Нейтронно-физические особенности накопления ядерного топлива в ториевом бланкете гтр синтез-деление

Цепочки нуклидных превращений при облучении тория в бланкете

Облучение ²³²Th в бланкете ГТР сопровождается следующими реакциями (рис. 2.1):

• 1) захват нейтронов торием с накоплением делящегося ²³³U;
• 2) пороговые реакции:
  • • ²³²Th (п, 2п) ²³¹Th ф)²³¹ Ра;
  • • ²³²Th (п, 3п) ²³⁰Th (п,у)…²³¹ Ра;
• 231 232
• 3) захват нейтрона протактинием ' Ра (л, у)… U.

В результате этих реакций в облучаемом тории, наряду с ²³³U, накапливаются ^23|Ра и ²³²U.

Рис. 2.1. Цепочки нуклидных превращений в торий-урановом топливе.

Таким образом, можно сказать, что при облучении тория в бланкете ГТР синтез-деление инициируются цепочки нуклидных превращений, которые можно сгруппировать следующим образом:

• 1) «традиционная» ветвь: (начинающаяся с захвата нейтрона торием — захватный канал):
  • • ²³²Th (л, у) … ²³³Ра фГ_½ = 27 сут.) ²³³U (л, у) ²³⁴U (л, у)…
• 2) «нетрадиционная» ветвь (начинающаяся с пороговых реакций (л, 2л) и (л, 3л) на тории — пороговый канал):
  • • ²³²Th (л, 2л)²³¹ Th фТ_т = 26 час.) ²³¹Ра (л, у) ²³²U…
  • • ²³²Th (л, 3л) ²³⁰Th (л, у) ²³¹Th фТ_т = 26 час.) ²³¹Ра…
  • • ²³¹Ра (л, у) ²³²Ра ф, Т_ш = 1.3 сут.) ²³²и (л, у) ²³³и (л, у) ²³⁴1)(л, у) ²³⁵U…

Причем, нужно отметить, что в ториевом бланкете скорость пороговых (л, 2л) — и (л, 3л)-реакций вполне сопоставима со скоростью захвата нейтронов торием, что можно видеть из табл. 2.1, где приведены экспериментальные (а также и расчетные) данные о скорости реакций в ториевой сборке с металлическим торием, облучаемой источником термоядерных нейтронов [2.1, 2.2]. Эта экспериментальная сборка цилиндрической формы высотой 106 см и диаметром 98.5 см была набрана из металлических Th-стержней. В центре располагалась (гг-Т)-мишень, облучаемая пучком дейтронов с энергией 200 кэВ.

Таблица 2.1.

Скорость реакций (в расчете на один нейтрон источника с энергией 14.1 МэВ) в экспериментальной сборке с торием.

Видно, что пороговые каналы (л, 2л) — и (л, 3л)-реакций по интенсивности составляют более 40% по отношению к каналу захвата нейтронов в тории и образованию основного делящегося изотопа ;

• 233и.
• 9Т1 ЭЛЛ ЛЭЭ

Если нуклиды Ра, «U и U, накопленные в ториевом бланкете ГТР, ввести в состав топлива ядерного реактора, то в нем реализуется следующая цепочка последовательных превращений нуклидов с постепенным улучшением размножающих свойств:

То что ²³¹Ра может играть роль выгорающего поглотителя можно видеть из рис. 2.2 и табл. 2.2, где приведены сечения захвата нейтронов в ²³¹Ра и для сравнения сечение известного выгорающего поглотителя «Gd и известного сырьевого нуклида — «U.

Рис. 2.2. Зависимость сечения захвата ¹⁵⁷Gd, ²³¹Ра и ²³⁸U от энергии нейтронов Можно видеть, что в резонансной области энергий нейтронов величины резонансных интегралов захвата нейтронов для ²³¹ Ра и ^l57Gd сопоставимы, а в области тепловых энергий ^23|Ра является достаточно сильным поглотителем нейтронов (сечение захвата в тепловой точке составляет 202 барна, что существенно больше, чем сечение захвата для сырьевых U и ' Th — 2.68 и 7.34 барна, соответственно), но не таким сильным поглотителем как быстро выгорающий ^l57Gd.

Таблица 2.2.

Сечение захвата нейтронов в тепловой точке и резонансный интеграл.

Поэтому ²³*Ра, будучи введен в состав свежего топлива даже в количестве нескольких процентов, за счет относительно большого сечения захвата нейтронов (рис. 2.2 и табл. 2.2) уменьшает начальный запас реактивности свежего топлива. А благодаря тому, что его сечение захвата не столь велико, как у ¹⁵⁷Gd, это будет означать, что выгорать он будет медленнее, чем гадолиний. Это можно расценивать как благоприятный фактор, потому что стабилизация размножающих свойств будет поддерживаться до более глубоких выгораний топлива.

