proatom.ru - сайт агентства ПРоАтом
Атомный год 2016
  Агентство  ПРоАтом. 20 ЛЕТ с атомной отраслью!              
Навигация
· Главная
· Все темы сайта
· Каталог поставщиков
· Контакты
· Наш архив
· Обратная связь
· Опросы
· Поиск по сайту
· Продукты и расценки
· Самое популярное
· Ссылки
· Форум
Журнал
Журнал Атомная стратегия
Подписка на электронную версию
Журнал Атомная стратегия
Атомные Блоги





Обсудим?!
Резюмируя по выбросу радиоактивного рутения-106:
это не мы
мы, но не специально
специально, но не сильно
сильно, но не вредно
вредно, но недолго
почему в 1986 можно, а в 2017 нельзя?

Результаты
Другие опросы
Подписка
Подписку остановить невозможно! Подробнее...
Задать вопрос
Наши партнеры
PRo-движение
АНОНС
PRo Погоду

Сотрудничество
Редакция приглашает региональных представителей журнала «Атомная стратегия» и сайта proatom.ru. Информация: (812) 438-32-77, E-mail: pr@proatom.ru Савичев Владимир.
PRo Рекламу

[16/05/2007]     Решение проблем ядерной энергетики в стратегии уран-ториевого топливного цикла

Р.М.Яковлев, ФГУП НПО «Радиевый институт им. В.Г.Хлопина», Санкт-Петербург;
Э.Л.Петров, Санкт-Петербургское отделение Ядерного общества России;
М.Н.Тихонов, ФГУП НИИ промышленной и морской медицины, Санкт-Петербург;
О.Э.Муратов, ООО «ТВЭЛЛ», Санкт-Петербург


Может ли ядерная энергетика обеспечить человечество «чистой» и безопасной концентрированной энергией на ближайшее тысячелетие? Мы отвечаем да, если перейдем на уран-ториевый топливный цикл в варианте жидкосолевого реактора на тепловых нейтронах (ЖСР) или гомогенного жидкометаллического реактора на быстрых нейтронах (ГЖБР) с диспергированным топливом. Рассмотрим этот тезис подробнее.

В современной ядерной энергетике известны два основных топливных цикла – уран-плутониевый и уран-ториевый [1]. Первый основывается на реакциях деления урана-235 и синтеза делящегося плутония-239 из урана-238, а второй – на делении урана-233 (на старте используется уран-235) и синтезе делящегося изотопа урана-233 из тория-232 в реакциях с нейтронами:



В природном уране всего 0,7% делящегося урана-235, дающего избыток нейтронов для цепной реакции. Если бы не возможности появления новых делящихся изотопов в приведенных выше реакциях, то большую ядерную энергетику из-за 0,7 % природного урана-235, который извлекается в процессе обогащения топлива, не стоило бы и начинать. Ограничились бы тогда использованием цепной реакции с ураном-235 в атомной бомбе.

Но открытые циклы изменили ситуацию, в том числе и при создании атомной бомбы. Оказалось, что нарабатываемый по первому циклу плутоний-239 является прекрасным делящимся материалом. Поэтому в середине ХХ века все смотрели в будущее ядерной энергетики, основанной на уран-плутониевом цикле, с большим оптимизмом.

Урана на Земле немало (в земной коре его ~4•10-4%). И хотя промышленных месторождений сравнительно немного, это не так уж и важно, поскольку можно строить реакторы-размножители, которые эффективно переводят неделящийся уран-238 в делящийся плутоний-239, и тогда может быть использован весь уран (а не только делящийся уран-235), которого хватит надолго. А там, на подходе будет термоядерная энергетика с практически неограниченным ресурсом.

По этой причине развитие ядерной энергетики пошло по линии уже освоенного оборонной промышленностью уран-плутониевого цикла с использованием простых и удобных в эксплуатации твердотопливных реакторов с водяным охлаждением, несмотря на то, что в 50–60-х годах были выполнены многообещающие заделы по уран-ториевому циклу. И еще одно обстоятельство было в пользу уран-плутониевого цикла: в годы политического противостояния капиталистической и социалистической систем некогда было заниматься чисто гражданской энергетикой, и к тому же небесполезно было иметь дополнительный источник плутония-239 как взрывчатого вещества.

Однако последующая жизнь кардинально изменила задачи и приоритеты человечества. Противостояние систем стало не столь сильно выраженным, а оружейного плутония произвели в столь больших количествах, что его дальнейшая интенсивная наработка оказалась ненужной. Зато масштабно проявились такие грозные и неожидаемые явления, как терроризм при решении политических задач и изменение (потепление) климата Земли, которое приписывается парниковому эффекту (возможно, динамическому).

