О потенциале УТС по наработке топлива со стабилизированными размножающими свойствами и с повышенной глубиной выгорания

В концепции гибридных термоядерных реакторов синтезделение предполагается, что термоядерные нейтроны (ОТ)-реакции синтеза с энергией 14.1 МэВ будут использоваться для облучения урана (или тория).

Максимальное производство плутония (и ²³³U в ториевом бланкете) в ГТР будет достигаться при использовании бланкета, содержащего сырьевой материал с минимальным количеством нетопливных компонентов и с жестким спектром нейтронов [1.8, 1.9].^[1]

В таком спектре в отличие от спектра нейтронов в ядерных реакторах скорость пороговых реакций (п, 2п) и (п, 3п) на сырьевом нуклиде оказывается достаточно большой при сопоставлении с сечением (л, у)-реакции. Это обусловливает значительные отличия в изотопном составе плутония, накапливаемого в урановом бланкете ГТР, по сравнению с его накоплением как в тепловых реакторах, так и в быстрых. Особенно это различие выявилось при сравнении накопления плутония (и урана-233) в бланкете быстрого реактора и в бланкете ГТР [1.9−1.15].

Вследствие интенсивных пороговых (п, 2п) — и (и, 3/г)-реакций _в урановом бланкете ГТР (²³⁸U) накапливается относительно много.

9Т7 9TR.

нуклидов с массовыми числами А < 239 (например, «Np и «Ри) и мало нуклидов с А > 239 (²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu, ²⁴²Ри).

По мнению авторов настоящей работы, предпочтение следует отдать в первую очередь облучению ««Th в бланкете, а не «U [1.2, 1.6, 1.7]. В Th-бланкете ГТР вследствие интенсивных пороговых Сп, 2п) — и (л, 3/г)-реакций накапливается относительно много нуклидов с массовыми числами А < 233 (например, «Ра и «U) и мало нуклидов сА>233 (²³⁴U, ²³⁵U, ²³⁶U).

Выбор такого предпочтения связан с тем, что при облучении тория в бланкете ГТР будет накапливаться вторичное топливо, использование которого способно обеспечить длительную работу реакторов с тепловым и резонансным спектром нейтронов без перегрузок. При этом делящийся материал будет защищен от несанкционированных попыток обогащения до оружейного уровня.

К сожалению, «токамачное» сообщество в своих исследованиях как конца прошлого века, так и начала нынешнего — XXI века [1.8- 1.10, 1.15], посвященных оценке потенциала ГТР синтез-деление, не обратило должного внимания на важность роли накопления дополнительного топливного материала, которое будет происходить в Th-бланкете через пороговые реакции (п, 2п) и (п, 3п). Основное внимание в подавляющем числе публикаций обращалось главным образом на большое количество делящихся нуклидов (²³⁹Ри или ²³³U), которое можно накапливать в бланкете с сырьевым материалом в расчете на единицу термоядерной энергии.

Хотя, как уже говорилось выше, в некоторых публикациях и обсуждались особенности изотопного состава накапливаемого топлива (см., например, [1.9−1.15]), однако должного анализа роли, которую могли бы сыграть в ядерных реакторах нуклиды, накопленные в выгружаемом топливе через пороговые каналы (п, 2п) и (п, 3п), не делалось. И это при том, что, как по расчетным оценкам, так и по экспериментальным данным [1.16−1.19], скорость накопления в бланкете дополнительного топливного материала через эти пороговые каналы может составлять десятки процентов по отношению к накоплению основного делящегося нуклида.

Уместным будет напомнить (и это хорошо известно специалистам-реакторщикам), что нередко добавка даже нескольких процентов, например, гадолиния, эрбия в топливо тепловых реакторов может существенным образом влиять на их безопасность и топливоиспользование.

Ниже будет показано, что накопленные в Th-бланкете через пороговые (п, 2п)~ и (л, 3″)-каналы нуклиды могут существенным образом повлиять не только на эффективность топливоиспользования в ядерных реакторах, но и на масштаб операций во внешнем топливном цикле, а также на укрепление режима нераспространения.

Это связано с нейтронно-физическими особенностями, которые проявляются в цепочках изотопных превращений этих накопленных нуклидов, когда они в составе топлива помещаются в ядерные реакторы. Такое ядерное топливо приобретает важное качество: качество стабилизации нейтронно-физических размножающих свойств в процессе глубокого выгорания. Это, в свою очередь, открывает возможность обеспечивать длительные кампании топлива.

При использовании тепловыделяющих элементов (твэлов), способных выдерживать глубокие выгорания, за весь срок эксплуатации реактора потребуется всего несколько перегрузок, а может быть реактор вообще будет работать без перегрузок (реакторбатарейка, Black Box — черный ящик). К настоящему времени уже накоплен определенный опыт в разработке таких твэлов для быстрых реакторов с глубоким выгоранием — более 32% т.а. в стальной оболочке с оксидным топливом [1.20, 1.21], твэлов с микротопливными частицами для высокотемпературных реакторов [1.22] и твэлов с сердечниками керметного типа [1.23].

Топливо со стабилизированными размножающими нейтроннофизическими свойствами позволяет обходиться без «тяжелой» системы компенсации избыточной реактивности при длительных топливных кампаниях. Это — существенный фактор повышения безопасности реактора. Если рассматривать работу такого реактора в замкнутом топливном цикле, то он будет характеризоваться меньшими топливными потоками как свежего, так и облученного топлива, а значит и большей автономностью.

Цепочки изотопных превращений нуклидов, накапливаемых в бланкете ГТР синтез-деление через пороговые (п, 2п) — и (п, 3п)~ каналы, имеют и еще одну положительную отличительную особенность. Она связана с тем, что в этих цепочках промежуточные нуклиды являются денатурирующими для основных делящихся нуклидов (' Ри и U) [1.4, 1.5]. Поэтому в процессе использования такого топлива в ядерных реакторах будет поддерживаться на высоком уровне защищенность основных делящихся нуклидов от неконтролируемого переключения. Иными словами, в этом случае топливо будет обладать непрерывно воссоздающимся внутренним барьером защищенности, что важно для обеспечения режима нераспространения.

Как известно, выработана рекомендация МАГАТЭ [1.24] относительно технических мер, повышающих защищенность ядерного топлива, суть её состоит в том, что разработка таких технических барьеров не должна приводить к снижению конкурентоспособности ЯЭ. Поэтому можно заключить, что рассматриваемое включение гибридных реакторов синтез-деление в топливный цикл ЯЭ может создать уникальную ситуацию, когда повышение защищенности ядерного топлива будет достигаться одновременно с повышением глубины выгорания, с сокращением объёмов операций во внешнем топливном цикле, что, по своей сути, должно улучшать конкурентоспособность ядерной энерготехнологии и, что не менее важно, повышать её экспортный потенциал.

• [1] Уместно отметить, что впервые в литературе изотопный состав накапливаемогоплутония в урановом топливе бланкета ГТР СИНТЕЗ-ДЕЛЕНИЕ и образованиелегких нуклидов урана и плутония (236Ри и 232U) рассматривалось в работе [1.10].