Palivový cyklus Thoria

Palivový cyklus thoria  je cyklus jaderného paliva , který využívá jako štěpný materiál izotop thoria Th-232 . V reaktoru je izotop Th-232 přeměněn na štěpný umělý izotop uranu U-233 , což je jaderné palivo , v procesu jaderné transmutace . Na rozdíl od přírodního uranu obsahuje přírodní thorium pouze stopová množství štěpného materiálu (jako je Th-231), které nestačí k zahájení jaderné řetězové reakce . K inicializaci palivového cyklu za těchto podmínek jsou zapotřebí další štěpné materiály nebo další zdroj neutronů. V thoriovém reaktoru Th-232 pohlcuje neutrony a mění se na U-233. Tento proces je podobný těm v  množivých reaktorech uranu , kde izotop uranu U-238 absorbuje neutrony za vzniku štěpného izotopu Pu-239. V závislosti na konstrukci reaktoru a palivovém cyklu je výsledný U-233 buď štěpitelný in situ, nebo chemicky oddělený od vyhořelého jaderného paliva a použit k výrobě nového paliva.

Palivový cyklus thoria má několik potenciálních výhod oproti palivovému cyklu uranu , včetně větší dostupnosti thoria, lepších fyzikálních a jaderných vlastností, menší produkce plutonia a aktinidů , což znamená lepší soulad s režimem nešíření jaderných zbraní při použití v tradiční lehké vodě . reaktory [1] [2] (i když tomu tak není u reaktorů na roztavenou sůl). [3] [4]

Historie

Počáteční zájem o thoriový cyklus byl motivován obavami z omezených světových zdrojů uranu. Předpokládalo se, že po vyčerpání zásob uranu bude thorium využíváno jako přísada do uranu jako štěpný materiál. Vzhledem k tomu, že zásoby uranu jsou v mnoha zemích relativně velké, zájem o thoriový palivový cyklus opadl. Pozoruhodnou výjimkou byl indický třístupňový program jaderné energetiky. [5] Ve 21. století vedl potenciál thoria z hlediska nešíření jaderných zbraní a snížení produkce jaderného odpadu k obnovenému zájmu o palivový cyklus thoria. [6] [7] [8]

V 60. letech v Oak Ridge National Laboratory experimenty  s roztaveným solným reaktorem používajícím jako palivo izotop U-233 prokázaly část palivového cyklu thoria. Experimenty v reaktoru s roztavenou solí (MSR) potřebné k vyhodnocení schopností thoria použitého fluoridu thorium(IV) ve formě taveniny, což eliminuje potřebu vyrábět palivové články. Program JSR byl uzavřen v roce 1976 poté , co byl vyhozen jeho podporovatel Alvin Weinberg . [9]

V roce 2006 Carlo Rubbia navrhl koncept energetického zesilovače (systém řízený akcelerátorem, ADS), který viděl jako nový a bezpečný způsob výroby jaderné energie pomocí stávajících urychlovacích technologií. Rubbiův koncept poskytuje příležitost vyhnout se hromadění vysoce aktivního jaderného odpadu generováním energie z přírodního thoria a ochuzeného uranu . [10] [11]

Kirk Sorensen, bývalý vědec NASA a hlavní technolog ve Flibe Energy, je dlouhodobě propagátorem thoriového palivového cyklu a zejména reaktoru s tekutým fluoridem thoria (LFTR). Během působení v NASA nejprve zkoumal thoriové reaktory jako možnost pro napájení měsíčních kolonií. V roce 2006 Sorensen založil webovou stránku „energyfromthorium.com“ na propagaci a šíření informací o této technologii. [12]

V roce 2011 Massachusetts Institute of Technology dospěl k závěru, že ačkoli neexistují žádné velké technické překážky pro použití thoriového palivového cyklu, existence lehkovodních reaktorů ponechává jen malou motivaci pro jakékoli významné pronikání této technologie na trh. Proto je malá šance, že thoriový cyklus nahradí klasický uran na trhu jaderné energie, a to i přes jeho potenciální přínosy. [13]