Таким образом, можно предполагать, что введение в состав топлива для ядерных реакторов ^23|Ра может проявиться в изменении размножающих свойств подобно введению известного выгорающего поглотителя — гадолиния (^l57Gd), достаточно широко используемого в легководных реакторах. Однако в то же время следует заметить, что ²³¹ Ра, как выгорающий поглотитель, будет выгодно отличаться следующим образом от гадолиния.

Во-первых, его сечение поглощения не так велико, как у гадолиния и поэтому он выгорает существенно медленнее и стабилизирующее влияние на размножающие свойства реактора сказывается существенно дольше, чем при использовании ^l57Gd. В то же время сечение поглощения у Ра существенно выше, чем у Th, поэтому не потребуется введения чрезмерно большой доли ²³¹Ра в топливо, чтобы проявилось его положительное влияние.

Во-вторых, поглощенные в ²³¹ Ра нейтроны будут затем возвращены в цепную реакцию благодаря делению дочерних нуклидов, первый из которых (²³²U) является умеренно делящимся нуклидом для тепловых и промежуточных нейтронов. То что ²³²U — умеренно делящийся нуклид, здесь понимается, во-первых, то, что его сечение деления существенно меньше чем для ²³⁵U, и, во-вторых, сечение деления и сечение радиационного захвата сопоставимы по величине как в области тепловых, так и в области резонансных энергий нейтронов (рис. 2.3).

Рис. 2.3. Зависимость сечений деления и радиационного захвата для нуклида ²³²U от энергии нейтрона Эти ядерные свойства ²³²U определяют меньшее число избыточных нейтронов, появляющихся в результате поглощения нейтрона ядром ²³²U, чем для ядра ²³⁵U (рис. 2.4).

Однако в результате радиационного захвата нейтрона ядро ²³²U нельзя считать потерянным, так как оно превращается в нуклид ²³³U, который является хорошо известным высокоэффективным делящимся нуклидом.

Рис. 2.4. Зависимость числа избыточных нейтронов в расчете на одно поглощение в ²³²U (в сравнении с ²³⁵U) от энергии нейтрона Таким образом, в результате описанных превращений нуклидов свойства топлива будут последовательно улучшаться, что с учетом накопления продуктов деления в процессе выгорания, будет служить залогом стабилизации размножающих свойств в процессе кампании.

По пороговому каналу (щЗл)-реакции образуется долгоживущий изотоп тория — ²³⁰Th (Т]/2 = 7.54−10⁴ лет). Зависимость сечения захвата нейтронов для ²³⁰Th от энергии показана на рис. 2.5. Для сравнения на этом же рисунке приведены сечения захвата для ²³²Th и Ра. Можно видеть, что изотоп ' Th — более сильный поглотитель тепловых нейтронов, чем ²³²Th, но не такой сильный, как²³ *Ра. Вместе с тем, ²³⁽⁾Th характеризуется наибольшим резонансным интегралом захвата.

Рис. 2.5. Зависимость сечения захвата нейтронов для ²³⁰Th,²³¹ Ра и ²³²ТЬ от энергии нейтронов Заметим, что при химической переработке тория, облученного в бланкете, изотоп ²³⁰Th останется вместе с основным изотопом ²³²Th и вновь окажется в бланкете ГТР для повторного облучения, захвата нейтрона и превращения в «Ра. Отметим, что ' Th образуется через (л, 3/г)-канал с появлением двух дополнительных нейтронов, а образование ²³¹Ра через (я, 2/г)-канал или в результате захвата ²³⁰Th нейтрона происходит с появлением одного дополнительного нейтрона, т. е. с размножением нейтронов. Захват нейтронов ²³⁰Th целесообразно осуществлять в периферийных слоях бланкета.

Долгоживущий изотоп ²³⁰Th является третьим нуклидом в цепочке радиоактивного распада, начинающейся с ²³⁸U, и поэтому он содержится в составе урановых и уран-ториевых месторождений. Учитывая указанное обстоятельство, целесообразно в ториевый бланкет прежде всего загружать торий, извлеченный из этих месторождений (в равновесной цепочке распада содержание ²³⁰Th составляет около 2−10⁵ по отношению к урану).

Важным для формирования представлений о потенциале ²³²Th в бланкете гибридного реактора является сравнение с ²³⁸U сечений пороговых (п, 2п)~ и (л, Зп)-каналов, а также сечения деления быстрыми нейтронами (рис. 2.6 и рис. 2.7).

Рис. 2.6. Зависимость сечения деления и пороговых (п, 2п) — и (н, 3н)-реакций для Тп от энергии нейтронов.

Рис. 2.7. Зависимость сечения деления и пороговых (п, 2п) — и (п, 3н)-реакций для ²³⁸U от энергии нейтронов Для сравнения в табл. 2.3 приведены экспериментальные дан;

О’Х') 'эоо ные для скоростей реакций при облучении «Th и «U термоядерными нейтронами [2.1−2.4].

Таблица 2.3.

Скорость реакций (в расчете на один нейтрон источника с энергией 14.1 МэВ) в экспериментальных сборках с торием и с ураном.

