Ториевый цикл. Выбираем реактор

С.А.Субботин, к.т.н.,  РНЦ «Курчатовский институт»

Впервые в этом году в программе  секции   НТС №1 обсуждалась ториевая энергетика. Однако в ФЦП в разделе «Инновации»  ториевая  энергетика  не значится. Это противоречие легко объяснимо.   ФЦП разработана до 2010 года.  А высокотемпературные реакторы,  на которые делают  ставку многие ученые в реализации ториевого проекта,  планируется вводить в эксплуатацию не ранее 2020 года. Вместе с тем в решении секции НТС записано, что «для получения более полной картины перспектив различных стратегий развития АЭ следует провести системные исследования и рассмотреть другие типы тепловых реакторов в ториевом топливном цикле, в частности, тяжеловодные». В данной статье на сравнительном материале показано, почему высокотемпературные и тяжеловодные реакторы  предпочтительнее использовать в ториевом цикле.


Оценка проработанности проблем применения ториевого топлива в ядерных реакторах

Практически каждый тип реактора в то или иное время изучался с точки зрения применения в нем ториевого топлива. В большей степени проблемы использования ториевого топлива изучены применительно к высокотемпературным (HTR), тяжеловодным (PHWR) и легководным (LWR) реакторам на тепловых нейтронах.

Следует отметить, что, несмотря на возможные положительные спектральные особенности ториевого топлива, преимущества его применения в каждом ядерном реакторе должны быть взвешены с различных позиций, включая процессы обогащения топлива, его переработки и фабрикации, существующей базы технологического оборудования.

Ториевый топливный цикл представляет заметный интерес для реакторов на тепловых нейтронах, поскольку основной делящийся изотоп этого топливного цикла U-233 дает в тепловом спектре нейтронов примерно 0,2 «дополнительных» нейтрона (по сравнению с U-235 и Pu-239), которые можно использовать для повышения эффективности топливного цикла. Вследствие этого существуют убеждения, что можно создать такие реакторы на тепловых нейтронах и соответствующие уран-ториевые топливные циклы, которые позволят получить коэффициент воспроизводства ядерного топлива.

Но такие убеждения несколько оптимистичны и преувеличивают перспективность ториевого топливного цикла. Связано это с тем, что U-233 получается в результате распада Pa-233, который образуется при захвате нейтронов Th-232. Изотоп Pa-233 имеет достаточно длительный период полураспада (27 дней), и за это время, присутствуя в активной зоне, он может захватить нейтрон, перейдет в Pa-234 и быстро распадется в U-234. Этот эффект заметно ухудшает эффективность топливоиспользования в ториевом топливном цикле, особенно при увеличении плотности потока нейтронов в активной зоне.

С точки зрения переработки топлива ториевый цикл также обладает некоторыми недостатками. В процессе выгорания в топливе накапливается изотоп U-232, в цепочке распада которого в свинец присутствуют изотопы Bi-210 (g с энергией 1,6Мэв), Po-212 (g с энергией 2,6Мэв) и особенно неприятный изотоп Tl-208 (энергия g-частиц 2,6 МэВ). Работа с таким облученным топливом требует развития технологий дистанционной переработки и изготовления топлива. Кроме этого, происходит увеличение радиотоксичности тория за счет появления сравнительно короткоживущих изотопов тория, что может усложнить рециклирование тория.

Указанные обстоятельства и пока достаточные ресурсы относительно дешевого природного урана (это, наверное, более веский аргумент) сдерживают внедрение ториевого топливного цикла, хотя некоторые страны (например, Индия), в силу особенностей собственной ресурсной базы, ориентируются на развитие именно этого топливного цикла.
 
