'

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012» 24 - 25 апреля 2012 г., ИФХЭ РАН

Понравилась презентация – покажи это...





Слайд 0

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012» 24 - 25 апреля 2012 г., ИФХЭ РАН


Слайд 1

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 2

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 3

Координационный Совет по ториевому топливному циклу при головной организации – Физико-энергетическом институте Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 4

Финансирование НИР по ториевому топливному циклу Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 5

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 6

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН Основные стимулы к изучению возможностей ториевого ЯТЦ:


Слайд 7

Основные направления исследований по ториевому топливному циклу Базовые исследования: 1.1 ресурсы тория (ВНИИХТ, ИХТРЭМС РАН, РИ, ФЭИ), 1.2 ядерно-физические константы (ФЭИ), 1.3 исследования по балансам ядерных материалов (ФЭИ, КИ). 2. Концептуальные исследования различных типов реакторов (типа ВВЭР, БН, ЖСР и др.) и их топливных циклов: 2.1 исследование нейтронно-физических характеристик ядерных реакторов, использующих торий и уран-233 (ФЭИ, КИ), 2.2 исследование радиационной обстановки на различных этапах топливного цикла (ФЭИ), 2.3 исследование возможности очистки нарабатываемого урана от урана-232 (КИ, ВНИПИЭТ), 2.4 анализ защищенности от распространения ядерных материалов (ФЭИ). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 8

Основные направления исследований по ториевому топливному циклу (за ~ 10 лет, продолжение) 3. Технологические исследования в обоснование ториевого ЯТЦ: 3.1 исследование процессов переработки топлива на основе тория (РИ, НИИАР, ВНИИНМ, ВНИИХТ), 3.2 исследование в обоснование технологии изготовления ториевого топлива (ФЭИ). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 9

Ресурсы тория в России (ВНИИХТ, ИХТРЭМС, РИ, ФЭИ) Прогнозные ресурсы тория в России по состоянию на 1 января 2000 г. оцениваются в 1 млн. 700 тыс. тонн (авторская оценка). Как правило, содержание тория в рудах - 0.01- 0.1%, руды с содержанием тория от 0.1 до 2 и более процентов составляет порядка 4.4% С 1951 г. специальных поисков на торий не проводилось. Возможные современные и будущие источники тория – Кольский п-ов (Ловозерский ГОК) и Северобайкальское рудное поле. Первоочередной источник тория – монацитовый концентрат (импорт из КНДР), хранящийся на складах г. Красноуфимска Свердловской обл. - 82 тыс. тонн. Извлекаемое количество тория из монацита – 4 тыс. т. Содержание тория в земной коре (1.3 – 1.8) ? 10-3 %. Для справки: содержание урана в земной коре 2.5 ? 10-4 %. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 10

Относительный энергетический потенциал природных ресурсов России (Источник данных: по доказанным ресурсам органического топлива – Бритиш Петролеум "Статистический обзор мировой энергетики 2005", по доказанным ресурсам природного урана 615 тыс. тонн – данные Федерального Агентства РФ по недропользованию) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 11

Исследования по балансам ядерных материалов В энергетической стратегии РФ ставится задача для АЭ достигнуть величины: 52 - 62 ГВт к 2030; при этом оценки экспертов говорят о достижении ~ 90 ГВт к 2050. При инновационном сценарии доля быстрых реакторов в полной мощности должна достигнуть ~ 40% к 2050. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 12

Потребление природного урана для инновационного и эволюционного сценариев развития атомной энергетики Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 13

Для сценария развития АЭ только на ТР (~ 100 ГВт к 2050 г. ) потребность в природном уране вплотную приблизится к величине в ~ 600 тысяч тонн - доказанным ресурсам природного урана на территории России. С учетом же все возрастающей доли экспортных поставок ядерного топлива за рубеж срок исчерпания ресурсов природного урана при таком развитии АЭ наступит уже в 30-е годы 21-ого века. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН Исследования по балансам ядерных материалов


Слайд 14

Решение проблемы возможного дефицита природного урана: доля ТР должна быть уменьшена с соответствующим увеличением доли БР; дальнейшее обогащение хвостов уранового разделительного производства; использование давальческого сырья для производства экспортных ТВС для ТР российского дизайна; перевод ЛВР (или их части) на использование в них вместо U-235 нарабатываемого в специализированных реакторах U-233; импорт урана. Исследования по балансам ядерных материалов Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 15

Базовые исследования: ядерно-физические константы Расчетно-экспериментальное исследование на стенде «КОБРА» Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 16

