Новости

МАГАТЭ выпустило в серии "Атомная энергия" публикацию, посвящённую роли тория в топливных циклах будущего.

Документу присвоен номер "IAEA Nuclear Energy Series No. NF-T-2.4". Английское название - "Role of Thorium to Supplement Fuel Cycles of Future Nuclear Energy Systems".

Российский взгляд

Отдельная глава документа посвящена различным представлениям того, как торий может быть вписан в топливные циклы атомной энергетики. Детально разобраны предложения, имеющиеся в России, Канаде и Норвегии.

В России рассматриваются два сценария развития атомной энергетики в XXI веке - инновационный и эволюционный. В первом из них предполагается внедрение замкнутого цикла и быстрых реакторов, во втором - сохранение опоры на тепловые аппараты.

В эволюционном сценарии суммарные потребности в уране будут резко возрастать и примерно в середине века сравняются с известными урановыми запасами на территории России. В реальности с дефицитом урана наша страна столкнётся ещё раньше, так как Россия экспортирует уран в составе ядерного топлива.

Инновационный сценарий теоретически позволит России не зависеть от импорта урана на протяжении всего столетия. На практике и здесь могут возникнуть проблемы из-за необходимости продавать ядерное топливо за рубеж.

Решать проблему дефицита урана возможно различными способами. Один из них, выглядящий весьма привлекательно - частичный перевод ВВЭР на ториевый цикл.

Важный вопрос в этом случае - где производить ²³³U? Это можно было бы делать в ВВЭР с уран-ториевым или плутоний-ториевым топливом, или в ториевых бланкетах быстрых реакторов. Торий в бланкетах может быть как в металлической, так и в оксидной форме.

Сравнения различных вариантов приводятся в документе МАГАТЭ. Следует отметить, к сожалению, что авторы ссылаются на работы, в основном, второй половины 90-ых годов, и актуальность данных необходимо проверять по другим источникам. Этим же можно объяснить и заметный в документе упор на утилизацию оружейных материалов при рассмотрении вопроса о наработке ²³³U.

По результатам сравнения вариантов авторы особо отмечают сценарий, в котором ²³³U нарабатывается в ториевых бланкетах быстрых реакторов, а затем используется в качестве топлива для ВВЭР. При этом выделяемый из материала бланкетов ²³³U можно дополнительно разбавлять обеднённым или регенерированным ураном, снижая концентрацию ²³²U и, тем самым, радиационную опасность такого топлива.

Канадский взгляд

Канадский взгляд на проблему использования тория не менее интересен, чем российский, потому что у атомной отрасли этой страны есть особая черта - упор на тяжёловодную энергетику.

Вовлекать торий в топливный цикл канадцы предлагают путём освоения производства топлива, представляющего собой гомогенную смесь оксидов двух или более тяжёлых металлов.

На сегодняшний день, канадские реакторы типа CANDU работают только на природном или слабообогащённом уране. А в состав гомогенных смесей, кроме такого урана, могли бы входить оксиды тория, плутония и ²³³U.

У королевской корпорации AECL накоплена неплохая база знаний по различным аспектам вовлечения тория в топливный цикл, включая технологию изготовления таблеток. Ссылка о результатах облучательных испытаний уран-ториевого оксидного топлива, приводящаяся в документе, датируется 1982 годом.

В документе МАГАТЭ кратко описаны технологии фабрикации уран-ториевого топлива, изучающиеся в Канаде, отмечены особенности тория - например, химическая инертность его диоксида, чем он выгодно отличается от диоксида урана.

Отдельным разделом авторы приводят обзор результатов по облучению ториевого, уран-ториевого и торий-плутониевого топлива в Канаде. Для опытных таблеток было достигнуто выгорание 47 ГВт×сут/т при линейной мощности до 77 кВт/м.

Подобные эксперименты в Канаде продолжаются. Общий вывод авторов о возможности успешного освоения технологий ториевого топлива достаточно оптимистичен.

Норвежский взгляд

Норвегия не входит в число государств, имеющих АЭС, но у неё есть исследовательские реакторы и компании, заинтересованные в разработке ториевого топлива для легководных реакторов.