Для открытого ториевого топливного цикла (без переработки топлива) дополнительные нейтроны от U-233 можно постараться эффективно использовать, увеличивая глубину выгорания топлива. Однако изотопа U-233 в природе нет, и даже в этом случае потребуется формировать стартовые топливные загрузки реакторов либо на основе высокообогащенного урана, либо на основе плутония. Для первого варианта (использование высокообогащенного урана) необходимо иметь развитую структуру предприятий по обогащению природного урана, и получить заметные экономические преимущества от замены сырьевого изотопа U-238 на Th-232. Такая перспектива представляется сейчас не очень заманчивой. Во-первых, высокообогащенный уран это дополнительная головная боль в проблеме нераспространения, во-вторых, заметно поднять выгорание ториевого топлива не удастся, т.к. по-прежнему основным делящимся изотопом будет U-235.
 
Другой вариант – ориентация на использование стартовых плутониевых загрузок. Скорее всего, он более перспективен. Для реализации этой стратегии на первом этапе можно использовать оружейный плутоний или плутоний из облученного топлива тепловых реакторов. В перспективе можно рассчитывать на плутоний из экранов быстрых реакторов. Использовать плутоний целесообразно лишь на начальном этапе наращивания мощностей. Далее, при полном замыкании топливного цикла, в том числе и по U-233, следует переходить на топливные загрузки с U-233, который будет нарабатываться как в тепловых реакторах, так и в бланкетах быстрых реакторов.

Все эти варианты имеют право на рассмотрение, и, возможно, какие-нибудь из них достигнут стадии практического внедрения, в зависимости от перспектив развития атомной энергетики, развития прогрессивных технологий, региональных особенностей.


HTR с ториевым топливом

HTR, пожалуй, единственный реактор, который изначально проектировался под использование ториевого топлива. Уран-233 в отличие от плутония-239 обладает очень хорошими ядерно-физическими свойствами в спектре HTR:

 U-233
U-235
Pu-239
Pu-241
nэфф
2,29
2,05
1,80
2,18

Высокое значение nэфф для урана-233 позволяет в HTR достигнуть высокого уровня конверсии и, следовательно, лучше использовать природные топливные ресурсы в сравнении с урановым или уран-плутониевым топливными циклами. Но так как торий в сравнении с природным ураном не содержит делящихся компонент, и его сечение поглощения нейтронов в »2 раза превышает аналогичное значение для урана-238, то в свежую загрузку ториевого топлива HTR должен вводиться делящийся материал (U-235 или Pu).

В начале в HTR использовался открытый топливный цикл с высоким обогащением (HEU) по урану-235 (»93%), оптимизированный на большую глубину выгорания топлива (до 100 Гвт•сут/т). Равновесная концентрация урана-233, когда он начинает вносить достаточный вклад в число делений в реакторе, достигается при глубине выгорания »25 ГВт•сут/т. Расчеты показали, что при глубине выгорания топлива, равной 100 ГВт•сут/т, открытый HEU – топливный цикл обеспечивает ту же потребность в природном уране, что и замкнутый уран-плутониевый цикл LWR с возвратом в цикл невыгоревшего урана и плутония.

В этом топливном цикле остаточное обогащение по урану-235 в выгоревшем топливе составляет »52%, что значительно превышает рекомендации INFCE (International Fuel Cycle Evaluation groop) в связи с проблемой несанкционированного распространения ядерных материалов:
233U < 12%; 235U < 20%; 239+241Pu < 50%.

В связи с этим были изучены другие открытые топливные циклы, в частности, рассматривались:
(U+Th)O2 топливный цикл среднего обогащения (»20%) по урану-235 (MEU-цикл);
урановый топливный цикл малого обогащения (»8%) по урану (LEU-цикл).
Оценки показывают, что эти топливные циклы более или менее эквивалентны по расходам топлива и не имеют каких-либо заметных различий по процедурам фабрикации и захоронения отработавших топливных элементов.

Однако в открытом топливном цикле возможные преимущества урана-233 не могут проявиться в полной мере. Лучшая экономичность ториевого топливного цикла достигается в закрытом U-Th цикле при среднем обогащении по урану-235 (MEU-цикл). Переработка выгоревшего топлива с малым обогащением по урану-235 (LEU-цикл) не вызывает практического интереса, так как в этом цикле нарабатывающееся топливо активно выгорает.
 