Реакция.	Th-эксперимент.	Реакция*.	U-эксперимент.
	0.42 ± 0.04.		0.277 10.008.
	0.30 ± 0.05.		0.327 10.052.
	0.17 410.01.		1.1810.06.
			0.28 110.017.
	1.6310.10.		4.0810.24.
Утечка нейтронов.	0.78 10.04.	Утечка нейтронов.	0.41 10.02.

** Металлический природный уран использовался в качестве материала в экспериментальной сборке [2.3, 2.4].

Сопоставляя соответствующие зависимости сечений можно заключить следующее:

• • сечение деления для ~ «Th заметно меньше, чем для «U. Поэтому делений в свежем ториевом бланкете будет меньше (в расчете на один термоядерный нейтрон), чем в свежем урановом бланкете;
• • сечение пороговой (л, 2/г)-реакции для ²³²Th в полтора раза больше, чем для ²³⁸U.
• • сечение пороговой (щЗгс)-реакции для тория также превышает таковое для урана.

Экспериментальные данные табл. 2.3 можно интерпретировать как скорости реакций для свежих бланкетов и при этом интенсивность порогового (я, 2/?)-канала в ториевом бланкете также в полтора раза выше, чем в урановом бланкете в расчете на один термоядерный нейтрон. А экспериментальные данные для интенсивности (л, 3и)-канала в Th-бланкете сопоставимы с таковыми для Uбланкета. Что же касается реакции деления, то её интенсивность в свежем Th-бланкете в ~ 8.5 раз ниже, чем в U-бланкете.

Таким образом, приведенное выше сопоставление свойств материалов бланкета позволяет высказать следующий тезис:

• Торий в бланкете гибридного синтез-деление наработчика преимущественно размножает термоядерные нейтроны посредством пороговых реакций, а уран — посредством реакции деления. В этом случае, по-видимому, выбор материала для бланкета должен диктоваться не только целевым назначением наработчика, но и выбором более благоприятного режима работы самого бланкета. В частности, не столь очевидно, что выгодно стремиться к высокому энерговыделению в бланкете.

Замечание по поводу величины энерговыделения в бланке-

те. Иными словами, выход (Ра+" ТЬ)-нуклидов в Thбланкете (по существу, в свежем бланкете гибридного реактора) будет больше в расчете на одно деление (на пару ядер продуктов деления), чем выход накапливаемых тоже через пороговые каналы (Np+^ и)-нуклидов в U-бланкете. Это значит также, что энерговыделение в Th-бланкете в расчете на одну (ЭТ)-реакцию синтеза будет меньше. Плохо это или хорошо? Ответ на этот вопрос, вообще говоря, неоднозначен.

Действительно, так ли уж целесообразно стремиться к большому энерговыделению в бланкете? Между прочим, в концепции «чистого» термояда в бланкете вообще не предусматривается осуществлять энерговыделение посредством реакции деления (в силу отсутствия делящихся материалов) и это рассматривается как вполне допустимое для достижения в будущем экономической конкурентоспособности.

В то же время чрезмерное энерговыделение далеко не всегда можно считать благом. Бланкет со слабым энерговыделением может оказаться конструктивно много проще (и в итоге экономичнее), если помнить о необходимости большого расхода теплоносителя для отвода тепла и использования термостойких композиций материалов (для повышения коэффициента полезного действия при преобразовании тепловой энергии в электричество). Нельзя также не учитывать окружающую бланкет магнитную систему для удержания плазмы (с криогенным оборудованием для поддержания её в сверхпроводящем состоянии).

При сопоставлении показателей бланкета в расчете на одну (ПТ)-реакцию синтеза нужно иметь в виду, что,.

• • во-первых, накапливаемое в Th-бланкете топливо с делящимся ²³³U является более качественным топливом для энергетических ядерных реакторов на тепловых нейтронах, чем плутониевое топливо из U-бланкета [2.5];
• • во вторых, в Th-бланкете накапливаются «Ра и ‘ Th (который затем превратится в ²³¹Ра). А ведь именно накопление этих нуклидов и может обеспечить стабилизацию размножающих свойств и защищенность от неконтролируемого распространения нарабатываемому в Th-бланкете топливу для тепловых реакторов.

Чрезмерно обольщаться большой величиной скорости захвата нейтронов в уране (и накоплении плутония) в U-бланкете по сравнению с Th-бланкетом (что можно видеть из табл. 2.3) было бы не вполне корректным по простой причине. Как было выяснено, в этих экспериментах утечка нейтронов из бланкетов оказалась различной (в U-бланкете она почти в два раза меньше). В то же время нужно учитывать, что необходимо обеспечить одинаковое воспроизводство трития в обоих случаях, поскольку сравнение происходит в расчете на один термоядерный нейтрон.

Необходимо также иметь в виду, что экспериментальный Uбланкет содержал природный уран (т.е. имелось 0.71% ²³⁵U), а не обедненный уран. Это обусловило повышенное деление в бланкете.