Обе названные проблемы имеют прямое отношение к ядерной энергетике. Что касается терроризма, то его идеологам хотелось бы иметь ядерное оружие или, хотя бы, доступ к ядерным материалам, поскольку их превращение в ядерные заряды не представляет особых технических трудностей. Что касается глобального потепления, то атомная энергетика пока является единственным источником чистой (с точки зрения загрязнения атмосферы, окружающей среды в целом) и концентрированной энергии, способным к наращиванию мощностей.

Конечно, более широкое использование углеводородных газов смягчит проблему, так как при получении равной энергии их сжигание дает в три раза меньше двуокиси углерода (парникового газа) по сравнению с углем, но лишь смягчит, но не решит проблему. Внедрение же термоядерной энергетики существенно затягивается. Более того, на современном этапе о термоядерной энергетике больше говорят не как о прямом источнике энергии в виде тепла или электроэнергии, а скорее как об источнике нейтронов, которые должны поглощаться урановыми или ториевыми бланкетами с последующим использованием делящихся изотопов урана и плутония в качестве топлива в традиционной ядерной энергетике.

На оба указанных вызова эпохи по целому ряду причин современная ядерная энергетика достойно ответить не может, находясь в глубоком идеологическом и (в перспективе) экономическом кризисе. Во-первых, она недостаточно безопасна и сама по себе (это стало ясно после Чернобыльской катастрофы) и с точки зрения доступности ядерных материалов. Во-вторых, использование уран-плутониевого цикла в современных энергетических реакторах тянет за собой пока нерешенную проблему обращения с радиоактивными отходами [2]. Если не предусматривать расходов на обращение с ОЯТ, то стоимость ядерной электроэнергии может быть сопоставима со стоимостью энергии от сжигания органического топлива. Но бесконечно этого делать нельзя, и тогда расходам на производство энергии атомными станциями пойдет уже другой счет, поскольку придется выкладывать большие средства на обезвреживание отходов.

Самый трудный вопрос, что делать с актинидами (неделящимися изотопами плутония, нептунием, америцием и кюрием), которые в больших количествах нарабатываются в современных энергетических реакторах уран-плутониевого цикла [3]. Они представляют самую большую опасность, поскольку чрезвычайно ядовиты, выделяют много энергии и долго живут. Захоранивать их с гарантией надежности на геологические времена (миллионы лет) практически невозможно, а трансмутировать очень дорого (нужно строить специальные реакторы или ускорители и периодически проводить дорогие химические переделы высокоактивных продуктов).

Наконец, запасы промышленных руд урана не бесконечны. Что касается России, то согласно последней информации (июнь 2006 г.) разведанных с невысокой ценой урановых руд хватит на 20-30 лет при том крайне расточительном расходовании его в существующих ЛВР-реакторах. Большие надежды возлагались в уран-плутониевом цикле на реакторы на быстрых нейтронах, которые, казалось бы, позволяют включить в энергетику почти весь уран, переводя его в плутоний-239. В этих же реакторах возможно дожигание актинидов. Стоимости сооружения такого типа реакторов прогнозировались не выше стоимости реакторов на тепловых нейтронах [1].

Поначалу ядерная энергетика, основываясь на таких прогнозах, весьма бурно развивалась, особенно в передовых странах, бедных запасами газа и нефти (Франции, Японии, Великобритании, Германии, Швеции), в которых выработка электроэнергии к концу 70-х годов составляла значительную долю (во Франции, например, - более 80%). К 2000 г. в США предполагалось довести атомную энергетику до уровня более 1000 ГВт. СССР планировал к началу XXI столетия построить АЭС общей мощностью 600 ГВт. Таким образом, в мире на АЭС предполагалось производить в начале третьего тысячелетия 3-4 тыс. ГВт-год электроэнергии. Это было зафиксировано на Женевской конференции в 1971 г. Причём, 30-40% должно было производиться в реакторах на быстрых нейтронах. Но так не получилось.

Сейчас общая установленная мощность всех АЭС около 370 ГВт, а из крупных энергетических реакторов на быстрых нейтронах работает сейчас только один - БН-600 в России (Суперфеникс во Франции и Мондзю в Японии остановлены из-за нескольких опасных ситуаций, которые возникали при их эксплуатации). Варианты предлагаемых быстрых реакторов, особенно без использования воспроизводящей плутоний стенки, делает бесперспективным развитие ядерной энергетики. Именно этим и обусловлено резкое замедление роста числа АЭС [1].