Известно, что технология переработки требует химического разделения урана (или плутония) от продуктов деления и других материалов. Но до тех пор, пока не будет достигнут значительный прогресс в развитии промышленной технологии разделения изотопов, возможность разделения делящихся (уран-233, 235), радиотоксичных (уран-232) и нейтроннодефицитных (уран-236) изотопов одного и того же элемента затруднительна. Поэтому с увеличением числа рециклов топлива в нем накапливаются изотопы, затрудняющие рецикл топлива и снижающие его эффективность.
 
Стоит отметить, что преимущества использования тория в HTR достигаются не только благодаря более эффективному использованию уран-ториевого топлива за счет хорошей нейтронной физики, но и за счет повышенного (по сравнению с LWR) коэффициента преобразования тепла в электричество (примерно в 1,5 раза), что при высоких темпах развития ЯЭ позволяет довольно существенно снизить расходы природного урана на первоначальные загрузки реакторов.


Тяжеловодные реакторы с ториевым топливом

Тяжелая вода является прекрасным замедляющим материалом благодаря небольшому сечению поглощения нейтронов, что, способствуя улучшению баланса нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах, позволяет канадским энергетическим тяжеловодным реакторам CANDU работать на топливных загрузках из природного урана.

Практический интерес к применению 233U-232Th топлива в CANDU был обусловлен, в первую очередь, теоретическим обоснованием возможности достигнуть в тяжеловодных реакторах на тепловых нейтронах около бридерных режимов (вплоть до циклов с самообеспечением топливом). Но и без бридинга CANDU, в силу своих особенностей, является практически идеальным ядерным реактором для использования ториевого топлива. Поэтому в направлении исследования возможностей применения ториевого топливного цикла в Канаде в прошлом был выполнен большой объем работы, в настоящее время подобная работа ведется в Индии.

Для использования в CANDU были изучены два топливных цикла, предполагавших переработку выгоревшего топлива: топливный цикл с самообеспечением топливом (SSET) и цикл с высоким выгоранием топлива.

В SSET-цикле содержание урана-233 в выгоревшем топливе первой загрузки таково, что его достаточно для обогащения следующей топливной загрузки. Таким образом, дальнейшая работа реактора не требует дополнительного обогащения топлива (например, по урану-235).

Важно отметить, что в стандартной конструкции CANDU режима самообеспечения достигнуть невозможно из-за большого паразитного поглощения нейтронов в нетопливных материалах. Для улучшения баланса нейтронов могут быть использованы следующие способы:
• уменьшение энергонапряженности топлива на »20%, что снижает потери нейтронов в уране-233;
• повышение степени очистки тяжелой воды с 99,75 до 99,95% по D2O;
• удаление из активной зоны стержней, предназначенных для компенсации отравления Xe;
• снижение потерь ядерного топлива в процессе его переработки до 0,5%;
• замена циркониевых сплавов (устранение изотопа 91Zr с высоким сечением поглощения нейтронов).

Оценки показали, что в случае реализации первых четырех способов переход к режиму самообеспечения достигается при выгорании топлива 5 ГВт•сут/т. В случае устранения из циркониевых сплавов изотопа 91Zr глубина выгорания в режимах самообеспечения топливом может достигать 10–15 ГВт•сут/т.
 
Стратегия циклов с высоким выгоранием топлива в принципе схожа с использованием U-Pu топливного цикла в LWR. Из-за высокого в сравнении с ураном поглощения в тории требуется более высокое обогащение начальной ториевой топливной загрузки. Так как в этом топливе коэффициент конверсии выше, то изменение реактивности во времени меньше. И, следовательно, стартуя с более высоким обогащением начальной топливной загрузки, достигают режима выгорания, когда накопленный уран-233 позволяет реактору работать дольше. Согласно расчетным оценкам, требуемое содержание накопленного урана-233 равно примерно 2%, тогда как обогащение начальной загрузки равно 2,4%. В этом случае достигается глубина выгорания топлива 50 ГВт•сут/т в сравнении с 40 ГВт•сут/т для эквивалентного уранового цикла.

