Легководные реакторы с ториевым топливом

В настоящее время легководные реакторы на тепловых нейтронах (PWR, BWR) доминируют в ЯЭ мира, что является следствием их высокой экономичности и отработанности технологии Исследование возможностей использования ториевого топлива в LWR проводилось в следующих направлениях:

разработка легководного теплового реактора-бридера (LWBR).

применение ториевого топлива в стандартных конструкциях легководных тепловых реакторов PWR;

применение ториевого топлива в стандартных конструкциях кипящих легководных реакторов на тепловых нейтронах (BWR).

Разработка концепции теплового реактора-бридера была обусловлена, в первую очередь, стремлением в полном объеме реализовать практически преимущество ²³³U по нейтронному балансу в тепловой и эпитепловой области энергий по сравнению с U и Pu.

После стадии предварительного изучения в 1972 году в США в Шиппингпорте был запущен в эксплуатацию ²³³U-²³²Th легководный реактор мощностью 60 МВт (эл.), который эксплуатировался до 1988 года.

В результате эксплуатации реактора была подтверждена практически предполагаемая возможность достижения бридинга в легководных реакторных системах с ²³³U-²³²Th топливом. Следует заметить, что в связи с особенностями LWBR реализация этой концепции в рамках энергетического реактора большой мощности представляется затруднительной (по крайней мере, в отношении достижения подобного уровня воспроизводства топлива).

В отличие от разрабатываемых концепций LWBR, требующих существенной модификации конструкций активной зоны и реактора, применение ториевого топливного цикла в LWR рассматривалось с позиций возможности достижения в них определенных преимуществ без изменения существующих конструкций реактора. Изучались различные топливные циклы с торием, в частности, Германия совместно с Бразилией изучали открытые ²³⁵U-Th и Pu-Th топливные циклы, а также стратегии выхода на замкнутый топливный цикл с рециклом ²³³U и ²³⁵U или ²³³U и Pu. Во Франции исследовался ThO₂-PuO₂ топливный цикл.

Практически все топливные циклы, исследованные для HTR и PHWR, также были рассмотрены и для PWR, и относительно них сделаны аналогичные выводы.

Оценки возможности использования ториевого топливного цикла в кипящих тепловых реакторах BWR были выполнены в меньшем объеме в сравнении с PWR. Исследования проводились, главным образом, в США и Японии.

Положительный опыт облучения топливных элементов с ториевым топливом в BWR был получен в начале 60-х годов в США на DNPP (Dresden).

В 1978 г. компания General Electric (США) провела сравнительное изучение возможностей различных типов топливного цикла применительно к BWR-1300. Рассматривались HEU и MEU топливные циклы в сравнении с ²³³UO₂-²³²Th топливным циклом. Сделаны выводы, что только ²³³UO₂-²³²Th топливный цикл дает значительный экономический выигрыш.

В более позднее время в JAERI (Япония) была начата разработка концепции PGBWR (Plutonium Generation BWR) с аксиальной гетерогенностью в активной зоне и с боковыми экранами. В концепции PGBWR более низкое водо-урановое отношение (V_з/V_т" 0,25) по сравнению с концепцией тесных решеток для PWR достигается при сохранении стандартного шага топливной решетки, так как в BWR плотность теплоносителя может варьироваться в большей степени (т.е. техническая реализуемость этой концепции проще за счет варьирования доли пара в теплоносителе). Результаты предварительных разработок показывают, что, как и в LWBR, в PGBWR экономическая эффективность топливоиспользования может быть повышена и на U-Pu топливе.

Использование ториевого топлива в жидкосолевых реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах Жидкосолевые реакторы (MSR), использующие топливо в виде расплавов неорганических соединений урана, тория и плутония, рассматриваются в качестве альтернативы твердотопливным реакторным системам, поскольку допускают регулирование топливного состава при работе реактора. Физические особенности MSR в случае работы реактора в уран-ториевом топливном цикле позволяют достигнуть в нем бридерного режима.

