ПРОДОЛЖАЯ ТЕМУ О МИРНОМ АТОМЕ

  Ещё в прошлом столетии,точнее  к началу 1941 года, было установлено,что под действием быстрых нейтронов делятся не только плутоний-239,уран-235 и уран-233, но и уран-238,торий-232,протактиний-231. Но если плутоний-239.уран-235 и уран-233 делятся при захвате их ядрами нейтронов с любой энергией, то уран-238,торий-232 и протактиний-231 имеют порог деления по уровню энергии нейтронов более 1 МэВ, и на начальном этапе развития ядерной энергетики,использующей воду в качестве теплоносителя, протактиний и торий интереса не представляли.

  Первый управляемый ядерный реактор на уран-плутониевом топливном цикле создал Ферми в 1942 году. Первая атомная электрическая станция (АЭС) вступила в действие в 1954 году в России (г. Обнинск). А уже в 1974 году в мире работало 208 блоков ядерных реакторов. И их количество продолжало расти. В 1979 году произошла первая авария с выходом радиоактивности из замкнутого контура на 2-ом блоке АЭС в Три Майл Айленд в США. Аварийный блок закрыли на 100 лет. В 1986 году произошла катастрофа на 4-ом блоке Чернобыльской АЭС (Украина). Оператор вывел реактор на мгновенные нейтроны и тот взорвался.Практически вся радиоактивность попала в окружающую природную среду.  

    Следствием этих событий явилась разработка Советом безопасности ООН (СБООН) и Международным агентством по атомной энергии (МАГАТЭ) более жестких требований к системам обеспечения безопасности АЭС, как от внутренних,так и от внешних воздействий на них,что принципиально увеличило капитальную составляющую стоимости АЭС. Следствием этих изменений явилось повышение стоимости кВт-часа  электроэнергии,  вырабатываемой на АЭС,  выше стоимости электроэнергии получаемой  на органическом топливе.

  Мировое сообщество осознало, что масштабное развитие ядерной энергетики на уран-плутониевом топливном цикле осуществить невозможно. Нужны новые циклы.

   Соответственно более интенсивно стали  строиться тепловые электрические станции. Вклад ядерной энергетики на уран-плутониевом топливном цикле начал постепенно снижаться от достигнутого в прошлом веке уровня вклада в 5% в общем производстве энергии. В 2010 году ядерная энергетика обеспечила 2,4% в мировом потреблении  энергии.

   Вследствие вывода из эксплуатации части АЭС с ядерными реакторами на уран-плутониевом  топливном цикле, выработавшими допустимый ресурс работы, к 2020 году потребление ядерной энергетики снизится до 1,8% от общемирового за счёт увеличения тепловых электрических станций (ТЭС) на органическом топливе.

     Совет безопасности ООН и МАГАТЭ определили требования к новым ядерным топливным циклам, выполнение которых позволяет ядерной энергетики стать базовой. Это:

1.Наличие на Земле запасов сырья для производства делящихся изотопов по доступным ценам на многие сотни лет.           

2.Равенство радиации добытой из Земли и захороненной в ней после выгорания делящихся изотопов.   

3.Отсутствие возможности создания ядерного оружия «третьими странами».   

4.Низкий уровень наработки долгоживущих трансурановых изотопов, исключающий необходимость захоронения отработанного ядерного топлива (ОЯТ) в геологических породах. 

5.Низкие значения  уровней ядерной и радиационной опасности, то есть низкие значения величины К эфф как на начальной стадии работы ядерного реактора (ЯР),так и в течении всей компании.                                                                                     

6.Высокий уровень глубины выгорания топлива ( более 100 МВт  сутки /кг т.а.) при допустимых уровнях распухания топливного элемента ( таблетки,сферы ...) в тепловыделяющем элементе – ТВЭЛе.   

7.Минимизированные риски для здоровья обслуживающего персонала.  

8.Гарантия безопасности населения и окружающей среды.

    Эти требования СБООН и МАГАТЭ к новым ядерным топливным циклам реализуются на протактиний-торий-урановом топливе.

    Протактиний -231 имеет период полураспада равный 32800 лет. Для сравнения период полураспада плутония-239 равен 24400 лет. В природных условиях протактиний-231 образуется из тория -232. В случае спонтанного деления  ядра тория-232 отделившийся нейтрон захватывается ядром соседнего атома тория-232,вызывая реакцию n,2n, следствием которой является образование тория- 231, период полураспада которого составляет 25,52 года.

        ²³¹Th   ^{- β      231}Pa

   В активной зоне ЯР при условии ввода протактиния-231 в состав топливных элементов в них реализуются ядерные реакции, обеспечивающие образование урана -233 с периодом полураспада  1,6  .10⁵ лет.

   ²³¹Pa     +   n          ²³²Pa     ^{-β       232}U    ^{n, γ       233}U      (1)

    ²³²Pa     +   n           ²³³Pa    ^{-β        233}U                            (2)

 Протактиний -231 является поглотителем  нейтронов  с уровнем поглощения 200 бар.

Поэтому введение протактиния-231 в состав топлива прежде всего  решает проблему подавления начальной избыточной реактивности, а  далее обеспечивает уменьшение темпов снижения реактивности  в течении компании в следствии перехода его в уран -233 по реакциям приведенным выше.

   В торий-содержащем топливе наличие протактиния -233 снижает уровень колебаний реактивности  при шаговом выводе регулировочных стержней в процессе компании в ЯР.

      ²³²Th  +  n    ------ ²³³Th  ------ ²³³Pa  ------  ²³³U            (3)

  В следствии высокой поглощающей способности протактиния существует возможность создавать композиции ядерного топлива с более безопасным чем на уровне урана -235 и с принципиально более  глубоким уровнем выгорания тяжелых атомов. Например, протактиний- торий -урановое топливо, содержащее 15% нитрида протактиния-231, 69% нитрида тория и 16 % нитрида урана -233 имеет значение К эфф в начале компании = 1.1,  то есть значение величины необходимой только для компенсации утечек нейтронов и для управления выделением энергии в активной зоне ядерного реактора.

  В процессе выгорания размножающие свойства такого топлива практически не меняются до глубины выгорания топлива 170 МВт  сут /кг т.а, а затем плавно изменяются от значения начальной избыточной реактивности  К эфф = 1,1 до  К эфф= 1,0  пока  топливо  выгорает до уровня  300 Мвт  сут/ кг т.а.

  Стабилизация размножающих свойств в процессе выгорания делящихся изотопов обеспечивается цепочкой переходовпротактиния - 231---- уран - 232 ---- уран - 233  за компанию длительностью 18.3 года  при средней энерго-напряженности, как  в активных зонах реакторов в ВВЭР – 1000, равной 110 кВт/ л.  При средней  энерго-напряженности  равной 41 КВт/л  время  компании ядерного реактора  возрастает до 50 лет. При этом:                                                                                1. Существенно возрастает надежность ядерного реактора. 

2. Отпадает необходимость организации перегрузок топлива.

3. Упрощается процесс регулирования и поддержания постоянной мощности.

4. Повышается безопасность из-за использования стальной оболочки ТВЭЛа   вместо циркониевой (нет опасности возникновения пароциркониевой реакции).               

5. Минимизируется использование природного урана.                                                              

6. Кардинально изменяются масштабы использования ядерной энергии.

 ВЫВОДЫ: По отношению к будущим поколениям сжигание урана -235 в легководных ядерных  реакторах  следует  рассматривать как преступное расходование редкого невозобновляемого в природе элемента, который следует использовать только на запуск реакторов, работающих на уран-торивом топливе.

  02.06.2013 г. Владимир Романовский (Мирской)