5.3. Ториевый топливный цикл

Единственными сырьевыми материалами в природе, используя которые можно с помощью нейтронов создать расширенное воспроизводство ядерного топлива, являются уран-238 и торий-232. Воспроизводство ядерного топлива требует избыточных нейтронов и их количество в расчете на каждый поглощенный делящимся атомом нейтрон должно быть больше 2 (η>2). Высокоэнергетический спектр нейтронов быстрого реактора создает такие условия для плутония-239: при этих энергиях нейтронов η=2,88. Для урана-235 величина η=2,39 ниже в этом энергетическом спектре нейтронов (при обогащении 15%).

Торий-232, как и уран-238, тепловыми нейтронами не делится, но в реакции радиационного захвата теплового нейтрона образует отсутствующий в природе новый делящийся элемент уран-233 (сечение 7,40 барн):

с периодом полураспада Т 1/2 =1,59·10 5 лет.

Уран-233 по своим характеристикам делящегося тепловыми нейтронами элемента превосходит уран-235:

сечение деления σдел=531 барн; выход нейтронов на деление ν=2,49; коэффициент деления η=2,29. По количеству новых нейтронов η, образованных при делении в расчете на каждый поглощенный нейтрон, уран-233 превосходит уран-235 на ~11% (для урана-235 и тепловых нейтронов η=2,07).

Энергетический спектр тепловых нейтронов является наиболее подходящим для воспроизводства урана-233. В реакторах на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства может составлять 1,0–1,05. Благодаря воспроизводству делящегося урана-233 открывается возможность вовлечения в производство энергии новых природных ресурсов в качестве исходного сырья для ядерно-энергетических установок. Это позволит значительно снизить потребности в природном уране, который будет нужен только для активных зон вновь строящихся ядерных реакторов.

Реактор–размножитель ядерного топлива на тепловых нейтронах производит из природного тория-232 делящийся уран-233. Реактор этого типа может иметь активную зону, содержащую смесь тория-232 и урана-233, окруженную зоной воспроизводства из тория-232. При отсутствии урана-233 (на начальном этапе развития) активная зона может состоять из смеси урана-235 и тория-232, но при этом потери нейтронов достигают 3% и коэффициент воспроизводства будет невысоким – ~0,6 (это скорее коэффициент конверсии); коэффициент воспроизводства повышается при использовании урана-233 вместо урана-235. В связи с небольшим коэффициентом воспроизводства (≥ 1) необходимо свести к минимуму паразитный захват нейтронов в конструкционных материалах активной зоны и зоны воспроизводства (так как экономика торий-урановых систем очень сильно зависит от достижимого коэффициента конверсии). В таких реакторах для замедления нейтронов используют материалы, слабо поглощающие нейтроны (графит, тяжелую воду D2О). Расчеты показывают, что можно достичь коэффициента воспроизводства, равного 1,06.

Этот топливный цикл перспективен для систем на расплавленных солях и в газографитовых реакторах. В жидкосолевом реакторе используются соединения урана UF4 и тория ThF 4 в эвтектическом сплаве BeF, ZrF4, NaF (или 7LiF). Система на расплавленных солях имеет несколько преимуществ:

• активная зона реактора не содержит поглощающих нейтроны конструкционных материалов;
• теплоносителем является расплав солей, проходящий через активную зону;
• можно непрерывно удалять «шлаки» – продукты реакции деления;
• можно непрерывно заменять ядерное топливо;
• исключаются затраты на производство тепловыделяющих элементов;
• радиационное повреждение расплавленных солей меньше, чем твердых материалов;
• можно получить коэффициент воспроизводства 1,07, т.е. получить избыточный коэффициент воспроизводства 7%.

Температура жидких солей в активной зоне реактора достигает ~ 700°С, давление –близкое к атмосферному, термодинамический к.п.д. реактора более 40%.

Газографитовый реактор с гелиевым теплоносителем в ториевом топливном цикле теоретически способен воспроизводить больше делящегося вторичного топлива, чем расходовать. Но запас этот невелик.

Недостатком ториевого топливного цикла является отсутствие полностью разработанной технологии переработки облученного топлива. В настоящее время ториевый топливный цикл не нашел широкого применения.