С учетом же все возрастающей доли экспортных поставок ядерного топлива за рубеж срок исчерпания ресурсов природного урана при таком развитии АЭ наступит уже в 30-е годы 21-ого века. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН Исследования по балансам ядерных материалов 1414

Решение проблемы возможного дефицита природного урана: доля ТР должна быть уменьшена с соответствующим увеличением доли БР; дальнейшее обогащение хвостов уранового разделительного производства; использование давальческого сырья для производства экспортных ТВС для ТР российского дизайна; перевод ЛВР (или их части) на использование в них вместо U-235 нарабатываемого в специализированных реакторах U-233; импорт урана. Исследования по балансам ядерных материалов Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1515

Базовые исследования: ядерно-физические константы Базовые исследования: ядерно-физические константы Расчетно-экспериментальное исследование на стенде «КОБРА» Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1616

Тестирование нейтронных сечений 232 Th для оценок ENDF/B-6.6, JEF-2.2, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2, ФОНД-2.2, группы Маслова по результатам расчета критичности экспериментальных сборок Номер сборки н / U-235 н / U-235 ENDF/B -6.6 ENDF/B -V BROND -2.2 JEF- 2.2 JEFF -3.0 JENDL -3.3 ФОНД -2.2 Maslov КБР КБР КБР КБР КБР КБР Расчетные значения k ef хорошо согласуются с экспериментальными значениями критичности лишь при использовании сечений из библиотек ENDF/B-6.6, ФОНД-2.2 и группы Маслова, кроме сборок с наиболее мягким спектром ( н / U-235 = 71) и с наиболее жестким спектром нейтронов ( н / U-235 = 0). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1717

Самоподдерживающийся («идеальный») Th U топливный цикл. В этом цикле возможно полное использование ресурсов тория CR 1 Смешанный цикл, использующий Th, U, Pu. Цикл дает возможность использовать хорошо освоенные технологии тепловых и быстрых реакторов Торий в АЭ Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 1818

Возможные сценарии вовлечения тория в АЭ Вовлечение тория возможно только через его облучение для наработки вторичного ядерного горючего – 233 U. Дальнейшее использование энергетического потенциала 233 U возможно как при его делении на месте облучения (открытый топливный цикл), так и после химпереработки облученного тория и рефабрикации топлива на основе 233 U (различные варианты замкнутого топливного цикла, в том числе «идеальный» и смешанные топливные циклы). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 19

Чисто ториевый («идеальный») топливный цикл Th Выделение Th Изготовление топлива Th+ 233 U (Th+ 235 U) (Th+Pu) ОЯТ Выделение U, Th МА, осколки Pu или высокообогащенный U для начальной загрузки U Реактор с FIR > 1 Th Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2020

Сравнение характеристик легководных и быстрого реакторов в идеальном или чисто ториевом топливном цикле Характеристика Характеристика Тепловой реактор AMFB (США) Реактор на сверхкритической воде СКБР-Т Быстрый реактор типа БН (оптим.) Топливо (а. з./экран) 233 UO 2 - ThO 2 /ThO UO 2 - Th/ThO 2 Мощность (тепл./электр.), МВт3113 / / / 880 Удельная мощность, кВт/л CR Т 2, лет 22 Начальная загрузка делящихся атомов, т/ГВт(э) Ежегодная потребность в тории, т/ГВт(э)·год Ежегодная потребность в уране, т/ГВт(э)·год Содержание 232 U в выгружаемом уране, ppm Содержание U в выгружаемом ОЯТ, кг/т Наработка 231 Pa и 237 Np, кг/ГВт год Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2121

Реактор с 233 U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа, 374 °С) Принципиально важным для торий-уранового цикла является самообеспечение топливом U. Воспроизводство 233 U увеличивается при уменьшении водотопливного отношения. Однако, при затеснении решетки твэлов в обычных реакторах типа ВВЭР возникает проблема теплосъема и требуется либо увеличение размеров активной зоны, либо снижение мощности. Кроме того, требуется снижение выгорания. Использование воды со сверхкритическими параметрами дает возможность многократно снизить ее расход и тем самым обеспечить теплосъем при тесной решетке твэлов, позволяет получить достаточно высокий CR, не снижая энергонапряженности зоны. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2

