Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.39

В ЭЛЯУ, питающихся от атомного источника энергии для ускорения заряженных частиц, генерируется ~ 0,8 нейтрона в расчете на одно деление, используемое для питания ускорителя. Если минимальный расход нейтронов на трансмутацию циркония от одного деления составляет 0,459, то генерируемых 0,8 нейтрона не хватило бы на трансмутацию циркония даже от двух делений. Таким образом, ядерная энергетическая система в этом случае состояла бы всего на 45% из коммерческих реакторов, а другие 55% реакторов работали бы на питание ускорителей ЭЛЯУ - трансмутаторов циркония. Ясно, что если учитывать трансмутацию и других долгоживущих продуктов деления, то в такой ядерной системе большая часть атомных мощностей будет работать на трансмутацию, т.е. на «собственные» нужды. Ядерная энергосистема с такой структурой не может быть эффективной и приемлемой для широкого производства энергии.

При использовании термоядерного синтеза на основе (^-реакции генерация избыточных нейтронов может составить ~ 0,3 нейтрона на одну (А)-реакцию (см. п.3.2.2.1), т.е. 0,3 нейтрона в расчете на 20 МэВ, выделяющихся в бланкете. Так как на трансмутацию

93/г без изотопного разделения расходуется как минимум 0,459 нейтрона в расчете на одно деление, то для такой трансмутации потребуется 1,53 реакции синтеза, и тогда термоядерные мощности в ядерной энергосистеме составили бы ~ 15%, т.е. такая энергетическая система базировалась бы в основном на реакции деления.

Использование нейтронного источника на основе частично катализированной ^ф-реакции с генерацией ~ 0,95 нейтрона на одну ^ф-реакцию при условии достижения режима зажигания позволило бы иметь в ядерной энергетической системе только около 5% термоядерных мощностей. Поэтому для трансмутации 93/г без изотопного разделения целесообразно будет использовать технологию термоядерного синтеза.

Концепция бланкета термоядерной установки типа ІТБЯ для

93 г-ж трансмутации /г

Для термоядерного синтеза на основе (Л)-реакции структура бланкета установки типа ІТБЯ (было бы правильнее говорить о структуре модуля бланкета, т.к. бланкет реактора ІТБЯ может состоять из набора модулей с различным целевым назначением) сходна с бланкетом, уже описанным в разделе П.1.3, и представлена на рис .П.1.13.

Рис.П.1.13. Схема бланкета термоядерной установки типа ITER на основе ^1;)-реакции синтеза для трансмутации 93Zr

Здесь за первой стенкой размещен размножитель нейтронов (свинец), за которым в зоне трансмутации формируется спектр тепловых нейтронов. Часть тепловых нейтронов будет диффундировать к плазменной камере, где может быть поглощена в первой стенке. При этом, по существу, будут теряться нейтроны и повреж даться первая стенка. Чтобы этого избежать, в зоне размножителя термоядерных нейтронов и за зоной трансмутации может быть размещен литий для полезного поглощения нейтронов и воспроизводства трития. При такой компоновке бланкета магнитная система оказывается защищенной от воздействия нейтронов утечки из зоны трансмутации. Нейтронно-физические расчеты бланкета при нейтронной нагрузке на первую стенку 1 МВт/м2 и при использовании графита в качестве замедлителя показывают, что в зоне трансмутации средняя плотность потока тепловых нейтронов может составлять Ф ~ 5-1014 нейтр./(см2• с) и среднее время жизни ядра долгоживущего радионуклида 93Zr около 50 лет. В силу низкого сечения захвата нейтронов изотопами циркония в бланкете необходимо использовать такие материалы, чтобы захват нейтронов в них не оказался доминирующим по сравнению с захватом в трансмутируемом цирконии.


⇐ вернуться назад | | далее ⇒