Jaderné reakce thoria

„Thorium je jako surové dřevo, musí se nejprve přeměnit na uran, stejně jako se surové dřevo musí vysušit, aby se vznítilo“

—  Ratan Kumar Sinha, bývalý předseda Komise pro atomovou energii Indie [14]

V cyklu thoria vzniká jaderné palivo, když je neutron zachycen izotopem Th-232 (k tomu může dojít jak v reaktoru s rychlými neutrony, tak v reaktoru s tepelnými neutrony ), který produkuje izotop Th-233. Poslední izotop je nestabilní. Typicky emituje elektron a antineutrino ( ν ) v procesu β−
-rozpadá se a mění se na izotop protaktinia Pa-233. Tento izotop prochází dalším β-rozpadem a mění se na U-233, který lze použít jako palivo:

Odpady štěpných produktů

Proces jaderného štěpení produkuje radioaktivní štěpné produkty, které mohou mít poločas rozpadu od několika dnů až po více než 200 000 let. Podle některých studií [15] může thoriový cyklus zcela recyklovat odpad aktinidů, přičemž jako odpad zůstanou pouze štěpné produkty a za pár set let bude odpad z thoriového reaktoru méně toxický než uranová ruda, která se používá v výroba nízko obohaceného uranového paliva pro lehkovodní reaktor o stejném výkonu. Jiné studie naznačují, že kontaminace aktinidy může v některých budoucích obdobích převládat v odpadu z cyklu thoria. [16]

Odpadní aktinidy

V reaktoru, když neutrony narazí na štěpitelné atomy (například některé izotopy uranu), buď rozbijí jádro, nebo jsou jím pohlceny, což způsobí jaderné přeměny (transmutace) prvků. V případě U-233 je pravděpodobnější, že transmutace vytvoří použitelné jaderné palivo než transuranový odpad. Když U-233 pohltí neutron, buď se rozdělí, nebo se stane U-234. Pravděpodobnost štěpení při absorpci tepelného neutronu je asi 92 %, tj. poměr pravděpodobnosti záchytu ke štěpení je asi 1:12, což je lepší než odpovídající údaj pro U-235 (1:6) nebo pro Pu- 239 a Pu-241 (u obou asi 1:3). [17] [18] Výsledkem je méně transuranového odpadu než u reaktoru využívajícího palivový cyklus uran-plutonium.

U-234, stejně jako většina sudých nuklidů , se neštěpí, ale zachycuje neutron a stává se U-235. Pokud se tento štěpný izotop po zachycení neutronu neštěpí, změní se na U-236, Np-237, Pu-238 a případně na štěpný Pu-239 a těžší izotopy plutonia . Np-237 může být odstraněn z paliva a uložen jako odpad nebo přeměněn na plutonium, které je částečně štěpné a částečně přeměněno na Pu-242 a poté na americium a curium , které lze zase zlikvidovat jako odpad nebo vrátit zpět. do reaktoru pro transmutaci a štěpení.

Pa-231 (s poločasem rozpadu 32 700 let), který se vyrábí z Th-232 reakcí ( n ,2 n ) (přes izotop Th-231, který se pak mění na Pa-231), je hlavním faktorem dlouhodobé radiotoxicity vyhořelého jaderného paliva.

Kontaminace uranem-232

Uran-232 také vzniká v tomto procesu reakcí (n,2n), kdy rychlé neutrony dopadají na U-233 podél řetězce přes Pa-233 a Th-232:

Uran-232 má relativně krátký poločas rozpadu (68,9 let) a některé produkty jeho rozpadu, jako Rn-224, Bi-212 a zejména Tl-208, vyzařují vysokoenergetické gama záření . Kompletní rozpadový řetězec a poločasy každého izotopu jsou znázorněny na následujícím obrázku:

Paliva s cyklem thoria emitují drsné gama záření , které ničí elektroniku, čímž omezuje jejich použití jako atomové zbraně. U-232 nelze chemicky oddělit od U-233 ve vyhořelém jaderném palivu , avšak chemická separace thoria od uranu odstraňuje produkt rozpadu Th-228 a zabraňuje tvorbě dalších izotopů cyklu thoria. Znečištění lze také předejít použitím množitele roztavené soli a oddělením Pa-233 před tím, než se rozpadne na U-233. Tvrdé gama záření vytváří radiační nebezpečí, které vyžaduje vzdálenou manipulaci během přepracování.

