National Research Tomsk Polytechnic University ИСПОЛЬЗОВАНИЕ ТОРИЯ В РЕАКТОРНЫХ УСТАНОВКАХ И ЯДЕРНЫХ ТОПЛИВНЫХ ЦИКЛАХ НОВОГО ПОКОЛЕНИЯ Шаманин Игорь Владимирович

National Research Tomsk Polytechnic University Радиоактивность тория Равновесное содержание 228 Th в 232 Th 1, % Удельная активность природного тория 0,109 Ки/т (урана – 5,135 Ки/т) Основные линии в γ-спектрах продуктов распада Th 228 Ac; 212 Pb; 212 Bi; 208 Tl (жесткие γ-излучатели).

National Research Tomsk Polytechnic University Радиоактивность тория экстракция смесью ТТА (ноилтрифторацетон) и ТБФ благодаря образованию смешанных комплексов высокоэффективна и количественна при рН 4 для Ас 3+ и рН 8 для Ra 2+ проводя экстракцию этим методом при рН 5, можно отделять радий не только от актиния, но и от тория, полония, висмута, таллия, свинца

Торий-урановый ЯТЦ Сечение захвата нейтронов ядрами 232 Th в тепловой области ( 7,4 б) больше, чем у 238 U ( 2,7 б), но при этом резонансный интеграл, точнее, среднее его значение по промежуточным энергиям нейтронов, для 232 Th практически в 3 раза меньше, чем у 238 U ТОРИЙ – УРАНОВЫЙ ЯТЦ УРАН – ПЛУТОНИЕВЫЙ ЯТЦ 4 National Research Tomsk Polytechnic University

Накопление 232 U в ОЯТ– основная проблема замыкания торий-уранового ЯТЦ Протекание двухстадийной побочной реакции с образованием 232 U в конце Th n -> Th n Th 231 -> (25.5 ч, бета-распад) -> Pa 231 Pa n -> Pa 232 Pa 232 -> (1.31 дней, бета-распад) -> U 232 Наработка 232 U в ходе этого цикла реакций интенсивна в жестком спектре нейтронов (большое количество быстрых нейтронов E n >6 МэВ), сечение первой реакции (n, 2n) этого цикла пренебрежимо мало для тепловых нейтронов (всего 16 мб при усреднении по спектру деления). !!! Накопление 232 U в РУ на быстрых нейтронах значительно !!! National Research Tomsk Polytechnic University

Накопление 232 U в ОЯТ– основная проблема замыкания торий-уранового ЯТЦ Накопление жестких γ-излучателей при распаде U 232 U 232 -> (76 лет, альфа-распад) -> Th 228 Th 228 -> (1.913 лет, альфа-распад) -> Ra 224 Ra 224 -> (3.64 дней, альфа- и гамма-распад) -> Rn 220 Rn 220 -> (55.6 с, альфа-распад) -> Po 216 Po 216 -> (0.155 с, альфа-распад) -> Pb 212 Pb 212 -> (10.64 ч, бета- и гамма-распад) -> Bi 212 Bi 212 -> (60.6 мин, бета- и гамма-распад) -> Po 212 Po 212 -> (альфа- и гамма-распад) -> Tl 208 Po 212 -> ( с, альфа-распад) -> Pb 208 (стабилен) Tl 208 -> (3.06 мин, бета- и гамма-распад) -> Pb 208 (стабилен) распад Tl 208 E γ до 2,6 МэВ National Research Tomsk Polytechnic University

Состояние ядерных данных для ториевого ЯТЦ STATUS OF NUCLEAR DATA FOR THE THORIUM CYCLE (ГНЦ ФЭИ) Analysis was made of the evaluated data from libraries ENDF / B-VI, JENDL-3.2, BROND-2 and JEF-2 and the available experimental data for the isotopes of interest for the thorium fuel cycle. Разброс данных по сечениям реакций National Research Tomsk Polytechnic University нуклид Сечение деления Сечение неупругого рассеяния Сечение радиационного захвата Сечение реакции (n, 2n) Th – 25 %15 – 50 %10 – 30 %15 – 20 % Pa – 40 % данные идентичны 40 % Pa 233 различаются в 2 раза энергетическая зависимость экспериментально не исследовалась различаются в 3 раза U 232 различаются в 2 раза только для Максвелловского спектра нейтронов (измерены лет назад) различаются в 10 раз U 233 до 20 %40 – 50 % различаются в раз 20 – 100 %

Состояние ядерных данных для ториевого ЯТЦ Для перехода к расчетам, на основе которых будут вырабатываться программные решения или определяться предполагаемые затраты на внедрение нового топливного цикла, необходимо довести базу ядерных данных для торий-уранового ЯТЦ до уровня достоверности, близкого к достоверности базы ядерных данных для уран-плутониевого ЯТЦ. National Research Tomsk Polytechnic University

Тонкая структура резонансной области поглощения нейтронов Сечение поглощения нейтронов ядрами 238 U в интервале энергий 6,5…21,2 эВ Сечение поглощения нейтронов ядрами 232 Th в интервале энергий 20…24 эВ

Теоретический анализ структуры области поглощения Вероятность избежать резонансный захват Условный экстремум = 0 Положительный корень уравнения: Номер энерг. группы нейтронов 238 U 232 Th Оптимальное отношение концентрации ядер замедлителя к концентрации ядер резонансного поглотителя National Research Tomsk Polytechnic University

