National Research Tomsk Polytechnic University

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

2. Радиоактивность тория • Равновесное содержание 228Th в 232Th 1,37∙10─8 % • Удельная активность природного тория 0,109 Ки/т (урана – 5,135 Ки/т) • Основные линии в γ-спектрах продуктов распада Th 228Ac; 212Pb; 212Bi; 208Tl (жесткие γ-излучатели). National Research Tomsk Polytechnic University

3. Радиоактивность тория экстракция смесью ТТА (ноилтрифторацетон) и ТБФ благодаря образованию смешанных комплексов высокоэффективна и количественна при рН 4 для Ас3+ и рН 8 для Ra2+ проводя экстракцию этим методом при рН 5, можно отделять радий не только от актиния, но и от тория, полония, висмута, таллия, свинца National Research Tomsk Polytechnic University

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

5. Накопление 232U в ОЯТ– основная проблема замыкания торий-уранового ЯТЦ Протекание двухстадийной побочной реакции с образованием 232U в конце Th232 + n -> Th231 + 2n Th231 -> (25.5 ч, бета-распад) -> Pa231Pa231 + n -> Pa232Pa232 -> (1.31 дней, бета-распад) -> U232 Наработка 232U в ходе этого цикла реакций интенсивна в жестком спектре нейтронов (большое количество быстрых нейтронов En >6 МэВ), сечение первой реакции (n, 2n) этого цикла пренебрежимо мало для тепловых нейтронов (всего 16 мб при усреднении по спектру деления). !!! Накопление 232U в РУ на быстрых нейтронах значительно !!!

6. Накопление 232U в ОЯТ– основная проблема замыкания торий-уранового ЯТЦ Накопление жестких γ-излучателей при распаде U232 U232-> (76 лет, альфа-распад) -> Th228Th228 -> (1.913 лет, альфа-распад) -> Ra224Ra224 -> (3.64 дней, альфа- и гамма-распад) -> Rn220Rn220 -> (55.6 с, альфа-распад) -> Po216Po216 -> (0.155 с, альфа-распад) -> Pb212Pb212 -> (10.64 ч, бета- и гамма-распад) -> Bi212Bi212-> (60.6 мин, бета- и гамма-распад) -> Po212 Po212->  (альфа- и гамма-распад) -> Tl208Po212 -> (3∙10-7с, альфа-распад) -> Pb208 (стабилен) Tl208-> (3.06 мин, бета- и гамма-распад) -> Pb208 (стабилен) распад Tl208Eγдо 2,6 МэВ

7. 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

8. 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.

9. Тонкая структура резонансной области поглощения нейтронов Сечение поглощения нейтронов ядрами 238U в интервале энергий 6,5…21,2 эВ Сечение поглощения нейтронов ядрами 232Th в интервале энергий 20…24 эВ National Research Tomsk Polytechnic University

10. Теоретический анализ структуры области поглощения Оптимальное отношение концентрации ядер замедлителя к концентрации ядер резонансного поглотителя Вероятность избежать резонансный захват Условный экстремум = 0 Положительный корень уравнения: National Research Tomsk Polytechnic University

11. Резонансное поглощение в системе топливо-замедлитель (численный эксперимент) Замедлитель - графит При Vзам/Vтоп ≈ 50 резонансное поглощение в урансодержащей системе превосходит таковое в торийсодержащей системе в 6 раз! National Research Tomsk Polytechnic University

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

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

14. Замена сырьевого нуклида в топливе Замена U238на Th232 в топливе: (1-x) U238х U235 (1-x) Th232 x Puизотопная смесь Результат: Снижение внутреннего блок эффекта Возрастание количества делений при том же объеме топлива Увеличение предельного выгорания топлива (на уровне 100 МВт∙сут/кг т.м.) National Research Tomsk Polytechnic University

15. Торий-плутониеый ЯТЦ (ВВЭР-1000) ТВС типа В, В1 и В2 – бланкетные, содержащие топливные композиции ThO2-U235O2 с концентрацией U235 3,8 % (В); 4,8 % (В1) и 6,8 % (В2). ТВС типа Z, Z1, Z2 и Z3 – запальные, содержащие топливные композиции ThO2-Pu239O2 c концентрацией Pu239 6,9 % (Z); 8,9 % (Z1); 10,9 % (Z2) и 12,9 % (Z3). National Research Tomsk Polytechnic University

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

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

18. Количество Puв ядерной энергетикев 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

19. 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

20. “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 45-50 ГВт×сут/т. Это вызвано в 2,5 раза более высокой равновесной концентрации в реакторе изотопа 233U по сравнению с 239Pu.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 236U, 240Pu, 242Pu. 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

21. Современные технологии извлечения Th National Research Tomsk Polytechnic University

22. Современные технологии извлечения Th National Research Tomsk Polytechnic University