Тестирование нейтронных сечений 232Th для оценок ENDF/B-6.6, JEF-2.2, JEFF-3.0, JENDL-3.3, BROND-2.2, ФОНД-2.2, группы Маслова по результатам расчета критичности экспериментальных сборок Расчетные значения kef хорошо согласуются с экспериментальными значениями критичности лишь при использовании сечений из библиотек ENDF/B-6.6, ФОНД-2.2 и группы Маслова, кроме сборок с наиболее мягким спектром (?н/?U-235= 71) и с наиболее жестким спектром нейтронов (?н/?U-235 = 0). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 17

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 18

Возможные сценарии вовлечения тория в АЭ Вовлечение тория возможно только через его облучение для наработки вторичного ядерного горючего – 233U. Дальнейшее использование энергетического потенциала 233U возможно как при его делении на месте облучения (открытый топливный цикл), так и после химпереработки облученного тория и рефабрикации топлива на основе 233U (различные варианты замкнутого топливного цикла, в том числе «идеальный» и смешанные топливные циклы). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 19

Чисто ториевый («идеальный») топливный цикл Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 20

Сравнение характеристик легководных и быстрого реакторов в “идеальном” или чисто ториевом топливном цикле Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 21

Реактор с 233U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа, 374 °С) Принципиально важным для торий-уранового цикла является самообеспечение топливом - 233U. Воспроизводство 233U увеличивается при уменьшении водотопливного отношения. Однако, при затеснении решетки твэлов в обычных реакторах типа ВВЭР возникает проблема теплосъема и требуется либо увеличение размеров активной зоны, либо снижение мощности. Кроме того, требуется снижение выгорания. Использование воды со сверхкритическими параметрами дает возможность многократно снизить ее расход и тем самым обеспечить теплосъем при тесной решетке твэлов, позволяет получить достаточно высокий CR, не снижая энергонапряженности зоны. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 22

Реактор с 233U-Th топливом и сверхкритическими параметрами воды (> 22.1 МПа, 374 °С) Переход на сверхкритические параметры в легководном реакторе дает возможность обеспечить коэффициент воспроизводства близкий к 1. При этом удается сохранить удельную мощность и выгорание, близкие к существующим в современных ВВЭР. Реактор удовлетворяет требованиям по саморегулированию и безопасности. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 23

Сравнение радиотоксичности захораниваемых отходов реакторов AMFB и БН (штатный БН-800 и реактор типа БН-800 с топливом 233UO2-Th/ThO2) по воде по воздуху Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 24

Реактор ВВЭРБВ Основные характеристики активной зоны Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 25

Характеристики топливного цикла реактора ВВЭРБВ Изотопный состав урана в равновесном цикле, % Реактор ВВЭРБВ удовлетворяет нормативным требованиям по безопасности. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 26

Другие типы реакторов для использования в ториевом топливном цикле Получить хорошее воспроизводство вторичного ядерного горючего (в т. ч. и с FIR ? 1) возможно и в других типах реакторов: ТВР обладает хорошим нейтронным балансом. Наиболее значимые работы в этом направлении выполнены в Индии. Рассматривается использование тория в CANDU, Канада. Норвегия совместно с ЕС также рассматривает возможность использования тория в ТВР. ВТГР: по-видимому, наибольшим опытом обладает Германия (совместный проект с Бразилией). Реакторы-прототипы эксплуатировались в Германии, а также в США. ЖСР: Наибольший опыт имеют США. Эксплуатировался реактор MSRE (8 МВт(т)). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 27

Другие типы реакторов для использования в ториевом топливном цикле Основной недостаток этих концепций с точки зрения российских условий – отсутствие в России опыта (кроме, пожалуй, ТВР) при использовании даже традиционного топлива. Необходим значительный объем НИОКР по конструкционным материалам, технологии применяемых солей, а в случае реакторов ВТГР потребуется специфическая технология переработки ОЯТ (если, конечно, предполагается замыкание цикла). Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 28

Смешанный топливный цикл Отказ от требования FIR ? 1 позволяет включить в ТЦ реакторы традиционной конструкции с использованием топлива на основе 235U, 233U, Pu, U, Th. При этом возможно выделение двух типов реакторов в зависимости от их функций в ТЦ: Реакторов-наработчиков 233U; Реакторов потребителей 233U. В открытом топливном цикле возможно использование энергетического потенциала 233U по месту его образования без его выделения (реактор Радковского). Возможно также выделение специализированных реакторов по сжиганию отходов АЭ ("реакторов-мусорщиков") Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 29