Реактор с 233 U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа, 374 °С) 1.Переход на сверхкритические параметры в легководном реакторе дает возможность обеспечить коэффициент воспроизводства близкий к 1. При этом удается сохранить удельную мощность и выгорание, близкие к существующим в современных ВВЭР. 2.Реактор удовлетворяет требованиям по саморегулированию и безопасности. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2323

Сравнение радиотоксичности захораниваемых отходов реакторов AMFB и БН (штатный БН-800 и реактор типа БН-800 с топливом 233 UO 2 -Th/ThO 2 ) по воде по воздуху AMFB ( 233 U-Th) БН-800 ( 233 U-Th) БН-800 (Pu-U) СКБР-Т ( 233 U-Th) AMFB ( 233 U-Th) БН-800 ( 233 U-Th) БН-800 (Pu-U) СКБР-Т (233U-Th) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2424

Реактор ВВЭРБВ ВВЭРБВВВЭР-1000 Номинальная мощность, МВт Давление теплоносителя на выходе из активной зоны, МПа Температура теплоносителя на входе в реактор, °С Средний подогрев, °С Высота активной зоны, мм Эквивалентный диаметр активной зоны, мм Удельная мощность, кВт/л45107 Среднее выгорание, МВт·сут/кг V H2O /V F 0.4~1.9 Основные характеристики активной зоны Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2525

Характеристики топливного цикла реактора ВВЭРБВ Количество ежегодно загружаемого (т): Th91 U3.1 Длительность цикла реактора, эфф. сутки475 Среднее выгорание, МВт сут/кг 14.5 Количество ежегодно выгружаемого (т): Th90 U3.1 FIR~ 1.0 Изотопный состав урана в равновесном цикле, % 232 U 233 U 234 U 235 U 236 U Реактор ВВЭРБВ удовлетворяет нормативным требованиям по безопасности. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2626

Другие типы реакторов для использования в ториевом топливном цикле Получить хорошее воспроизводство вторичного ядерного горючего (в т. ч. и с FIR 1) возможно и в других типах реакторов: ТВР обладает хорошим нейтронным балансом. Наиболее значимые работы в этом направлении выполнены в Индии. Рассматривается использование тория в CANDU, Канада. Норвегия совместно с ЕС также рассматривает возможность использования тория в ТВР. ВТГР: по-видимому, наибольшим опытом обладает Германия (совместный проект с Бразилией). Реакторы- прототипы эксплуатировались в Германии, а также в США. ЖСР: Наибольший опыт имеют США. Эксплуатировался реактор MSRE (8 МВт(т)). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2727

Другие типы реакторов для использования в ториевом топливном цикле Основной недостаток этих концепций с точки зрения российских условий – отсутствие в России опыта (кроме, пожалуй, ТВР) при использовании даже традиционного топлива. Необходим значительный объем НИОКР по конструкционным материалам, технологии применяемых солей, а в случае реакторов ВТГР потребуется специфическая технология переработки ОЯТ (если, конечно, предполагается замыкание цикла). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 2828

Смешанный топливный цикл Отказ от требования FIR 1 позволяет включить в ТЦ реакторы традиционной конструкции с использованием топлива на основе 235 U, 233 U, Pu, U, Th. При этом возможно выделение двух типов реакторов в зависимости от их функций в ТЦ: Реакторов-наработчиков 233 U; Реакторов потребителей 233 U. В открытом топливном цикле возможно использование энергетического потенциала 233 U по месту его образования без его выделения (реактор Радковского). Возможно также выделение специализированных реакторов по сжиганию отходов АЭ ("реакторов- мусорщиков") Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 29

Смешанный топливный цикл 3030

Легководные реакторы-наработчики 233 U типа ВВЭР-1000 топливо: PuO 2 +ThO 2 с плутонием энергетического: 234 U 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 241 Am Конструкция активной зоны, ТВС, твэлов, ПЭЛ взяты такими же, как и для реактора ВВЭР Рассматривались частичная (1/3 активной зоны) и полная загрузка PuO 2 +ThO 2 топливом. или оружейного состава 238 Pu 239 Pu 240 Pu 241 Pu 242 Pu 241 Am Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3131