В случае большего начального обогащения (с целью дальнейшего повышения глубины выгорания) увеличение содержания накопленного урана-233 не дает выигрыша, так как резко возрастает паразитное поглощение нейтронов в продуктах деления.

Применительно к использованию в CANDU также исследовался открытый топливный ториевый цикл. В этом цикле слабообогащенное урановое топливо и торий размещаются раздельно в различные каналы, чтобы можно было обеспечить различную энергонапряженность топлив. Урановое топливо в этом цикле выгорает и перегружается быстрее. Расчеты показывают, что потери в выгорании уранового топлива успешно компенсируются большим выгоранием ториевого топлива. Экономические показатели этого цикла схожи и могут даже превосходить аналогичные показатели для чистого уранового топливного цикла. Этот цикл после детальной проработки может быть рассмотрен для использования в тяжеловодных реакторах на ближайшую перспективу.
 
Достаточный экспериментальный опыт фабрикации топлива на основе тория накоплен в Канаде и Индии. Возможности переработки облученного ториевого топлива были продемонстрированы в лабораторных масштабах в Канаде на установке TFRE. Предварительно на этой установке были отработаны все процессы с необлученным топливом и уже затем перерабатывалось облученное. Производительность установки составила »0,3 кг тяжелых металлов в сутки. Существенных (непреодолимых) трудностей обнаружено не было, и сделан вывод о возможности промышленного развития.
 
Облучение ториевого топлива, приготовленного по традиционной технологии, показало, что выход активности в теплоноситель и технологические неплотности контура в сравнении с UO2 топливом меньше, что объясняется отсутствием окисления у ториевого топлива в сравнении с урановым. Однако выход газовых осколков в ториевом топливе оказался схож с урановым топливом, облученным в равных условиях. Более высокий выход газов в ториевом топливе (в сравнении с твердыми осколками) объясняется эффектами недостаточной гомогенизации в нем делящегося материала, что приводит к пикам тепловыделения в топливных таблетках. Повышение степени гомогенизации позволяет уменьшить данный эффект.

Облучение топливных таблеток до выгораний »27000 МВт•сут/т продемонстрировало, что выход газообразных продуктов деления на »2 порядка ниже, чем на UO2 топливе в аналогичных условиях. Снижение выхода газовых продуктов деления свидетельствует о меньшем уровне достигаемых температур в ториевом топливе, что подтверждено последующими исследованиями образцов облученного топлива. Облучение виброуплотненных топливных таблеток выявило наличие в них необъясненных дефектов в топливе, заключающихся в образовании в нем зон с повышенной концентрацией делящегося материала. Однако сделан вывод, что данные дефекты не приведут к росту повреждений топлива.

Легководные реакторы с ториевым топливом

В настоящее время легководные реакторы на тепловых нейтронах (PWR, BWR) доминируют в ЯЭ мира, что является следствием их высокой экономичности и отработанности технологии.

Исследование возможностей использования ториевого топлива в LWR проводилось в следующих направлениях:
• разработка легководного теплового реактора-бридера (LWBR);
• применение ториевого топлива в стандартных конструкциях легководных тепловых реакторов PWR;
• применение ториевого топлива в стандартных конструкциях кипящих легководных реакторов на тепловых нейтронах (BWR).
Разработка концепции теплового реактора-бридера была обусловлена, в первую очередь, стремлением в полном объеме реализовать практически преимущество 233U по нейтронному балансу в тепловой и эпитепловой области энергий по сравнению с U и Pu.

После стадии предварительного изучения в 1972 году в США в Шиппингпорте был запущен в эксплуатацию 233U-232Th легководный реактор мощностью 60 МВт (эл.), который эксплуатировался до 1988 года.

В результате эксплуатации реактора была подтверждена практически предполагаемая возможность достижения бридинга в легководных реакторных системах с 233U-232Th топливом. Следует заметить, что в связи с особенностями LWBR реализация этой концепции в рамках энергетического реактора большой мощности представляется затруднительной (по крайней мере, в отношении достижения подобного уровня воспроизводства топлива).
 
