Ученые Томского политехнического университета разработали ядерное топливо из тория для инновационных ядерных систем нового поколения. Оно должно быть эффективным и в уже действующих реакторах. В чем состоит важность такой разработки, нам пояснил научный руководитель проекта Игорь Шаманин.
У ядерного топлива из тория, по словам ученого, есть два основных преимущества. Ученые делают его дисперсионным — в виде мелкого порошка, куда помимо оксида тория входит также плутоний. В таком виде топливо располагается в инертной матрице, которая выступает дополнительным способом защиты. Кроме того, в дисперсной фазе топлива можно достичь предельной глубины его выгорания. Это означает, что сейчас в ядерном топливе до переработки можно «выжать» до 10 % делящихся ядер. В дисперсной фазе гораздо большее их количество превращается в чистую энергию. Другими словами, его можно эффективнее использовать «кратного увеличения глубины выгорания ядерного топлива».
Кроме того, дисперсионное топливо с торием может эксплуатироваться не меньше десяти лет, тогда как сейчас топливо в реакторах работает около четырех лет, при этом его еще нужно переустанавливать в другое оборудование.
Еще топливо из тория менее радиоактивно. Важно понимать, что речь идет только об отработанном материале. Во время использования меры предосторожности и эксплуатации ничем не отличаются. Так вот, количество опасных актиноидов в отработанном ториевом топливе значительно ниже, чем в отработанном урановом топливе. Торий в отличие от урана не делится тепловыми и быстрыми нейтронами. Проще говоря, из него нельзя собрать атомную бомбу, поэтому он не представляет военной угрозы.
Еще одним преимуществом разработки будет тот факт, что топливо из тория может стоить в разы дешевле уранового. Дело в том, что если добывать его вместе с редкоземельными металлами, то он может достаться производственникам гораздо дешевле. Сейчас при их добыче торий выбрасывают, несмотря на его радиоактивность.
Поскольку технология будет использоваться в том числе в военных целях, информации о дате ее выхода на рынок нет. Также эксперт отказался сказать, когда именно завершится разработка.
«Я не люблю сенсации. Разработка ведется, мы имеем некоторые успехи, но процесс еще не завершен», — подытожил Игорь Шаманин.
Комментарии
Может в космосе ядрёны двигатели на тории работают?
Ммм, нет, в космос вообще обычно не пускают то, что не будет отработано на земле.
Томск - это интеллектуальный актив земной колонии и русского сектора. В области естественных наук там число диссертаций давно превысило оных число в СПб где начали разрушать с вывода Университета на площадку между Петергофом и Мартышкино. Невесёлая шутка конца 1980-х "Ты куда? В мартышкин поступаю университет" Это притом что там математики отменные были и отчасти есть. Физфак разрушен. Грантоедение.
"Как в 2010, так и в 2015 гг. по числу защит на 1 млн жителей ведущим научным городом России оказывается Томск, от которого значительно отстают Москва, Санкт-Петербург и Новосибирск (рис. 3)." https://cyberleninka.ru/article/n/statistika-zaschit-doktorskih-disserta...
Реактор и активная зона это нейтронные поля, это херова туча мат моделей для просчёта самых разных ситуаций и сценариев.
То есть, так просто засунуть иной твэл в реактор просто невозможно без полного расчёта. Максимум можно говорить о том, что в принципе эту технологию можно подвести под твэл для существующих реакторов, но это потребует уйму работы.
Но новость интересная.
Ну какая же это новость? Вот, например: https://habr.com/ru/post/156457/
Всё про это известно давным давно. Но не буду подробно. Но главное это малый коэффициент воспроизводства и, следовательно, жуткое время удвоения. К тому же плутония всего на несколько сотен реакторов, а нужны сегодня десятки тысяч. Поэтому никто кроме индусов и не делает. Но вот у нас нашёлся.
Спасибо за оценку, Игорь Николаевич, но все же не хватает технических подробностей, чтобы понять, что именно стоит за заявлением.
На Вашем сайте, в отличие практически от всех других СМИ. проводится главная мысль о том, что мир вползает в бездну энергетического дефицита. Поэтому заниматься новой ядерной технологией, которая не решит эту проблему, ни одна из серьёзных стран, естественно, не будет. По этой же логике США не стали развивать у себя новой для них, подобной нашей, центрифужной технологии разделения урана, а стали просто забирать его у нас. А то иногда совсем смешно звучит: Иран создал у себя эту технологию, а США не могут. США просто понимают, что урана-235 на один ресурс для 500 блоков. И всё. Иран же делал в основном для бомб и это понятно. На тории коэффициент воспроизводства плутония всего-то 1,06 (и то теоретический). Время удвоения трудно посчитать. Сотни лет. Кто же это будет делать?
