プロタクチニウムはどのくらいトリウム燃料サイクルの効率を低下させることができますか？

トリウム燃料サイクルの対抗策の1つは、このサイクルで生成されるプロタクチニウムが反応器の効率を低下させるため、少なくとも液体フッ化物または溶融塩反応器から除去する必要があることです。しかし、私が知る限り、Protactiniumは、Shippingportで使用されている3番目のコアである最初の固体燃料トリウム原子炉の機能中に除去されませんでした。または、少なくとも、公式の燃料報告書で、プロタクチニウムが除去されている（操作中に）ことに言及していない。

したがって、質問：

• 定量的には、プロタクチニウムが除去されないことにより、原子炉の効率がどの程度低下する可能性がありますか？
• この劣化は、原子炉のタイプやその他のパラメーター（形状など）にどの程度依存しますか？

複数の変数があり、トリウム燃料サイクルの多くの提案された設計も考慮する必要があるため、これはかなり複雑な質問です。しかし、あなたの主な関心は、Pa-233を溶液中に放置することがトリウム核サイクルに悪影響を及ぼして、この同位体を除去して、必要なU 233燃料。

この質問に簡単に答えるために、最初に熱原子炉を想定しましょう（中性子は十分に緩和されており、U-233の核分裂に理想的なエネルギーを持っています）。次に、98％Th-232、1％Pa-233、1％U-233の組成について仮定しましょう。

これらの各同位体の断面積（熱中性子に対する「大きさ」）は、およそ次のとおりです。Th-232、吸収のための7.37納屋。PA-233、吸収用の40の納屋; U-233、核分裂のための529の納屋。「納屋」が何であるかわからない場合、基本的には、入ってくる中性子との相互作用がある限り、ターゲット核の2Dサイズを記述することに他なりません。1 barn = 10 ^-24 cm ^2で、そのような名前が付けられたのは、原子スケールでは、「...は納屋と同じくらい大きい」という古くからの言葉です。

この情報を使用して、中性子がこれらの原子の1つと「衝突/相互作用」する前に移動する平均距離を導き出すことができます（輸送平均自由行程とも呼ばれます）。機能は次のとおりです。

どこで：

• $l$は、輸送の平均自由経路です。
• $\sigma$は同位体断面積です。
• $N$は同位体の数密度です。
• $A$は同位体の陽子と中性子の数です。

それらはすべて陽子と中性子の数が非常に似ているため、$\frac{2}{3A}$用語。また、この関数は主に、与えられた材料の深さで中性子の散乱とエネルギー損失を計算するために使用されますが、吸収にも同様に機能します。

この式は、原子との相互作用（吸収、核分裂、散乱など）が発生する前に中性子が材料を通過する平均（距離）距離を示します。

いくつかの素早い数値計算（正確な数密度をスキップして組成の％を使用）を行うと、中性子が移動する平均距離がU-233およびTh-232対Paに対して1桁以上短いことが簡単にわかります。 -233同位体なので、この原子炉の「効率」への影響は無視できます。

質問に答えるには：

• Pa-233の生成は原子炉の効率に影響しますか？はい。
• 実行可能なトリウム燃料サイクルを得るためにPa-233を取り外すことは重要ですか？いや
• 原子炉の形状は​​効率に影響しますか？はい、しかしそれはまったく別の質問です。;）

お役に立てれば！

プロタクチニウム分離は、液体フッ化物トリウム反応器の優れた利点であり、燃料（およびプロタクチニウム）が液体であるという事実によって可能になります。簡単にポンプで移動して化学物質を処理できること。

Shippingport原子炉は、冷却材および減速材として水を使用した固体燃料（酸化トリウム）原子炉でした。そのため、プロタクチニウムは燃料要素に詰まっていたでしょう。

他の燃料サイクル（例：U-235）も原子炉毒を生成します。これらは実際に、すべての燃料が消費される前に固体燃料要素を役に立たなくします。燃料を溶かし、有用な核分裂性物質を回収することができます。このプロセスは、政治、官僚主義などに起因する可能性のある採用レベルを享受していませんでした。多くの場合、使用済み燃料は再処理せずに単に廃棄されます。

答えは（信じるかどうかにかかわらず）いいえです。どうして？プロタクチニウムは現在、燃料燃焼を改善するための原子炉への「添加剤」として議論されているからです。プロタクチニウムを除去する費用はまったく必要ありません。

両方とも核分裂します。したがって、短い答えはノーです。