Картограмма ТВС с Tho 2 -PuO 2 (R-Pu) топливом Твэл ThO 2 -PuO 2 с 5.4%-ным содержанием делящихся изотопов – 312 шт. Направляющая труба + вода – 18 шт. Центральная труба + вода – 1 шт. Картограмма активной зоны реактора с полной загрузкой Tho 2 -PuO 2 (R-Pu) топливом Схема перегрузок - ТВС 3-его года+- ТВС с ОР СУЗ3 3232

Реактор-наработчик 233 U на основе реактора типа БН-800 Вид топлива АЗ / БЭ / ТЭМОХ / ThO 2 / ThO 2 Наработка 233 U, кг/год386 Содержание 232 U, ppm85 Загрузка Th, т/год12.7 Загрузка Pu, т/год1.81 Выгрузка Pu, т/год1.64 Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3

Сравнение эффективности использования тепловых и быстрых реакторов для наработки 233 U ВВЭР-1000 полная загрузка с R-Pu БН-800 Нарабатываемый 233 U/ Потребляемый Pu, кг/кг Нарабатываемый 233 U/ Выгружаемые т. а., кг/т т.а Наработка 233 U/ Загруженный Pu, кг/кг Наработка 233 U/1 ГВт год, кг/ГВт год Содержание 233 U в нарабатываемом U~3000 ~100 Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3434

Использование 233 U в тепловых реакторах Реактор типа ВВЭР-1000 с 233 UO 2 -ThO 2 топливом 233 U/ 234 U = 97/3 (вес. %, наработка в бланкете БР) Загрузка U, т2.3 Ежегодная подпитка U, т0.73 Ежегодная выдача 233 U Ра U, т0.45 Содержание 232 U в выгружаемом уране, ppm 2600 Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3535

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233 U Специфической особенностью легководных реакторов с топливом на основе 233 U на воде обычных параметров является положительный температурный коэффициент реактивности (ТКР) по температуре воды в некоторых эксплуатационных режимах. Основная причина – наличие в воде растворенного бора и особенности изменения средних сечений 233 U при изменении температуры. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3636

Зависимость коэффициента реактивности по температуре воды реактора ВВЭР-1000 с ( 233 U-Th)O 2 топливом в начале цикла от количества растворенного в воде бора Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 3737

Способы устранения положительного ТКР – уменьшить (исключить) растворенный в воде бор за счет: использования выгорающих поглотителей (Gd, Er); увеличения количества поглощающих стержней и использования их в качестве компенсирующих; перехода к нетрадиционным способам компенсации реактивности, например раздвижение активной зоны; увеличения коэффициента конверсии при переходе к оптимизированной решетке твэл, а также введения в активную зону плутония. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 38

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233 U- 238 U При дефиците природного урана с целью продления жизни хорошо освоенной технологии реакторов типа ВВЭР возможно использование в них топлива на основе 233 U в смеси с отвальным (обедненным) ураном или регенератом урана. Такой тип реактора вместе со свежим топливом может экспортироваться в неядерные страны с условием возврата ОЯТ. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 39

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233 U В месте с тем, такой реактор также может обладать положительным ТКР. Способы обеспечения отрицательного ТКР, такие же, как и в случае реактора с топливом на основе смеси 233 U и тория. 233 U Наиболее простым и исследованным является вариант с добавкой в топливо на основе 233 U плутония. Однако такой реактор не может экспортироваться в неядерные государства. Поэтому актуальным остается проработка других способов обеспечения отрицательного ТКР. Эти исследования в настоящее время проводятся. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4040

Реактор типа ВВЭР-1000 с многократным рециклом 233 U- обед. U- Pu топлива 4141

Основные характеристики реактор ВВЭР-1000 с 233 UО 2 - обед UО 2 -PuО 2 топливом 1. Обеспечивается длительность цикла ~ 300 эфф. суток. При этом извне потребляется: 0 рецикл 233 U Pu кг кг 5 рецикл 233 U Pu кг - 57 кг 2. Рециклирование урана не приводит к недопустимому ухудшению его состава. Содержание 232 U стабилизируется на уровне 3 ppm. Стабилизируется состав плутония и выгружаемого количества Am и Cm. Количество 237 Np линейно растет в процессе рециклирования, однако даже после 5-го рецикла оно меньше, чем в ОЯТ стандартного реактора ВВЭР По-видимому, возможен дальнейший рецикл топлива рассматриваемого состава. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4242

