Введение. 
Физика ядерных реакторов: потенциал гибридных наработчиков топлива

В последней четверти прошлого века ядерная энерготехнология столкнулась с большими трудностями в своём развитии. Эти трудности неправильно было бы сводить только к аварии на АЭС «Three Miles Island» и к катастрофе на Чернобыльской АЭС. Высветился ряд принципиальных проблем, которые связаны с самими перспективами её долгосрочного развития. Здесь, в первую очередь, имеется в виду общий подход к безопасности, проблема обращения с долгоживущими радиоактивными отходами (РАО) и проблема нераспространения ядерного оружия.

Последнее десятилетие XX века и начало XXI века как раз и охарактеризовались философским осмыслением того, какой может быть структура будущей крупномасштабной ядерной энергетики (рассчитанной на века своего функционирования), в которой бы нашли отражение пути решения проблем, стоящих практически уже на повестке дня.

С пуском в 1972 году в Советском Союзе опытнопромышленного быстрого реактора БН-350 и чуть позже реактора БН-600, а также во Франции быстрых реакторов Phenix (250 МВт (эл.)) и Super-Phenix (1200 МВт (эл.)), работавших в замкнутом топливном цикле, стало практически реальным то положение, что существующая ядерная энергетика на основе тепловых и быстрых реакторов имеет практически неограниченную топливную базу. Это значит, что известный тезис о неисчерпаемых энергетических ресурсах, связывавшийся обычно с управляемым термоядерным синтезом (УТС), уже потерял свою актуальность [В.1-В.7].

В конце прошлого века сформировался новый стимул для развития УТС, а именно разработка термоядерного источника энергии на основе (0-³Не)-плазмы с низкой радиоактивностью, поскольку эта реакция характеризуется малым выходом нейтронов, а значит и малой сопутствующей наведенной радиоактивностью. Важным достоинством этой концепции является отсутствие проблем, связанных с нераспространением и безопасностью. Однако зажигание интенсивной термоядерной реакции в (0-³Не)-плазме с параметрами, которые предполагается достичь в ИТЭР (в настоящее время строящимся в г. Кадараш, Франция) невозможно.

Эффективность нового стимула развития УТС снижают два обстоятельства. Во-первых, предполагается, что такой источник энергии будет использовать «лунную» топливную базу с доставкой ³Не с Луны на Землю. При всей своей эффектности, такая топливная база для энергообеспечения нашей планеты пока не выглядит достаточно обоснованной и общедоступной. Второе обстоятельство связано с тем, что, по сути, новый лозунг по-прежнему рассматривает УТС как альтернативу ядерной энергетике (ЯЭ) деления.

Правда, существует направление исследований по созданию гибридных термоядерных реакторов (ГТР) синтез-деление [В.8], основным предназначением которых, наряду с производством энергии, считается наработка делящихся материалов для ядерных реакторов, сжигания младших актинидов (МА). Бланкеты таких реакторов содержат либо сырьевые материалы (уран и торий), либо сжигаемые МА.

Как отмечалось [В.8, В.9], с самого начала исследований концепции ГТР было понято, что вследствие эффективного размножения жестких нейтронов (ЭТ)-реакции синтеза в ядерных реакциях (л, 2л) и (л, 3л), а также и (л, у) могут образовываться большие количества ядерного топлива (Ри и «U). Высокая производительность по товарному ядерному топливу (в 6−10 раз большая, чем у быстрого реактора такой же мощности) определяет возможную роль ГТР в будущей ядерной энергетике крупных масштабов. Эта роль состоит в производстве энергии и топлива для обеспечения им ядерных реакторов [В.7, В.8, В. 10]^[1]

Однако оценивая перспективы гибридного реактора синтезделение, нужно учитывать, что в отечественной (да и в мировой) развивающейся ядерной энергетике в предстоящие десятилетия важная роль отводится разработке и промышленному освоению быстрых реакторов, а также замыканию ядерного топливного цикла.

В нашей стране строится коммерческий быстрый реактор с натриевым теплоносителем БН-800, принято решение о сооружении быстрого реактора со свинцово-висмутовым охлаждением СВБР- 75/100 для малой энергетики и удаленных районов, в котором будут реализованы уникальные достижения отечественной технологии транспортных реакторных установок для подводных лодок [В.11]. Ведется проектирование и готовится площадка для строительства быстрого реактора БРЕСТ-300 ОД со свинцовым теплоносителем [В. 12, В. 13].