Смешанный топливный цикл


Слайд 30

Легководные реакторы-наработчики 233U типа ВВЭР-1000 топливо: PuO2+ThO2 с плутонием энергетического: Конструкция активной зоны, ТВС, твэлов, ПЭЛ  взяты такими же, как и для реактора ВВЭР-1000. Рассматривались частичная (1/3 активной зоны) и полная загрузка PuO2+ThO2 топливом. или оружейного состава Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 31

Картограмма ТВС с Tho2-PuO2 (R-Pu) топливом Картограмма активной зоны реактора с полной загрузкой Tho2-PuO2 (R-Pu) топливом


Слайд 32

Реактор-наработчик 233U на основе реактора типа БН-800 Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 33

Сравнение эффективности использования тепловых и быстрых реакторов для наработки 233U Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 34

Использование 233U в тепловых реакторах Реактор типа ВВЭР-1000 с 233UO2-ThO2 топливом 233U/234U = 97/3 (вес. %, наработка в бланкете БР) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 35

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233U Специфической особенностью легководных реакторов с топливом на основе 233U на воде обычных параметров является положительный температурный коэффициент реактивности (ТКР) по температуре воды в некоторых эксплуатационных режимах . Основная причина – наличие в воде растворенного бора и особенности изменения средних сечений 233U при изменении температуры. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 36

Зависимость коэффициента реактивности по температуре воды реактора ВВЭР-1000 с (233U-Th)O2 топливом в начале цикла от количества растворенного в воде бора Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 37

Способы устранения положительного ТКР –уменьшить (исключить) растворенный в воде бор за счет: использования выгорающих поглотителей (Gd, Er); увеличения количества поглощающих стержней и использования их в качестве компенсирующих; перехода к нетрадиционным способам компенсации реактивности, например раздвижение активной зоны; увеличения коэффициента конверсии при переходе к оптимизированной решетке твэл, а также введения в активную зону плутония. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 38

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233U- 238U При дефиците природного урана с целью продления жизни хорошо освоенной технологии реакторов типа ВВЭР возможно использование в них топлива на основе 233U в смеси с отвальным (обедненным) ураном или регенератом урана. Такой тип реактора вместе со свежим топливом может экспортироваться в неядерные страны с условием возврата ОЯТ. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 39

Реактор типа ВВЭР с топливом на основе 233U В месте с тем, такой реактор также может обладать положительным ТКР. Способы обеспечения отрицательного ТКР, такие же, как и в случае реактора с топливом на основе смеси 233U и тория. Наиболее простым и исследованным является вариант с добавкой в топливо на основе 233U плутония. Однако такой реактор не может экспортироваться в неядерные государства. Поэтому актуальным остается проработка других способов обеспечения отрицательного ТКР. Эти исследования в настоящее время проводятся. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 40

Реактор типа ВВЭР-1000 с многократным рециклом 233U- обед.U- Pu топлива


Слайд 41

Основные характеристики реактор ВВЭР-1000 с 233UО2-обедUО2-PuО2 топливом 1. Обеспечивается длительность цикла ~ 300 эфф. суток. При этом извне потребляется: 2. Рециклирование урана не приводит к недопустимому ухудшению его состава. Содержание 232U стабилизируется на уровне 3 ppm. Стабилизируется состав плутония и выгружаемого количества Am и Cm. Количество 237Np линейно растет в процессе рециклирования, однако даже после 5-го рецикла оно меньше, чем в ОЯТ стандартного реактора ВВЭР-1000. По-видимому, возможен дальнейший рецикл топлива рассматриваемого состава. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 42

3. Реактор удовлетворяет нормативным требованиям по саморегулированию (отрицательные температурные и мощностные коэффициенты реактивности) и безопасности. 4. Наличие двух делящихся элементов в топливе дает дополнительную возможность по оптимизации нейтронно-физических характеристик. Например, принятое количество плутония в топливе (~ 40% по делящимся изотопам) является несколько избыточным для обеспечения отрицательного ТКР. Основные характеристики реактора ВВЭР-1000 с 233UО2-обед.UО2-PuО2 топливом (продолжение) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 43

Система АЭ с реакторами типа ВВЭР и БР (БН-800) в 233U-U-Pu топливном цикле В системе замыкающим звеном служит количество нарабатываемого урана в ториевых экранах БР. Отходами цикла являются осколки деления, МА и облученный уран (обедненный или регенерированный). Потребление природного урана в системе – ~ 60 т natU/(ГВт(э)·год) против ~ 200 т natU/(ГВт(э)·год) в обычных ВВЭР. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 44

