Dans quelle mesure le Protactinium peut-il dégrader l'efficacité du cycle du combustible au thorium?

L'un des contrepoids au cycle du combustible au thorium est que le protactinium, qui est généré dans ce cycle dégrade l'efficacité du réacteur et doit donc être retiré , au moins des réacteurs au fluorure liquide ou au sel fondu. Cependant, pour autant que je sache, le protactinium n'a pas été retiré pendant le fonctionnement du premier réacteur à thorium à combustible solide, qui était le troisième cœur utilisé à Shippingport; ou du moins je ne trouve aucune mention de la suppression de Protactinium (pendant le fonctionnement) dans le rapport officiel sur le carburant .

Donc, question (s):

• Quantitativement, dans quelle mesure l'efficacité du réacteur peut-elle être dégradée si le Protactinium n'est pas retiré?
• Dans quelle mesure cette dégradation dépend-elle du type et d'autres paramètres (géométrie, etc.) du réacteur?

C'est une question assez complexe car il y a de multiples variables et de nombreuses conceptions proposées pour les cycles du combustible au thorium à considérer également; mais il semble que votre intérêt principal soit de savoir si le fait de laisser le Pa-233 en solution affectera négativement le cycle nucléaire du thorium au point où il est plus logique de retirer cet isotope à réintroduire après sa désintégration bêta dans notre U bien nécessaire. 233 carburant.

Pour répondre brièvement à cette question, supposons d'abord un réacteur thermique (car les neutrons sont bien modérés et ont des énergies idéales pour la fission de l'U-233). Faisons ensuite une hypothèse sur la composition avec 98% de Th-232, 1% de Pa-233 et 1% de U-233.

Les sections efficaces de chacun de ces isotopes (quelle est leur «taille» pour un neutron thermique) sont approximativement: Th-232, 7,37 barns pour l'absorption; Pa-233, 40 granges pour l'absorption; U-233, 529 granges à fission. Si vous ne savez pas ce qu'est une «étable», ce n'est rien d'autre que décrire la taille 2D des noyaux cibles en ce qui concerne l'interaction avec le neutron entrant. 1 grange = 10 ^-24 cm ² et a été nommé ainsi parce qu'à l'échelle atomique, comme le dit le vieil adage, "... est aussi grand qu'une grange."

Ces informations peuvent être utilisées pour calculer la distance moyenne qu'un neutron parcourra avant qu'il n'ait une «collision / interaction» avec l'un de ces atomes (également connu sous le nom de libre parcours moyen de transport). La fonction est la suivante:

Où:

• $l$ est le libre parcours moyen de transport;
• $\sigma$ est la section efficace des isotopes;
• $N$ est la densité numérique de l'isotope;
• $A$ est le nombre de protons et de neutrons dans l'isotope .

Comme ils sont tous très similaires en nombre de protons et de neutrons, nous pouvons éliminer le terme . En outre, cette fonction est principalement utilisée pour la diffusion et le calcul de la perte d'énergie d'un neutron à travers une profondeur de matériau donnée, mais elle fonctionne tout aussi bien pour l'absorption, nous laissant avec:$\frac{2}{3A}$

Cette formule donne la distance moyenne (ish) qu'un neutron parcourra à travers un matériau avant d'avoir une interaction avec un atome (absorption, fission, diffusion, etc.).

Avec un certain calcul rapide des nombres (en ignorant les densités exactes des nombres et en allant avec le% de compositions), nous pouvons facilement voir que la distance moyenne parcourue par le neutron est d'un ordre de grandeur plus courte pour l'U-233 et le Th-232 par rapport au Pa -233 isotope de sorte que ses effets sur l '«efficacité» de ce réacteur seraient négligeables.

Pour répondre à vos questions:

• La formation de Pa-233 affecte-t-elle l'efficacité du réacteur? Oui.
• Est-il essentiel de retirer le Pa-233 pour avoir un cycle de combustible au thorium viable? Non.
• La géométrie du réacteur affecte-t-elle l'efficacité? Oui, mais c'est une toute autre question. ;)

J'espère que cela t'aides!

La séparation du protactinium est un bel avantage des réacteurs au fluorure de thorium liquide, rendu possible par le fait que le combustible (et le protactinium) sont sous forme liquide. Qu'il est facile de pomper et de faire des trucs de chimie avec.

Le réacteur de Shippingport était un réacteur à combustible solide (oxyde de thorium) avec de l'eau comme réfrigérant et modérateur. Le protactinium aurait donc été coincé dans les éléments combustibles.

D'autres cycles du combustible (par exemple U-235) génèrent également des poisons pour les réacteurs. Ceux-ci rendent en fait les éléments combustibles solides inutiles avant que tout le carburant n'ait été consommé. Il est possible de faire fondre le carburant et de récupérer la matière fissile utile. Ce processus n'a pas connu le niveau d'adoption qu'il pourrait autrement avoir en raison de la politique, de la bureaucratie, etc. Souvent, le combustible usé est simplement éliminé sans retraitement.

La réponse (croyez-le ou non) est non. Pourquoi? Parce que le protactinium est maintenant discuté comme un «additif» aux réacteurs nucléaires pour améliorer la consommation de combustible. Le coût de l'élimination de Protactinium n'est pas du tout nécessaire.

Les deux sont fissiles. Donc, la réponse courte est non.