Эти быстрые реакторы будут, как минимум, обеспечивать себя ядерным топливом, а при необходимости могут осуществлять и расширенное воспроизводство делящегося материала. Так что проблема топливообеспечения уже не будет являться основным препятствием для развития крупномасштабной ЯЭ. Быть может только в том случае, если будет ощущаться нехватка топлива для её развития. И тогда гибридный термоядерный источник нейтронов мог бы стать дополнительным, подстраховывающим наработчиком топлива. К сожалению, такая роль гибридного наработчика, по своей сути, выглядит не более чем роль вспомогательная.

В этих условиях представляется целесообразным в круг основных направлений исследований и разработок гибридного реактора синтез-деление включить работы, ориентированные на решение принципиальных задач ЯЭ и её топливного цикла, с которыми она может столкнуться уже в обозримом будущем в связи с замыканием топливного цикла. Некоторые из них, весьма важные, к настоящему времени уже достаточно ясно обозначились [В.5, В.7], другие «узкие места», которые возникнут в крупномасштабной ЯЭ с замкнутым топливным циклом, уже предсказываются [В. 14].

Существуют, по меньшей мере, три такие проблемы. Первая из них связана с сокращением объема операций во внешней части ядерного топливного цикла (ЯТЦ) за счет существенного увеличения глубины выгорания топлива в энергетических реакторах. Вторая проблема — это повышение защищенности ЯТЦ от неконтролируемого распространения делящихся материалов, что может значительно расширить экспортный потенциал технологии ЯЭ. Третья проблема — это обезвреживание радиоактивных отходов путем превращения (трансмутации) долгоживущих продуктов деления (и, конечно, младших актинидов) в короткоживущие и стабильные нуклиды. В настоящее время эти проблемы оказывают негативное влияние на общественное мнение относительно будущего крупномасштабной ядерной энерготехнологии. Две первых проблемы будут предметом дальнейшего рассмотрения.

Авторы этой монографии по характеру своей деятельности не являются специалистами, которых, по образному выражению авторов работы [В.7], можно отнести к «токамачному» сообществу. Все они относят себя к физикам-реакторщикам. Область их интересов — физика тепловых и быстрых реакторов, нейтронно-физические процессы в ядерных реакторах и физико-технические проблемы ядерного топливного цикла. Именно этим объясняется тот угол зрения, под которым будут обсуждаться вопросы влияния нуклидного состава топлива, нарабатываемого в ГТР синтез-деление, на физические характеристики тепловых и быстрых реакторов, а также на формирование топливного цикла.

Что же касается анализа плазменных параметров, определяющих источник нейтронов гибридного термоядерного наработчика, то авторы отсылают читателя к публикациям специалистов, участвовавших в разработках гибридных реакторов в 70−80-х годах прошлого века, а также к тем, кто в настоящее время продолжает эти исследования (см., например, [В.7, В.8, В.15-В.18]).

Ключевые вопросы монографии кратко рассмотрены в работе [В. 19].

Монография состоит из семи глав, в написании которых участвовали: Апсэ А. В. — глава 1, Куликов Г. Г. — главы 3 и 4, Куликов Е. Г. — главы 4 и 5, Шмелев А. Н. — главы 1, 2, 3, 6 и 7.

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

К ВВЕДЕНИЮ

В.1. Александров А. П. Атомная энергетика и научнотехнический прогресс. М.: Наука, 1978.

В.2. Fujii-e Y., et al. A Self-Consistent Nuclear Energy Supply System // International Specialist’s Meeting «Potential of Small Nuclear Reactors for Future Clean and Safe Energy Sources. Tokyo Institute of Technology, Japan, 1991.

B.3. Fujii-e Y., et al. An Approach to a Self-Consistent Nuclear Energy System // Transactions of American Nuclear Society, Winter Meeting. Chicago, USA, 1992.Vol. 66. P. 342.

В.4. Fujii-e Y., et al. An Evaluation Function for a Self-Consistent Nuclear Energy System // Transactions of American Nuclear Society, Winter Meeting. San Francisco, USA, 1993. Vol. 69. P. 353.