Специфические проблемы радиоактивности в торий-урановом топливном цикле С этой проблемой впервые серьезно столкнулись в 50-х годах при облучении ториевых блочков на комбинате «МАЯК». Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 45

Основные ядерные превращения в торий-урановом цикле Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 46

Специфические проблемы радиоактивности в ториевом топливном цикле


Слайд 47

Основное радиационное воздействие определяется ?-излучением с энергией 2.6 MeV, образующимся при распаде 208Tl, и в этом энергетическом диапазоне многие защитные материалы имеют минимальное значение ослабления ?-радиации. Максимальная концентрация 232U, которая позволяет обращение с 233U в перчаточных боксах оценивается в ~ 10 ppm. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 48

В большинстве случаев, при реальных экспозициях, существующих в энергетических реакторах, наработка 232U на много порядков больше, чем 10 ppm. То есть, полномасштабное внедрение тория и 233U в ЯЭ потребует очень сложной техники, не менее простой, чем для плутониевого цикла. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 49

Специфические проблемы радиоактивности в торий-урановом топливном цикле Оценка возможности использования (с позиции радиационной безопасности) современного производства МОХ топлива для изготовления топлива 233U-Th Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 50

Радиационные характеристики при обращении с ториевым бланкетом быстрого реактора (на примере БН-800) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 51

Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 52

Радиационные характеристики свежих ториевых ТВС бокового экрана Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 53

Регенерированный торий (3 года после облучения) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 54

Сравнение радиационных характеристик свежих ТВС бланкета и активной зоны Бланкет: Свежие ThO2 ТВС (7 лет) ~ 500 ?Sv/hr Свежие ThO2 ТВС (40 лет) ~ 1000 ?Sv/hr Активная зона: Свежие MOX ТВС (R-Pu) ~ 2500 ?Sv/hr Свежие МОХ ТВС (W-Pu) ~ 500 ?Sv/hr Отсюда следует, что технология обращения с ториевыми ТВС бланкета быстрого реактора должна быть близкой к технологии обращения с МОХ ТВС активной зоны. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 55

Мощности дозы на поверхности отработавших ТВС (560 эф. сут. 3 года после облучения), ?Sv/час Радиационные характеристики облученных ThO2 и UO2 ТВС близки Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 56

Радиационные характеристики свежего и отработавшего топлива реактора типа ВВЭР-1000 с (233UО2 -обедUО2 -PuО2) топливом после 2-х летней выдержки Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 57

Технико-экономические характеристики процесса центробежной очистки наработанного в бланкете быстрого реактора урана от 232U (ВНИПИЭТ) Состав урана (%): 232U/ 233U/ 234U = 0.013 / 97 / 2.987 Очень грубая оценка стоимости 1 кг 233U дает ~ 40 000$. Отметим, что стоимость1 кг 235U в составе топлива 4.3% обогащения оценивается в ~ 30 000$. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 58

Анализ перспектив применения АВЛИС-технологии для очистки наработанного урана от 232U По оценкам специалистов РНЦ КИ стоимость очистки лазерным методом составит 30-40% от стоимости очистки традиционным методом. Однако здесь еще предстоит большой объем НИР, в том числе по исследованию фундаментальных свойств атома 232U - величины изотопического сдвига в спектре поглощения. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 59

Анализ технологий радиохимической переработки облученного ториевого топлива (НПО РИ, ВНИИНМ, НИИАР, ВНИИХТ) 1. Экстракционные методы с растворением в азотной кислоте с добавкой фторид-иона ИНТЕРИМ – процесс (5% ТБФ) ТОРЕКС – процесс (30% ТБФ) Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 60

2. Принципиальная технологическая схема переработки облученного ториевого бланкета БР по газофторидной технологии с выделением очищенного UF6 и получением очищенного ThO2


Слайд 61

3. Пироэлектрохимические методы переработки Рассмотрены: технологии и процессы для ториевого ЯТЦ (гидрирование, хлорирование, сублимация, вакуумная дистилляция, электролиз); технологические схемы переработки различных видов топлива (металл, оксиды Pu-Th, U-Th, 233U-235U-238U) с оценкой характеристик основного оборудования. Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


Слайд 62

СПАСИБО ЗА ВНИМАНИЕ Th-2012 Всероссийское рабочее совещание «Торий-2012», 24-25 апреля 2012, ИФХЭ РАН


×

HTML:





Ссылка: