Аннотация.
В последних оценках стратегических перспектив развития ядерной энергетики можно отметить тенденцию снисходительно высокомерного отношения к термоядерной энергетике, которая, к сожалению, в большой части корреспондирует с реальным состоянием дел. В то же время, анализ проблем и потенциала двух ядерных технологий, основанных на ядерных реакциях синтеза легких ядер и деления тяжелых, показывает следующее. Независимое масштабное развитие каждой из указанных направлений неизбежно приведет к необходимости преодоления еще не решенных проблем технологического, материаловедческого, экологического и экономического характер, которые поставят вопрос о целесообразности дальнейшего развития этих отраслей энергетики. Вместе с тем физические особенности процессов деления и синтеза объективно указывают на целесообразность их объединения в рамках единой ядерной энергетической системы, что вызывает большой синергетический эффект, который подавляет их негативные аспекты , развиваясь ядерные технологии независимо.
В статье приведены расчеты мультипликации термоядерных нейтронов в бланкете гибридного термоядерного реактора, которые подтверждают физическую обоснованность и достоверность выбора стратегического направления развития в виде объединенной ядерной энергетической системы.
Введение
Сейчас в оценках стратегического пути развития ядерной энергетики происходят серьезные переоценки уже, казалось бы устоявшихся, положений. Двухкомпонентная концепция развития атомной энергетики, в которой согласованно работают быстрые и тепловые реакторы деления, в последнее время подвергнута серьезной ревизии. Ранее предполагалось, что структурное развитие атомной энергетики будет основываться на начальном этапе, на наращивании мощностей за счет реакторов на тепловых нейтронах. В последующем появятся быстрые реакторы с высоким коэффициентом воспроизводства порядка 1.5 и выше. Это позволит, при нарастающем дефиците природного урана, организовать замкнутый топливный цикл с эффективной переработкой облученного ОЯТ и удовлетворить потребность в делящихся изотопах путем их наработки в быстрых реакторах. Предполагалось, что в системе атомной энергетики доля тепловых реакторов будет составлять порядка 60%, а доля быстрых реакторов около 40%. Тепловые реакторы примут на себя неудобства работы в энергетической системе (адаптированный к требованиям потребителя мощностной ряд, работу в переменном графике нагрузки, обеспечат неэлектрические потребности системы и т.п.). Быстрые реакторы будут работать преимущественно в базисе, и производить топливо из сырьевых изотопов для себя и для тепловых реакторов.
Современные тенденции
Однако, произошедшие тяжелые аварии на АЭС привели к необходимости существенно ужесточить требования по безопасности к атомным станциям. По этой причине в проекты быстрых реакторов, ориентированные на интенсивную наработку топлива, были внесены существенные коррективы, и новые концептуальные разработки быстрых реакторов уже рассматриваются с коэффициентом воспроизводства близким к единице, с невысокой энергонапряженностью активной зоны. В сложившейся ситуации адепты новых проектов быстрых реакторов нашли другие способ сохранить свою значимость. Они начали пропаганду сценария который предполагает, что в перспективе неизбежен отказ от реакторов на тепловых нейтронах, что при любом развитии событий быстрые реакторы заменят тепловые.
Люди по-разному оценивают будущее и многие полагают, что предлагаемое направление развития атомной энергетики может не реализоваться, и новая придуманная концепция доминирования быстрых реакторов окажется ошибочной. И такая позиция во многом обоснована. Имеющиеся альтернативы, позволяют говорить о вариантах развития ядерной энергетической системы в существенно более привлекательной конфигурации.
Наиболее заметные системные недостатки строительства атомной энергетики преимущественно на основе быстрых реакторов очевидны. Даже если предположить, что сам быстрый реактор сделан идеально и не имеет недостатков, которые бы вызвали сомнения в его абсолютном превосходстве над любыми другим проектами, есть неустранимые системные трудности.
Первое. Основная часть вновь наработанного делящегося изотопа (плутония) в быстрых реакторах будет получаться в активной зоне, там же, где будет производиться энергия и будет образовываться основное количество радиоактивных продуктов деления. Это высокоактивное топливо следует быстро подвергнуть химической переработке. При переработке все радиоактивные изотопы будут высвобождены из облученного топлива. Большое количество радиоактивности, покинет герметичный твэл и распределиться по рабочему помещению. Несмотря на то, что всю эту радиоактивность будут стараться удерживать под контролем, именно она обусловит основной риск потенциальных радиоактивных инцидентов, по разным причинам, начиная с пресловутого человеческого фактора до спланированных диверсий.
