世界各国钍燃料发展动向

白俄罗斯

从70 年代初期开始为反应堆特性计算而进行核数据评价研究, 一部分BROND-2( 俄罗斯核数据库) 正在被采用。Th-U 循环的数据很少, 根据不同的核数据库, 甚至是对于像keff 那样基本的量, 也产生很大的差别。尤其是关于在ADS ( 加速器驱动系统) 的( n, X n) 反应的效应差别很大, 为解决此问题采用14 MeV 中子源, 并用聚乙烯慢化剂和10% UO2 浓缩燃料的8 cm×8 cm× 60cm 辐照盒, 堆成40 cm×40 cm×60 cm, 再用100 cm×100 cm×120 cm 反射体围起来的体系( 0. 9< keff < 0. 99) 。计划用此来测定 长寿命核裂变产物( FP) 和MA ( 高序数锕系元素) 的转化率。经计算确证该体系的中子谱近似于ADS。

中国

中国在正在计划进行的模块型HTR 概念设计中采用了热功率200 MW 的球床堆 ( PBR) 为对象, 以PuO2-T hO2 为燃料, 在连续燃料交换的平衡循环中进行Pu 的燃耗分 析。计算程序采用德国的处理双重非均匀效应的VSOP。分析的结果表明,WG-Pu( 94%239Pu) 和RG-Pu( 裂变性钚70Wt% ) 的情形各异。为了使慢化剂反应性温度系数为负值, WG-Pu 情况下需要每个燃料球含11 g重金属; RG-Pu 情况下则需要每个燃料球含7 g 的重金属。燃料球的直径为6 cm, 燃料区的直径为5 cm, 涂敷颗粒的半径为0. 025cm, 包层材料为C/ C/ Si/ C= 0. 009/ 0. 004/0. 0035/ 0. 0035。针对WG-Pu 富集度为 12%、每个球含有13 g 重金属的情况, 计算失水事故的热工水力特性, 其最高温度为 1448 ℃, 低于涂敷颗粒放出FP 的温度( 1600℃) 。说明该反应堆具有固有的安全设计。

法国

60 年代末到80 年代, CEA 和EDF 进行了理论研究。接着在NOVAT OM 和CEA 的协助下, 进行了以ThC 为燃料的称为RHT F2 的Fo rt St . Vrain 型的HT R 研究, 但研究于1978 年被放弃。进入90 年代后, 从废物处理的观点出发, 做了各种研究, 这些研究可分为以下几类 [2]  :

( 1) 通过把238U 转换成钍以减少MA 产生的PWR 和FBR; ( 2) 以提高锕系元素燃耗为目的的CABRA 计划中的钍利用;( 3) 以节约天然资源, 最大限度地有效利用钚以及改进废物管理法为目的的评价钍 燃料可行性的PWR 研究;( 4) 与加速器驱动反应堆等混合型反应堆概念相关的核数据的研究。因此, 1998 年中期, 进行了MASU RU CA 堆装1. 2 吨ThO2 燃料的次临界实验。PWR 的研究, 以一个循环287 个有效满功率天数( EFPD) 、平均燃耗为33 GWd/ t、每次换1/ 3 料的功率为900 MW 的PWR 为对象, 进行了与以下5 种燃料配置( 质量平衡) 及动态特性相关的参量分析。 T h+ 235U ( 高浓缩U) ( HEU / T h) , Th+ RG- Pu ( 第一代) ( RG/ T h) , 含Th+ 233U 的U ( UT / T h) , Th+ 235U ( 中浓U , U < 20% )( MEU/ T h) , Th+ WG- Pu (WG/ T h) 。分析的结果是, UT / Th 的裂变产物消费最小, MA 的产生量较少, 转换率最大。但是,UT 必须在Pu/ T h 的后处理中得到, Pu/ Th的裂变产物消费最大, MA 的产生量也很大。但该循环不会产生含91% 233U 的铀。另外,由于MEU/ T h 燃料在循环结束时, 核裂变同位素的比率将会变得很高, 所以为节省资源最 好进行长循环后处理。观察动态特性的相关系数, 便可发现钍有使Pu/ Th 燃料的动态特性系数稳定的倾向。但是, 由于使用钍会使慢化剂系数变得很大, 这将导致蒸汽管破损事故更加严重。eff 将使掉棒事故的控制度变得困难。为此,法国与意大利及瑞士一同进行分离铀与钚、针对钚采用局部慢化剂体积比大的APA 型燃料组件的研究。制造钍燃料采用与制造UO2 燃料同样的干式粉末冶金法, 可得到理论密度为98%的燃料。今后的计划如下:

( 1) 改善针对T h 和Pu 的若干核数据。 ( 2) 通过临界实验确认动态特性系数及控制性能。 ( 3) 进行高燃耗照射和验证试验。

( 4) 为解决国内将会发生的种种问题, 工业部门应确定面临的和考虑的组件及配置。

印度

印度有铀资源5 万吨, 有钍资源36 万吨。所以印度决定分三阶段开发核能:

( 1) 以PHWR ( 加压型重水堆) 利用天然铀;

( 2) FBR ( 使用第一阶段得来的Pu 和233U )

( 3) 利用钍的热中子堆。

为此目的, 到目前为止一直在进行以下的开发研究。

( 1) 为了使初期的功率输出比较稳定, 在格格拉帕尔核电站的2 台机组上以燃料棒束的形式装了500 kg 的T hO2。在研究堆CYRUS 的压水池中对6 根装钍燃料的组件( T hO2-4% PuO2) 进行照射,照射后纳入试验系统。另外, 正在对两组6 根装T hO2-6. 75% Pu2 的燃料组件进行照射。

( 3) 制造采用板状Al-233U ( 20%) 燃料的组件, 巴巴原子能研究中心的临界实验 ( PU RNIMA-Ⅱ ) 之后, Indira GanelhiCenter 运行着功率为30 kW 的中子源反应堆。

( 4) 快实验堆FBT R 的再生区使用T hO2 燃料组件。

( 5) 开发以钍燃料提取233U 的技术。

( 6) 同样地, 开发PHWR 用的钍燃料棒束制造法, 并且也开发T hO2-PuO2 燃料块制造法。