Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.29

Таблица 3.6

Соотношение между энергией, связанной с термоядерным источником нейтронов, и энергией на коммерческие цели

Wa/W™ , %

Q

Птр = 0,25

,5

0,

II р

т

Лтр 1,0

1,0

4,15

2,5

Из таблицы видно, что структура вырабатываемой энергии чувствительна к величине Q и при Q = 1 она существенно хуже, чем для Q = 4,15. Оценки показывают, что использование частично катализированного ^ф-синтеза c Q = 4,15 (что соответствует самообеспечению энергией процесса синтеза) позволит примерно в 3 раза снизить долю энергии, связанную с термоядерным источником нейтронов по сравнению с (Л)-синтезом. Если же на трансмутацию потребуется Птр = 1,0 нейтр./дел., то доля термоядерной энергии в системе составит 10%. Иными словами, даже в этом случае ядерная энергосистема будет базироваться, в основном, на реакции деления.

3.2.2.7. О возможности повышения скорости трансмутации долгоживущих продуктов деления при использовании (й^)-синтеза

Как уже отмечалось, важным ограничением на плотность потока термоядерных нейтронов является ограничение, связанное с работоспособностью первой стенки под действием термоядерных нейтронов.

Для первого термоядерного реактора ITER (проект 1998 года) в качестве допустимой определена нейтронная нагрузка на первую стенку в 1 МВт/м2, что соответствует току термоядерных нейтро нов 4,4 -1013 нейтр./(см2 • с) с энергией Еп = 14,1 МэВ (заметим, что в проекте 2001 года, принятом к строительству, максимальная нейтронная нагрузка снижена до 0,78 МВт/м2).

Если использовать (ddt)-синтез, то в термоядерном источнике нейтронов наряду с жесткой компонентой с Еп = 14,1 МэВ будут присутствовать нейтроны с Еп = 2,45 МэВ, способность которых наносить повреждения структуре материала первой стенки заметно ниже, чем для жесткой компоненты. Это означает, что при реализации (ddt)-синтеза появится возможность иметь в бланкете более высокую плотность потока нейтронов для трансмутации, чем для ^)-синтеза при одинаковой повреждающей дозе в материале первой стенки. Это, в свою очередь, позволит сделать трансмутацию более быстрой.

Таким образом, разработка ^^-синтеза для нужд трансмутации позволит иметь меньшую долю термоядерных мощностей в ядерной системе, а также повысить скорость трансмутации долгоживущих радионуклидов - продуктов деления.

Ядерная энерготехнология, базирующаяся на реакции деления тяжелых ядер (актиноидов), практически не потребляет кислорода и не производит газообразных соединений углерода, азота, серы, порождающих парниковый эффект. В этом смысле ее можно считать экологически чистой. Однако она порождает долгоживущие радиоактивные нуклиды, требующие надежной изоляции от окружающей среды в течение сотен тысяч и миллионов лет.

Как показывают исследования, ядерно-физический потенциал этой энерготехнологии весьма высок и вполне обосновано ставить вопрос о разработке такой структуры топливного цикла ядерной энергетической системы, которая позволит с помощью нейтронной трансмутации обезвреживать наиболее опасные долгоживущие РАО.

Подводя итог рассмотрению путей обезвреживания долгоживущих РАО, можно сделать вывод, что нет принципиальных запретов на пути избавления ядерной энерготехнологии в будущем от могильников долгоживущих высокоактивных РАО.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