Jaderné palivo

Jako jaderné palivo je thorium podobné U-238, které tvoří většinu přírodního a ochuzeného uranu. Absorpční průřez tepelných neutronů (σ a ) a rezonanční integrál (průměrný absorpční průřez neutronů pro středně energetické neutrony) pro Th-232 jsou přibližně 3,3krát vyšší než odpovídající hodnoty pro U-238.

Výhody

Podle dosavadních odhadů jsou zásoby thoria v zemské kůře přibližně třikrát až čtyřikrát vyšší než zásoby uranu, [19] i když aktuální informace o zásobách thoria jsou omezené. V současnosti se thorium získává jako vedlejší produkt při těžbě prvků vzácných zemin z monazitových písků.

Přestože je průřez štěpení tepelných neutronů (σ f ) výsledného izotopu U-233 srovnatelný s průřezem U-235 a Pu-239, má mnohem nižší záchytný průřez (σ γ ), což umožňuje méně absorpcí neutronů bez doprovodu štěpením. Konečně poměr počtu emitovaných neutronů k jednomu absorbovanému neutronu (η) přesahuje 2 v širokém rozsahu energií, včetně tepelného spektra, a v důsledku toho se thoriové palivo může stát základem pro tepelný množivý reaktor . Chovatel cyklu uran-plutonium musí používat neutrony s vyšší energií, protože pro tepelné neutrony je multiplikační faktor menší než 2.

Thoriové palivo má také příznivé fyzikální a chemické vlastnosti, které zlepšují výkon reaktoru a skladování odpadu. V porovnání s převládajícím reaktorovým palivem má oxid uraničitý (UO 2 ), oxid thorium (ThO 2 ) vyšší bod tání , vyšší tepelnou vodivost a nízký koeficient tepelné roztažnosti . Oxid thoritý také vykazuje větší chemickou stabilitu a na rozdíl od oxidu uraničitého dále neoxiduje .

Vzhledem k tomu, že U-233 vyráběný v thoriovém cyklu je výrazně kontaminován izotopem U-232, není vyhořelé jaderné palivo z reaktorů navrhované konstrukce příliš vhodné pro výrobu zbrojního uranu, což přispívá k režim nešíření jaderných zbraní. U-233 nelze chemicky izolovat ze směsi s U-232. Kromě toho má několik produktů rozpadu, které vyzařují vysoce energetické paprsky gama . Tyto vysokoenergetické fotony představují radiační nebezpečí , což naznačuje práci na dálku se separovaným uranem.

Dlouhodobé (řádově 10 3 - 10 6 let) radiační nebezpečí konvenčního vyhořelého uranového paliva je způsobeno především plutoniem a minoritními aktinidy, sekundárně pak produkty rozpadu s dlouhou životností. Jeden záchyt neutronu izotopem U-238 stačí k produkci transuranových prvků , zatímco Th-232 vyžaduje záchyt pěti neutronů. 98-99 % jader thoriového palivového cyklu se přemění na U-233 nebo U-235, zbývající dlouhověké transuranium se vyrábí v malých množstvích. Proto je thorium potenciálně atraktivní alternativou k uranu v palivu MOX , aby se minimalizovala produkce transuraniových prvků a maximalizovalo se ničení plutonia. [dvacet]

Nevýhody

Existuje několik problémů při použití thoria jako jaderného paliva, zejména pro reaktory na pevná paliva:

Na rozdíl od uranu obsahuje přírodní thorium pouze jeden izotop a nemá žádné štěpné izotopy, takže k řetězové reakci je nutné přidávat štěpné materiály jako U-233 nebo U-235 . To spolu s vysokou teplotou slinování oxidu thoria komplikuje výrobu paliva. Experimenty byly prováděny v Oak Ridge National Laboratory v letech 1964-1969 s fluoridem thorium jako palivem pro reaktor s roztavenou solí , ve kterém, jak se očekávalo, by bylo snazší oddělit nečistoty, které zpomalují nebo zastavují řetězovou reakci.

