Алексей Васильев: Сегодня годовщина аварии на Чернобыльской АЭС, которая очень сильно тормознула развитие ядерной энергетики
Сегодня годовщина аварии на Чернобыльской АЭС, которая очень сильно тормознула развитие ядерной энергетики. Сейчас, уже на расстоянии десятилетий, после гораздо более масштабной катастрофы в Фукусиме (повреждены сразу 6 реакторов), и развитии средств защиты, протоколов безопасности, ядерная энергетика переживает ренессанс. Ведь очевидно что без ядерной энергетики невозможно развитие цивилизации, ВИЭ могут только дополнять, но не заменят энергию атома..
Поэтому продолжаем цикл о перспективах мирного атома, в частности тория:
Почему сохраняется интерес к ториевому топливному циклу?Основное преимущество тория, из-за которого его стоит осваивать - это возможность создать реактор-размножитель на тепловых нейтронах, если в качестве замедлителя использовать тяжёлую воду. Тяжеловодные реакторы не новинка для отрасли и накоплен большой опыт их эксплуатации, особенно в Канаде с ее канальными реакторами CANDU.
Работает это следующим образом.
При облучении тория-232, в нем постепенно нарабатывается уран-233 по схеме: торий-232 (радиационный захват) торий-233 (бета-минус распад) протактиний-233 (бета-минус распад) уран-233. У урана-233 выход вторичных нейтронов такой же как у урана-235. А вот соотношение сечения радиационного захвата к делению у урана-233 составляет около 0,1, тогда как у урана-235 - 0,2. То есть, уран-233 имеет в два раза меньшее паразитное поглощение нейтронов, которое не сопровождается делением. Поэтому замена урана-235 на уран-233 позволяет сэкономить нейтроны, которые можно потратить на облучение тория-232.
Второе слагаемое, которое экономит нейтроны - это замена обычной воды на тяжелую. Сечение поглощение нейтрона у водорода на порядки выше, чем у дейтерия. Поэтому тяжелая вода почти не поглощает нейтроны при их замедлении.
Скрупулезная экономия нейтронов - то, на чем построена концепция реактора-размножителя на тепловых нейтронах. Коэффициент воспроизводства топлива (КВ) там небольшой, но больше 1, А этого достаточно для формирования следующей топливной загрузки реактора и накопления небольшого избытка урана-233.
Собственно, эту технологию развивают индусы, их PHWR - канальные реакторы с тяжеловодным замедлителем - как раз и призваны создать замкнутый топливный цикл на основе ториевого топлива. Запускать его хотят в три этапа:
1) работа обычных легководных реакторов ВВЭР/PWR на низкообогащенном уране для накопления плутония;
2) работа PHWR на топливе из смеси тория с плутонием из легководных реакторов для накопления урана-233;
3) работа PHWR на топливе торий-232 + уран-233.
У нас же сделали ставку на реакторы на быстрых нейтронах. Они построены по другому принципу: не пытаться любым путем экономить нейтроны, а увеличивать их выход в результате деления путем поддержания высокой энергии у нейтронов. Чем более "горячий" нейтрон налетает на тяжелое ядро - тем больше вторичных нейтронов получается при его делении. БН могут реализовать как воспроизводство плутония на уране-238, так и урана-233 на тории. Однако технология БН намного сложнее в освоении, нежели PHWR, поэтому Индия свою программу натриевых реакторов развивает во вторую очередь. Аналогичный соблазн есть и у Китая, учитывая накапливающиеся запасы ториевых отвалов от производства РЗЭ. Для России вопрос выбора между ураном и торием не стоит: технология БН в этом плане всеядна, и она практически готова к коммерческому использованию.
(с) Инженерный клуб.