Критический анализ конструкций ториевого реактора  в странах-производителях

З. Инсепов; А.А. Калыбай; Ж. Алсар; А. Хасанейн; Ю. Сизюк; З.А. Мансуров; А. Гаджимурадова

doi:10.18321/cpc23(1)9-23

Авторы

З. Инсепов Частное учреждение "Nazarbayev University Research Administration", Nazarbayev University, пр. Кабанбай батыра, 53, Астана, Казахстан; Школа ядерной инженерии, Purdue University, West Lafayette, IN, США
А.А. Калыбай Частное учреждение "Nazarbayev University Research Administration", Nazarbayev University, пр. Кабанбай батыра, 53, Астана, Казахстан
Ж. Алсар Частное учреждение "Nazarbayev University Research Administration", Nazarbayev University, пр. Кабанбай батыра, 53, Астана, Казахстан
А. Хасанейн Школа ядерной инженерии, Purdue University, West Lafayette, IN, США
Ю. Сизюк Школа ядерной инженерии, Purdue University, West Lafayette, IN, США
З.А. Мансуров Казахский национальный университет имени аль-Фараби, пр. аль-Фараби, 71, Алматы, Казахстан
А. Гаджимурадова Частное учреждение "Nazarbayev University Research Administration", Nazarbayev University, пр. Кабанбай батыра, 53, Астана, Казахстан

DOI:

https://doi.org/10.18321/cpc23(1)9-23

Ключевые слова:

ториевый реактор, ядерное топливо, расплавленные соли, ускорительно-управляемая система (ADS), топливный цикл, ThO2, U-233, ядерная энергетика, тепловыделяющие элементы

Аннотация

В статье представлен анализ конструктивных решений и топливных циклов ториевых ядерных реакторов, разрабатываемых в ведущих странах-производителях. Особое внимание уделено реакторам на расплавленных солях (MSR), усовершенствованным тяжеловодным реакторам (AHWR), высокотемпературным системам (HTR), а также подкритическим ускорительно-управляемым системам (ADS). Рассматриваются физико-химические свойства тория и его поведение в различных типах активных зон. Проведен сравнительный анализ реакторов с урановым топливом, раскрыты преимущества и ограничения ториевого цикла с точки зрения энергетической эффективности, радиационной безопасности и воспроизводства делящихся изотопов. Описаны основные конструктивные подходы к интеграции тория в существующие и перспективные реакторные установки, включая твердотопливные, жидкосолевые и гибридные системы. Обсуждаются возможные теплоносители и внешние источники нейтронов, а также требования к переработке отработанного топлива. На основе обзорных и экспериментальных данных сформулированы рекомендации по дальнейшим направлениям научно-технических исследований и международного сотрудничества в области ториевой энергетики.

Библиографические ссылки

(1) Kalybai AA, Kurbanova B, Mansurov ZA, Hasanein A, Alsar Zh, Insepov Z (2024) Combustion and plasma chemistry 22:279-295. Crossref

(2) Insepov Z, Kalybai AA, Mansurov ZA, Lesbaev BT, Hasanein A, Alsar Zh (2024) Combustion and plasma chemistry 22:297-308. Crossref

(3) Maiorino RJ, D’Auria F, Reza AJ (2018) An overview of thorium utilization in nuclear reactors and fuel cycle. Proceedings of the 12th International Conference of the Croatian Nuclear Society, Zadar, Croatia.

(4) International Atomic Energy Agency (2007) Nuclear Simulation Fuel Cycle System – VISTA. IAEA-TECDOC-1535, Vienna: IAEA.

(5) Maiorino RJ, D’Auria F, Stefani GL, Akbari R (2018) The utilization of thorium-232 in advanced PWR – from small to big reactors. V International Scientific and Technical Conference on Innovative Designs and Technologies of Nuclear Power (JSC NIKIET), Moscow.

(6) Hombourger BA (2018) Conceptual design of a sustainable waste burning molten salt reactor. URL

(7) Parent E (2003) Nuclear fuel cycles for mid-century development. URL

(8) International Thorium Energy Organization (2014) Thorium Resources. URL

(9) Maiorino R, Moreira JM (2014) Recycling and transmutation of spent fuel as a sustainable option for the nuclear energy development. Journal of Energy and Power Engineering 8:1505-1510.

(10) Şahín S, Yıldız K, Şahin HM, Acır A (2006) Investigation of CANDU reactors as a thorium burner. Energy Conversion and Management 47:1661-1675. Crossref

(11) Travis B (2013) An effective methodology for thermal-hydraulics analysis of a VHTR core and fuel elements. URL

(12) Popović M, Bolind A, Cionea C, Hosemann P (2015) Liquid lead-bismuth eutectic as a coolant in generation IV nuclear reactors and in high temperature solar concentrator applications: characteristics, challenges, issues. Contemporary Materials Crossref

(13) Rummana A (1970) Spallation neutron source for an accelerator driven subcritical reactor. URL

(14) Generation IV International Forum (2010) Use of Thorium in the Nuclear Fuel Cycle.

(15) Rubbia C (2005) Does Nuclear Energy have Any Future? Keynote Paper Presented in the ICTP, Italy, 17 October.

(16) Islam MS (2017) Alternative Energy Sources for Energy Crisis: Rethinking the Global and Bangladesh Perspectives. Journal of Technology 6(1):19 Crossref

(17) Nuclear Energy Agency (2002) Accelerator-driven Systems (ADS) and Fast Reactors (FR) in Advanced Nuclear Fuel Cycles: A Comparative Study. Technical report, NEA.

(18) Ball JL, Peterson EE, Kemp RS, Ferry SE (2025) Assessing the risk of proliferation via fissile material breeding in ARC-class fusion reactors. Nuclear Fusion 65(3) Crossref

(19) Mash DR, Ottenberg A (1957) Status and future requirements for the uranium-233 power reactor program. U.S. Atomic Energy Commission.

(20) Jewell J, Vetier M, Garcia-Cabrera D (2019) The international technological nuclear cooperation landscape: a new dataset and network analysis. Energy Policy 128:838-852 Crossref

(21) Murray CL (2006) India’s nuclear power program: a study of India’s unique approach to nuclear energy. URL

(22) Oliveira Lainetti PE et al. (2019) A MoU to create a Consortium of Academics from Universities promoting the use of THORium (COAUTHOR).

(23) D’Auria F (2019) Nuclear fission: from E. Fermi to Adm. Rickover, to industrial exploitation, to nowadays challenges. Advances in Science, Engineering and Research 4(1):17-30.

(24) Maiorino JR, Stefani GL, Moreira JML, Rossi PCR, Santos TA (2017) Feasibility to convert an advanced PWR from UO₂ to a mixed U/ThO₂ core – Part I: Parametric studies. Annals of Nuclear Energy 102: 45-47 Crossref