V otevřeném palivovém cyklu (tj. při použití U-233 in situ) je k dosažení příznivé neutronové bilance zapotřebí vysokého stupně vyhoření. Přestože oxid thoričitý vykazuje v elektrárnách Fort St. Vrain a AVR rychlosti vyhoření 170 000 MWd/t a 150 000 MWd/t , je obtížné v tomto parametru dohnat lehkovodní reaktory (LWR), které tvoří drtivá většina stávajících reaktorů.

V otevřeném thoriovém palivovém cyklu se zbytkový izotop U-233 s dlouhou životností plýtvá.

Dalším problémem thoriového palivového cyklu je relativně dlouhá doba, po kterou se Th-232 změní na U-233. Poločas rozpadu Pa-233 je asi 27 dní, což je řádově delší doba než u Np-239. V důsledku toho je stávající Pa-233 přeměněn na thoriové palivo. Pa-233 je dobrý pohlcovač neutronů, a i když nakonec produkuje štěpný izotop U-235, vyžaduje to absorpci dvou neutronů, což zhoršuje rovnováhu neutronů a zvyšuje pravděpodobnost transuranů .

Kromě toho, pokud se pevné thorium používá v uzavřeném palivovém cyklu , který se vrací do cyklu U-233, je při výrobě paliva vyžadováno dálkové ovládání kvůli vysokým úrovním radiace z produktů rozpadu U-233. To platí také pro sekundární thorium kvůli přítomnosti Th-228, které je součástí rozpadového řetězce U-232. Dále, na rozdíl od osvědčených technologií likvidace odpadního uranového paliva (např . PUREX ), technologie zpracování thoria (např. THOREX) jsou teprve ve vývoji.

Ačkoli přítomnost U-232 situaci komplikuje, existují zveřejněné dokumenty ukazující, že U-233 byl jednou použit při testu jaderných zbraní . Spojené státy testovaly kompozitní bombu U-233-plutonium během operace Čajová konvice v roce 1955, i když s mnohem menším účinkem, než se očekávalo. [21]

Ačkoli thoriové palivo produkuje mnohem méně dlouhodobých transuranových prvků než uran, některé aktinidy s dlouhou životností mají dlouhodobé radiologické účinky, zejména Pa-231.

Obránci kapalných jaderných reaktorů a reaktorů s roztavenou solí , jako je LFTR, tvrdí, že tyto technologie kompenzují nedostatky thoria přítomného v reaktorech na pevná paliva. Vzhledem k tomu, že byly postaveny pouze dva reaktory s kapalným fluorem (ORNL ARE a MSRE) a žádný z nich nepoužíval thorium, je obtížné posoudit skutečný přínos těchto reaktorů.

Reaktory

Palivo thoria bylo použito v několika různých typech reaktorů, včetně lehkovodních reaktorů , těžkovodních reaktorů , vysokoteplotních plynových reaktorů, sodíkem chlazených rychlých reaktorů a reaktorů s roztavenou solí . [22]

Seznam thoriových reaktorů

Informační zdroj: IAEA TECDOC-1450 "Thorium Fuel Cycle - Potential Benefits and Challenges", Tabulka 1: Využití thoria v různých experimentálních a energetických reaktorech. [17] Tabulka neuvádí reaktor Dresden 1 (USA), kde byly použity „úhlové tyče oxidu thoria“. [23]