B.5. Шмелев A.H. О потенциальной роли УТС в решении проблемы обезвреживания РАО и в формировании защищенных топливных циклов с повышенной глубиной выгорания // Известия вузов, сер. Ядерная энергетика. 1997. № 4. С. 53 — 59.

В.6. Шмелев А. Н. Управляемый термоядерный синтез: о новой потенциальной роли в ядерной энергетике // Инженерная физика. 1999. № 1. С. 11−15.

В.7. Кутеев Б. В., Хрипунов В. И. Современный взгляд на гибридный термоядерный реактор // ВАНТ, сер. Термоядерный синтез. 2009. № 1. С. 3−29.

В.8. Горностаев Б. Д., Гурьев В. В., Орлов В. В., Шаталов Г. Е. и др. Опытно-промышленный гибридный наработчик делящегося топлива // Труды II Советско-Американского Семинара, 14 марта — 1 апреля 1977. М., ИАЭ, Атомиздат, 1978. С. 94 — 122.

В.9. Марин С. В., Орлов В. В., Шаталов Г. Е. Образование изотопов плутония в урановом топливе гибридного термоядерного реактора // Атомная энергия. Май 1982. Т. 52. № 5. С. 301 — 304.

В. 10. Leonard B.R. Jr. A Review of Fusion-Fission (Hybrid) Concepts // Nuclear Technology. December 1973. Vol. 20. P. 161 — 178.

B.ll. Зродников А. В., Тошинский Г. И., Степанов В. С. и др. Конверсия свинцово-висмутовой реакторной технологии: от реакторов АПЛ к энергетическим реакторам и пути повышения инвестиционной привлекательности ядерной энергетики на базе быстрых реакторов // Доклад на международной конференции МАГАТЭ «Fifty Years of Nuclear Power — The Next Fifty Years». Обнинск, 27 июня — 2 июля 2004.

В. 12. Орлов В. В., Леонов В. Н., Сила-Новицкий А.Г. и др. Атомная энергетика грядущего столетия и требования к ядерной технологии // Международный семинар «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, Экономика, Безопасность, Отходы, Нераспространение». М., 2000.

В. 13. Лопаткин А. В., Орлов В. В. Топливный цикл быстрых реакторов нового поколения на принципах нераспространения ядерного оружия и радиационно-эквивалентного захоронения радиоактивных отходов // Международный семинар «Быстрый реактор и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, Экономика, Безопасность, Отходы, Нераспространение». М., 2000.

В. 14. Велихов Е. П., Гагаринский А. Ю., Субботин С. А., Цибульский В. Ф. Россия в мировой энергетике XXI века. М.: ИздАТ, 2006.

В. 15. Головин И. Н., Шаталов Г. Е., Колбасов Б. Н. Некоторые вопросы гибридных термоядерных реакторов // Известия Академии Наук СССР. 1975. № 6, С. 26 — 34.

В. 16. Golovin I.N., Kolbasov B. N, Orlov V.V., Pistunovich V.I., Shatalov G.E. The nuclear fuel problem and fusion-fission hybrid reactors // IAEA-TC-145/25. Vienna, Austria. 1978.

B.17. Азизов Э. А., Гладуш Г. Г., Докука B.H., Хайрутдинов P.P. Численные исследования параметров плазмы токамака-реактора для трансмутации минорных актинидов отработавшего ядерного топлива // ВАНТ, Сер. Термоядерный синтез. 2007. № 3. С. 3 — 33.

В. 18. Stacey W.M. Tokamak D-T fusion neutron source requirements for closing the nuclear fuel cycle // Nuclear Fusion. 2007. Vol. 47. P.217−221.

B.19. Шмелев A.H., Крючков Э. Ф., Куликов Г. Г., Куликов Е. Г. Потенциальная роль гибридных «СИНТЕЗ-ДЕЛЕНИЕ» наработчиков топлива в замкнутом (и-Ри)-топливном цикле с вовлечением тория. Ядерная физика и инжиниринг (в печати).

• [1] Стоит отметить при этом, что до тщательной проработки конструкции, обеспечивающей надежную выработку электрической энергии на таком реакторе с учетом различных штатных и нештатных режимов, привлекательность энергетического гибридного реактора остается пока недостаточно ясной.