Войти
Образец тория ториевый топливный цикл является ядерным топливный цикл, в котором используется изотоп из тория, . Th. в качестве воспроизводящего материала. В реакторе. Th. трансмутируется в делящийся искусственный уран изотоп . U., который является ядерным топливом. В отличие от природного урана, природный торий содержит только следовые количества делящегося материала (например, . Th. ), которых недостаточно для инициирования ядерной цепной реакции. Для запуска топливного цикла необходим дополнительный делящийся материал или другой источник нейтронов. В реакторе, работающем на ториевом топливе,. Th. поглощает нейтроны с образованием. U.. Это аналогично процессу в урановых реакторах-размножителях, где фертильный . U. поглощает нейтроны с образованием делящегося . Pu.. В зависимости от конструкции реактора и топливного цикла образовавшееся. U. либо делится на месте, либо химически отделяется от использованного ядерного топлива и превращается в новое ядерное топливо.
Ториевый топливный цикл имеет несколько потенциальных преимуществ по сравнению с урановым топливным циклом, включая более высокое содержание тория , превосходные физические и ядерные свойства, пониженное содержание плутония и производство актинидов, а также лучшая устойчивость к распространению ядерного оружия при использовании в традиционном легководном реакторе, но не в реакторе на расплавленной соли.
Обеспокоенность ограничениями мировых запасов урана мотивировала первоначальный интерес к ториевому топливному циклу. Предполагалось, что по мере истощения запасов урана торий будет дополнять уран в качестве плодородного материала. Однако для большинства стран урана было относительно много, и исследования ториевых топливных циклов были в упадке. Заметным исключением была трехэтапная программа Индии по атомной энергии. В двадцать первом веке потенциал тория для улучшения устойчивости к распространению и характеристик отходов привел к возобновлению интереса к ториевому топливному циклу.
В Национальной лаборатории Ок-Ридж в В 1960-х годах в эксперименте с реактором на расплавленной соли использовался. U. в качестве делящегося топлива в эксперименте по демонстрации части реактора-размножителя расплавленной соли, который был разработан для работы в ториевом топливном цикле. В экспериментах с реактором на расплавленных солях (MSR) оценивалась осуществимость тория с использованием фторида тория (IV), растворенного в жидком солевом расплаве, что устранило необходимость в изготовлении топливных элементов. Программа MSR была прекращена в 1976 году после того, как ее покровитель Элвин Вайнберг был уволен.
В 1993 году Карло Руббиа предложил концепцию усилителя энергии или «система, управляемая ускорителем» (ADS), которую он рассматривал как новый и безопасный способ производства ядерной энергии с использованием существующих ускорительных технологий. Предложение Руббиа предлагало возможность сжигать высокоактивные ядерные отходы и производить энергию из природного тория и обедненного урана.
Кирк Соренсен, бывший ученый НАСА и главный технолог Flibe Energy, долгое время был - ускоритель времени ториевого топливного цикла и, в частности, реакторы с жидким фторидом тория (LFTRs). Он впервые исследовал ториевые реакторы, работая в НАСА, при оценке проектов электростанций, подходящих для лунных колоний. В 2006 году Соренсен основал "energyfromthorium.com" для продвижения и предоставления информации об этой технологии.
Исследование MIT 2011 года пришло к выводу, что, хотя существует мало препятствий для ториевого топливного цикла, как в настоящее время, так и в ближайшем будущем, При проектировании легководных реакторов также мало стимулов для значительного проникновения на рынок. Таким образом, они пришли к выводу, что на нынешнем рынке ядерной энергетики мало шансов, что ториевые циклы заменят обычные урановые циклы, несмотря на потенциальные выгоды.
— Ратан Кумар Синха, бывший председатель Комиссии по атомной энергии Индии.
В ториевом цикле топливо образуется, когда. Th. захватывает нейтрон (будь то быстрый реактор или тепловой реактор ), чтобы стать . Th.. Обычно он испускает электрон и антинейтрино (. ν.) в результате . β. распада в . Pa.. Затем это испускает еще один электрон и антинейтрино посредством второго распада. β., чтобы стать топливом. U. :
![{\displaystyle {\ce {{\overset {neutron}{n}}+{^{232}_{90}Th}->{^ {233} _ {90} Th} ->[\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {91} Pa} ->[\ beta ^ {-}] {\ overset {fuel} { ^ {233} _ {92} U}}}}}]( https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg / f54ed9ab9c12691aba01cc0f642fa9b5ac661ea3 )
При делении ядер образуются радиоактивные продукты деления, период полураспада которых может составлять от дней до более 200000 лет. Согласно некоторым исследованиям токсичности, ториевый цикл может полностью перерабатывать актинидные отходы и выделять только отходы продуктов деления, а через несколько сотен лет отходы ториевого реактора могут быть менее токсичными, чем урановая руда, которое можно было бы использовать для производства низкообогащенного урана топлива для легководного реактора той же мощности. Другие исследования предполагают некоторые потери актинидов и обнаруживают, что отходы актинидов преобладают над радиоактивностью отходов ториевого цикла в некоторые будущие периоды.
