Перспективы ториевого топливного цикла мишель Лунг (Michel Lung)

Вид материала

Содержание

1985 - наше время.
2. Торий в качестве ядерного топлива
2.2. Достоинства ториевого цикла
2.3. Недостатки ториевого цикла
3. Опытные разработки
3.2. Высокотемпературные реакторы
3.3. Экспериментальные высокотемпературные реакторы
3.4. Промышленный образец высокотемпературного реактора
3.5. Другие типы реакторов
4. Утрата интереса, новые приоритеты
5. Предварительные выводы

Подобный материал:

ПЕРСПЕКТИВЫ ТОРИЕВОГО ТОПЛИВНОГО ЦИКЛА

Мишель Лунг (Michel Lung)

Доклад на семинаре в Объединенном исследовательском центре (JRC), Испра, Италия, июль 1996 года.

1. Почему торий? Краткий экскурс в историю

Можно выделить три этапа развития ядерной энергетики, в начале в США:

1.1. 1945-1958. Продолжение Манхэттенского проекта ведущими американскими лабораториями: Брукхэвен, Ок-Ридж, Лос-Аламос - U-233, полученный на основе тория, рассматривается в качестве возможного материала для заряда на пушечном сближении; производство таких устройств проще, чем производство плутониевых зарядов. В 1958 году было получено около 55 кг U-233.

1.2. 1955-1975. Программа "Атом во имя мира" открывает целый поток проектов, реализуемых вначале совместными усилиями Комиссии по атомной энергии США и американской промышленности. Царит послевоенный оптимизм, ядерная энергия воспринимается как величайшее достижение в свете массовой потребности в энергии в грядущие десятилетия. Торий, по своему количеству в природе превосходящий уран, по прогнозам к 1980 году, должен был сыграть важную роль в энергетике. В этот период в США из 900 тонн тория было получено 1500 кг U-233. Вводятся в эксплуатацию многочисленные реакторы. Во многих странах создаются предприятия по производству и добыче тория. В США, Германии, Франции добыто приблизительно по 2000 тонн тория, часть из этого количества сохранилась до сих пор.

1.3. 1985 - наше время. В результате решений президентов Форда и Картера и популярности легководных реакторов происходит замедление развития других направлений ядерной энергетики; по ряду других причин интерес к торию падает, и это направление постепенно забывается.

Индия, несмотря ни на что, продолжает упорно претворять планы, намеченные еще во времена покойного доктора Баба; энергетическая независимость страны с миллиардным населением будет, главным образом, обеспечена благодаря атомной энергии. Однако запасов урана в Индии (50000 тонн) недостаточно даже при условии строительства бридерных реакторов, а ее обширные запасы тория обеспечат долгосрочное устойчивое развитие энергетики.

1.4. Все прогнозы сегодня совпадают в том, что на следующие 30 лет потребность в энергии будет такой же, как было предсказано в 1980 году Международной оценкой ядерных топливных циклов. Человечество также столкнулось с проблемой парникового эффекта.

Эти проблемы вновь выведут атомную энергетику в разряд приоритетных программ развития, и торий займет в ней свое место.

2. Торий в качестве ядерного топлива

2.1. Аналогии между ураном и торием

Вообще говоря, отмечается удивительное сходство между природным ураном, содержащим 99,3% U-238, и торием, почти полностью состоящим из Th-232. Заметим, что изотопами-наработчиками являются U-238 и Th-232, а изотопами деления - U-235, и искусственные изотопы, сходные с U-235, которые представлены Pu-239 в случае урана и U-233 - в случае тория. Мимоходом отметим, что U-235 является нашей единственной ядерной "спичкой", предоставленной нам природой, поэтому следует стремиться к его экономному расходованию.

2.2. Достоинства ториевого цикла

Уран-233, полученный из тория, по крайней мере с точки зрения нейтронной физики является лучшим из трех элементов - U-235, Pu-239, U-233 - для всех энергий нейтронов практически рассматриваемых для энергетических реакторов (тепловых, эпитермальных или реакторов на быстрых нейтронах). Для U-233 отношение количества нейтронов на одну реакцию деления к количеству поглощенных нейтронов выше, чем для U-235 или Pu-239. Уран-233 в качестве топлива подойдет практически для любого типа реактора.

Кроме того, долгоживущие второстепенные актиноиды, формирующиеся в результате реакций захвата, в ториевом цикле присутствуют в меньших количествах, особенно по сравнению с плутониевым. Этот экологически позитивный фактор в последнее время используется в качестве основного аргумента в пользу тория.

