Химия тория, урана, плутония. Жерин И.И - 12 стр.

UptoLike

ВУЗ: 

ТПУ | Томск

Составители: 

Рубрика: 

12
технология уран-ториевого ЯТЦ еще не так хорошо развита, как
технология уран-плутониевого ЯТЦ.
1.3. Ядерный топливный цикл как энергетическая технология
Среди трех основных ядерных топливных циклов наиболее
развитой технологией обладает и наибольшее применение получил
уран-плутониевый ЯТЦ. На сегодняшний день большинство тепловых
энергетических реакторов работают в уран-плутониевом ЯТЦ.
Как отмечалось выше,
235
U в качестве горючего и
238
U в качестве
сырьевого нуклида в основном применяются в тепловых реакторах в
уран-плутониевом ЯТЦ, в то время как горючее
239
Рu и сырьевой
нуклид
238
U – в быстрых реакторах-размножителях, работающих в ЯТЦ
с рециркуляцией плутония.
233
U и
232
Th как делящийся и сырьевой
нуклиды могут применяться в тепловых и быстрых реакторах-
размножителях в уран-ториевом цикле. Ввиду распространенности
природного тория, его механических и металлургических свойств,
устойчивости к действию облучения и термической стабильности уран-
ториевый ЯТЦ может найти применение в ближайшем будущем.
Однако высокая интенсивность наведенной активности и радиоактив-
ности продуктов деления, требующие дистанционного управления и
тщательной защиты в процессах изготовления твэлов, переработки и
хранения отработавшего топлива, снижают его преимущества как с
экономической, так и технологической точки зрения.
В то время как постоянно развивающаяся технология уран-
плутониевого ЯТЦ вносит решающий вклад в сегодняшнее произ-
водство электроэнергии на АЭС, ЯТЦ с рециркуляцией плутония
приобретет значение в ближайшем будущем. Судя по интенсивности
публикаций, можно заключить, что интерес к развитию технологии
ЯТЦ с рециркуляцией плутония, в котором работают быстрые
реакторы-размножители, такие как LMFBR, будет расти по мере роста
потребности в новых ядерных энергоисточниках и воспроизводства
ядерного топлива (бридинга).
1.4. Материалы, используемые в ядерных топливных циклах
Материалы, применяемые в ядерных топливных циклах, сосре-
доточены в основном в активной зоне ядерного реактора. К ним
относятся делящиеся нуклиды –
235
U,
239
Pu и
233
U и сырьевые нуклиды
–
238
U и
232
Th. Для изготовления твэлов необходимы конструкционные

Страницы