В отличие от разрабатываемых концепций LWBR, требующих существенной модификации конструкций активной зоны и реактора, применение ториевого топливного цикла в LWR рассматривалось с позиций возможности достижения в них определенных преимуществ без изменения существующих конструкций реактора. Изучались различные топливные циклы с торием, в частности, Германия совместно с Бразилией изучали открытые 235U-Th и Pu-Th топливные циклы, а также стратегии выхода на замкнутый топливный цикл с рециклом 233U и 235U или 233U и Pu. Во Франции исследовался ThO2-PuO2 топливный цикл.

Практически все топливные циклы, исследованные для HTR и PHWR, также были рассмотрены и для PWR, и относительно них сделаны аналогичные выводы.
Оценки возможности использования ториевого топливного цикла в кипящих тепловых реакторах BWR были выполнены в меньшем объеме в сравнении с PWR. Исследования проводились, главным образом, в США и Японии.

Положительный опыт облучения топливных элементов с ториевым топливом в BWR был получен в начале 60-х годов в США на DNPP (Dresden).

В 1978 г. компания General Electric (США) провела сравнительное изучение возможностей различных типов топливного цикла применительно к BWR-1300. Рассматривались HEU и MEU топливные циклы в сравнении с 233UO2-232Th топливным циклом. Сделаны выводы, что только 233UO2-232Th топливный цикл дает значительный экономический выигрыш.

В более позднее время в JAERI (Япония) была начата разработка концепции PGBWR (Plutonium Generation BWR) с аксиальной гетерогенностью в активной зоне и с боковыми экранами. В концепции PGBWR более низкое водо-урановое отношение (Vз/Vт»0,25) по сравнению с концепцией тесных решеток для PWR достигается при сохранении стандартного шага топливной решетки, так как в BWR плотность теплоносителя может варьироваться в большей степени (т.е. техническая реализуемость этой концепции проще за счет варьирования доли пара в теплоносителе). Результаты предварительных разработок показывают, что, как и в LWBR, в PGBWR экономическая эффективность топливоиспользования может быть повышена и на U-Pu топливе.
 

Использование ториевого топлива в жидкосолевых реакторах и в реакторах на быстрых нейтронах

Жидкосолевые реакторы (MSR), использующие топливо в виде расплавов неорганических соединений урана, тория и плутония, рассматриваются в качестве альтернативы твердотопливным реакторным системам, поскольку допускают регулирование топливного состава при работе реактора. Физические особенности MSR в случае работы реактора в уран-ториевом топливном цикле позволяют достигнуть в нем бридерного режима.

Демонстрация возможности практической реализации концепции MSR была подтверждена в США опытом эксплуатации реактора MSRE с тепловой мощностью 7,3 МВт, который работал в течение 1965–1969 гг.

Проработаны различные схемы MSR с использованием расплавов фторидов легких и тяжелых металлов. Исследования проводились в США, Франции, Японии, в Российской Федерации и других странах. В качестве базового варианта принят американский проект реактора MSBR электрической мощности 1000 МВт с использованием уран-ториевого топливного цикла и воспроизводством 233U.

Группой энтузиастов MSR предложена концепция «Thorium Molten Salt Nuclear Energy Synergetic», обеспечивающая, по мнению авторов, практическое решение всех проблем дальнейшего развития ЯЭ. Но в этой концепции предлагается использовать ускорители протонов в качестве дополнительного внешнего источника нейтронов. Это обусловлено тем, что уран-ториевый топливный цикл нейтронно дефицитен, и при реально достижимых уровнях очистки топливной соли от продуктов деления и скорости выведения протактиния-233 из нейтронного поля для достижения экономически приемлемой плотности нейтронов, нужна внешняя подпитка или за счет урана-235, или плутония, или электроядерными, или термоядерными нейтронами.

