Физические основы обезвреживания долгоживущих радиоактивных отходов стр.40

Выше уже было оценено, что баланс между накоплением и трансмутацией 93Zr без изотопного разделения может достигаться при доле термоядерных мощностей на основе (Л)-реакции в ядерной энергосистеме, составляющей по меньшей мере 15%. Это означало бы, что в термоядерном реакторе типа ITER (термоядерная мощность - 1500 МВт, проект 1998 года) можно будет обезвреживать цирконий, нарабатываемый энергетическими реакторами типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью 3,5 ГВт(эл.). Если осуществлять трансмутацию 93Zr, предварительно выделив его из смеси стабильных изотопов, то производительность одного термоядерного реактора типа ITER возрастет примерно в 6 раз, и он смог бы обезвреживать выделенный 93Zr, нарабатываемый энергетическими реакторами типа ВВЭР суммарной мощностью 20 ГВт(эл.).

Еще более значительным потенциалом по генерации избыточных нейтронов для трансмутации характеризуется ^ф-синтез. Принципиальная схема бланкета термоядерной установки на основе (d^-реакции имеет некоторые важные отличия от рассмотренной выше схемы бланкета реактора на основе (dt^-реакции. Это отличие обусловлено отсутствием необходимости воспроизводства топлива для реакции синтеза. Схема бланкета показана на рис. П.1.14.

Чтобы защитить первую стенку от облучения тепловыми нейтронами, диффундирующими из зоны трансмутации, и использовать их, в зону свинцового размножителя можно поместить поглотитель нейтронов. Это могут быть предназначенные для трансмутации долгоживущие радионуклиды со значимым сечением захвата нейтронов, такие, например, как 99Тс, смесь изотопов цезия (изотопы 133С8, 134С8 имеют достаточно большие сечения захвата нейтронов).

Рис. П.1.14. Схема бланкета термоядерной установки типа ITER на основе ^)-реакции для трансмутации 93Zr

Таким же образом можно защитить и магнитную систему от облучения нейтронами, утекающими из периферийной области трансмутации. Как известно, плотность тепловых нейтронов по мере прохождения зоны трансмутации будет уменьшаться по закону

где Ах - толщина; Ь - длина диффузии нейтронов.

В уменьшенном потоке нейтронов среднее время жизни транс-мутируемого циркония будет чрезмерно большим, и трансмутация станет малоэффективной. Чтобы использовать эти «низкопотенциальные» нейтроны и защитить магнитную систему от облучения нейтронами, также потребуется разместить поглотитель нейтронов. В качестве такого поглотителя нейтронов можно использовать 6Ы для наработки трития, что позволит осуществлять (ёЛ) -синтез в дейтериевой плазме с небольшой добавкой трития, содержание которого в плазме будет зависеть от скорости его накопления в блан-кете. Переход на дейтерий-тритиевую смесь позволит также снизить требования к параметрам плазмы и магнитного поля. Таким образом, возникает необходимость комплексного подхода при выборе как плазменной, так и бланкетной частей установки для трансмутации всей совокупности долгоживущих радионуклидов.

Для термоядерной установки, работающей на основе частично катализированной ^ф-реакции синтеза, при оценках можно исходить из повышенной величины плотности нейтронного потока термоядерных нейтронов на первую стенку по сравнению с (Л)-синте-зом. Тогда с помощью такой термоядерной установки можно было бы трансмутировать 93/г без изотопного разделения от энергетических реакторов типа ВВЭР-1000 суммарной мощностью 15 ГВт(эл).


⇐ вернуться назад | | далее ⇒