Сборник тезисов докладов X Международной молодежной научной конференции
НАКОПЛЕНИЕ 233U В ЖИДКОСОЛЕВОМ БРИДЕРЕ: АНАЛИЗ СВОЙСТВ ЗАЩИЩЕННОСТИ ТОПЛИВА ОТ НЕСАНКЦИОНИРОВАННОГО РАСПРОСТРАНЕНИЯ
Егоров А.В.
Обнинский государственный технический университет атомной энергетики
По расчетам специалистов рост атомной энергетики только на тепловых реакторах невозможен. За последние 30 лет появился интерес к торию в качестве ядерного топлива, поскольку его запасы в земной коре в три раза превышают запасы урана. Кроме того, в реакторах на быстрых нейтронах можно использовать весь добываемый торий в отличие от 0,7% изотопа 235U из природного урана, используемого в тепловых реакторах.
Уран-233, полученный из тория, с точки зрения нейтронной физики является лучшим из трех элементов - 235U, 239Pu, 234U. Для 233U отношение количества нейтронов на одну реакцию деления к количеству поглощенных нейтронов выше, чем для 235U или 239Pu. Уран-233 в качестве топлива подойдет практически для любого типа реактора.
Кроме того, долгоживущие второстепенные актиноиды, формирующиеся в результате реакций захвата, в ториевом цикле присутствуют в меньших количествах, особенно по сравнению с плутониевым. Этот экологически позитивный фактор в последнее время используется в качестве основного аргумента в пользу тория.
В работе рассмотрен перспективный реактор-бридер, в котором ториевое топливо используется в виде солевого расплава, не требуя дополнительного внешнего охлаждения. Данный реактор обладает как многими положительными характеристиками, так и некоторыми отрицательными свойствами. Мы будем рассматривать данный реактор с точки зрения нераспространения ядерного оружия, а также проведем расчет на выгорание топлива с помощью программного комплекса SCALE 5[1].
Литературa
1. SCALE-5, SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluation, RSICC, CCC-7252.