Реакторы на быстрых нейтронах (БР) также могут работать в уран-ториевом топливном цикле, однако особенности 233U-232Th топлива в спектре быстрых нейтронов по характеристикам воспроизводства уступают уран-плутониевому топливному циклу. Но, тем не менее, использование уран-ториевого топлива в БР может обеспечить решение некоторых локальных задач, касающихся, например, снижения пустотного эффекта реактивности (вплоть до отрицательной величины), уменьшения производства трансурановых нуклидов в топливном цикле, наработки урана-233 для реакторов на тепловых нейтронах и др.


Обоснование необходимости исследования ториевого топливного цикла для внедрения в ядерную энергетику

Предлагая сейчас что-либо новое к использованию в ЯЭ нужно учитывать, что это новое будет внедряться в уже существующий, буквально живой организм ЯЭ. Каким бы заманчивым предлагаемое решение авторам ни казалось, достаточных условий его реализации заранее предвидеть невозможно. Но в качестве необходимого условия, несомненно, должно быть то, что предлагаемое решение должно как минимум улучшать что-либо из существующих сейчас различных групп показателей и требований, не сводимых к единому параметру (устойчивость развития, экономика, безопасность, обращение с отходами, ресурсы, экология, нераспространение, взаимоотношения с другими инфраструктурами), не ухудшая остальных.

Та ЯЭ, которую мы сейчас имеем, конечно, была сотворена не по злому умыслу, а в основном из благих побуждений. Но в силу отсутствия необходимой научно-технической зрелости и недостаточного предвидения последствий, обусловленного естественным недостатком опыта на первоначальных этапах развития, а также в силу экономической, мировоззренческой и социальной неготовности общества, ЯЭ не продемонстрировала всех тех преимуществ и потенциальных возможностей, которые ей присущи. В настоящее время ЯЭ оказалась заложницей прошлых гигантских государственных вложений в урановый и уран-плутониевый топливные циклы. Они позволили ей довольно быстро появиться в том виде, в котором мы сейчас ее имеем, но они создали структуру, которая практически не может развиваться дальше в условиях конкурентных рыночных отношений, не допускающих гигантских долговременных вложений денег и ресурсов. Современная структура ЯЭ сдерживает возникновение новых структур, поскольку отвлекает на самосохранение и масштабирование старого такие ресурсы, что на создание нового их практически не остается.

Для того чтобы сейчас внедрить что-то новое и, в частности, ториевый топливный цикл, нужно научиться работать в условиях совершенно непривычных для специалистов, ранее занимавшихся ЯЭ:
• очень малые средства, реально остающиеся на новые разработки;
• длительное время, необходимое на НИР и ОКР;
• необходимость маскировать новые цели и разработки под модернизацию существующего;
• необходимость преодолевать неприятие и непонимание не с помощью засекречивания и сокрытия, а разъяснением, убеждением, пропагандой специальных знаний, соответствующим образованием, повышением культуры как ученых, так и остальных членов общества;
• четко и сознательно ранжировать множество задач по необходимости их решения во времени, не прибегая преждевременно к этапу ОКР, который практически безрезультатно может поглотить все ресурсы на начальных стадиях разработки;
• восприятие будущего и отношение к нему сейчас в обществе таково, что если для решения, несомненно, актуальных в будущем задач (но не дающих быстрой отдачи сейчас) потребовать значительные средства и создать вокруг решения этой задачи преждевременный ажиотаж, то решение ее будет затруднено или вообще даже идея может быть дискредитирована.

Сейчас сложилась удачная ситуация для анализа дальнейших путей развития ЯЭ и, в частности, для поиска путей привлечения и использования тория в ЯЭ. Снижение темпов развития ЯЭ временно сняло актуальность срочного решения проблемы исчерпания уранового топлива. Вернее, для решения этой проблемы предоставлено более длительное, чем раньше думали, время. За это время, при приемлемой интенсивности вложения отпускаемых на решение фундаментальных проблем ЯЭ средств, следует заняться исследованием и созданием структуры оптимального топливного цикла ЯЭ с привлечением урана, тория, электроядерных и термоядерных источников нейтронов, решить проблему создания безотходного по актинидам топливного цикла ЯЭ.

