Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.18

3.1. Критические системы (ядерные реакторы)

Критическая система характеризуется нейтронным балансом самоподдерживающейся цепной реакции деления. Применительно к ядерным реакторам на урановом топливе этот баланс может быть записан в следующем виде (в расчете на одно деление в основном делящемся материале):

235    235

где V у - число нейтронов, появляющееся при делении и;

235 / 235 238

а235 = °с /с у ; А у - дополнительное размножение нейтронов за счет деления 238И; Ап - доля нейтронов, потерянных при поглощении в конструкционных материалах, теплоносителе, в накапливающихся продуктах деления и в органах управления; Ь - доля нейтронов, теряемых при утечке; А2с38 - доля нейтронов, поглощенных в 238и (воспроизводство вторичного делящегося материала).

Пример такого баланса нейтронов для теплового реактора и для быстрого реактора приведен в табл. 3.1.

Таблица 3.1

Баланс нейтронов для теплового реактора с урановым топливом и для быстрого реактора с уран-плутониевым топливом

Тип реактора

V/235 - 1

- а235

+ А/38

- Ап

238

Баланс

Реактор на тепловых нейтронах (Ц-топливо)

2,46 - 1

- 0,55

+ 0,04

- 0,45

- 0,5

Реактор на быстрых нейтронах (Ц-Ри топливо)

2,87 - !*>

- 0,2

+ 0,10

- 0,27

- 1,5

*) Здесь имеется в виду V/239 - 1

Из табл. 3.1 видно, что высвободить нейтроны для трансмутации можно только в результате перераспределения нейтронного баланса цепной реакции. Например, можно уменьшить расход ней-

238    238

тронов на захват в и, если уменьшить количество и, используемого в реакторах, а за счет этого ввести трансмутируемые долгоживущие продукты деления.

Однако следует заметить, что в тепловых реакторах доля ней-

238    23 8

тронов, поглощаемых в И, Ас = 0,5, т.е. на одно сгоревшее ядро 235и, не воспроизводится даже и одного ядра вторичного делящегося материала 239Ри. При переключении части нейтронов на трансмутацию увеличится расход 235И, повысится необходимый запас реактивности на выгорание, может ухудшиться безопасность в связи с уменьшением отрицательной обратной связи, связанной с эффектом Доплера.

Реакторы на быстрых нейтронах характеризуются более богатым нейтронным балансом, о чем можно судить по величине Ас238 = = 1,5 - расходу нейтронов на воспроизводство вторичного делящегося материала. Превышение над единицей означает, что воспроизводится плутония заметно больше, чем расходуется в реакторе (реактор-бридер).

Если в перспективе ядерная энергетика будет в основном базироваться на быстрых реакторах, то наработка вторичного топлива потребуется только на восполнение прогорающего первичного топлива, а также на обеспечение развития ядерной энергосистемы. Тогда в быстрых реакторах часть урана в экранах можно будет заменить на трансмутируемые долгоживущие радионуклиды, т. е. такой реактор можно рассматривать как источник нейтронов для трансмутации. Трансмутационный потенциал такого быстрого реактора (при условии самообеспечения топливом) мог бы составить ~ 0,5 нейтрона в расчете на одно деление.

Если сопоставить минимальные потребности в нейтронах на трансмутацию основных долгоживущих продуктов деления 0,350,4 нейтр ./деление (см. табл. 2.4.) с количеством избыточных нейтронов (~ 0,5), генерируемых в расчете на одно деление, то, казалось бы, можно сделать вывод о неплохом трансмутационном потенциале быстрого реактора. Действительно, избыточных нейтронов в быстром реакторе может оказаться достаточно для трансмутации основных долгоживущих радионуклидов - продуктов деления, однако, как уже было показано (см. раздел 2.7), трансмутационный потенциал не может характеризоваться только количеством генерируемых избыточных нейтронов. Для эффективной трансмутации требуется еще и достаточно высокая плотность нейтронного потока, чтобы наступление равновесной трансмутации не пришлось ждать в течение столетий (или даже тысячелетий) функционирования такой ядерной системы.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