Урановый и ториевый топливные циклы

Топливный цикл - это процесс использования ядерного топлива, который включает добычу урана (тория), выделение делящихся и сырьевых нуклидов, обогащение, изготовление и хранение ТВЭЛов, облучение их в ЯР (выгорание и воспроизводство), выгрузку (полную или частичную), выдержку, транспортировку, регенерацию, изготовление новых ТВЭЛов и т.д. Воспроизводство с К_в>1 является основным звеном в замкнутом топливном цикле, позволяющем использовать природный уран и торий для получения ядерной энергии.

Урановый топливный цикл:

Добыча урановой руды, получение концентратов

Обогатительная установка ( сублимация, гащение)

Подготовка топлива, изготовление ТВЭЛов (кассет, ТВС)

Ядерный реактор

Выдержка облученного топлива

Химическая переработка отработавшего топлива

Отвальный уран. Хранение

Плутоний. Хранение

Продукты деления(шлаки). Удаление в отходы, хранение или переработка

Оставшийся уран. Удаление в отходы, хранение, возвращение в цикл.

Ториевый топливный цикл:

Единственными сырьевыми материалами в природе, используя которые можно с помощью нейтронов создать расширенное воспроизводство ядерного топлива, являются уран-238 и торий-232. Воспроизводство ядерного топлива требует избыточных нейтронов и их количество в расчете на каждый поглощенный делящимся атомом нейтрон должно быть больше 2 (η>2).

Торий-232, как и уран-238, тепловыми нейтронами не делится, но в реакции радиационного захвата теплового нейтрона образует отсутствующий в природе новый делящийся элемент уран-233 (сечение 7,40 барн) с периодом полураспада Т 1/2 =1,59·10 5 лет.

²³²Th + n → ²³³Th — (β-) → ²³³Pa — (β-) → ²³³U.

Уран-233 по своим характеристикам делящегося тепловыми нейтронами элемента превосходит уран-235:

· сечение деления σдел=531 барн;

· выход нейтронов на деление ν=2,49;

· коэффициент деления η=2,29.

· По количеству новых нейтронов η, образованных при делении в расчете на каждый поглощенный нейтрон, уран-233 превосходит уран-235 на ~11% (для урана-235 и тепловых нейтронов η=2,07).

Недостатком ториевого топливного цикла является отсутствие полностью разработанной технологии переработки облученного топлива. В настоящее время ториевый топливный цикл не нашел широкого применения.

Замедлители

Выбор замедлителя для ядерного реактора обусловлен физическими особенностями вещества. Качество замедлителей оценивают по двум критериям:

1) замедляющая способность, которая количественно измеряется как , где - средняя логарифмическая потеря энергии нейтрона при одном столкновении с ядром; - макроскопическое сечение рассеяния тепловых нейтронов ;

2) коэффициент замедления - , где - макроскопическое сечение поглощения замедлителя.

Следовательно, замедлитель тем лучше, чем больше обе эти количественные характеристики. Замедляющие характеристики веществ, используемых в качестве замедлителей, представлены в таблице 2.1.

Таблица 2.1.