Второе. Быстрые реакторы должны будут заменить собой тепловые, практически полностью. Учитывая, что нужного прототипа быстрых реакторов пока нет, что такая замена будет происходить постепенно, что начнется она не ранее чем с середины века, и пусть даже все в мире согласятся поддержать ее, длиться процедура будет не менее двух веков. За это время, среди живущих после нас, вероятно, найдутся люди способные придумать и реализовать более привлекательный профиль атомной отрасли. И усилия по созданию идеального быстрого реактора окажутся напрасными.
Третье. Многократное рециклирование плутония приведет к образованию значительного количества минорных актинидов, изотопов отсутствующих в природе, с которыми человечество, по разным причинам, не намерено мириться, и требует их уничтожения. Необходимо будет организовать еще и трансмутацию этих изотопов, процесс с большим риском аварии так же способной привести к значительному радиоактивному загрязнению окружающей среды.
С указанными недостатками можно было бы смириться как с неизбежным злом, но такая позиция может быть оправдана лишь в отсутствии альтернативы, но она есть.
Термоядерная энергетика.
Альтернативой варианту доминирования быстрых реакторов может служить развитие ядерной энергетической системы на основе реакторов синтеза и деления. Предложения по использованию термоядерных реакторов в структуре ядерной энергетики, обеспечивающих существенное повышение нейтронного потенциала системы были высказаны еще И.В. Кучатовым Позже появилась концепция гибридного термоядерного реактора, в бланкте которого нарабатывается новый делящийся изотоп и производится энергия. В последние годы развитие этой концепции продолжилось. В новом варианте ядерной системы предполагается, что реакторы синтеза (термоядерные реакторы) работают с целью производства ядерного топлива из сырьевых изотопов для реакторов деления, а реакторы деления, как и сейчас, производят энергию.
В недавно опубликованной статье " Ядерные проблемы термоядерной энергетики" авторы сделали вывод, что термоядерный синтез, по ряду причин, не следует рассматривать в качестве масштабной энергетической технологии. Но такое заключение совершенно несправедливо, когда рассматривается объединенная система, в которой ядерные энергетические технологии (синтез и деление) дополняют друг друга и обеспечивают более эффективное выполнение функций, затруднительных для другой.
Создание надежной ядерной энергетической системы с реакторами деления и синтеза наиболее предпочтительно в рамках ториевого топливного цикла. В этом случае доля термоядерных реакторов в системе будет минимальна (менее 10%), искусственный делящийся изотоп уран-233, полученный из сырьевого изотопа тория-232 наилучший вариант для реакторов на тепловых нейтронах, в объединенной ядерной системе проблемы минорных трансуранов просто не будет. Количество нарабатываемых в системе Am, Cm и т.д. будет пренебрежимо мало. Такая система будет иметь топливный цикл, в котором риск радиоактивного загрязнения окружающей среды будет наименьший.
Природным критерием реализации этой концепции является нейтронный баланс. Ядерная реакция, на которой будет основываться производство нейтронов в термоядерном реакторе, это реакция синтеза трития и дейтерия
D+T=He+n +17,6 МэВ
В результате реакции получается нейтрон с энергией 14.1 МэВ и альфа частица с энергией 3,5 МэВ, которая остается разогревать плазму. Нейтрон большой энергии пролетев через стенку вакуумной камеры попадает в бланкет термоядерного реактора, в котором происходит его размножение, при его захвате сырьевым изотопом получается новый делящийся изотоп. Размножение термоядерного нейтрона происходит в результате реакций (n,2n), (n,3n) и (n, fission) - реакция деления тяжелых ядер, в данном случае, сырьевого изотопа. Все эти реакции имеют пороговый характер. На рис.1 представлены графики указанных сечений. Чтобы обеспечить максимальную мультипликацию нейтронов важно, чтобы в составе топливной композиции бланкета было минимальное количество легких ядер и, конечно, поглотителей нейтронов.
Чтобы оценить потенциал производства новых делящихся изотопов в термоядерном реакторе, выполнена серия расчетов для разных вариантов топливных композиций бланкета с торием в качестве сырьевого изотопа. Расчеты выполнены с использованием разных программ и библиотек ядерных данных. Использовались программы MCU библиотека ENDF/B-6, MCNP, библиотека ENDF/B-6, LUKY групповая библиотека. В таблице представлены результаты расчетов захвата нейтронов на тории -232 в расчете на один термоядерный нейтрон источника для топливной композиции с указанным соотношением ядерных концентраций изотопов. В некоторых вариантах предполагалось, что указанное соотношение изотопов получалось не как химическое соединение, а конструктивно, когда некоторое количество тория размешивалось соответствующим количеством нужного изотопа.
