Торий Опции

[Гость]

Уважаемые господа!

Индуи ребята грамотные и цепкие, но по их статье про торий имеются вопросы.

Они пишут: "Сечение захвата для изотопа 233U для тепловых нейтронов намного меньше, чем для изотопов 235U и 239Pu - соответственно, 46, 101 и 271 барн. В то же время, тепловые сечения деления всех трёх изотопов находятся приблизительно в одном и том же диапазоне - 525, 577 и 742 барна, соответственно."

Все это здорово, но как насчет числа нейтронов в акте деления? У плутония оно должно быть большим.

[Помм]

Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал. Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233. Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал. Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах? Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?

[Editor-in-Chief]

Есть вопрос насчет тория. Как известно, сам торий - не делящийся материал.

Точнее говоря, пороговый материал. Выше по ветке есть картинка с сечениями, хорошо иллюстрирующая вопрос. Пороговый означает, что он делится только нейтронами с энергией выше определённого значения (порога). Для тория-232 порог равняется примерно 1 МэВ, то есть, можно считать, что в реакторе он почти не делится - средняя энергия нейтронов деления составляет 2 МэВ. А вот в каких-нибудь ускорителях, создающих нейтроны с энергиями десятки или сотни МэВ, всё может быть и по-другому.

Таким материалом является уран-233. И , если я правильно понимаю,чтобы ториевый реактор заработал, нужен плутониевый "запал", а в дальнейшем такой реактор уже будет работать на U-233.

Точнее говоря, ториевому реактору нужен запал из любого делящегося материала, не обязательно плутония. Но в конкретном случае Индии это будет плутоний по понятным причинам - делать "запальные" загрузки активной зоны из урана, причём с довольно высоким обогащением, при условии, что своего урана у них мало, выглядит как-то неразумно.

Но вроде бы наработка U-233 невелика, не помню где читал.

Если упрощённо, то образование U-233 из Th-232 будет определяться следующей системой дифференциальных уравнений:

dro(th232)/dt = -sigma(abs,th232)*Flux*ro(th232)
dro(u233)/dt = -sigma(abs,u233)*Flux*ro(u233) + sigma(cap,th232)*Flux*ro(th232)

Первое уравнение описывает убыль тория за счёт поглощения в нём нейтронов.
Второе уравнение описывает убыль урана-233 за счёт поглощения в нём нейтронов и прибыль урана-233 за счёт реакции захвата нейтрона в ядре тория-232.

Образование Pu-239 из U-238 будет описываться такой системой уравнений с точностью до замены индексов th232 => u238 и u233 => pu239.

Это очень упрощённая модель, не учитывающая массу тонкостей, но её достаточно, чтобы понять физику процесса.

Чтобы качественно сравнить накопление урана-233 из тория с процессом накопления плутония-239 из урана-238, достаточно сравнить коэффициенты sigma (сечения). Привожу те данные, что у меня есть в справочнике для нейтронов тепловых энергий:

sigma(abs,th232) = 7,4 барна.
sigma(cap,th232) = 7,4 барна.
sigma(abs,u233) = 575,3 барна.

sigma(abs,u238) = 2,7 барна.
sigma(cap,u238) = 2,7 барна.
sigma(abs,pu239) = 1011,2 барна.

Для справки: 1 барн = 10^-24 см^2.

Сравнивайте Я бы не сказал, что наработка урана-233 невелика. Наоборот, видно, что скорость его образования из тория примерно в 3 раза выше, чем скорость образования плутония-239 из урана-238, а скорость его уничтожения в реакторе в 2 раза ниже, чем скорость уничтожения плутония-239.

А вообще всё будет очень сильно зависеть от конкретных проектов реакторов.

Значит ли это, что торий имеет смысл использовать только в бридерах?

Это слишком сильное утверждение. Я могу потратить полночи, вспоминая проекты, которые его опровергали бы. Но всех их объединяет одно - они слишком экзотичны, и практические работы по ним либо не велись вообще, либо были заброшены десятилетия назад.

Поэтому сформулируем так. На данном этапе развития технологий торий целесообразно использовать в замкнутом топливном цикле в реакторах, либо имеющих коэффициент воспроизводства (КВ) больший единицы (бридеры), либо близкий к нему.

Сколько примерно U-233 мог бы дать в год реактор типа нашего БН-600 и какое количество плутония пришлось бы истратить на "запал"?

Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. Я попробую на выходных прикинуть ответ на вторую половину вопроса, но насчёт первой не уверен, что смогу.

[Editor-in-Chief]

Уфф! А вот уже вопрос на небольшой НИР силами отдела, а не силами редакционного коллектива. Я попробую на выходных прикинуть ответ на вторую половину вопроса, но насчёт первой не уверен, что смогу.

Вот смотрите. Я сейчас сделал очень грубые прикидочные расчёты для французского бридера EFR (он никогда не был построен, но у меня есть по нему кой-какие данные). Получилось, что если в нём заменить оружейный плутоний на уран-233, то обогащение можно будет снизить примерно на четверть, чтобы сохранить на том же уровне критичность реактора.

Теперь воспользуемся единственными, насколько я знаю, известными открытыми данными по загрузке плутония в российские БН:

http://www.bellona.ru/russian_import_area/...sia/status/4109
Проект реактора БН-800 Южно-Уральской АЭС рассчитан на использование 2,3 тонн плутония для начальной загрузки и 1,6 тонн для ежегодной подпитки.

То, что ссылка на сайт Беллоны, в данном случае не должно смущать - эти значения можно считать верными, я их встречал и в "неоткрытых" отчётах.

Теперь провернём тупую операцию - возьмём и уберём одну четверть из 2,3 тонн, считая, что по физике наши БН и французский EFR отличаются слабо (а это близкое к истине предположение). Получим, что для первой загрузки ("запальной зоны") нашему БН-800 потребуется примерно 1,7 тонны урана-233.

Но этот расчёт был в предположении, что в активной зоне лежит уран-238 как сырьевой изотоп. Если вместо урана-238 будет торий, то обогащение по урану-233 придётся немного увеличить.

Все эти расчёты, естественно, пальцевые и с большой погрешностью. К сожалению, не могу сказать ничего по поводу накопления урана-233 в БН, бо это требует слишком сложного расчёта. Единственное, чем могу помочь, наверное - на выходных мы поищем в открытых базах МАГАТЭ, есть ли у них какие-нибудь работы по использованию урана-233 в быстрых натриевых реакторах, и если найдём, то скинем сюда их резюме.