Демонстрация возможности практической реализации концепции MSR была подтверждена в США опытом эксплуатации реактора MSRE с тепловой мощностью 7,3 МВт, который работал в течение 1965;1969 гг Проработаны различные схемы MSR с использованием расплавов фторидов легких и тяжелых металлов. Исследования проводились в США, Франции, Японии, в Российской Федерации и других странах. В качестве базового варианта принят американский проект реактора MSBR электрической мощности 1000 МВт с использованием уран-ториевого топливного цикла и воспроизводством ²³³U.

Группой энтузиастов MSR предложена концепция «Thorium Molten Salt Nuclear Energy Synergetic», обеспечивающая, по мнению авторов, практическое решение всех проблем дальнейшего развития ЯЭ. Но в этой концепции предлагается использовать ускорители протонов в качестве дополнительного внешнего источника нейтронов. Это обусловлено тем, что уран-ториевый топливный цикл нейтронно дефицитен, и при реально достижимых уровнях очистки топливной соли от продуктов деления и скорости выведения протактиния-233 из нейтронного поля для достижения экономически приемлемой плотности нейтронов, нужна внешняя подпитка или за счет урана-235, или плутония, или электроядерными, или термоядерными нейтронами.

Реакторы на быстрых нейтронах (БР) также могут работать в уран-ториевом топливном цикле, однако особенности ²³³U-²³²Th топлива в спектре быстрых нейтронов по характеристикам воспроизводства уступают уран-плутониевому топливному циклу. Но, тем не менее, использование уран-ториевого топлива в БР может обеспечить решение некоторых локальных задач, касающихся, например, снижения пустотного эффекта реактивности (вплоть до отрицательной величины), уменьшения производства трансурановых нуклидов в топливном цикле, наработки урана-233 для реакторов на тепловых нейтронах и др.

Обоснование необходимости исследования ториевого топливного цикла для внедрения в ядерную энергетику Предлагая сейчас что-либо новое к использованию в ЯЭ нужно учитывать, что это новое будет внедряться в уже существующий, буквально живой организм ЯЭ. Каким бы заманчивым предлагаемое решение авторам ни казалось, достаточных условий его реализации заранее предвидеть невозможно. Но в качестве необходимого условия, несомненно, должно быть то, что предлагаемое решение должно как минимум улучшать что-либо из существующих сейчас различных групп показателей и требований, не сводимых к единому параметру (устойчивость развития, экономика, безопасность, обращение с отходами, ресурсы, экология, нераспространение, взаимоотношения с другими инфраструктурами), не ухудшая остальных.

Та ЯЭ, которую мы сейчас имеем, конечно, была сотворена не по злому умыслу, а в основном из благих побуждений. Но в силу отсутствия необходимой научно-технической зрелости и недостаточного предвидения последствий, обусловленного естественным недостатком опыта на первоначальных этапах развития, а также в силу экономической, мировоззренческой и социальной неготовности общества, ЯЭ не продемонстрировала всех тех преимуществ и потенциальных возможностей, которые ей присущи. В настоящее время ЯЭ оказалась заложницей прошлых гигантских государственных вложений в урановый и уран-плутониевый топливные циклы. Они позволили ей довольно быстро появиться в том виде, в котором мы сейчас ее имеем, но они создали структуру, которая практически не может развиваться дальше в условиях конкурентных рыночных отношений, не допускающих гигантских долговременных вложений денег и ресурсов. Современная структура ЯЭ сдерживает возникновение новых структур, поскольку отвлекает на самосохранение и масштабирование старого такие ресурсы, что на создание нового их практически не остается.

