Ториевый реактор
Cтраница 1
Ториевый реактор такого типа, вероятно, вначале должен действовать на смеси тория и U235, пока не накопится достаточного количества U233 в другом реакторе. [1]
Для натрий-графитового ториевого реактора а23 равно 342 барн, а Ф - 5 30 нейпгр / см2 сек. Выбор времени для распада Ра233 зависит от сопоставления стоимости U233, теряемого в виде нераспавшегося Ра233, с убытком от задалживания топлива, который увеличивается при увеличении времени охлаждения. [3]
По составу ядерного горючего различают урановые, плутониевые и ториевые реакторы, по назначению - энергетические, исследовательские и реакторы-размножители. [4]
Проблема отделения протактиния от тория и осколочных элементов возникает при переработке материалов зоны воспроизводства ториевого реактора, а также при выделении Ра231 из облученного нейтронами иония. [5]
Еще большие затруднения вызывает образование урана-232 и тория-228. Их периоды полураспада больше, чем у тория-234, и при работе ториевого реактора с рециркуляцией урана активности этих изотопов достигают стационарного уровня. [6]
Для осуществления одного ториевого котла необходимо в случае реактора с тяжелой водой иметь по крайней мере 25 - 30 килограммов чистого активного вещества, а в случае графитового реактора - по крайней мере 100 килограммов активного вещества. Отсюда видно, что8 широкое применение тория в атомных реакторах возможно только при развитой атомной промышленности, способной выделить достаточно большие количества ценных активных веществ для ториевых реакторов. [7]
Кроме этого, Франция, ФРГ и Италия сотрудничают в Европейском обществе по развитию ядерной энергетики NERSA, а французский комиссариат по атомной энергии образует совместный орган с Интератомом, включающий компанию с 16 % - ным участием Бельгии и Нидерландов. Слияние интересов в первую очередь связано с высокими издержками, так, демонстрационный реактор-размножитель в Калкаре мощностью 300 МВт обошелся в 2490 млн. марок ФРГ при оценке его стоимости при начале строительства весной 1973 г. 1700 млн. марок; ториевый реактор в Вентропе обошелся в 1480 млн. марок вместо первоначальной оценки 903 млн. марок. При таких суммах расходов сотрудничество оправдывается. [8]
В настоящее время не остается ничего иного, как удовлетвориться имеющимся природным ураном-235. Мы должны попытаться найти другие возможности, если не хотим резко перевести атомную промышленность на плутоний. Возможной альтернативой был бы ториевый реактор, поскольку он дает делящийся уран-233. Тория на Земле достаточно. Однако пока может помочь и более полное использование имеющихся полезных ископаемых путем разработки руд с меньшим содержанием урана. Кроме того, имеется еще совершенно нетронутый запас - около четырех миллиардов тонн урана: эта уран из Мирового океана. [9]
Если регенерированные торий и уран возвращаются на повторные циклы облучения в реакторе, то активности U232 и Th228 достигают значительно более высоких уровней, чем при однократном облучении свежих порций тория. После нескольких циклов облучения концентрации U232 и Th228 в оборотном материале достигают равновесного состояния, причем величины этих концентраций зависят от времени облучения. Рассмотрим это на примере натрий-графитового ториевого реактора, работающего со стандартными повторными циклами облучения урана и тория. [10]
По всем правилам ядерной физики уран-233, как изотоп нечетный, делится тепловыми нейтронами. И самое главное, в реакторах с ураном-233 может происходить ( и происходит) расширенное воспроизводство ядерного горючего. Расчеты показывают, что при выгорании в ториевом реакторе килограмма урана-233 в нем же должно накопиться 1 1 кг нового урана-233. [11]
Страницы: 1