Наконец, четырехвалентный торий и его производные очень устойчивы. Оксид тория ThO₂ плавится при температуре порядка 3300°С (для UO₂: 2700-2800°С). Такая повышенная стойкость обеспечивает высокую степень выгорания и допускает высокотемпературные режимы работы реактора. U-233 также сохраняет свои ценные нейтронно-физические качества при высокой температуре лучше, чем U-235 или Pu-239. Эти свойства служат естественным основанием для того, чтобы рекомендовать ториевый цикл для высокотемпературных реакторов.

2.3. Недостатки ториевого цикла

Конструкция реактора, работающего только на тории, не может быть реализована. Торию нужна "спичка", которой на сегодняшний день может служить только U-235 или плутоний. Это, в самом деле, прекрасная возможность для реализации избыточных запасов плутония.

Рано или поздно наработанный U-233 придется выделить и включить в состав высокоэффективных ТВЭЛов. Это означает, что переработка является неотъемлемой частью стабильного ториевого цикла.

В реакторе на Th-232 сначала образуется Th-233 и Pa-233 с периодом полураспада 27 суток, а затем уже - U-233:

Th-232+n Th-233 (22 минут) Pa-233 (27 суток) U-233

(1,5·10⁶ лет).

Сравнительно длительный период полураспада Pa-233 имеет результатом скачок реактивности после остановки реактора, обусловленный формированием U-233, и этот факт следует учитывать.

При переработке ThO₂ растворяется не так легко, как UO₂, но эту проблему можно решить за счет добавки буферного раствора.

Одним из основных недостатков ториевого цикла является присутствие источника жесткого гамма-излучения (2-2,6 МэВ) в производимых изотопах на тории-232 и, особенно, источника с периодом полураспада 72 года, определяемого U-232, который всегда существует наряду с U-233 при концентрациях в интервале от нескольких десятков до нескольких сотен промилей. Поэтому производство топлива на базе U-233 должно быть организовано при полной защите от гамма-излучения, а это дорогостоящая технология, которая только начинает развиваться в связи с производством ТВЭЛов из смешанного оксидного топлива UO₂-PuO₂.

3. Опытные разработки

3.1. Многочисленные проекты при участии промышленных предприятий

Примечательно, что, начиная примерно с 1955-1960 годов, было изготовлено множество опытных образцов ториевых топливных элементов, наряду с урановыми, при участии крупных промышленных компаний и научных лабораторий, среди которых можно особо отметить Oak Ridge, Babcock and Wilcox, Allis Chalmers, Westinghouse. В этих разработках принимали участие и многие другие американские лаборатории. Их примеру последовали Германия, Великобритания, Франция, Россия. Сегодня работы ведутся в Японии и Китае, особое место в этом списке занимает Индия.

3.2. Высокотемпературные реакторы

Наиболее перспективными стали разработки, связанные с появлением высокотемпературных реакторов, рассчитанных на температуру 700-800°С и работающих с гелиевым охлаждением, выбранным из-за химической инертности и хороших теплопроводных качеств гелия. Давление гелия составляет около 30-50 кг/см². В качестве отправной точки может служить опыт, приобретенный на графитовых реакторах с газовым охлаждением.

Высокотемпературный режим нужен для:

работы с традиционным парогенераторным оборудованием на базе тепловых котельных;
обеспечения высоких термодинамических качеств;
получения методами химического синтеза таких веществ, как аммиак, водород и т.д.

Топливные элементы таких реакторов представляют собой небольшие таблетки диаметром около 1 мм из карбида обогащенного урана и тория, покрытые плотным слоем пирографитового углерода, иногда с дополнительным покрытием из карбида, которое служит для удержания газообразных продуктов деления. Эти таблетки внедряются в аморфный графит, формируя так называемые "компакты".

Изготовление "компактов" - дорогостоящий и длительный процесс. Можно ли поставить это производство на поток и автоматизировать его так же легко, как производство "традиционных" ТВЭЛов? Ответ на этот вопрос имеет важное значение.

Отметим, что аналогичные ТВЭЛы для высокотемпературных графитовых реакторов можно изготовлять и из UO₂/ThO₂-микросфер, и с учетом сложности дальнейшей переработки карбидов применение оксидов требует детального изучения.

Использовались ТВЭЛы двух типов: шестиугольные графитовые ТВЭЛы и графитовые шарики диаметром 60 мм, которые медленно опускаются в активную зону реактора.

