Одним из противодействий ториевого топливного цикла является то, что протактиний, который генерируется в этом цикле, снижает эффективность реактора и, следовательно, должен быть удален , по крайней мере, из реакторов с жидкими фторидами или расплавленными солями. Однако, насколько я могу судить, Protactinium не был удален во время работы первого твердотопливного ториевого реактора, который был третьим ядром, используемым в Shippingport; или, по крайней мере, я не могу найти упоминания об удалении протактиния (во время работы) в официальном топливном отчете .
Итак, вопрос (ы):
- Количественно, насколько плохо может быть снижена эффективность реактора из-за того, что Протактиния не удаляют?
- В какой степени эта деградация зависит от типа и других параметров (геометрия и т. Д.) Реактора?
nuclear-technology
шипение
источник
источник
Ответы:
Это довольно сложный вопрос, поскольку существует множество переменных и множество предлагаемых конструкций для ториевых топливных циклов; но, по-видимому, ваш основной интерес заключается в том, не повлияет ли оставление Pa-233 в растворе на ядерный цикл тория, и в таком случае более разумно будет удалить этот изотоп, который будет вновь введен после его бета-распада до нашего столь необходимого U- 233 топлива.
Чтобы вкратце ответить на этот вопрос, давайте сначала предположим, что тепловой реактор (так как нейтроны хорошо модерируются и имеют энергии, идеальные для деления U-233). Далее давайте сделаем предположение о составе с 98% Th-232, 1% Pa-233 и 1% U-233.
Сечения каждого из этих изотопов (насколько они велики для теплового нейтрона) примерно равны: Th-232, 7,37 амбара для поглощения; Па-233, 40 сараев для поглощения; У-233, 529 амбаров для деления. Если вы не знаете, что такое «сарай», то, по сути, это не что иное, как описание двумерного размера ядер мишени до степени взаимодействия с входящим нейтроном. 1 амбар = 10 -24 см 2 и был назван так, потому что в атомных масштабах, как гласит старая пословица, «... такой же большой, как сарай».
Эта информация может быть использована для получения среднего расстояния, которое нейтрон пройдет, прежде чем он столкнется / взаимодействует с одним из этих атомов (также известный как длина свободного пробега транспорта). Функция выглядит следующим образом:
Куда:
Эта формула дает среднее (ish) расстояние, которое нейтрон пройдет через материал до взаимодействия с атомом (поглощение, деление, рассеяние и т. Д.).
С некоторым быстрым вычислением чисел (пропуская точные плотности чисел и переходя на% составов) мы можем легко видеть, что среднее расстояние, пройденное нейтроном, более чем на порядок меньше для U-233 и Th-232 по сравнению с Pa. -233 изотопа, поэтому его влияние на «эффективность» этого реактора будет незначительным.
Чтобы ответить на ваши вопросы:
Надеюсь это поможет!
источник
Разделение протактиния является хорошим преимуществом реакторов с жидким фторидом тория, что стало возможным благодаря тому, что топливо (и протактиний) находятся в жидкой форме. Это легко качать и делать химические вещи с.
Реактор Shippinghip представлял собой реактор на твердом топливе (оксид тория) с водой в качестве теплоносителя и замедлителя. Таким образом, протактиний застрял бы в топливных элементах.
Другие топливные циклы (например, U-235) также генерируют реакторные яды. Они фактически делают твердые топливные элементы бесполезными до того, как все топливо израсходовано. Можно расплавить топливо и извлечь полезный расщепляющийся материал. Этот процесс не получил такого уровня усыновления, каким он мог бы быть из-за политики, бюрократии и т. Д. Часто отработавшее топливо просто утилизируется без переработки.
источник
Ответ (хотите верьте, хотите нет) - нет. Зачем? Потому что протактиний сейчас обсуждается как «добавка» к ядерным реакторам для улучшения сжигания топлива. Стоимость удаления Protactinium не является необходимой вообще.
Оба делятся. Итак, короткий ответ - нет.
источник