
- •Ядерное электричество Урановый информационный центр, Совет полезных ископаемых, Австралия
- •Предисловие к русскому изданию
- •Обращение автора к российским читателям
- •Введение
- •Глава 1 использование энергии
- •1.1 Энергия сегодня
- •1.2 Потребности в энергии
- •1.3 Производство энергии
- •1.4 Изменения в энергопотреблении и энергопроизводстве
- •1.5 Энергопотребление и энергопроизводство будущего
- •Теплотворная способность различного топлива и коэффициенты выброса co2
- •Глава 2 электроэнергия сегодня и завтра
- •2.1 Спрос на электроэнергию
- •2.2 Снабжение электроэнергией
- •2.3 Топливо для производства электроэнергии сегодня
- •2.4 Ресурсы для будущего производства электроэнергии
- •2.5 Возобновляемые источники энергии
- •2.6 Сравнение угля и урана
- •2.7 Экономические факторы
- •Глава 3 ядерная энергия
- •3.1 Масса и энергия
- •3.2 Ядерные реакторы
- •Типы ядерных реакторов, находящиеся в эксплуатации
- •Ядерные реакторы мира и потребление урана
- •3.3 Доступность урана
- •Оценка мировых ресурсов урана
- •3.4 Энергетическая отдача ядерных реакторов
- •3.5 Ядерное оружие как источник топлива
- •3.6 Торий как ядерное топливо
- •3.7 Исследовательские реакторы
- •3.8 Атомный флот
- •3.9 Другие приложения ядерной энергии
- •3.10 Системы, управляемые ускорителем
- •Глава 4 начало ядерного топливного цикла
- •4.1 Добыча и переработка урановой руды
- •4.2 Ядерный топливный цикл
- •Фото (foto2.Jpg)
- •Фото (foto6.Jpg)
- •Фото (foto3.Jpg)
- •4.3 Реакторы нового поколения
- •4.4 Реакторы на быстрых нейтронах
- •4.5 Ториевый цикл
- •Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
- •Глава 5 окончание ядерного топливного цикла
- •5.1 Ядерные "отходы"
- •5.2 Переработка отработанного топлива
- •Фото (foto4.Jpg)
- •Объем производства смешанного оксидного топлива (т/год)
- •5.3 Высокоуровневые отходы после переработки
- •Фото (foto7.Jpg)
- •5.4 Размещение и хранение отработанного топлива
- •5.5 Размещение и хранение остеклованных отходов
- •5.6 Снимаемые с эксплуатации реакторы
- •Глава 6 окружающая среда, здоровье и проблемы безопасности
- •6.1 Влияние на окружающую среду
- •6.2 Парниковый эффект
- •6.3 Излучение и здоровье
- •Статистик инцидентов при базовом производстве электроэнергии
- •Некоторые инциденты, связанные с производством энергии начиная с 1977 года
- •6.4 Генетические эффекты
- •6.5 Безопасность реакторов
- •Международная шкала ядерных аварий
- •Серьезные аварии на военных, исследовательских и коммерческих реакторах
- •Глава 7 политические и стратегические проблемы
- •7.1 Международное сотрудничество
- •7.2 Международная ядерная безопасность
- •7.3 Ядерные материалы
- •7.4 Использование оружейного урана и плутония для производства электроэнергии
- •7.5 Политика Австралии и Канады в сфере ядерной безопасности
- •Приложение к русскому изданию радиоактивность и ионизирующее излучение
- •Словарь некоторых терминов
- •Список рекомендуемой литературы
- •Ядерное электричество Урановый информационный центр в сотрудничестве с Советом полезных ископаемых, Австралия
- •Вячеслав Сергеевич Малышевский
4.5 Ториевый цикл
Реакторы на ториевом топливном цикле подобны реакторам на быстрых нейтронах. В реакторах этого типа естественный торий-232 при поглощении нейтронов превращается в делящийся изотоп урана (уран-233). Этот изотоп, участвуя в цепной реакции деления, выделяет теплоту и избыточные нейтроны, которые преобразовывают еще большее количество тория в U-233. Такая технология привлекательна тем, что, во-первых, позволяет избежать производства плутония, во-вторых, в качестве топлива используется довольно распространенный торий, а, в-третьих, эффективность использования топлива может быть близка к эффективности реакторов на быстрых нейтронах. Однако, количество расщепляющегося урана-233, производимого в такой установке, не совсем достаточно, чтобы поддерживать цепную реакцию деления. Поэтому, хотя интерес к таким проектам не затухает вот уже на протяжении последних 30 лет, тем не менее до их промышленного применения пока еще далеко.
Рисунок 12. Топливный цикл в реакторах на быстрых нейтронах
Отличие между обычным реактором на тепловых нейтронах и реактором на быстрых нейтронах состоит в большем количестве нейтронов, производимых в последнем (17 вместо 15 после 6 актов расщепления). Это позволяет при желании производить большее количество ядерного топлива, чем используется. В обычном реакторе имеется примерно четыре нейтрона для размножения Pu-239, а в реакторе на быстрых нейтронах их уже семь. Точные значения этих чисел зависят от конкретных конструкций реакторов и режима их работы.
Таблица 9
Реакторы-размножители на быстрых нейтронах
Страна |
Реактор |
МВт (электрическая) |
МВт (тепловая) |
Срок эксплуатации |
США |
EBR 1 |
0.2 |
|
1951-63 |
|
EBR 2 |
20 |
|
1963-94 |
|
Fermi 1 |
66 |
|
1963-72 |
|
SEFOR |
20 |
|
1969-72 |
|
Fast Flux Test Facility |
|
400 |
1980-94 |
Англия |
Dounreay DFR |
15 |
|
1959-77 |
|
Dounreay PFR |
270 |
|
1974-94 |
Франция |
Rapsodie |
|
40 |
1966-82 |
|
Phenix * |
250 |
|
1973- н.в. |
|
Superphenix 1 |
1240 |
|
1985-98 |
Германия |
KNK-2 |
21 |
|
1977-91 |
Индия |
FBTR |
|
40 |
1985- н.в. |
Япония |
Joyo |
|
100 |
1978- н.в. |
|
Monju |
246 |
|
1994-96 |
Казахстан |
BN-350* |
135 |
|
1972-99 |
Россия |
BR-5 |
|
5 |
1959-71 |
|
BR-10 |
|
10 |
1971- н.в. |
|
BOR-60 |
12 |
|
1969- н.в. |
|
BN-600* |
600 |
|
1980- н.в. |
*Блок находится в промышленной эксплуатации
Рисунок 13. Реакции расщепления в обычном реакторе и реакторе на быстрых нейтронах