Рычин всегда интересен: о тории

О тории по-разному


Новые реакторные проекты и технологии остаются в фокусе внимания зарубежных специалистов. Одна из тематик, по которой в 2019 году часто публиковались статьи в научных журналах - ториевый цикл.
Строго говоря, ториевый цикл трудно называть чем-то реально новым и прорывным, так как возможности использования тория в атомной энергетике (и не только энергетике) изучались с первых лет атомной эры.
Практического применения торий в отрасли до сих пор не нашёл, а это значит, что фронт работ для исследований сохраняется. Как минимум, на бумаге
.
Толерантный торий

Авторский коллектив (Джейкоб Гортон и др.) из ORNL и университета Теннесси проанализировал, как скажется на нейтронно-физических характеристиках реакторов PWR переход на смешанное нитридное уран-ториевое топливо ThN-UN.
Интерес к смешанному мононитриду тория и урана возрос после известного решения американского конгресса о необходимости разработки толерантного топлива для легководных реакторов, принятого после аварии на Фукусиме. Обычно, правда, с точки зрения ATF рассматривается нитрид урана, а не смешанный нитрид.
У нитридного топлива для PWR есть несколько важных преимуществ перед диоксидом урана. В первую очередь, это более высокая теплопроводность и повышенная плотность топлива.
Разумеется, у него есть и недостатки - например, низкая коррозионная стойкость в воде, что для реакторов типа PWR станет весьма неприятным фактором. Устранить этот недостаток предлагается путём добавок в топливо других химических соединений урана, включая тот же самый диоксид.
Переход от чистого мононитрида урана к смешанному мононитриду урана и тория не в состоянии устранить недостатки, но может усилить преимущества такого топлива в качестве ATF, считают авторы статьи. Хотя теплопроводность ThN и падает с повышением температуры, она всё ещё остаётся на порядок выше теплопроводности UO₂ как минимум до температур в районе 1500°C.
Любой кандидат на роль толерантного топлива должен доказать свою способность обеспечить эффективность топливного цикла PWR такую же, как и традиционное топливо (UO₂ с оболочками из циркониевых сплавов) - или хотя бы продемонстрировать, что потери при переходе на ATF будут не слишком велики.
Авторский коллектив приводит в статье результаты расчётного анализа характеристик PWR с топливом ThN-UN, сосредоточившись, в основном, на нейтронно-физических характеристиках - таких как k_эфф, коэффициенты реактивности в зависимости от выгорания, длина кампании и так далее.
Основной вывод, сделанный в статье - получить схожие с традиционным вариантом кампании топлива для PWR с ThN-UN возможно, однако обогащение урана придётся повысить и выйти за предел 5%.
Максимально возможная доля нитрида тория в топливе, при которой обогащение урана не выходит за предел 20% (уран HALEU), по расчётам авторов, составляет 66%.
Для смеси 40%ThN+60%UN обогащение урана составит 11,1%, а для смеси 20%ThN+80%UN - 7,8%. Заметим, что даже чистый нитрид урана в расчётах авторов потребовал обогащения свыше 5% - а именно, 5,2%.
Требования к обогащению урана могут быть значительно снижены, если использовать азот, обогащённый по изотопу ¹⁵N. Для примера, при переходе на изотопически чистый азот-15 обогащение урана в смеси 40%ThN+60%UN составит всего 8,5%, а уложиться в предел 20% по обогащению урана в этом случае получится для долей ThN в топливной смеси вплоть до 73,5%.
С реактивностными эффектами дело обстоит сложнее. Так, веса стержней СУЗ и борной кислоты в первом контуре при переходе на ThN-UN топливо уменьшатся, так что потребуются изменения в системе управления и защиты реактора - например, придётся увеличить число стержней СУЗ.
Правда, и избыточная реактивность, которую необходимо компенсировать, также снизится, так что окончательный ответ на вопрос о переделке СУЗ может дать только полномасштабный анализ конкретных реакторных проектов.
В целом же, авторы статьи настроены оптимистично и полагают, что уран-ториевое нитридное топливо для PWR может рассматриваться как один из кандидатов на роль толерантного топлива, хотя для него ещё потребуется большой объём НИР и НИОКР.