Зато из Тория можно нарабатывать U233 - хорошую "спичку", которую достаточно просто отделить от тория химически. Но у тория хватает и минусов - в процессе нарабатывается слишком много "мусора", к примеру: изотопы полония, изотопы висмута - которые сильно активны, но и их можно использовать, если смешать с U238 - такое "топливо" может служит уже десятилетия, т.к в процессе работы будет образовываться плутоний, но есть и нерешаемая проблема - из-за высокой активности будет сложно подобрать защиту для топлива.
Алекс, извините, я оговорился. Воспроизводится в качестве топлива, естественно, не плутоний, а уран-233. Начать его производство можно только с помощью урана-235 или плутония-239. Но их обоих очень мало для решения энергетической проблемы, а производство урана-233 очень медленное, поскольку Квоспроизводства 1,06. Т.е. практически уран-235 и плутоний будут выгорать, а расширенного воспроизводства не будет. В современных бридерах декларируется К вплоть до 1,3. При этом время удвоения может составить 50-60 лет. Поэтому даже КИ признали ВСЕ бридеры бесполезными с точки зрения решения ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ПРОБЛЕМЫ Человечества.КИ предлагает нарабатывать плутоний (можно и уран-233) с помощью нейтронов из термоядерных реакторов.
А зачем тогда у нас БРЕСТ развивают? Если для экспериметов с носителем - то достаточно было старого БРЕСТ-300 ну или хотя бы БРЕСТ-600. Однако уже 800 строят и 1200 планируют
>>>При этом время удвоения может составить 50-60 лет. Поэтому даже КИ признали ВСЕ бридеры бесполезными с точки зрения решения ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЙ ПРОБЛЕМЫ Человечества
Тем больше приччин начинать быстрее, не затягивать. Если не получается решить проблему для всего человечества, то хоть локально. Что, собственно, хорошо вписывается в концепцию технологических кластеров.
А добыча урана из океана?
Там вроде его достаточно много.
На этом сайте всем разъясняют значение ЦЕНЫ топлива.
Мне пришлось года 3 назад пересекаться с парнем, который из Японии переехал вынужденно в Москву в связи с закрытием работ там по ториевым реакторам.
Он планировал переехать в Англию, но оказался в Москве в Курчатнике. Ибо Англия также отказалась как и США от работ в этом направлении. Только Россия и Европа продолжили финансирование этих работ по его словам. Парень уехал в Японию из Томска в свое время.
Мне как выпуснику МИФИ было интересно, что это за направление.
В будущих ториевых реакторах более жесткие по температуре и другому требования к конструкционным материалам и т.д.
Но есть свои плюсы по энергоэффективности, безопасности и т.д.
Эта заметка в рамке тех работ.
>>>Только Россия и Европа продолжили финансирование этих работ
Вроде бы индусы тоже пилили?
Мне в этом видится "Каша из топора". Концентрация плутония и тория не ясна, может, тория там значительно меньше.
И вот это:
совершенно какой-то трэш. Кампания топлива составляет, ЕМНИП, для реакторов ВВЭР-1000 18 месяцев. Какое другое оборудование - непонятно совершенно. Если они имеют ввиду выдержку после извлечения из реактора отрабобанного топлива до возможности переработки, то чем меньше это время, тем лучше.
В общем,
Стругацкие. "Понедельник начинается в субботу"
Он, поди, про корабельные реакторы.
Росатом перешел на 18-ти месячный цикл. Французы завершают переход на 24-х месячный. Есть места, где с ними надо потягаться. Но это всё для обычных реакторов, и к торию не имеет никакого отношения.
18 месяцев - этотопливный цикл, или микрокампания или загрузка.
А всего кампания в ВВЭР сейчас 3х18 мес. или 5х12 мес.
Выгорание проектное в ТВС 68, загрузки в Топливном Цикле активной зоны 50 МВтсут на кг урана
О как... Ядрён-батонов всё больше и больше, а стабильности всё меньше и меньше...
"Концентрация плутония и тория не ясна...", "совершенно какой-то трэш...", а потом фигак и Посейдон или Авангард. Откуда что берётся ...
В реакторе можно сжигать очень много чего. К сожалению, свет сошелся клином именно на уране.
Но вовсе не потому, что уран, как ядерное топливо эффективен и дешев.
Главная фишка урана в том, что получаемая из него керамика U2O3 чрезвычайно герметична и тугоплавка. И эта же самая керамика прекрасно работает в качестве топлива.
Из этого следует простой вывод. Таблетка уранового топлива сохраняет в себе все продукты деления. Наружу вырывается только 1/100 000 часть радионуклидов. Причем таблетку эту можно поломать, даже растереть в порошок, ничего почти не поменяется. Оставшиеся крупинки все равно будут хранить в себе всю радиоактивную грязь.
Герметичная трубка ТВЭЛа может лопнуть. Такое случается постоянно. Иногла происходит разгерметизация активной зоны реактора (аварии) - тоже бывает. И только таблетка U2O3 хранит радионуклиды надежно.
