Нуклидный состав топлива, накапливаемого в Th-бланкете гибридного реактора синтез-деление

Как уже упоминалось выше, при облучении тория в бланкете ГТР под воздействием жестких термоядерных нейтронов (DT) — реакции синтеза будут интенсивно протекать реакция деления на ««Th и накапливаемом U, а также пороговые (п, 2п)~ и (п, 3п)~ реакции, чьи пороги заметно ниже, чем энергия термоядерных нейтронов 14.1 МэВ (рис. 2.6). Поэтому количество нейтронов в реакторной области энергий будет меняться по мере накопления урана. В табл. 2.4 приведены скорости реакций (в расчете на один термоядерный нейтрон) для начала облучения и по истечении 1000 эф. сут. [2.6]. Можно видеть, что в конце облучения скорость пороговых {п, 2п)~ и (л, 3л)-реакций на тории почти не изменилась, вдвое.

увеличилась скорость делений на тории, а скорость захвата нейтронов на тории и образования ²³³U увеличилась на 16%.

Скорости реакций взаимодействия нейтронов с торием в Th-бланкете (в расчете на один термоядерный нейтрон) Таблица 2.4.

Реакция.
Начало облучения, Т = 0 сут.	0.79.	0.17.	0.28.	0.11.
Конец облучения, Т = 1000 сут.	0.92.	0.34.	0.27.	0.10.

Это, во-первых, обусловливает образование нуклидов ²³⁰Th и ^23|Ра (с последующим накоплением ²³²U в результате захвата нейтрона), и, во-вторых, накопление основного делящегося нуклида ²³³U, а затем и ²³⁴U при захвате торием нейтронов, потерявших свою энергию в результате неупругого и упругого рассеяния (табл. 2.5 [2.6]).

Таблица 2.5.

Состав накапливаемого топлива в Th-бланкете, кг/тонну тория.

Нуклид.	Время облучения, сут.*.
	0.29.	0.58.	0.87.	1.15.	1.43.
	0.68.	1.30.	1.85.	2.33.	2.75.
	0.45.	0.46.	0.46.	0.47.	0.47.
	0.03.	0.13.	0.29.	0.51.	0.78.
	1.77.	3.94.	6.09.	8.23.	10.3.
	3.4−10'3	1.4−10'2	3.3−10‘2	5.8−10'2	9.0−10‘2
	2.26.	4.54.	6.87.	9.27.	11.6.
	0.322.	0.324.	0.326.	0.326.	0.327.
	0.451.	0.457.	0.458.	0.459.	0.461.
Продукты деления.	0.51.	4.54.	6.87.	9.27.	11.64.

Нейтронная нагрузка на первую стенку — 1 МВт/м².

**⁾ Нуклид ²³³Ра в результате (3-распада с Т_т = 27 суток переходит в ²³³U.

С увеличением длительности облучения тория содержание нуклидов Th и «Ра в тории возрастает и, если протактиний может быть выделен из тория химическими методами, то нуклид ²³⁰Th останется в общей массе тория, что указывает на целесообразность многократного рециклирования этого тория через бланкет ГТР для последующего накопления ²³¹ Ра.

Можно видеть, что доля нуклидов, накапливаемых через пороговые каналы (и выгружаемых из бланкета) по отношению к накоплению основного делящегося нуклида ²³³U (с учетом ²³³Ра) превышает 30%. Если же учесть ещё и образование ²³⁰ТЪ, который при последующем облучении превратится в «Ра и «U, то эта доля возрастет до величины более 45%.

Также можно видеть, что содержание изотопа ²³²U в накапливаемом уране достигает значительной величины. А всю урановую фракцию (табл. 2.6) можно назвать уникальным «высокообогащенным» ураном, поскольку, во-первых, в своем составе он содержит более 90% делящегося изотопа ²³³U и, во-вторых, в его составе присутствует беспрецедентно высокое содержание другого изотопа — ²³²U (на уровне нескольких процентов!).

Таблица 2.6.

Изотопный состав накапливаемого урана в Th-бланкете ГТР, %.

Изотоп.	Длительность облучения, сут.
	1.5.	2.86.	4.22.	5.50.	6.70.
	98.2.	96.9.	95.3.	93.9.	92.5.
	1.510'3	3.1103	4.8−10'3	6.310'3	7.7−10'3
	0.2−10'5	0.9−10'5	2.0 105	3.6−10‘5	5.6−10'5

Добавление такого урана к регенерированному урану, полученному после радиохимической переработки облученного уранового топлива тепловых реакторов позволило бы достигнуть, по крайней мере, двух целей:

• • восстановить размножающие свойства этого регенерата для следующего цикла облучения в реакторах и сделать это без применения технологии изотопного разделения;
• • повысить уровень самозащищенности от распространения.

Тема главы рассмотрена также в публикации [2.7].

СПИСОК ЛИТЕРАТУРЫ

К ГЛАВЕ 2

• 2.1. Shief H.E.J. et al. Measurements of the Reaction Rate Distributions Produced in a Large Thorium Cylinder by a Central Source of DT Neutrons. AWRE 20/77, United Kingdom Atomic Energy Authority, July 1977.
• 2.2. Krumbein A., Lemanska M., Segev M., Wagschal J.J., Yaari A. Reaction rate calculations in Uranium and Thorium blankets surrounding a central Deuterium-Tritium neutron source // Nuclear Technology. 1980. Vol. 48. P. 110−116.
• 2.3. Weale J.W., Goodfellow H., McTaggart M.H., Mullender M.L. Measurements of reaction rate distribution produced by a source of 14- MeV neutrons at the center of a Uranium metal pile // Reactor Science and Technology (Journal of Nuclear Energy, Parts A and B). 1961. Vol. 14, P.91−99.
• 2.4. Haight R.C., Lee J.D., Maniscalco J.A. Reaction Rates in a Uranium Pile Surrounding a 14 MeV Neutron Source: Calculations of the Weale Experiment // Nuclear Science and Engineering. 1976. Vol. 61, P. 53 — 59.
• 2.5. Schultz K.R. A Review of Hybrid Reactor Fuel Cycle Considerations // Труды II Советско-Американского семинара СИНТЕЗДЕЛЕНИЕ, 14 марта — 1 апреля 1977 г. М., Атомиздат, 1978. С. 77 — 93.
• 2.6. Марин С. В., Шаталов Г. Е. Изотопный состав топлива в бланкете гибридного термоядерного реактора с ториевым циклом // Атомная энергия. Май 1984. Т. 56. № 5. С. 289 — 291.
• 2.7. Шмелев А. Н., 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. Декабрь 2013. Т. 4. № 12. С. 1−12.