Использовании тория в атомном реакторе

Использовании тория в атомном реакторе

При использовании тория в атомном реакторе на быстрых нейтронах наиболее выгоден так называемый смешанный цикл, при котором в активную зону закладывается смесь из урана-233, плутония-239 и урана-238, а в отражатель — торий-232. При этом лучшим образом используются возможности урана-238 для увеличения коэффициента воспроизводства, который оказывается довольно большим (примерно 1,35-1,4 на окисном топливе).

Таким образом, быстрые реакторы обладают еще одним ценным качеством: они позволяют эффективно вовлечь в атомную энерге­тику запасы тория, не требуя разработки специальных реакторов для уран-ториевого цикла.

В качестве будущего ядерного горючего можно использовать и отвальный уран, т. е. уран, который образуется на обогатитель­ных заводах (диффузионных и др.) в качестве отходов производства в виде обедненного по изотопу урану-235 урана. Причем это обед­нение бывает разным (от 0,4 до 0,2% по изотопу урану-235) в зави­симости от технологии, принятой на обогатительном заводе. Во-первых, этот отвальный уран в ряде случаев с довольно боль­шим содержанием урана-235 (от 0,4%) можно вновь пустить на до­работку (до 0,2% и даже более), если при определенных условиях это будет экономически целесообразно. Во-вторых, отвальный уран может служить хорошим экраном-отражателем в реакторах на быстрых нейтронах. И, в-третьих, отвальный уран может быть еще раз обогащен по урану-235 в результате переработки больших количеств отвального урана и получения меньших количеств обо­гащенного урана. Это, конечно, стоит очень дорого, но при опре­деленных условиях может наступить время, когда придется решать, что выгоднее: добывать природный уран в рассеянных породах или искусственно его обогащать из образовавшихся отвалов на обогатительных заводах.

И наконец, арсенал ядерного горючего пополняется плутонием, образующимся в твэлах реакторов, как промышленных, так и энергетических. Радиохимическая переработка, регенерация облученных в атомных реакторах твэлов даст в известных, но весьма ощутимых количествах (в зависимости от типа реакторов) новое ядерное горючее — плутоний. Не исключена и даже, более того, вполне вероятна возможность использования плутония в виде ядерного горючего в реакторах на медленных нейтронах (а не только в реакторах на быстрых нейтронах). Теоретически это вполне возможно. Практическое же осуществление требует проведения необходимого, причем сравнительно небольшого, ком­плекса экспериментов. Участие плутония в топливном цикле в реакторах на медленных нейтронах будет зависеть от возможно­сти использования его (вместо оборонных целей) и, главное, от его относительной стоимости, т. е. от экономической эффективности использования плутония. Применение плутония в реакторах на медленных нейтронах может принять вполне реальные формы, по-видимому, после 80-х годов нынешнего столетия (учитывая возможность ядерного разоружения), и в первую очередь в реак­торах водо-водяного типа, если это окажется экономически целе­сообразным.

По мере развития ядернофизических методов производства электроэнергии возникают новые методы получения плутония-239 и урана-233. По своей перспективности очень интересен и заманчив электроядерный метод или, как его называют, метод электриче­ского бридинга.