В реакторе, когда нейтрон попадает в делящийся атом (например, определенный изотопы урана), он либо расщепляет ядро, либо захватывается и трансмутирует атом. В случае. U. трансмутации имеют тенденцию производить полезное ядерное топливо, а не трансурановые отходы. Когда. U. поглощает нейтрон, он либо делится, либо становится . U.. Вероятность деления при поглощении теплового нейтрона составляет около 92%; отношение захвата к делению. U., следовательно, составляет примерно 1:12, что лучше, чем соответствующее отношение захвата к делению . U. (примерно 1: 6), или. Pu. или . Pu. (оба примерно 1: 3). В результате получается меньше трансурановых отходов, чем в реакторе, использующем уран-плутониевый топливный цикл.
Трансмутации в ториевом топливном цикле
| ||||||||||||||
|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|---|
| Np | ||||||||||||||
| ↑ | ||||||||||||||
| U | ← | U | ↔ | U | ↔ | U | ↔ | U | ↔ | U | → | U | ||
| ↓ | ↑ | ↑ | ↑ | |||||||||||
| Па | → | Па | ← | Па | → | Па | ||||||||
| ↑ | ↑ | |||||||||||||
| Th | → | Th | ← | Th | → | Th | ||||||||
| ||||||||||||||
. U., как и большинство актиниды с четным числом нейтронов не делящиеся, но захват нейтронов дает делящиеся. U.. Если делящийся изотоп не расщепляется при захвате нейтронов, он производит . U., . Np., . Pu. и, в конечном итоге, делящиеся. Pu. и более тяжелые изотопы плутония.. Np. может быть удален и сохранен как отходы или сохранен и преобразован в плутоний, где большая его часть расщепляется, а остаток становится . Pu., затем америций и кюрий, которые в свою очередь, могут быть удалены как отходы или возвращены в реакторы для дальнейшей трансмутации и деления.
Однако . Pa. (с периодом полураспада 3,27 × 10 лет) образовался в результате (n, 2n) реакций с. Th. (давая. Th., который распадается на . Pa. ), тогда как не являются трансурановыми отходами, они являются основным источником долгосрочной радиотоксичности отработавшего ядерного топлива.
. U. также образуется в этом процессе посредством (n, 2n) реакций между быстрыми нейтронами и. U., . Pa., и. Th. :
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {{^{232}_{90}Th}->[+ n] {^ {233} _ {90} Th} ->[\ beta ^ {-}] {^ { 233} _ {91} Pa} {\ text {}} ->[\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {92} U} ->[+ n-2n] {^ {232} _ { 92} U}}} \\ {\ ce {{^ {232} _ {90} Th} ->[+ n] {^ {233} _ {90} Th} ->[\ beta ^ {-}] {^ {233} _ {91} Pa} {\ text {}} ->[+ n-2n] {^ {232} _ {91} Pa} ->[\ beta ^ {-}] {^ {232} _ {92} U}}} \\ {\ ce {{^ {232} _ {90} Th} ->[+ n-2n] {^ {231} _ {90} Th} ->[\ beta ^ {-}] {^ {231} _ {91} Pa} {\ text {}} ->[+ n] {^ {232} _ {91} Pa} ->[\ beta ^ {-}] {^ {232} _ {92} U}}} \\ {} \ end {align}}}]( https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/c082ef8785480b488370fecb974943fbc7bff08f )
В отличие от большинства тяжелых изотопов с четными номерами,. U. также является делящимся деление топлива превышает половину времени, в течение которого оно поглощает тепловые нейтроны.. U. имеет относительно короткий период полураспада (68,9 года), а некоторые продукты распада испускают высокоэнергетическое гамма-излучение, например, . Rn., . Bi. и, в частности, . Tl.. полная цепочка распада, вместе с периодами полураспада и соответствующими гамма-энергиями, это:
4n цепочка распадов Th, обычно называемая «ториевой серией» . U. распадов в . Th., где он присоединяется к цепочке распада . Th.