Для того чтобы сейчас внедрить что-то новое и, в частности, ториевый топливный цикл, нужно научиться работать в условиях совершенно непривычных для специалистов, ранее занимавшихся ЯЭ:

очень малые средства, реально остающиеся на новые разработки;

длительное время, необходимое на НИР и ОКР;

необходимость маскировать новые цели и разработки под модернизацию существующего;

необходимость преодолевать неприятие и непонимание не с помощью засекречивания и сокрытия, а разъяснением, убеждением, пропагандой специальных знаний, соответствующим образованием, повышением культуры как ученых, так и остальных членов общества;

четко и сознательно ранжировать множество задач по необходимости их решения во времени, не прибегая преждевременно к этапу ОКР, который практически безрезультатно может поглотить все ресурсы на начальных стадиях разработки;

восприятие будущего и отношение к нему сейчас в обществе таково, что если для решения, несомненно, актуальных в будущем задач (но не дающих быстрой отдачи сейчас) потребовать значительные средства и создать вокруг решения этой задачи преждевременный ажиотаж, то решение ее будет затруднено или вообще даже идея может быть дискредитирована.

Сейчас сложилась удачная ситуация для анализа дальнейших путей развития ЯЭ и, в частности, для поиска путей привлечения и использования тория в ЯЭ. Снижение темпов развития ЯЭ временно сняло актуальность срочного решения проблемы исчерпания уранового топлива. Вернее, для решения этой проблемы предоставлено более длительное, чем раньше думали, время. За это время, при приемлемой интенсивности вложения отпускаемых на решение фундаментальных проблем ЯЭ средств, следует заняться исследованием и созданием структуры оптимального топливного цикла ЯЭ с привлечением урана, тория, электроядерных и термоядерных источников нейтронов, решить проблему создания безотходного по актинидам топливного цикла ЯЭ.

При расстановке приоритетов в работах можно вполне руководствоваться высказыванием Г. Бете, что в качестве первого приоритета следует рассматривать замыкание топливного цикла (без чего невозможны ни бридинг, ни трансмутация, ни ториевый топливный цикл), а в качестве второго приоритета — привлечение тория в ЯЭ, на первых порах, хотя бы, в качестве топлива для реакторов типа CANDU.

Для нашей страны этапы пути к использованию тория в ЯЭ по степени обоснованности и оправданности интереса, по областям использования тория и по времени, в котором может появиться реальный интерес и реальный прогресс, можно ранжировать следующим образом:

В ближайшие 15−20 лет — использование тория в существующих ВВЭР и БН для улучшения их эксплуатационных характеристик и безопасности их работы, практически без изменения их конструкции. При этом за счет: гомогенного введения тория в топливо; гетерогенного размещения в отдельных твэлах тория или тория в комбинации с выгорающим поглотителем; использования тория в подвижных компенсаторах реактивности; создания ториевых торцевых и боковых экранов — возможно удастся решить задачи по:

оптимизации эффектов реактивности;

улучшению физико-химических свойств топлива;

увеличению запасов до предельных параметров;

снижению запасенной энергии и внутренне присущих рисков.

В ближайшие 20−30 лет — оптимизация конструкции и режимов работы твэлов, ТВС, активной зоны существующих реакторов с учетом возможности использования тория и урана-233 для улучшения безопасности и экономичности АЭС, снижения скорости наработки трансурановых нуклидов в системе ЯЭ. При этом следует анализировать всевозможные топливные циклы, типы топлива, различные ЯЭУ, причем в различных комбинациях и предположениях.

В течение 30−50 лет — исследование и создание способов наработки урана-233 как в критических, так и в подкритических реакторах, с использованием электроядерных и термоядерных источников нейтронов; поиск оптимальных путей конверсии трансурановых нуклидов в делящиеся нуклиды урана (в пределе — с переводом ядерного топливного цикла на режим производства энергии без сопутствующей генерации трансурановых нуклидов в значимых количествах). При этом не следует упускать из внимания возможность закрытия ЯЭ с ликвидацией всех опасных искусственных долгоживущих радионуклидов.

В настоящее время стало ясно, что пока проблема исчерпания дешевых запасов урана не возникнет вновь, никаких практических шагов к масштабным разработкам реакторов на ториевом топливе, несмотря на многообещающие и положительные предварительные результаты выполненных исследовательских работ и наличие больших ресурсов ториевого топлива, не будет предпринято.

ОБОГАЩЕНИЕ (Кириленко) Скажем, в обогащении мы обладаем сегодня 40−45% мировых мощностей.