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

Цепочки нуклидных превращений и накопление нуклидов в U-бланкете

Выше уже обсуждались физические предпосылки для стабилизации размножающих свойств и повышения глубины выгорания топлива при введении в него изотопа²³¹ Ра. Однако нужно заметить, что накопление этого нуклида в значимых количествах можно будет ожидать только после ввода гибридных термоядерных реакторов синтез-деление с Th-бланкетом. Вместе с тем оказывается, что подобным преимуществом (правда, проявляющимся слабее и выглядящим менее привлекательно) характеризуется и цепочка изотопных превращений, начинающаяся с нуклида ²³⁷Np [4.1], который можно будет накапливать в гибридных реакторах с Uбланкетом. Уместно напомнить, что ²³⁷Np (Т_т = 2.14−10⁶ лет) уже давно накапливается в ядерных реакторах и является доминирующей частью так называемых МА (младших актинидов) в составе облученного топлива.

Облучение ²³⁸U в бланкете ГТР сопровождается следующими реакциями (рис. 4.1):

• • захват нейтрона ураном ²³⁸U (п,у) ²³⁹U ((Г) ²³⁹Np ((3) ²³⁹Pu;
• • пороговая реакция: ²³⁸U (п, 2п) ²³⁷U ((3) ²³⁷Np;
• • пороговая реакция ²³⁸U {п, 3п) ²³⁶U (п,у)… ²³⁷Np;
• • захват нейтрона нептунием ²³⁷Np (п,у)… ²³⁸Ри.

В результате этих реакций в облучаемом уране, наряду с ²³⁹Ри, накапливаются ²³⁷Np и ²³⁸Ри.

Зависимость сечений пороговых (п, 2п)~ и (щЗя)-реакций для «U и ««Th (для сравнения) от энергии нейтрона приведены на рис. 2.5 и рис. 2.6. Можно видеть, что сечения пороговой (л, 2я)-реакции на ~ U меньше, чем таковой для Th, а для пороговой (п, 3п) — реакции они сопоставимы. На рис. 4.2 приведены графики сечений деления этих нуклидов и можно видеть, что сечение деления у.

Th меньше (в 2−3 раза), чем деление на U.

Рис. 4.1. Схема нуклидных превращений в урановом бланкете.

Рис. 4.2. Зависимость сечения деления ²³⁸U и ²³²Th от энергии нейтронов.

Это подтверждается экспериментальными данными по облучению урановой и ториевой сборок источником термоядерных нейтронов (табл. 4.1).

Таблица 4.1.

Скорость реакций (в расчете на один нейтрон источника с энергией 14.1 МэВ) в экспериментальных сборках с ураном и с торием (для сравнения) [4.2−4.5].

Реакция.	Th; эксперимент.	Реакция*.	U; эксперимент.
	0.42 ±0.04.		0.277 ± 0.008.
	0.30 ±0.05.		0.327 ±0.052.
	0.174 ±0.01.		1.18 ±0.06.
			0.281 ±0.017.
	1.63 ±0.10.		4.08 ±0.24.
Утечка нейтронов.	0.78 ± 0.04.	Утечка нейтронов.	0.41 ±0.02.

** Природный металлический уран использовался в качестве материала в экспериментальной сборке [4.2].

Можно видеть, что в расчете на один термоядерный нейтрон скорость (я, 2л)-реакции на ²³⁸U меньше в 1.5 раза, чем на ²³²Th. Но при этом нужно обратить внимание на то, что скорость захвата нейтронов на ²³⁸U больше приблизительно в три раза (в расчете на один термоядерный нейтрон), чем на ²³²Th. Поэтому можно заключить, что на 1 кг накапливаемого Ри будет образовываться сопутствующего Np в 4.5 раза меньше, чем образовываться Ра в Thбланкете. Поэтому в U-бланкете доля накапливаемого ²³⁷Np по отношению к накоплению плутония составит 10−15%. Такая уменьшенная доля является следствием эффективного деления сырьевого нуклида — ²³⁸U, увеличения выхода нейтронов реакторных энергий и соответственного увеличения накопления плутония.

Правда, следует заметить, что к этим оценкам нужно относиться с осторожностью, так как они сделаны на основании скоростей реакций в экспериментальных сборках, т. е., по существу, на свежем («необлученном») материале.

Результаты расчетных исследований по накоплению изотопов урана, ²³⁷Np и изотопный состав плутония в U-бланкете проекта ГТР синтез-деление приведены в табл. 4.2 и 4.3 [4.6].

Таблица 4.2.

Содержание накопленных нуклидов в U-топливе, кг/тонна топлива. Длительность облучения соответствует накоплению плутония 8.4 кг/тонна топлива*.

3.7−10'5	0.56.	1.01.	8.4.

*^} Расчеты выполнены при нейтронной нагрузке О МВт/м".

Из табл. 4.2 можно видеть, что доля накопления ²³⁷Np по отношению к плутонию составляет 12%, что в 2.6 раза меньше, чем.

941 949 944.

доля (Ра+ ~ U) по отношению к накапливаемому U при облучении Th-бланкета (см. табл. 2.5).

Таблица 4.3.

Изотопный состав накопленного плутония (%). Длительность облучения соответствует накоплению плутония 8.4 кг/гонна топлива*.

2.0−10'3	0.37.	97.6.	1.6.	0.38.	0.02.

*^J Расчеты выполнены при нейтронной нагрузке 1.1 МВт/м².

Из табл. 4.3 можно видеть, что накапливаемый в U-бланкете.

_w 239т^ v,.

плутонии содержит изотоп Ри в качестве доминирующей компоненты (97.6%) и пониженную долю четных изотопов (²⁴⁰Pu+²⁴²Pu).