Тяжеловодные реакторы с ториевым топливом

Тяжелая вода является прекрасным замедляющим материалом благодаря небольшому сечению поглощения нейтронов, что, способствуя улучшению баланса нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах, позволяет канадским энергетическим тяжеловодным реакторам CANDU работать на топливных загрузках из природного урана.

Практический интерес к применению ²³³U-²³²Th топлива в CANDU был обусловлен, в первую очередь, теоретическим обоснованием возможности достигнуть в тяжеловодных реакторах на тепловых нейтронах около бридерных режимов (вплоть до циклов с самообеспечением топливом). Но и без бридинга CANDU, в силу своих особенностей, является практически идеальным ядерным реактором для использования ториевого топлива. Поэтому в направлении исследования возможностей применения ториевого топливного цикла в Канаде в прошлом был выполнен большой объем работы, в настоящее время подобная работа ведется в Индии.

Для использования в CANDU были изучены два топливных цикла, предполагавших переработку выгоревшего топлива: топливный цикл с самообеспечением топливом (SSET) и цикл с высоким выгоранием топлива В SSET-цикле содержание урана-233 в выгоревшем топливе первой загрузки таково, что его достаточно для обогащения следующей топливной загрузки. Таким образом, дальнейшая работа реактора не требует дополнительного обогащения топлива (например, по урану-235).

Важно отметить, что в стандартной конструкции CANDU режима самообеспечения достигнуть невозможно из-за большого паразитного поглощения нейтронов в нетопливных материалах. Для улучшения баланса нейтронов могут быть использованы следующие способы:

уменьшение энергонапряженности топлива на «20%, что снижает потери нейтронов в уране-233;

повышение степени очистки тяжелой воды с 99,75 до 99,95% по D₂O;

удаление из активной зоны стержней, предназначенных для компенсации отравления Xe;

снижение потерь ядерного топлива в процессе его переработки до 0,5%;

замена циркониевых сплавов (устранение изотопа ⁹¹Zr с высоким сечением поглощения нейтронов).

Оценки показали, что в случае реализации первых четырех способов переход к режиму самообеспечения достигается при выгорании топлива 5 ГВтсут/т. В случае устранения из циркониевых сплавов изотопа ⁹¹Zr глубина выгорания в режимах самообеспечения топливом может достигать 10−15 ГВтсут/т.

Стратегия циклов с высоким выгоранием топлива в принципе схожа с использованием U-Pu топливного цикла в LWR. Из-за высокого в сравнении с ураном поглощения в тории требуется более высокое обогащение начальной ториевой топливной загрузки. Так как в этом топливе коэффициент конверсии выше, то изменение реактивности во времени меньше. И, следовательно, стартуя с более высоким обогащением начальной топливной загрузки, достигают режима выгорания, когда накопленный уран-233 позволяет реактору работать дольше. Согласно расчетным оценкам, требуемое содержание накопленного урана-233 равно примерно 2%, тогда как обогащение начальной загрузки равно 2,4%. В этом случае достигается глубина выгорания топлива 50 ГВтсут/т в сравнении с 40 ГВтсут/т для эквивалентного уранового цикла В случае большего начального обогащения (с целью дальнейшего повышения глубины выгорания) увеличение содержания накопленного урана-233 не дает выигрыша, так как резко возрастает паразитное поглощение нейтронов в продуктах деления Применительно к использованию в CANDU также исследовался открытый топливный ториевый цикл. В этом цикле слабообогащенное урановое топливо и торий размещаются раздельно в различные каналы, чтобы можно было обеспечить различную энергонапряженность топлив. Урановое топливо в этом цикле выгорает и перегружается быстрее. Расчеты показывают, что потери в выгорании уранового топлива успешно компенсируются большим выгоранием ториевого топлива. Экономические показатели этого цикла схожи и могут даже превосходить аналогичные показатели для чистого уранового топливного цикла. Этот цикл после детальной проработки может быть рассмотрен для использования в тяжеловодных реакторах на ближайшую перспективу.

Достаточный экспериментальный опыт фабрикации топлива на основе тория накоплен в Канаде и Индии. Возможности переработки облученного ториевого топлива были продемонстрированы в лабораторных масштабах в Канаде на установке TFRE. Предварительно на этой установке были отработаны все процессы с необлученным топливом и уже затем перерабатывалось облученное. Производительность установки составила «0,3 кг тяжелых металлов в сутки. Существенных (непреодолимых) трудностей обнаружено не было, и сделан вывод о возможности промышленного развития.

Облучение ториевого топлива, приготовленного по традиционной технологии, показало, что выход активности в теплоноситель и технологические неплотности контура в сравнении с UO₂ топливом меньше, что объясняется отсутствием окисления у ториевого топлива в сравнении с урановым. Однако выход газовых осколков в ториевом топливе оказался схож с урановым топливом, облученным в равных условиях. Более высокий выход газов в ториевом топливе (в сравнении с твердыми осколками) объясняется эффектами недостаточной гомогенизации в нем делящегося материала, что приводит к пикам тепловыделения в топливных таблетках. Повышение степени гомогенизации позволяет уменьшить данный эффект Облучение топливных таблеток до выгораний «27 000 МВтсут/т продемонстрировало, что выход газообразных продуктов деления на «2 порядка ниже, чем на UO₂ топливе в аналогичных условиях. Снижение выхода газовых продуктов деления свидетельствует о меньшем уровне достигаемых температур в ториевом топливе, что подтверждено последующими исследованиями образцов облученного топлива. Облучение виброуплотненных топливных таблеток выявило наличие в них необъясненных дефектов в топливе, заключающихся в образовании в нем зон с повышенной концентрацией делящегося материала. Однако сделан вывод, что данные дефекты не приведут к росту повреждений топлива.