název Země Typ reaktoru Napájení Pohonné hmoty Roky práce
AVR Německo
 HTGR, experimentální (reaktor s oblázkovým ložem) 015 00015 MW(e) Th+U-235 Palivo řidiče, potažené částice paliva, oxidy a dikarbidy 1967-1988
THTR-300 Německo HTGR, výkon (oblázkový typ) 300 000300 MW(e) Th+U-235, pohonné palivo, potažené částice paliva, oxid a dikarbidy 1985-1989
Lingen Německo BWR ozařování-testování 060 00060 MW(e)
 Testovací palivo (Th,Pu)O 2 pelety 1968-1973
Dragon ( OECD - Euratom ) Velká Británie, Švédsko, Norsko, Švýcarsko
 HTGR, experimentální (design pin-in-block) 020 00020 MW Th+U-235 Palivo řidiče, potažené částice paliva, oxidy a dikarbidy 1966-1973
Broskvové dno USA HTGR, experimentální (prizmatický blok) 040 00040 MW(e) Th+U-235 Palivo řidiče, potažené částice paliva, oxidy a dikarbidy 1966-1972
Fort St Vrain USA HTGR, Power (prizmatický blok) 330 000330 MW(e) Th+U-235 Palivo pro pohon, potažené částice paliva, Dikarbid 1976-1989
MSRE ORNL USA MSR 0075007,5 MW U-233 roztavené fluoridy 1964-1969
Stanice BORAX-IV a Elk River USA BWR (sestavy kolíků) 0024002,4 MW(e)
24 MW(e) 		Th+U-235 Driverové pelety oxidu paliva 1963-1968
lodní přístav USA LWBR , PWR , (sestavy kolíků) 100 000100 MW(e) Th+U-233 Palivo řidiče, oxidové pelety 1977-1982
Indický bod 1 USA LWBR , PWR , (sestavy kolíků) 285 000285 MW(e) Th+U-233 Palivo řidiče, oxidové pelety 1962-1980
SUSPOP/KSTR KEMA Holandsko Vodná homogenní suspenze (kolíkové sestavy) 0010001 MW Th+HEU, oxidové pelety 1974-1977
NRX a NRU Kanada MTR (sestavy kolíků) 020 00020 MW; 200 MW Th+U-235, Test Palivo 1947 (NRX) + 1957 (NRU); Ozáření několika palivových článků
CIRUS; DHRUVA; & KAMINI Indie MTR termální 040 00040 MW; 100 MW; 30 kW (nízký výkon, výzkum) Palivo Al+U-233 Driver, 'J' tyč Th & ThO2, 'J' tyč ThO 2 1960-2010 (CIRUS); ostatní v provozu
KAPS 1 & 2 ; KGS 1 a 2; RAPS 2, 3 a 4 Indie PHWR , (sestavy kolíků) 220 000220 MW(e) ThO 2 pelety (pro zploštění neutronového toku počátečního jádra po spuštění) 1980 (RAPS 2)+; pokračování ve všech nových PHWR
FBTR Indie LMFBR, (sestavy kolíků) 040 00040 MW (t) ThO 2 deka 1985; ve službě