![{\displaystyle {\begin{aligned}{}\\{\ce {^{232}_{92}U ->[\ альфа] ^ {228} _ {90} Th}} \ \ mathrm {(68.9 \ years)} \\ {\ ce {^ {228} _ {90} Th ->[\ alpha] ^ {224} _ {88} Ra}} \ \ mathrm {(1.9 \ year)} \\ {\ ce {^ {224} _ {88} Ra ->[\ alpha] ^ {220} _ {86} Rn}} \ \ mathrm {(3,6 \ день, \ 0,24 \ МэВ)} \\ {\ ce {^ {220} _ {86} Rn ->[\ alpha] ^ {216} _ {84} Po}} \ \ mathrm {(55 \ s, \ 0.54 \ МэВ)} \\ {\ ce {^ {216} _ {84} Po ->[\ alpha] ^ {212} _ {82} Pb}} \ \ mathrm { (0,15 \ s)} \\ {\ ce {^ {212} _ {82} Pb ->[\ beta ^ -] ^ {212} _ {83} Bi}} \ \ mathrm {(10,64 \ h) } \\ {\ ce {^ {212} _ {83} Bi ->[\ alpha] ^ {208} _ {81} Tl}} \ \ mathrm {(61 \ m, \ 0,78 \ МэВ)} \ \ {\ ce {^ {208} _ {81} Tl ->[\ beta ^ -] ^ {208} _ {82} Pb}} \ \ mathrm {(3 \ m, \ 2.6 \ МэВ)} \ \ {} \ end {align}}}]( https://wikimedia.org/api/rest_v1/media/math/render/svg/84159d783a87a794a657d34a04f5e151e74f20 7f )
Топливо ториевого цикла производит жесткие гамма-выбросы, которые повреждают электронику, что ограничивает их использование в бомбах.. U. нельзя химически отделить от. U. от использованного ядерного топлива ; однако химическое отделение тория от урана удаляет продукт распада. Th. и излучение из остальной части цепи распада, которые постепенно накапливаются по мере повторного накопления. Th.. Загрязнения можно также избежать, используя реактор-размножитель с расплавом солей и разделяя. Pa. до того, как он распадется на. U.. Жесткое гамма-излучение также создает радиологическую опасность, которая требует удаленного обращения во время переработки.
В качестве воспроизводящего материала торий аналогичен. U., большей части природного и обедненного урана. Сечение поглощения тепловых нейтронов (σa) и резонансный интеграл (среднее нейтронных сечений по промежуточным энергиям нейтронов) для. Th. примерно в три и одну треть раз больше соответствующих значений для. U..
Основное физическое преимущество ториевого топлива состоит в том, что оно делает возможным создание реактора-размножителя, который работает с медленными нейтронами, иначе известный как тепловой реактор-размножитель. Эти реакторы часто считаются более простыми, чем более традиционные размножители быстрых нейтронов. Хотя сечение деления тепловых нейтронов (σ f) полученного. U. сопоставимо с. U. и. Pu., оно имеет гораздо меньшее сечение захвата (σ γ), чем последние два делящихся изотопа, обеспечивая меньшее поглощение неделящихся нейтронов и улучшенную экономию нейтронов. Отношение нейтронов, высвобождаемых на поглощенный нейтрон (η) в. U., больше двух в широком диапазоне энергий, включая тепловой спектр. Воспроизводящий реактор в уран-плутониевом цикле должен использовать быстрые нейтроны, потому что в тепловом спектре один нейтрон, поглощенный. Pu., в среднем приводит к менее чем двум нейтронам.
По оценкам, в земной коре тория в три-четыре раза больше, чем урана, хотя современные сведения о запасах ограничены. Текущий спрос на торий был удовлетворен как побочный продукт добычи редкоземельных элементов из песков монацита. Примечательно, что в морской воде растворено очень мало тория, поэтому добыча морской воды нецелесообразна, как это происходит с ураном. Используя реакторы-размножители, известные ресурсы тория и урана могут генерировать энергию мирового масштаба в течение тысяч лет.
Топливо на основе тория также демонстрирует благоприятные физические и химические свойства, которые улучшают работу реактора и хранилища. По сравнению с преобладающим топливом реактора диоксид урана (UO. 2), диоксид тория (ThO. 2) имеет более высокую точку плавления, более высокую теплопроводность и более низкий коэффициент теплового расширения. Диоксид тория также демонстрирует более высокую химическую стабильность и, в отличие от диоксида урана, не дополнительно окисляет.
