Июнь 17th, 2013
щенном уране (водо-водяные под давлением, канальные уран-графитовые, водо-водяные кипящие и др.).Ториевый топливный цикл. С использованием тория в качестве исходного сырья для ЯЭУ благодаря воспроизводству делящегося нуклида 233U открывается возможность вовлечения в производство энергии дополнительных природных ресурсов. Ториевый топливный цикл по составу звеньев практически не отличается от уранового, за исключением первой стадии добычи тория.В реакторах на тепловых нейтронах с циклом Th — 233U коэффициент воспроизводства может составлять 1—1,05. Кроме того, если в таких реакторах существенно (в 2—4 раза) повысить удельную энергонапряженность топлива (например, в реакторах с циркулирующим или газообразным топливом), то можно будет значительно снизить потребности в природном уране, который в этом случае будет нужен для первых зон вновь строящихся реакторов. Все это делает перспективным ториевый цикл в случае истощения запасов дешевых урановых руд. В настоящее время ториевый цикл не нашел широкого применения, по-видимому, из-за того, что этот цикл должен быть обязательно замкнутым.Плутониевый топливный цикл может быть организован только после наработки плутония в реакторах, работающих по урановому топливному циклу. Получаемый в реакторах из 238U плутоний содержит изотопы 239Pu, 240Pu, 241Pu, 242Ри. Изотопы 240Ри и 242Ри тепловыми нейтронами практически не делятся. При «сжигании» плутония в реакторах на тепловых нейтронах (изотопы 239Ри и 241Ри) его энергетическая ценность примерно равна энергетической ценности 235U. В реакторах на быстрых нейтронах в реакции деления участвуют все изотопы плутония, включая 240Ри и 242Ри, что повышает энергетическую ценность плутония приблизительно на 30%.