3. Реактор удовлетворяет нормативным требованиям по саморегулированию (отрицательные температурные и мощностные коэффициенты реактивности) и безопасности. 4. Наличие двух делящихся элементов в топливе дает дополнительную возможность по оптимизации нейтронно-физических характеристик. Например, принятое количество плутония в топливе (~ 40% по делящимся изотопам) является несколько избыточным для обеспечения отрицательного ТКР. Основные характеристики реактора ВВЭР-1000 с 233 UО 2 - обед. UО 2 -PuО 2 топливом Основные характеристики реактора ВВЭР-1000 с 233 UО 2 - обед. UО 2 -PuО 2 топливом (продолжение) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4343

Система АЭ с реакторами типа ВВЭР и БР (БН-800) в 233 U-U-Pu топливном цикле В системе замыкающим звеном служит количество нарабатываемого урана в ториевых экранах БР. Отходами цикла являются осколки деления, МА и облученный уран (обедненный или регенерированный). Потребление природного урана в системе – ~ 60 т natU/(ГВт(э)·год) против ~ 200 т natU/(ГВт(э)·год) в обычных ВВЭР. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4

Специфические проблемы радиоактивности в торий-урановом топливном цикле С этой проблемой впервые серьезно столкнулись в 50-х годах при облучении ториевых блочков на комбинате «МАЯК». Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4545

238 Np 2.12д 237 Np 2.1E6л 238 Pu 87.7л 236 U 2.3E7л 235 U 7.0E8л 234 U 2.46E5л 233 U 1.6E5л 232 U 68.9л 237 U 6.75д 233 Pa 26.97д 232 Pa 1.31д 231 Pa 3.3E4л 233 Th 22.3м 232 Th 1.4E10л 231 Th 25.52ч 228 Th 1.913л Основные ядерные превращения в торий-урановом цикле Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 4646

Специфические проблемы радиоактивности в ториевом топливном цикле Po-212, 0.3 мксек. Tl-208, 3.1 мин. U-232, 68.9 лет Th-228, 1.9 года Ra-224, 3.6 сут. Rn-220, 56 сек. Po-216, 0.15 сек. Pb-212, 10.6 час. Bi мин. Pb MeV 0.54 MeV 0.3 MeV 33.7% 66.3% 2.6 MeV MeV 47

Основное радиационное воздействие определяется -излучением с энергией 2.6 MeV, образующимся при распаде 208 Tl, и в этом энергетическом диапазоне многие защитные материалы имеют минимальное значение ослабления -радиации. Максимальная концентрация 232 U, которая позволяет обращение с 233 U в перчаточных боксах оценивается в ~ 10 ppm. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 48

В большинстве случаев, при реальных экспозициях, существующих в энергетических реакторах, наработка 232 U на много порядков больше, чем 10 ppm. То есть, полномасштабное внедрение тория и 233 U в ЯЭ потребует очень сложной техники, не менее простой, чем для плутониевого цикла. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 49

Специфические проблемы радиоактивности в торий-урановом топливном цикле Оценка возможности использования (с позиции радиационной безопасности) современного производства МОХ топлива для изготовления топлива 233 U-Th Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5050

Радиационные характеристики при обращении с ториевым бланкетом быстрого реактора (на примере БН-800) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5151

Извлечение из моноцита Изготовление ТВС Облучение ТВС, эфф. сутки Выделение 233 U и Th Изготовление ТВС из регенерированного Th Выдержка после извлечения Выдержка после облучения Выдержка после выделения 233 U Th Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 52

Радиационные характеристики свежих ториевых ТВС бокового экрана Равновесный уровень Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 53

Регенерированный торий (3 года после облучения) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 54

Сравнение радиационных характеристик свежих ТВС бланкета и активной зоны Бланкет: Свежие ThO 2 ТВС (7 лет) ~ 500 Sv/hr Свежие ThO 2 ТВС (40 лет) ~ 1000 Sv/hr Активная зона: Свежие MOX ТВС (R-Pu) ~ 2500 Sv/hr Свежие МОХ ТВС (W-Pu) ~ 500 Sv/hr Отсюда следует, что технология обращения с ториевыми ТВС бланкета быстрого реактора должна быть близкой к технологии обращения с МОХ ТВС активной зоны. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5

Мощности дозы на поверхности отработавших ТВС (560 эф. сут. 3 года после облучения), Sv/час Th0 2 ТВС U0 2 ТВС Радиационные характеристики облученных ThO 2 и UO 2 ТВС близки Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5656