Если не допустить нагрев таблетки оксида урана выше 900 град. отработанное ядерное топливо относительно безопасно. В виде таблетки оно может храниться тысячелетиями.
К сожалению, все остальные виды делящихся материалов не образуют надежных матриц для хранения отходов. Увы и ах, с ураном ядерщикам просто повезло. Везение было невероятным, но однократным.
У Алреди Ещё несколько лет назад было несколько постов по ториевой проблеме. Преимущества/недостатки, включая складированные запасы на Маяке. Основную статью не нашёл, но вот одна из них.
Вообще то переработка тория в Уран -233 -это вещь давно известная и ториевой энергетикой занимались в СССР -но пришла свободка и институт был уничтожен
Есди убрать всю куиту про дисперсионность и крайне новые достижения, то все сводится к примитивной трансмутации тория-232 в уран-233 под действием нейтронного потока и далее он "работает"почти как 235-й. Это технически реализовано скоро 60 лет как. От атомного взрыва до рнакторного топлива.
Мне казалось что ядерщики не любят ториевые реакторы потому что в дополнение к желанному U-233 они нарабатывают ещё и примесь U-232 который со страшной силой светится (Т1/2=71.8 лет, альфа, гамма). Поэтому, хотя в принципе такой реактор на Th/U сделать и можно (и даже делали), но на практике сказали: ну его; плутониевый цикл побезопаснее.
Ваш покорный слуга сам время от времени вдохновлялся всякими идеями о том как бы сделать такой реактор из которого не нужно было бы извлекать и перерабатывать топливо. Ну типа: сделать типа реактора на со
плях и выводить продукты деления по мере их образования. Все спецы говорили: мол, если будет дырочка - то последствий не оберёшься, так что лучше реактор отдельно, потом выдержка твэлов, потом переработка отдельно. До сих пор иногда воспламеняюсь всякими подходами, потом меня кто-нибудь охлаждает.В сообщении есть элемент фуфла. Торий можно жечь только в реакторах на быстрых нейтронах. Ибо сначала торий-232 нужно превратить в уран-233 быстрым нейтроном, а потом развалить уран-233 медленным. Аналогично, в БН-600, БН-800 уран-238 быстрый нейтрон переводит в плутоний-239, который затем разбивается медленным нейтроном. Но у урана есть т.н. "ядерная спичка" - уран-235, который является исходным источником нейтронов. В МОКС-топливо для этого подмешивают немного плутония. У тория такой спички нет, и к нему плутоний нужно подмешивать обязательно.
Кроме того, радиоактивность урана-233, появляющегося в процессе ториевой реакции, радиоактивность примерно в 1000 раз больше, чем у плутония-239 из урановой реакции.
Нет, фуфло всё-таки у Вас. Торий, действительно, можно жечь (с размножением топлива) и на реакторах на тепловых нейтронах (тяжёловодных, в легководных КВ, как ни крути, будет меньше 1). В медленном спектре он замечательно захватывает нейтроны, а главное - нейтронов деления урана-233 в тепловом спектре достаточно для размножения (а вот у урана-235 уже не хватает).
Главные проблемы ториевого цикла уже назвали: химия, КВ даже в лучшем случае приближающийся к 1, накопление урана-232, нейтронный яд, живущий годы, в продуктах которого есть таллий-208 со сверхжёсткой релаксационной гаммой.
Пусть занимаются, на будущее наработки. Пока родится термояд, успеем традиционные реакторы списать, на быстрых нейтронах "посидеть". Возможно, ториевые реакторы в специфических местах пригодятся. Нужно все варианты держать при себе. Только соотносить нужно затраты на эксперименты и ОКР с возможной окупаемостью. не тратить бездумно миллиарды на заведомо тупиковые направления. Если матмоделирование ничего не дает, нахрена конструировать золотые грабли ,чтобы красиво и прилюдно наступить на них: "Ну не шмогла !"
Раз озаботились бОльшим выжиганием топлива, значит думают о невосполнимых запасах (не верю) либо о том чтоб создавать энергоустановки малого размера но длительного действия, скорее для оборонки. Какойнить атомный орбитальный бомбер иль та же торпЭда. Космос вполне вероятен, вывод на орбиту лишних граммов стоит не дешево.
У Тория преимущество в том что в тепловом спектре он даст больший коэффициент воспроизводства. Что позволяет экономить уран, плутоний и увеличить глубину выгорания топлива, уменьшить запас реактивности. В идеале тяжеловодный реактор, не использующий регулирование на основе выгорающих поглотителей, может дать КВ около 0,9. Добивать до единицы можно хоть ураном из морской воды, хоть плутонием из ОЯТ, или ураном 233 нарабатываемым в бланкете быстрых реакторов. Ну и конечно, ториевое ОЯТ содержит очень мало долгоживущих МА.
Томск? Значит дело Льва Максимова живо.
Отсюда.
Доп.материал.: Лев Максимов. Ториевые АЭС.
Так Острецов сколько об этом писал и говорил.