, поскольку. U., произведенный в ториевом топливе, в предлагаемых конструкциях энергетических реакторов значительно загрязнен. U. отработанное ядерное топливо на основе тория обладает присущей устойчивостью к распространению.. U. не может быть химически отделен от. U. и имеет несколько продуктов распада, которые испускают гамма-излучение высокой энергии. Эти высокоэнергетические фотоны представляют собой радиологическую опасность, которая требует использования дистанционного управления выделенным ураном и помогает в пассивном обнаружении таких материалов.
В долгосрочной (порядка 10-10 лет) радиологической опасности обычного отработанного ядерного топлива на основе урана преобладают плутоний и другие второстепенные актиниды, после чего долгоживущие продукты деления снова вносят значительный вклад. Одного захвата нейтрона в. U. достаточно для получения трансурановых элементов, тогда как для этого обычно необходимо пять захватов из. Th.. 98–99% ядер топливного цикла ториевого цикла делятся либо на. U., либо на. U., поэтому образуется меньше долгоживущих трансурановых элементов. Из-за этого торий является потенциально привлекательной альтернативой урану в смешанном оксидном (МОКС) топливе для минимизации образования трансурановых соединений и максимального разрушения плутония.
Существует несколько проблем, связанных с применением тория в качестве ядерного топлива, особенно для твердотопливных реакторов:
В отличие от урана, торий природного происхождения является эффективно мононуклидным и не содержит делящихся изотопов; делящийся материал, обычно. U.,. U. или плутоний, должен быть добавлен для достижения критичности. Это, наряду с высокой температурой спекания , необходимой для получения топлива из диоксида тория, усложняет производство топлива. Национальная лаборатория Ок-Ридж экспериментировала с тетрафторидом тория в качестве топлива в реакторе с расплавом солей с 1964 по 1969 год, который, как ожидалось, будет легче обрабатывать и отделять от загрязняющих веществ. которые замедляют или останавливают цепную реакцию.
В открытом топливном цикле (т.е. с использованием. U. in situ) более высокое выгорание необходимо для достижения благоприятной экономии нейтронов. Хотя диоксид тория показал хорошие результаты при выгорании 170 000 МВт-сут / т и 150 000 МВт-сут / т на электростанции Fort St. Vrain и AVR соответственно, проблемы усложняют достижение этого в легкой воде. реакторы (LWR), которые составляют подавляющее большинство существующих энергетических реакторов.
В прямоточном ториевом топливном цикле топливо на основе тория дает гораздо меньше долгоживущих трансурановых элементов, чем топливо на основе урана, некоторые долгоживущие актиниды продукты представляют собой долгосрочное радиологическое воздействие, особенно. Pa. и. U.. В замкнутом цикле. U. и. Pa. могут быть повторно обработаны.. Pa. также считается отличным горючим поглотителем ядов в легководных реакторах.
Другой проблемой, связанной с ториевым топливным циклом, является сравнительно большой интервал, в течение которого. Th. переходит в. U.. Период полураспада элемента. Pa. составляет около 27 дней, что на порядок больше, чем период полураспада . Np.. В результате в топливе на основе тория образуется значительное количество. Pa... Pa. является значительным поглотителем нейтронов и, хотя в конечном итоге превращает в делящийся. U., для этого требуется еще два поглощения нейтронов, что ухудшает экономию нейтронов и увеличивает вероятность продукции трансурановых.
В качестве альтернативы, если твердый торий используется в замкнутом топливном цикле, в котором. U. перерабатывается, дистанционное обращение необходимо для топлива изготовление из-за высоких уровней излучения, возникающих в результате продуктов распада. U.. Это также верно для рециркулированного тория из-за присутствия. Th., который является частью последовательности распада. U.. Кроме того, в отличие от проверенной технологии переработки уранового топлива (например, PUREX ), технология переработки тория (например, THOREX) только разрабатывается.
Хотя наличие. U. усложняет ситуацию, существуют общедоступные документы, свидетельствующие о том, что. U. использовался однажды в испытании ядерного оружия. Соединенные Штаты испытали сердцевину композитной. U. -плутониевой бомбы во время взрыва MET (Military Effects Test) во время операции «Чайник» в 1955 году, но с гораздо меньшей мощностью, чем ожидалось.
