Вопрос 13 Уран-ториевые аэс.
В современной ядерной энергетике известныдваосновных топливных цикла – уран-плутониевый и уран-ториевый. Первыйосновываетсянареакцияхделения 235U и синтеза делящегося 239Pu из238U, а второй – наделении 233U (настартеиспользуется 235U) и синтезеделящегосяизотопа 233U из 232Th вреакциях с нейтронами.
Оказалось, что современная ядерная энергетиканетакбезопасна, какхотелось
бы. Крометого, существуютпроблемы с переработкой отработанного ядерного топлива и с захоронением отходов. Самыйтрудный вопрос, что делать сактинидами (неделящимися изотопами плутония, нептунием, америцием и кюрием), которые в большихколичествах нарабатываются в современных энергетическихреакторахуран-плутониевогоцикла. Они
представляютсамуюбольшуюопасность, посколькучрезвычайноядовиты, выделяют много энергии и долгоживут. Захораниватьих с гарантиейнадежностина миллионы лет практическиневозможно. Большие надеждывозлагались в уран-плутониевом цикле нареакторынабыстрыхнейтронах, которые, казалось бы, позволяютвключить в энергетику почти весьуран, переводяего в 239Pu. В этихжереакторахвозможнодожигание
актинидов. Стоимостисооружениятакоготипареакторовпрогнозировалисьне выше стоимости реакторов натепловых нейтронах.
Все указанные проблемы в принциперешаютсяприпереходена уран-ториевый топливный цикл вбезтвэльных реакторах. Есликоротко, тотакойреакторимеет низкий запас реактивности (обусловленныйвозможностью непрерывной дозированной добавки топлива, а такжеего очисткой от осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатацииконтура) и отрицательный температурный коэффициентреактивности, что полностью обеспечивает ядернуюбезопасность.
Преимущества.
1. Торий в 3-4 разаболераспространённый в земнойкореэлемент, чемуран.
2. Природныйторийсостоитизодногоизотопа и егововлечение в топливныйцикл в отличие от уранане требует трудоёмкого разделения изотопов.
3. Поперечноесечение поглощения тепловых нейтронов (σa) у 232Th в трираза больше чем у 238U.Следовательно, полное преобразование тория в тепловомреактореболееэффективно, чем в случае урана.
4. Ториевыетопливаобладают и некоторымиблагоприятными физическими и химическими свойствами,которые улучшающие эксплуатацию реактора. Посравнению с наиболее распространённым реакторнымтопливом на основе диоксида урана (UO2), диоксидтория (ThO2) имеет более высокую температуруплавления, у него выше теплопроводность, и болеенизкийкоэффициенттепловогорасширения. Диоксид
торияхимическистабильнее и, в отличиеотдиоксидаурана, несклонен к дальнейшемуокислению.
5. Поскольку 233U произведенный в ториевыхтопливахнеизбежнозагрязнен с 232U, то это ядерноетопливо само защищает себя отхищений.
6. Длительная (порядка 103 - 106 лет) радиологическая опасность обычного используемого ядерноготоплива на основе урана определяетсяплутонием и минорными актинидами, после распада которыхдолгоживущие продукты деления снова вносятсущественныйвклад в радиоэкологическуюопасность.
7. Ядерныереакторынаториевомтопливеболеебезопасны, чем на урановом, поскольку ториевыереакторы не обладают запасом реактивности.Поэтомуникакие разрушения аппаратуры реактора неспособны вызвать неконтролируемую цепную реакцию.
Недостатки:
1. Торий – рассеянныйэлемент, необразующий собственных руд и месторождений
2. Вскрытиемонацита – процесснамногоболеесложный, чем вскрытие большинства урановых руд.Отделение тория от РЗЭ – процесснамногоболеесложный, чемвыделение и очисткаурана.
3. Из-заплохихмеханическихсвойствтория, изнего невозможно изготовить какие-либо изделияточной формы, к тому жеториевыеизделиялегкоизменяютсвоюформу в реакторныхусловиях.
4. В отличиеотурана, естественныйторийнесодержит никаких делящихся изотопов; чтобыдостигнуть критичности необходимо добавлять делящийсяматериал 233U, 235U, илиплутоний.
5. Еслиторийиспользуется в открытом топливном цикле, то чтобы
достигнутьблагоприятнойнейтроннойэкономикинеобходимывысокиестепенивыгорания.
6. Сравнительнодлинныйвременнойинтервал в течениекоторого 232Th порождает 233U. Периодполураспада 233Pа - примерно 27 дней, что больше периода полураспада 239Np
Таким образом, основной недостаток ториевого цикла понятен – он просто намного дороже уранового.
- Вопрос 1
- Вопрос 2.
- Вопрос 3.
- Вопрос 4
- Вопрос 5
- Выбросы золы и очистка от них.
- Выбросы серы и очистка от них
- Вопрос 7
- Вопрос 8 аэс с реактором ввэр-100.
- Вопрос 9 аэс с кипящим реактором.
- Вопрос 10 Характеристики рбмк
- [Править]Конструкция
- Рбмк-1000
- Рбмк-1500
- Рбмк-2000, рбмк-3600, рбмкп-2400, рбмкп-4800, (прежние проекты)
- Рбмк-2000, рбмк-3600
- Рбмкп-2400, рбмкп-4800 мкэр (современные проекты)
- Достоинства
- [Править]Недостатки
- Вопрос 11 Реакторы с шаровой засыпкой.
- Вопрос 12 Научно-исследовательские реакторы.
- Вопрос 13 Уран-ториевые аэс.
- Вопрос 14
- Вопрос 15 аэс с реактором ввэр 440.
- Вопрос 16
- 16.Перегрузка активной зоны
- Вопрос 17
- Вопрос 21
- Вопрос 23
- Вопрос 24 Обращение с оят.
- Вопрос 25 Хранение отработанного ядерного топлива.