Poznámky

  1. ↑ Ralph Moir. Jaderné reaktory na kapalná paliva . Fórum americké fyzikální společnosti o fyzice a společnosti (leden 2011). Získáno 31. května 2012. Archivováno z originálu dne 20. září 2020.
  2. ↑ Nejčastější dotazy k jaderným materiálům
  3. ↑ Kang, J.; Von Hippel, FN U-232 a odolnost proti šíření U-233 ve vyhořelém palivu  (anglicky)  // Science & Global Security : journal. - 2001. - Sv. 9 . — P. 1 . doi : 10.1080 / 08929880108426485 . Archivovaná kopie (nedostupný odkaz) . Získáno 2. března 2015. Archivováno z originálu 3. prosince 2014. 
  4. ↑ „Superpalivo“ Thorium představuje riziko šíření? (5. prosince 2012). Získáno 6. dubna 2018. Archivováno z originálu dne 27. října 2014.
  5. ↑ Ganesan Venkataraman. Bhabha a jeho velkolepé posedlosti , strana 157  . Universities Press, 1994.
  6. ↑ IAEA-TECDOC-1349 Potenciál palivových cyklů na bázi thoria omezit plutonium a snížit toxicitu dlouhodobého odpadu . Mezinárodní agentura pro atomovou energii (2002). Získáno 24. března 2009. Archivováno z originálu dne 28. dubna 2021.
  7. ↑ Evans, Brett . Vědec naléhá na přechod na thorium , ABC News  (14. dubna 2006). Archivováno z originálu 28. března 2010. Staženo 17. září 2011.
  8. ↑ Martin, Richard . Uran je tak minulé století – Vstupte do Thoria, nové zelené atomovky , kabelové  (21. prosince 2009). Archivováno z originálu 26. června 2010. Staženo 19. června 2010.
  9. ↑ Miller, Daniel Jaderná komunita odmítla bezpečnostní zprávu reaktoru: expert . ABC News (březen 2011). Datum přístupu: 25. března 2012. Archivováno z originálu 20. března 2012.
  10. ↑ Dean, Tim New age nukleární (odkaz není dostupný) . Kosmos (duben 2006). Získáno 19. června 2010. Archivováno z originálu 5. ledna 2010. 
  11. ↑ MacKay, David J.C. Udržitelná energie - bez horkého vzduchu  (neopr.) . - UIT Cambridge Ltd., 2009. - S. 166. Archivováno4. června 2016 naWayback Machine
  12. ↑ Flib Energy . Flib Energy. Získáno 12. června 2012. Archivováno z originálu 7. února 2013.
  13. ↑ Budoucnost cyklu jaderného paliva, MPO, 2011, str. 181 , < https://energy.mit.edu/wp-content/uploads/2011/04/MITEI-The-Future-of-the-Nuclear-Fuel-Cycle.pdf > . Staženo 6. dubna 2018. . 
  14. ↑ Datum stanovené pro palivový reaktor  (2. září 2013). Archivováno z originálu 8. září 2013. Staženo 4. září 2013.
  15. ↑ Le Brun, C. Vliv technologie konceptu MSBR na dlouhodobou radiotoxicitu a odolnost vůči proliferaci (PDF). Technical Meeting on Fissile Material Management Strategies for Sustainable Nuclear Energy, Vídeň 2005. Staženo 20. června 2010. Archivováno z originálu 22. května 2012.
  16. ↑ Brissot R., Heuer D., Huffer E., Le Brun, C., Loiseaux, JM, Nifenecker H., Nuttin A. Nuclear Energy With (Almost) No Radioactive Waste? (nedostupný odkaz) . Laboratoire de Physique Subatomique et de Cosmologie (LPSC) (červenec 2001). — „podle počítačových simulací provedených v ISN toto Protaktinium dominuje zbytkové toxicitě ztrát po 10 000 letech “. Archivováno z originálu 25. května 2011. 
  17. ↑ 1 2 IAEA-TECDOC-1450 Thorium Fuel Cycle-Potential Benefits and Challenges (PDF). Mezinárodní agentura pro atomovou energii (květen 2005). Získáno 23. března 2009. Archivováno z originálu dne 4. srpna 2016.
  18. ↑ Interaktivní tabulka nuklidů . Brookhaven National Laboratory . Datum přístupu: 2. března 2015. Archivováno z originálu 21. července 2011. Průřezy tepelných neutronů ve stodolách (izotop, záchyt: štěpení, f/f+c, f/c) 233U 45,26:531,3 92,15 % 11,74; 235U 98,69:585,0 85,57 % 5,928; 239Pu 270,7:747,9 73,42 % 2,763; 241Pu 363,0:1012 73,60 % 2,788.
  19. ↑ Použití thoria jako jaderného paliva (PDF). Americká nukleární společnost (listopad 2006). Datum přístupu: 24. března 2009. Archivováno z originálu 8. září 2008.
  20. ↑ Test thoria začíná , World Nuclear News (21. června 2013). Archivováno z originálu 19. července 2013. Staženo 21. července 2013.
  21. ↑ Operace Čajová konvice . Archiv jaderných zbraní (15. října 1997). Staženo 9. prosince 2008.
  22. ↑ Vypouštění vyhořelého jaderného paliva z amerických reaktorů (1993  ) . - Energy Information Administration , 1995. - S. 111. - ISBN 978-0-7881-2070-1 . Archivováno 1. dubna 2019 na Wayback Machine Byly vyrobeny společností General Electric (kód sestavy XDR07G ) a později odeslány do Savannah River Site k přepracování.

Literatura

Odkazy