Статья "Reactor performance and safety characteristics of ThN-UN fuel concepts in a PWR" опубликована в журнале "Nuclear Engineering and Design", v.355. Авторы - J.Gorton et al.

Индонезийский выбор

Нитрид тория как толерантное топливо для PWR - на сегодняшний день, выбор экзотический. Да и судьба самой идеи толерантного топлива, положа руку на сердце, покрыта мраком - превратится ли ATF в обыденное топливо для легководников или займёт своё место в ряду других кратковременных модных увлечений, на которые так падка наша отрасль в эпохи газовых пауз?
Поэтому следующая статья в нашем обзоре говорит о более привычном варианте использования тория - в виде уран-ториевого диоксида в ВТГР.
Авторский коллектив (Zuhair и др.) - из Индонезии, где к высокотемпературной энергетике относятся со всей серьёзностью, причём настолько серьёзно, что мы вполне можем в недалёком будущем увидеть на примере этой стране переход от статуса новичка к статусу обладателя реакторов IV поколения.
В статье рассмотрено влияние на веса стержней СУЗ различных топлив - UO₂, U(Th)O₂ и даже PuO₂.
Для расчётов была выбрана модель китайского реактора HTR-10. Это не должно вызывать удивления, потому что (1) пока остальной мир только обсуждает возрождение высокотемпературной атомной энергетики, Китай её строит; (2) по тематике ВТГР индонезийские атомщики активно сотрудничают с Китаем.
Статья опубликована на условиях свободной лицензии и её полный текст есть в интернете. Стоит добавить, что эта работа была поддержана государственным грантом, выданным министерством исследований, технологии и высшего образования Индонезии.

Статья "The effects of fuel type on control rod reactivity of pebble-bed reactor" опубликована в журнале "NUKLEONIKA" 2019;64(4). Идентификатор DOI 10.2478/nuka-2019-0017. Авторы - Zuhair et al.

Жидкосолевой торий

В любом обзоре публикаций в научных журналах по атомной тематике трудно обойтись без упоминания статей авторов из Китая. Не станет исключением и наш сегодняшний обзор.
Авторский коллектив (Chenggang Yu и др.) из китайской академии наук занялся вопросами утилизации тория в малом модульном жидкосолевом реакторе с различными топливными циклами.
Торий в ЖСР для Китая - тематика не новая. В 2011 году в китайской академии стартовала программа TMSR, рассчитанная на 20-30 лет. Её цель - разработать и внедрить жидкосолевой реактор, позволяющий вовлечь торий в топливный цикл.
В пустыне Гоби строятся первые исследовательские реакторы, на которых китайские специалисты будут учиться работать с жидкосолевыми технологиями. А их коллеги из академии делают первые прикидки, на что может быть похож будущий коммерческий реактор.
Проект, рассмотренный в статье - это модульный реактор мощностью 220 МВт(э).
Топливная композиция - смесь фторидов 71,7%LiF+16,0%BeF₂+12,3(hn)F₄, где (hn) - это ядра тяжёлых металлов. Отражатель - графит, в котором проделаны каналы для прокачки соли.







В статье проанализированы расчётным путём три варианта топливных циклов - однократное прохождение, "пакетная" переработка через заданные промежутки времени и непрерывная переработка топлива.




Наиболее интересным, с точки зрения утилизации тория, стоит признать вариант с непрерывной переработкой топлива с очисткой от осколков деления и с постепенным переходом от топлива на НОУ к топливу на собственном (наработанном в реакторе из тория) уране-233 - на рисунке выше это красная и фиолетовая линии.

При 50-летнем сроке службы реактора в таком варианте топливного цикла энергетический потенциал загружаемого в него тория может быть использован наилучшим образом, так как за первые шесть лет работы на НОУ и тории в реакторе будет получено достаточно урана-233 для обеспечения последующих 44 лет службы.

Ссылка на статью - Yu C, Wu J, Zou C, Cai X, Ma Y, Chen J. Thorium utilization in a small modular molten salt reactor with progressive fuel cycle modes. Int J Energy Res. 2019;1-12. DOI 10.1002/er.4511.