Защитники реакторы с жидкой активной зоной и солевым расплавом, такие как LFTR, утверждают, что эти технологии устраняют недостатки тория, присущие твердотопливным реакторам. Поскольку было построено только два реактора с жидкой активной зоной на фторидной соли (ORNL ARE и MSRE ) и ни один из них не использовал торий, трудно подтвердить точные преимущества.
Ториевое топливо используется в нескольких различных типах реакторов, включая легководные реакторы, тяжелые водные реакторы, высокотемпературные газовые реакторы, быстрые реакторы с натриевым теплоносителем и жидкие солевые реакторы.
из МАГАТЭ TECDOC-1450 «Ториевый топливный цикл - потенциальные преимущества и Проблемы », Таблица 1: Утилизация тория в различных экспериментальных и энергетических реакторах. Кроме того, Дрезден 1 в США использовал «угловые стержни из оксида тория».
| Название | Страна | Тип реактора | Мощность | Топливо | Период эксплуатации |
|---|---|---|---|---|---|
| AVR | Германия (Запад) | HTGR, экспериментальный (реактор с галечным слоем ) | 015000 15 МВт (эл.) | Th +. U. Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды | 1967–1988 |
| THTR-300 | Германия (Запад) | HTGR, мощность (галечный тип ) | 300000 300 МВт (эл.) | Th +. U., топливо для привода, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды | 1985–1989 |
| Линген | Германия (Запад) | BWR облучение- испытание | 060000 60 МВт (эл.) | Тестовое топливо (Th, Pu) O 2 таблетки | 1968–1973 |
| Дракон (OECD - Euratom ) | UK (также Швеция, Норвегия и Швейцария) | HTGR, экспериментальный (конструкция «штифт в блоке») | 020000 20 МВт | Th +. U. Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды | 1966–1973 |
| Peach Bottom | США | HTGR, эксперимент al (призматический блок) | 040000 40 МВт (эл.) | Th +. U. Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, оксиды и дикарбиды | 1966–1972 |
| Форт St Vrain | США | HTGR, Мощность (призматический блок) | 330000 330 МВт (эл.) | Th +. U. Драйверное топливо, частицы топлива с покрытием, дикарбид | 1976–1989 |
| MSRE ORNL | США | MSR | 007500 7,5 МВт | . U. расплавленные фториды | 1964–1969 |
| BORAX-IV Речной вокзал Элк | США | BWR (штифтовые узлы) | 002400 2,4 МВт (эл.); 24 МВт (эл.) | Th +. U. Таблетки оксида топлива водителя | 1963–1968 |
| Порт отгрузки | США | LWBR, PWR, (штифты в сборе) | 100000 100 МВт (эл.) | Th +. U. Драйверное топливо, оксидные таблетки | 1977–1982 |
| Indian Point 1 | США | LWBR, PWR, (штифты в сборе) | 285000 285 МВт (эл.) | Th +. U. Драйверное топливо, оксид гранулы | 1962–1980 |
| SUSPOP / KSTR KEMA | Нидерланды | Водная гомогенная суспензия (штифтовые сборки) | 001000 1 МВт | Th + ВОУ, оксидные окатыши | 1974–1977 |
| NRX и NRU | Канада | MTR (шпильки в сборе) | 020000 20 МВт; 200 МВт (см. ) | Th +. U., Test Fuel | 1947 (NRX) + 1957 (NRU); облучение – испытание нескольких тепловыделяющих элементов |
| CIRUS ; DHRUVA ; KAMINI | Индия | MTR термический | 040000 40 МВт; 100 МВт; 30 кВт (низкая мощность, исследования) | Al +. U. Драйверное топливо, J-стержень Th и ThO2, J-стержень ThO 2 | 1960–2010 (CIRUS); прочее в эксплуатации |
| КАПС 1 и 2 ; 1 и 2 сомов; RAPS 2, 3 и 4 | Индия | PHWR, (сборки штифтов) | 220000 220 МВт (эл.) | ThO 2 таблетки (для выравнивания нейтронного потока в исходной активной зоне после запуска) | 1980 (RAPS 2) +; продолжается во всех новых PHWR |
| FBTR | Индия | LMFBR, ( штифтовые узлы) | 040000 40 МВт | ThO 2 бланкет | 1985; в эксплуатации |
| Петтен | Нидерланды | Эксперимент с расплавленной солью тория в реакторе с высоким потоком | 060000 45 МВт (эл.) | ? | 2024; планируется |
Портал ядерных технологий 
Энергетический портал