Радиационные характеристики свежего и отработавшего топлива реактора типа ВВЭР-1000 с ( 233 UО 2 - обед UО 2 -PuО 2 ) топливом после 2-х летней выдержки Свежее топливо Облученное топливо Тепловыделение, Вт/ТВС D, Sv/hr на поверхности Тепловыделение, КВт/ТВС Исходный состав 951.8· После 4-го рецикла · Для сравнения: Урановые и МОХ ТВС UО2UО ·101.0 МОХ(W-Pu) 403.4· MOX(R-Pu) · Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5757

Технико-экономические характеристики процесса центробежной очистки наработанного в бланкете быстрого реактора урана от 232 U Технико-экономические характеристики процесса центробежной очистки наработанного в бланкете быстрого реактора урана от 232 U (ВНИПИЭТ) Состав урана (%): 232 U/ 233 U/ 234 U = / 97 / Количество U, т/год Степень извлечения 233 U, % Содержа- ние 232 U в конечном продукте, ppm Раздели- тельная мощность, т ЕРР Инвестиц. затраты на 1 кг, млн. руб. Эксплуат. затраты, тыс. руб Очень грубая оценка стоимости 1 кг 233 U дает ~ $. Отметим, что стоимость1 кг 235 U в составе топлива 4.3% обогащения оценивается в ~ $. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5858

Анализ перспектив применения АВЛИС-технологии для очистки наработанного урана от 232 U По оценкам специалистов РНЦ КИ стоимость очистки лазерным методом составит 30-40% от стоимости очистки традиционным методом. Однако здесь еще предстоит большой объем НИР, в том числе по исследованию фундаментальных свойств атома 232 U - величины изотопического сдвига в спектре поглощения. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 5959

Анализ технологий радиохимической переработки облученного ториевого топлива (НПО РИ, ВНИИНМ, НИИАР, ВНИИХТ) 1. Экстракционные методы с растворением в азотной кислоте с добавкой фторид-иона ОЯТ 233 U Th рафинат, ПД Th ПД ИНТЕРИМ – процесс (5% ТБФ) ОЯТ ПД Th, 233 U Th 233 U ТОРЕКС – процесс (30% ТБФ) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 60

2. Принципиальная технологическая схема переработки облученного ториевого бланкета БР по газофторидной технологии с выделением очищенного UF 6 и получением очищенного ThO 2 2. Принципиальная технологическая схема переработки облученного ториевого бланкета БР по газофторидной технологии с выделением очищенного UF 6 и получением очищенного ThO 2 Th-U ОЯТ Разделка и удаление оболочки методом оплавления Волоксидация и измельчение топлива О 2, воздух Слитки на захоронение Летучие ПД (Xe, Kr, Cs, I, Tc, Rh, Se и т.д.) на улавливание Фторирование, охлаждение газов, фильтрация Фтор Конденсация (-60 0 С) Сорбция ПД на MgF 2 (125 0 C) Сорбция (100 0 С) – десорбция (400 0 С) UF 6 на NaF Десублимация UF 6 Очищенный UF 6 F 2, Летучие фториды ПД Tc, Мо ПД Растворение в расплаве LiF-NaF-KF Осаждение ПД Электролитическое выделение металлического тория LiF-NaF-KF Fe 2 O 3, CaO Плав РЗМ на контролируе мое хранение Улавливание избыточного F 2 на исходном волоксидированном и измельченном ОЯТ Обезвреживание сбросных газов на NaF и ХП-И Порошок ThO 2 +U 3 O 8 Продукты улавливания Сорбция ПД на NaF (400 0 С) UF 6, F 2изб., Летучие фториды ПД Sn, Ru Испарение (70 0 С) UF 6 Остаток фторирования Дробление, измельчение Получение ThO 2 Th металл O2O2 ThO 2 Фторидный плав 6262

3. Пироэлектрохимические методы переработки Рассмотрены: -технологии и процессы для ториевого ЯТЦ (гидрирование, хлорирование, сублимация, вакуумная дистилляция, электролиз); -технологические схемы переработки различных видов топлива (металл, оксиды Pu-Th, U-Th, 233 U- 235 U- 238 U) с оценкой характеристик основного оборудования. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 6363

СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», апреля 2012, ИФХЭ РАН 65