Все указанные проблемы в принципе решаются при переходе на уран-ториевый топливный цикл в безтвэльных реакторах. Если коротко, то такой реактор имеет низкий запас реактивности (обусловленный возможностью непрерывной дозированной добавки топлива, а также его очисткой от осколочных элементов-поглотителей нейтронов в ходе эксплуатации контура) и отрицательный температурный коэффициент реактивности, что полностью обеспечивает ядерную безопасность. Далее в ходе функционирования уран-ториевого реактора, наряду с синтезом урана-233, сразу по нескольким каналам идет синтез небольших количеств урана-232. Этот изотоп характеризуется интенсивным жестким гамма-излучением, что полностью исключает возможность проводить какие-либо операции с ураном-233 в легких лабораторных боксах (подобно тому, как оперируют с ураном-235 и плутонием-239). Это гарантирует невозможность использования урана-233, нарабатываемого в реакторе, для приготовления ядерных зарядов (даже при участии в работах операторов-самоубийц) без предварительного отделения изотопа урана-232, что практически невозможно осуществить. Таким образом, как исходный материал – торий-232, так и синтезированный материал – смесь урана-233 и урана-232, не смогут стать реальными компонентами ядерного оружия террористов.

За время эксплуатации уран-ториевого реактора в нем нарабатывается в 105 раз меньше изотопов трансурановых элементов, чем в аналогичном по мощности уран-плутониевом реакторе. Это обстоятельство переводит проблему обращения с радиоактивными отходами уже в практическую плоскость, поскольку для малых количеств трансурановых элементов организация их трансмутации не будет разорительной.

Кроме того, в схемах ЖСР и ГЖБР [4,5,6] реализуется непрерывная очистка расплава от основных осколочных элементов-поглотителей нейтронов, а выделяемые осколки (газообразные и твердые) прямо в ходе эксплуатации реактора разделяются на фракции, удобные для организации последующего хранения или захоронения тут же. За исключением наиболее значимых долгоживущих осколочных изотопов иода-129 и технеция-99, хранение остальных осколков (до их распада) должно длиться не более 1000 лет. Достижение надежной изоляции РАО на такой срок представляется уже достаточно реалистичным. Так, вес осколочных продуктов реактора тепловой мощностью 300 МВт при кампании 50 лет составит примерно 5,5 т, а при средней плотности 2,7 т/м3 они займут объем примерно 2,0 м3, и легко могут быть размещены по соседству с собственно реактором.

Наконец, запасов тория в природе, пригодных для промышленной добычи, гораздо больше, чем запасов урана (например, монацитовые пески с содержанием тория от 3 до 10%, образующие большие залежи). Современные данные о мировых промышленных запасах тория-232 (в тыс. т) приведены в табл. 1 [7].

Таблица 1
Австралия – 300,0
Индия – 290,0
Норвегия – 170,0
США – 160,0
Канада – 100,0
Бразилия – 16,0
Южная Африка – 35,0
Прочие страны – 95,0
ВСЕГО – 1200,0 тыс. т


Эти запасы тория способны обеспечить выработку тепловой энергии, достаточной для эксплуатации атомных станций суммарной электрической мощностью около 1000 ГВт в течение 1000 лет.

Следует отметить, что рабочие кампании ЖСР и ГЖБР предполагаются гораздо более длительными, чем кампании реакторов на твердом топливе – до 50 и более лет [1,4,5]. Для восполнения сгорающего урана-233 в солевой расплав ЖСР будут периодически добавляться порции тетрафторида тория-232, а в расплав свинца ГЖБР металлического тория-232, которые практически при коэффициенте воспроизводства в этих реакторах близких к 1, превратившись в уран-233, сгорают, не требуя какой либо переработки ОЯТ с его извлечением из реактора. Эта особенность атомных станций делает их практически независимыми от процедур оперативной доставки топлива, что кардинально повышает энергетическую безопасность регионов их размещения.

В ГИ ВНИПИЭТ в 90-х годах прошлого века были выполнены изыскания по сопоставлению экономической эффективности уран-ториевого и уран-плутониевого топливных циклов, которые убедительно свидетельствуют о больших преимуществах первого из них.

Из сказанного вытекает, что по совокупности ключевых параметров уран-ториевый топливный цикл, в отличие от уран-плутониевого цикла, в принципе может удовлетворить потребности человечества в «чистой» энергии на современном этапе его развития, поскольку вписывается в указанные выше главные ограничения. Поэтому задача практического воплощения этого цикла в жизнь достойна стать научной и инженерной целью отрасли на ближайшую перспективу [1,4,5].

Следует отметить, что в такого типа реакторах могут использоваться в стартовой загрузке не только уран-235, но и плутоний (причём, даже из ЛВР и с малыми актинидами) ибо за 50 лет кампании от них не останется и следов.