При расстановке приоритетов в работах можно вполне руководствоваться высказыванием Г.Бете, что в качестве первого приоритета следует рассматривать замыкание топливного цикла (без чего невозможны ни бридинг, ни трансмутация, ни ториевый топливный цикл), а в качестве второго приоритета – привлечение тория в ЯЭ, на первых порах, хотя бы, в качестве топлива для реакторов типа CANDU.
 
Для нашей страны этапы пути к использованию тория в ЯЭ по степени обоснованности и оправданности интереса, по областям использования тория и по времени, в котором может появиться реальный интерес и реальный прогресс, можно ранжировать следующим образом:

В ближайшие 15–20 лет – использование тория в существующих ВВЭР и БН для улучшения их эксплуатационных характеристик и безопасности их работы, практически без изменения их конструкции. При этом за счет: гомогенного введения тория в топливо; гетерогенного размещения в отдельных твэлах тория или тория в комбинации с выгорающим поглотителем; использования тория в подвижных компенсаторах реактивности; создания ториевых торцевых и боковых экранов – возможно удастся решить задачи по:
• оптимизации эффектов реактивности;
• улучшению физико-химических свойств топлива;
• увеличению запасов до предельных параметров;
• снижению запасенной энергии и внутренне присущих рисков.
В ближайшие 20–30 лет – оптимизация конструкции и режимов работы твэлов, ТВС, активной зоны существующих реакторов с учетом возможности использования тория и урана-233 для улучшения безопасности и экономичности АЭС, снижения скорости наработки трансурановых нуклидов в системе ЯЭ. При этом следует анализировать всевозможные топливные циклы, типы топлива, различные ЯЭУ, причем в различных комбинациях и предположениях.

В течение 30–50 лет – исследование и создание способов наработки урана-233 как в критических, так и в подкритических реакторах, с использованием электроядерных и термоядерных источников нейтронов; поиск оптимальных путей конверсии трансурановых нуклидов в делящиеся нуклиды урана (в пределе – с переводом ядерного топливного цикла на режим производства энергии без сопутствующей генерации трансурановых нуклидов в значимых количествах). При этом не следует упускать из внимания возможность закрытия ЯЭ с ликвидацией всех опасных искусственных долгоживущих радионуклидов.

В настоящее время стало ясно, что пока проблема исчерпания дешевых запасов урана не возникнет вновь, никаких практических шагов к масштабным разработкам реакторов на ториевом топливе, несмотря на многообещающие и положительные предварительные результаты выполненных исследовательских работ и наличие больших ресурсов ториевого топлива, не будет предпринято.

назад

Материалы из архива

2.2007 Без прошлого нет будущего

В декабре 2006 г. курские атомщики отметили сразу три профессиональных праздника: тридцать лет со дня ввода Курской атомной станции в эксплуатацию, продление срока службы энергоблока № 1, День энергетика. 19 декабря 1976 г. началась промышленная эксплуатация Курской атомной станции. За пуском первого энергоблока последовал ввод в эксплуатацию второго, третьего, четвертого… Вклад Курской АЭС в энергетический фундамент страны среди атомных станций России – один из самых крупных.

4.2009 Менеджерско-кавалерийский наскок

О.М.Ковалевич, доктор технических наук, профессор  Полностью согласен с употребляемыми в статье  “Обращение к компетентным”  эпитетами по отношению к нынешнему руководству атомной отраслью. Готов добавить ещё вертящихся на языке в таких случаях терминов, но  хотелось бы остаться в рамках нормативной лексики. Считаю, что клички “некомпетентные” они вполне достойны. Упомянутая команда пришла под лозунгом “хороший менеджмент - залог успеха”. В этом они считают себя знатоками.

4.2006 Новости корпорации «ТВЭЛ»

Болгарские журналисты посетили «МСЗ» и Росатом 10 апреля делегация представителей СМИ Болгарии посетила «Машиностроительный завод» в Электростали. Журналисты осмотрели цеха по производству твэлов и изготовлению топливного порошка, а также встретились с директором завода О.В. Крюковым. Затем в Москве, в здании Федерального агентства по атомной энергии (Росатома) для них был проведен брифинг.