3.3. Экспериментальные высокотемпературные реакторы

Первые опытные образцы мощностью в несколько мегаватт работали устойчиво, поэтому эти конструкции стали основой для дальнейших разработок:

Реактор Peach Bottom (40 МВт) производства компании General Atomics, с 1966 по 1972 год.
Экспериментальный реактор Dragon (20 МВт) (с 1966 по 1973 год) построен и эксплуатировался в рамках совместного проекта в Великобритании при участии Швеции, Норвегии и Швейцарии; прекрасный пример международного сотрудничества. На реакторе испытывались несколько типов топливных элементов, некоторые с торием, других - без. Однако все они отличались сложной конструкцией. Реактор создавал температуру выше 1000°C, но в этих условиях графит имел тенденцию сжиматься. Были продемонстрированы выгорания топлива до 100000 МВт·сутки/тонну.
Немецкий реактор с засыпкой из шаровых тепловыделяющих элементов AVR, построенный компанией Siemens и эксплуатировавшийся с 1967 по 1969 годы, благодаря своей революционной конструкции привлек повышенное внимание и зарекомендовал себя как исключительно перспективный вариант. Его активная зона состояла из 80000 элементов, его максимальная мощность достигала 2,4 МВт при максимальной температуре 1350°C. Срок работы топлива составлял 2-6 лет, а глубина выгорания достигала 100000 МВт·сутки/тонну. Реактор работал стабильно; был даже проведен эксперимент по введению в активную зону воды с целью имитации разрыва труб теплообменника, что не повлекло за собой ни повреждений, ни аварий.

3.4. Промышленный образец высокотемпературного реактора

Вдохновленные этими результатами компании General Atomics и Siemens экстраполировали конструкции своих реакторов Peach Bottom и AVR для строительства энергетических реакторов мощностью 300 МВт, соответственно Fort St Vrain (1976-1989) и THTR (1985-1989) в Шмехаузене. За последним должна последовать более усовершенствованная концепция Modul, которая так и не была построена.

К сожалению, эти промышленные образцы конструировались слишком быстро и поэтому страдали от серьезных аварийных ситуаций, обусловленных технологическими ошибками, возникшими в то время, когда ядерная энергетика стала объектом нападок экологов при поддержке угольной и нефтяной промышленности.

Важно отметить, что эти технические неудачи не повлияли на ядерно-теоретическую концепцию самих конструкций реакторов, способных обеспечить высокий уровень выгорания, которые можно использовать в качестве "конверторов" для производства делящихся материалов.

Следует напомнить, что компания General Atomics в 80-е годы выполнила около 10 заказов на строительство высокотемпературных реакторов мощностью 1000 МВт. Правда, однако, и то, что производство топлива для высокотемпературных реакторов связано с определенными сложностями и высокими затратами, особенно при использовании тория, а переработка этого типа топлива пока еще должным образом не налажена.

В Японии компания JAERI завершает строительство своего опытного образца реактора HTTR, представляющего собой некий усовершенствованный 30 МВт вариант реактора Dragon. В Китае и России некоторые коллективы работают над созданием такого же типа реактора; в России он должен использоваться для сжигания оружейного плутония. В Нидерландах также ведутся работы над реактором типа HTR.

3.5. Другие типы реакторов

Индия продолжает свою программу Heavy Reactor, а также изготавливает часть ТВЭЛов из тория для выравнивания нейтронного потока в активной зоне. Это позволяет извлекать U-233, а через 1-2 года в Калпаккаме предполагается начать строительство экспериментального легководного реактора типа MTR Kamini мощностью 30 кВт на топливе, состоящем из оксида U-233 в алюминиевой оболочке.

Опытные образцы легководных реакторов на тории были построены и эксплуатировались в США:

Реактор с кипящей водой мощностью 24 МВт Elk River (1963-1968). Реактор был построен компанией Allis-Chalmers на базе "классических" U-Th ТВЭЛов с покрытием из сплава циркония. Этот реактор при его удовлетворительной работе имел ограниченную мощность и был остановлен. Итальянская компания CNEN и Allis Chalmers в 70-е годы приступили к реализации совместного проекта на базе ТВЭЛов Elk River.
Реактор с водой под давлением Indian Point мощностью 285 МВт также показал неплохие результаты (1962-1980).

Заслуживает упоминания предшественник реакторов с водой под давлением Shipping Port (100 МВт), запущенный в 1957 году, который сегодня уже полностью демонтирован. В конце 60-х годов Комиссия по атомной энергии США использовала его в качестве испытательного стенда для опытов с бридерной схемой на тепловых или эпитермальных нейтронах, работавшего на специальных шестигранных ТВЭЛах из U-233 в составе так называемого "фидер-бланкетного" блока. Такая конструкция позволила продемонстрировать, что количество производимого U-233 несколько выше, чем потребляемого, что достигается, правда, за счет усложнения конструкции ТВЭЛов.