Табл.1 Размножение термоядерных нейтронов (Е=14.1 МэВ) в бланкете гибридного реактора с ториевой топливной композицией.
В последней колонке приведены значения, характеризующие размножение нейтронов за счет реакции деления сырьевого изотопа. Приведены значения производства нейтронов за счет деления, т.е. ν∑f. В групповой программе LUKY матрицы сечений для реакции (n,2n) и (n,3n) интегрированы с сечениями неупругого рассеяния. Это не позволяет получить значения скоростей этих реакций отдельно.
В целом, представленные расчетные данные неплохо согласуются между собой, что дает основание рассчитывать на эффективное размножение термоядерных нейтронов в бланкете гибридного реактора. Представленные в таблице результаты вычислений показывают теоретический потенциал размножения термоядерных нейтронов (14,1 MeV) . В бесконечной среде из тория равен приблизительно 2.6, т.е. один нейтрон размножается за счет реакций (n,2n) и реакций (n,3n) примерно в 2 раза, и за счет деления тория-232 в 1.5 раза. Расчеты по разным программам и разным библиотекам отличаются примерно на 10%. Указанные различия обусловлены использованием нескольких библиотек ядерных данных. С учетом указанной погрешности представленные результаты могут служить консервативным ориентиром для оценки параметров воспроизводства делящихся изотопов в бланкете термоядерного реактора. Из них видно, что определяющим фактором, который ведет к снижению размножающей способности бланкета, является наличие в нем легких рассеивающих изотопов, в том числе О-16, F-19 имеющих еще и реакцию неупругого рассеяния нейтронов при высоких энергиях. Расчеты показывают, что достаточно перспективно использование С-12 для изготовления оболочек топливных элементов, заполняющих бланкет. Использование графита можно рассматривать в качестве одного из вариантов конструктивного решения. Даже в том варианте, когда ядер углерода больше тория в два с половиной раза получается коэффициент размножения термоядерных нейтронов близкий к 2. Это означает, что при правильной организации нейтронного баланса, в бланкете можно получить одно ядро нового делящегося изотопа урана-233, и одно ядро трития.
Конечно, на практике будут потери нейтронов и для их компенсации потребуются дополнительные нейтроны. Такие нейтроны можно получить разными способами. Например, можно часть трития, который необходим для реакции синтеза, производить в активной зоне реактора деления. Потенциал такого способа пополнения нейтронами весьма высок. В реакторах деления на тепловых нейтронах для топливного цикла с ураном-233 коэффициент воспроизводства примерно 0.8 т.е. на одно сожженное ядро урана-233 можно получить 0.8 ядер трития. Эта величина с избытком покроет все потери нейтронов. Можно уменьшить содержание углерода бланкете термоядерного реактора, т.е. сделать оболочку топливного элемента тоньше, потенциал этого предложения 0.2.-0.3 дополнительных нейтрона. Еще один путь допустить небольшое деление накопленного в бланкете урана-233. Разумный потенциал этого варианта, который не приведет к значимому увеличению продуктов деления тяжелых ядер в бланкете, составляет более 0.5 нейтронов.
Заключение
Важность эффективного размножение нейтронов в блакете гибридного реактора тем более высока, что это позволяет отказаться от переработки ОЯТ из реакторов деления. Нейтронов в системе будет достаточно, чтобы полностью скомпенсировать убыль делящихся изотопов при производстве энергии в реакторах деления их наработкой из сырьевого изотопа в бланкете термоядерного реакторе.
Совсем не важно, какого типа реакторы деления будут в системе, быстрые или тепловые, большие или маленькие.
Извлечение вновь наработанного урана-233 из топливной композиции бланкета будет сопровождаться высвобождением радиоактивности примерно на два–три порядка меньше, в сравнении с вариантом, когда выделять делящиеся изотопы придется из ОЯТ реакторов деления. Это обстоятельство обеспечит минимальный риск радиоактивного загрязнения окружающей среды.
Опираясь на выполненные расчеты легко оценить, долю гибридных термоядерных реакторов. Она будет составлять менее 10% от тепловой мощности всей системы, а, следовательно, и экономическое обременение всей системы будет не велико, даже в том случае когда гибридные термоядерные реакторы будут дороже реакторов деления.
Термоядерные технологии встроенные в ядерную энергетическую систему и их перспективное развитие следует рассматривать как генеральное направление стратегического развития ядерной отрасли, способное решить ключевые проблемы энергообеспечения на длительный срок, практически любых масштабов, с минимальным риском негативного радиоактивного воздействия на окружающую среду.