Поскольку в ЖСР и в ГЖБР отсутствуют матрица и оболочка ТВЭЛа, используемые в качестве привычных барьеров для удержания осколочной активности топливных загрузок ЛВР, их роль выполняют дополнительные защитные выгородки и ограждения. Для гарантий их полной сохранности при различного рода отказах, а главное – при внешних экстремальных природных и техногенных воздействиях (землетрясениях, атаках любых современных самолетов, взрывах ВВ у границ станции и т.п.) целесообразно атомные блоки размещать в подземном пространстве, под защитой природного массива [8,9].

Мы убеждены, что только вовлечение тория в ядерную энергетику в варианте без твердотопливной загрузки-выгрузки активных зон позволит обеспечить страну на столетия экологически чистыми источниками энергии.

В качестве первого шага предлагаем построить в течение 3-4 лет прототипы ЖСР и ГЖБР тепловой мощностью около 300 МВт в подземном пространстве массива стабильных кембрийских глин промплощадки НИТИ им. А.П.Александрова.

Список литературы
1. Карелин А.И. Проблемы и перспективы развития ядерной энергетики // Радиохимия, т. 38, вып. 4, 1996, с. 289-299.
2. Никипелов Б., Иванов В., Величкин В. и др. Естественная безопасность при обращении с РАО // Бюлл. ЦОИ, 2000, № 12, с. 10-17; 2001, № 1, с 28-36.
3. Герасимов А.С., Зарецкая Т.С., Киселев Г.В., Рудик А.П. Атомная энергетика без плутониевых отходов: Препринт ИТЭФ-90-74. – М.: ИТЭФ, 1990. – 8 с.
4. Новиков В.М., Игнатьев В.В., Федулов В.И. Жидкосолевые ЯЭУ. Перспективы и проблемы. – М.: Энергоатомиздат, 1990. – 157 с.
5. Зродников А.В., Тошинский Г.И., Григорьев О.Г. и др. Модульный быстрый реактор малой мощности со свинцово-висмутовым теплоносителем для многоцелевого применения СВБР-75/100 // Атомная энергия, 2004, т. 97, вып. 2, с. 91-96.
6. Ломидзе В.Л., Филиппов Е.А. Гомогенный быстрый реактор – хранилище. Решение по заявке 2004108230/06(009180) с приоритетом 23.03.2004 г.
7. Доклад службы геологической разведки США “Запасы минералов” // Материалы 32 Международного геологического конгресса, Флоренция, Италия, 20-28 августа 2004 г.
8. Петров Э.Л., Хазов Б.С. Подземное пространство для атомных станций. Проблемы радиационной безопасности // Труды ГНЦ РФ ЦНИИ им.акад. А.Н.Крылова, 1993. – 31 c.
9. Рыбальченко И.Л. Шведская система обращения с РАО и ОЯТ: Аналитический обзор. – СПб.: ФГУП «ГИ ВНИПИЭТ», 2004. – 37 c.
10. Смоляр И.Н., Ермашкевич В.Н. Атомная энергетика: аргументы за и против. Приложение к журналу «Право и экономика», Минск, серия «Ноосфера», 2000. 84 с.
11. Петров Э.Л., Сергеев И.В. Подземное пространство для атомных станций. Проблемы радиационной безопасности. Труды ГНЦ РФ ЦНИИ им. акад. А.Н.Крылова, 1993. - 31 с.
12. Морган К. Выход радиоактивных веществ из реактора // B cб. «Безопасность ядерной энергетики» / Под ред. Дж. Раста и Л. Уивера. – М.: Атомиздат, 1980.
13. Муратов О.Э. Подземные АЭС: эффективность и безопасность. Вопросы атомной науки и техники., сер. «Физика радиационных повреждений и радиационное материаловедение», 2002, №6, с. 19-28.
14. Сорокин Н.М. Ядерная энергетика: эффективное производство плюс безопасность // Бюлл. по атомной энергии, 2006, №2, с. 39-43.


По материалам Международной конференции «Стратегия безопасности использования атомной энергии»  

 
Связанные ссылки
· Больше про Атомная наука
· Новость от PRoAtom


Самая читаемая статья: Атомная наука:
Сомнений не осталось, LENR существует

Рейтинг статьи
Средняя оценка: 3.9
Ответов: 10


Пожалуйста, проголосуйте за эту статью:

Отлично
Очень хорошо
Хорошо
Нормально
Плохо

опции

 Напечатать текущую страницу Напечатать текущую страницу

"Авторизация" | Создать Акаунт | 0 Комментарии
Спасибо за проявленный интерес





Информационное агентство «ПРоАтом», Санкт-Петербург. Тел.:+7(812)438-3277
E-mail: info@proatom.ru, webmaster@proatom.ru. Разрешение на перепечатку.
Сайт построен на основе технологии PHP-Nuke. Открытие страницы: 0.09 секунды
Рейтинг@Mail.ru