В документе вниманию читателей предлагается краткое описание работ, выполнявшихся компанией "Thor Energy". Она оценивала возможности загрузки тория как сырьевого компонента в MOX-топливо для легководников, считая это кратчайшим путём к вовлечению тория в топливный цикл.

По мнению аналитиков компании, реальный интерес к торию проявится у мировых ЭО при выполнении нескольких условий. Так, должна возникнуть существенная необходимость в экономии урана и ЕРР. В настоящее время отрасль неплохо обеспечена ураном, но аналитики предсказывают значительный рост цен на него после 2020 года.

Норвежцы также полагают, что легководные установки сохранят за собой звание рабочей лошадки атомной энергетики. У быстрых реакторов есть преимущества, но они слишком медленно лицензируются и внедряются - говорить о значительной доли быстрых аппаратов в отрасли в ближайшие 30 лет не приходится. Ториевые LWR могут взять на себя часть функций, традиционно отводящихся на долю быстрых установок.

Важный дополнительный момент - проблема нераспространения. Внимание к ней со временем будет только возрастать, и здесь у ториевых LWR есть козыри в запасе. Например, предлагаемое норвежцами MOX-топливо с торием не будет требовать для своего производства услуг по обогащению урана.

Компания "Thor Energy" занимается разработкой проекта и моделирования поведения кассет с ториевым MOX-топливом и ²³³U-торий топливом для водяных кипящих реакторов BWR. Наиболее интересно, что она планирует большую облучательную программу, используя возможности норвежского исследовательского реактора в Халдене (скорее всего, имеется в виду реактор HBWR).

Компания выполнила также ряд поисковых расчётов с целью понять возможности использования тория в недозамедляемых легководных реакторах, а конкретно - в проекте RBWR. Это инновационный проект, изучавшийся на уровне концепций в Японии (компания "Hitachi" и агентство JAEA), который представляет собой BWR с более жёстким спектром нейтронов. Он известен также как "Resource-renewable BWR".

НИОКР по ториевому топливу

Международный документ по торию не будет полным без главы про Индию. В рецензируемом документе МАГАТЭ содержится достаточно подробное описание нейтроники и активной зоны реактора AHWR, строительство первого блока с которым может вскоре начаться в Индии.

При чтении единственная проблема, которая может возникнуть, касается актуальности данных по AHWR. Не секрет, что индийские специалисты периодически вносят изменения в проект AHWR, и какие-то данные, приведенные в документе, могут оказаться устаревшими - большинство из использованных ссылок на литературу относится к 90-ым годам.

В документе имеется также раздел с результатами нейтронно-физического моделирования различных вариантов ториевых CANDU, сделанного в Канаде. В следующем разделе собраны результаты расчётов ториевого PWR авторами из Южной Кореи.

В главе IV документа можно ознакомиться с анализом ториевых топливных циклов при помощи методологии ИНПРО. В главе V по той же методологии рассматриваются экономические вопросы утилизации тория.

Как и следовало ожидать, отдельная глава - глава VI - посвящена теме устойчивости ториевых циклов к распространению.

Выводы и заключения

Распространённость тория в природе в сравнении с ураном, его химически инертная природа, хорошая теплопроводность и выгодные нейтронно-физические характеристики делают топливные циклы с привлечением тория привлекательными для атомной отрасли.

В мире продолжаются инвестиции в НИОКР по ториевому топливу и собираются базы знаний.

Называть зрелыми технологии фабрикации ториевого топлива сегодня нельзя. Точно также нельзя и считать достаточными накопленные данные по поведению ториевого топлива под облучением.

Тем не менее, авторы документа формулируют вывод - у нас уже сегодня есть достаточно знаний и опыта для того, чтобы технически реализовать использование ториевого топлива в открытом топливном цикле в легководных и тяжёловодных реакторах.

Говоря о потенциале использования тория в замкнутом топливном цикле - то есть, с переработкой ОЯТ - авторы документа утверждают, что такие циклы станут экономически более выгодными по сравнению с открытыми урановыми циклами только после удорожания природного урана до отметки 400 $/кг и выше.

Отдельным абзацем в выводах авторы документа отметили возможность, "принимая во внимание национальные условия", использовать торий как вспомогательный вариант для вариантов замкнутых топливных циклов с быстрыми реакторами.