Ториевая мечта

Идея вовлечения тория в ядерный топливный цикл уже не одно десятилетие будоражит умы ведущих ученых атомной отрасли России и мира. Потенциальная эффективность использования тория как в уже существующих, так и во вновь разрабатываемых реакторных технологиях способствует регулярному появлению новых концепций в этом направлении.

Текст: Сергей ПАНОВ
Фото: Flickr / Oak Ridge National Laboratory
Апрельские тезисы
В конце апреля 2018 года в Санкт-Петербурге прошло награждение лауреатов Международного конкурса научных, научно-технических и инновационных разработок, направленных на развитие топливно-энергетической и добывающей отраслей промышленности. По итогам конкурса второй премией отмечен ведущий научный сотрудник саровского РФЯЦ-ВНИИЭФ Василий Маршалкин за разработку концепции замкнутого торий-уран-плутониевого топливного цикла атомной энергетики.

Концепция предполагает внедрение тория в ЯТЦ широко распространенных в мире реакторных технологий типа ВВЭР (PWR). Рассматривается работа реактора на тепловых нейтронах в режиме топливного самообеспечения, то есть прорабатывается вопрос замыкания ЯТЦ на ториевом топливе. Отличительная особенность предлагаемого варианта внедрения тория в ЯТЦ тепловых реакторов — использование в качестве теплоносителя тяжелой воды с постепенным разбавлением ее легкой водой в процессе работы установки.

Предполагается, что реализация заявленного подхода приведет к существенному, практически на два порядка, росту топливной базы атомной энергетики, качественному упрощению процесса обращения с образующейся номенклатурой РАО, укреплению ядерной безопасности реакторных технологий типа ВВЭР (PWR). Помимо этого, предложенная концепция позволит создать надежный технологический барьер, препятствующий несанкционированному распространению делящихся материалов.

В процессе разработки концепции автор провел необходимые расчеты и анализ нейтронной кинетики и цепочки изотопных преобразований, которые в целом продемонстрировали оптимальность и эффективность предлагаемого варианта вовлечения тория в ЯТЦ легководных реакторов.

Однако для принятия в будущем обоснованного решения о коммерческом внедрении предлагаемой разработки требуются дополнительные конструкторские подтверждения принципиальной возможности эффективного использования тория в активной зоне реакторов типа ВВЭР (PWR).

При этом важно отметить, что экономическая оправданность предлагаемых В. Маршалкиным решений по перспективному ЯТЦ напрямую зависит от характеристик технологий переработки ОЯТ и изготовления «свежего» ядерного топлива с широким изотопным составом актинидов, которые еще только предстоит разработать.
Простота и оптимальность
Оригинальность предложения В. Маршалкина заключается в том, что замыкание ЯТЦ предлагается осуществить не путем традиционно рассматриваемой в таких случаях ориентации на быстрый спектр нейтронов, а путем перехода от классической связки
²³⁸U–²³⁹Pu к перспективной изотопной паре ²³²Th–²³³U.

Нейтронно-ядерные свойства изотопов ²³³U, ²³²Th в совокупности с изменяющимся в течение топливной кампании составом водяного теплоносителя и замедлителя реакторов типа ВВЭР (PWR) позволяют в итоге обеспечить требуемый уровень воспроизводства изотопов ²³³U и ²³⁵U.

Запас реактивности при стартовой загрузке обеспечивается относительно высоким содержанием изотопа ²³³U в загружаемом торий-урановом топливе с одновременным использованием в качестве теплоносителя тяжелой воды. Это позволяет на старте топливной кампании иметь требуемый запас реактивности системы без необходимости его дополнительного регулирования поглотителями нейтронов.

В процессе работы реактора на мощности для использования имеющегося запаса реактивности в тяжеловодный теплоноситель предлагается добавлять легкую воду, что позволит поддерживать реактор в критическом состоянии, несмотря на постепенное выгорание запального ²³³U.

Предложенный способ реализации ториевого ЯТЦ в водо-водяных реакторах предполагает относительно простую реализацию при обеспечении оптимальной нейтронной кинетики и приводит к качественно новому уровню ядерной безопасности непосредственно за счет исключения большого запаса реактивности на старте топливной кампании.

Проведенные автором расчеты показали, что стабильность работы реактора на мощности в случае использования ториевого топлива обеспечивается за счет расширенного воспроизводства ²³³U, образующегося в результате β-распада ²³³Pa, который в свою очередь нарабатывается в процессе захвата нейтронов торием.
Состав РАО от переработки 1 т Th-U-Pu ОЯТ
Предполагается, что при переработке одной тонны ОЯТ после стандартной четырехлетней топливной кампании РАО, отправляемые на окончательное захоронение, будут содержать
Трансмутационная цепочка
(вклад в число разделяющихся ядер за кампанию)
Рециклирование и трансмутация
Эффективность трансмутации тория, выступающего в качестве сырья в предлагаемой концепции замыкания ЯТЦ, обусловлена наработкой в активной зоне ВВЭР (PWR) ²³⁵U. Одновременно с этим представленные В. Маршалкиным расчетные оценки показали относительно низкую наработку «вредного» ²³⁶U и изотопов долгоживущих тяжелых элементов (²³⁷Np, ²³⁸Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴²Pu), а также америция.

Расчеты подтвердили принципиальную возможность реализации топливного самообеспечения реактора и выхода на равновесный режим по выбранному сценарию использования торий-уран-плутониевого топлива.

Важно, что в предлагаемом ториевом варианте замыкания ЯТЦ актиноиды также рециклируются, а их потери и попадание в РАО определяются исключительно возможностями применяемой технологии переработки ОЯТ. Реактор становится практически «всеядным».
Благородная цель
Исследования вариантов вовлечения тория в ЯТЦ энергетических реакторов ведутся во многих странах. Основные игроки на этом поле — атомщики из Индии, России, США и стран Евросоюза.

Сегодня назвать сроки и определить масштабы промышленного развертывания ториевого направления проблематично, так как для начала требуется подтверждение реализуемости и эффективности предлагаемых технических решений. Однако в случае успешной реализации продвигаемых многими специалистами ториевых идей перед атомной энергетикой откроются новые горизонты развития, связанные, прежде всего, с колоссальным расширением топливной базы и повышением уровня безопасности реакторных установок.

ДРУГИЕ МАТЕРИАЛЫ НОМЕРА