В Индии существуют планы строительства бридерных реакторов на быстрых нейтронах мощностью 500 МВт с натриевым охлаждением, работающих частично на тории в составе бланкета. Сейчас реализуется инженерно-технический цикл проекта.
Сотрудниками ЕС JRC проведены исследования реакторов Orgel с ториевым топливом. Как продемонстрировали в 80-е годы совместные исследования компании Siemens и бразильских ученых, на ториевом топливе могут работать многие реакторы.
Компанией Кема в Голландии в 1974-1977 годах эксплуатировался небольшой реактор мощностью 1 МВт (SUSPOP или KSTR) на "однородном" жидком топливе, состоящем из микрочастиц UO₂/ThO₂.

В Ок-Ридже (США) в течение шести лет (1964-1969) работал экспериментальный реактор на солевом расплаве мощностью 7,5 МВт; реактор работал на однородном расплаве фторидов и, по крайней мере, в теоретическом отношении представлял собой передовую для того времени концепцию с многочисленными достоинствами: прекрасные нейтронно-физические качества, высокая безопасность, хорошие параметры воспроизводства, фильтрация газовых продуктов деления, очистка за счет летучести, высокий выход тепловых нейтронов, относительно простая конструкция. Отмечались проблемы коррозии и эрозии, которые можно было решить за счет использования более современных материалов.

4. Утрата интереса, новые приоритеты

Интерес к торию стал угасать в районе 80-х годов в силу ряда причин, которые мы не будем подробно рассматривать. Среди прочих можно отметить:

Растущее негативное отношение к ядерной энергетике со стороны пацифистских и экологических движений, добившихся от президентов Форда и Картера запрещения переработки ОЯТ, что нанесло прямой удар по ториевому топливному циклу;
Технические трудности и затраты, связанные с производством топлива из U-233 и переработкой карбидного топлива. Эти трудности сегодня можно сравнительно легко преодолеть, однако остается вопрос затрат;
Компания General Atomics - пионер в области строительства HGTR-реакторов - была куплена корпорацией Gulf;
Ослабление Комиссии по атомной энергии США нанесло удар по Ок-Риджу и его работам;
Крупный успех легководных реакторов с учетом доступности уранового сырья и сравнительной простоты производства UO₂ топлива имеет результатом отказ от идеи ториевого топлива и высокотемпературных реакторов.

Сейчас Индия осталась в одиночестве и продолжает работы над ториевым проектом.

5. Предварительные выводы

Не питая излишнего оптимизма в отношении перспектив на ближайшее будущее, мы считаем, что европейские страны должны проявить устойчивый, пусть и ограниченный, интерес к ториевому варианту с ориентацией на длительную перспективу. Хотим привести ряд причин в порядке убывания приоритетов, но в порядке возрастания значимости:

необходимость сжигания избытков плутония;
менее долгоживущие отходы;
повышенный уровень выгорания;
переход к высокотемпературным режимам;
самодостаточность энергетики при ограниченных запасах урана.

Нам представляется важной возможность создания высокотемпературных реакторов, начало которым положили ториевые реакторы, но которые могут работать и на урановом топливе при его обогащении ниже 20% по U-235, и даже на плутонии.

В эпоху, когда экономичность PWR реакторов становится проблематичной в связи их высокой стоимостью, обусловленной необходимостью создания сложных систем безопасности по сравнению с современными тепловыми электростанциями двойного цикла, современные высокотемпературные реакторы могут способствовать освоению огромного потенциала ядерной энергетики, который до настоящего времени мощности изучен не до конца.

Например, в реакторе с водой под давлением используется всего 0,6-0,8% потенциальной энергии добываемого урана при ее отдаче в виде электроэнергии 32%.

Примеры промышленных образцов, разработанных в прошлом, по крайней мере, теоретически указывают нам пути развития энергетики. Можно привести ряд интересных качеств, характеризующих возможности современных высокотемпературных реакторов, построенных с использованием новых жаропрочных материалов:

повышенная пассивная безопасность и "толерантность";
надежность в эксплуатации в продолжительные периоды между перезагрузкой топлива (5-6 лет);
высокий КПД (50-55%);
высокий уровень выгорания топлива, следовательно, более высокая экономичность;
возможность достижения высокотемпературных режимов для химического и нефтехимического производства, в том числе водородного.

По нашему мнению, настало время вновь обратить свой взор на то, что двадцать лет назад было поспешно забыто, и начать все заново, с новыми идеями.

Blog

Перспективы ториевого топливного цикла мишель Лунг (Michel Lung)

Содержание