Резонансное поглощение в системе топливо- замедлитель (численный эксперимент) При V зам /V топ 50 резонансное поглощение в урансодержащей системе превосходит таковое в торийсодержащей системе в 6 раз! Замедлитель - графит

National Research Tomsk Polytechnic University Резонансное поглощение в системе топливо- замедлитель (численный эксперимент) Минимальное значение резонансного поглощения в урансодержащей системе соответствует водно-топливному отношению V зам /V топ 2 В торийсодержащей системе достигается при V зам /V топ 7, либо при V зам /V топ 24! При V зам /V топ 2 резонансное поглощение в урансодержащей системе почти в 2 раза превосходит таковое в торийсодержащей системе Замедлитель - вода

National Research Tomsk Polytechnic University Внутренний блок-эффект Распределение полного энерговыделения по радиусу топливной таблетки при различном выгорании

National Research Tomsk Polytechnic University Замена сырьевого нуклида в топливе Замена U 238 на Th 232 в топливе: (1-x) U 238 х U 235 (1-x) Th 232 x Pu изотопная смесь Результат: Снижение внутреннего блок эффекта Возрастание количества делений при том же объеме топлива Увеличение предельного выгорания топлива (на уровне 100 МВтсут/кг т.м.)

National Research Tomsk Polytechnic University Торий-плутониевый ЯТЦ (ВВЭР-1000) ТВС типа В, В1 и В2 – бланкетные, содержащие топливные композиции ThO 2 -U 235 O 2 с концентрацией U 235 3,8 % (В); 4,8 % (В1) и 6,8 % (В2). ТВС типа Z, Z1, Z2 и Z3 – запальные, содержащие топливные композиции ThO 2 -Pu 239 O 2 c концентрацией Pu 239 6,9 % (Z); 8,9 % (Z1); 10,9 % (Z2) и 12,9 % (Z3).

National Research Tomsk Polytechnic University ОСНОВНЫЕ ПАРАМЕТРЫ РУ В НЕУСТАНОВИВШЕМСЯ РЕЖИМЕ ПЕРЕСТАНОВОК ТВС (1-й ЦИКЛ ВЫГОРАНИЯ) Торий-плутониевый ЯТЦ (ВВЭР-1000)

17 БАЛАНСЫ МАСС ОСНОВНЫХ НУКЛИДОВ Торий-плутониевый ЯТЦ (ВВЭР-1000) National Research Tomsk Polytechnic University

Количество Pu в ядерной энергетике в зависимости от типа ЯТЦ 1 - открытый ЯТЦ, тепловые реакторы; 2 - замкнутый уран-плутониевый ЯТЦ, тепловые и быстрые реакторы; 3 - замкнутый уран-плутониевый-ториевый ЯТЦ, тепловые и быстрые реакторы National Research Tomsk Polytechnic University

Направления исследований Так куда же направить интеллектуальные и финансовые ресурсы? На разработку новых типов ЯР ? или на разработку новых материалов и тщательное изучение физики ядерного топлива + усовершенствование имеющихся и разработку новых технологий переработки ОЯТ ? !!!подавляющее количество «штатных жидких и газообразных выбросов в ЯТЦ» происходит при «химической переработке топлива»!!! !!!даже в самой замысловатой схеме организации замкнутого ЯТЦ ожидаемое!!! значение выгорания составляет не более 55 ГВт сут/ т. Если учесть тот факт, что уже сегодня выгорания превышают эти 50 ГВт сут/ т при использовании топлива в 4-х годичных и 5-ти летних кампаниях, а при использовании освоенной технологий coated particles, диспергированных в графитовую матрицу, выгорания достигнут значений около 100 ГВт сут/ т, то следует обратить внимание на то, что далеко не все ресурсы физики ядерного топлива и ядерного материаловедения на сегодня задействованы. National Research Tomsk Polytechnic University

Временно забытые потенциальные возможности РУ: 3-х целевые высокотемпературные газоохлаждаемые реакторы МГР-Т (ОКБМ, Нижний Новгород) – генерация электричества, генерация высокопотенциального тепла, генерация водорода Дисперсионное ядерное топливо ( coated particles) Вовлечение тория в ЯТЦ Реакторы с загрузкой торием начинают выигрывать у урановых аппаратов с точки зрения удельного расхода делящихся материалов при выгораниях ГВт×сут/т. Это вызвано в 2,5 раза более высокой равновесной концентрации в реакторе изотопа 233 U по сравнению с 239 Pu. Некогда такие глубины выгораний считались недостижимыми из-за проблем с конструкционными материалами и т.д., но в наши дни атомная отрасль успешно их освоила. Темпы образования долгоживущих младших актинидов в ториевых реакторах значительно снижены по сравнению с урановыми и уран-плутониевыми установками. Актиниды с массами свыше 237 будут накапливаться в нём в пренебрежимо малых количествах 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 236 U, 240 Pu, 242 Pu. В ториевом цикле эта проблема стоит менее остро, и рециклирование ОЯТ ториевых реакторов станет целесообразной с экономической и иных точек зрения. National Research Tomsk Polytechnic University

Современные технологии извлечения Th 21 National Research Tomsk Polytechnic University

Современные технологии извлечения Th 22 National Research Tomsk Polytechnic University