Как отмечалось ранее, для термоядерного реактора следует организовать топливный цикл, подобный замкнутому топливному циклу реакторов деления. Нужно из природного изотопа литий-6 получить тритий, который образуется в результате (n, alfa) реакции. Так же, как и для получения делящегося изотопа, для получения трития необходим нейтрон. Этот нейтрон можно взять из реакторов деления, заместив в них сырьевой изотоп на необходимое количество лития-6. Этот изотоп имеет большое сечение поглощения тепловых нейтронов и с успехом может использоваться в качестве выгорающего поглотителя в тепловых реакторах. Таким образом, происходит как бы обмен нейтронами из реактора деления, который используется для производства трития, на термоядерный нейтрон, который используется для получения делящегося изотопа из тория-232. Энергия термоядерного нейтрона 14 МэВ, и для этой энергии характерны реакции (n,2n), (n,3n), пороговая реакция деления (n,f) на сырьевом изотопе. Все эти реакции ведут к умножению числа нейтронов в бланкете. Мультиплицирующие элементы из берилия, размещенные на пути нейтронов из вакуумной камеры в бланкет, также способствуют некоторому умножению числа нейтронов. В совокупности все эти процессы приведут к увеличению числа нейтронов в бланкете на 40-70%. Ранее уже выполнялись разными авторами исследования по возможности мультиплицирования нейтронов в бланкете термоядерного реактора. Эти исследования показали, что один термоядерный нейтрон способен произвести в бланкете термоядерного реактора 1,3 ядра урана-233 и 1,1 ядра трития, т.е. в целом умножение термоядерных нейтронов составляет 2,4. Другие оценки непосредственного мультиплицирования нейтронов в бланкете показывают, что коэффициент умножения нейтронов, без учета деления урана-233 составляет около 2-2,7, в зависимости от количества легких ядер, присутствующих в составе топливной композиции бланкета. Причем, преимущественно (более 80%) размножение нейтронов происходит за счет реакций (n,2n) и (n,3n). Т.е. размножение нейтронов происходит с образованием очень малого количества радиоактивных продуктов деления. Таким образом, есть основания ориентироваться на коэффициент мультипликации термоядерного нейтрона в бланкете, примерно равный 2,5. Опираясь на такую оценку, нетрудно посчитать нейтронный баланс в объединенной системе реакторы деления- реакторы синтеза. При удачной конструкции гибридного термоядерного реактора, т.е. реактора с малыми потерями нейтронов, можно обеспечить производство трития и урана-233 в достаточном количестве. В том случае, если больших потерь нейтронов в банкете гибридного реактора избежать не удастся, производство трития можно реализовать в тепловых реакторах. Литий -6, сырьевой изотоп для получения трития, может быть использован в качестве выгорающего поглотителя в тепловых реакторах деления. Производство трития, если это тепловые реакторы, будет на уровне 0,8, т.е. одно деление будет приводить к образованию 0,8 ядра трития (0,8- типичный коэффициент воспроизводства для теплового реактора с ураном -233). В гибридном термоядерном реакторе из 0,8 ядра трития получится 0,8 термоядерных нейтронов, которые умножатся, и приведут к образованию 1,4-1,6 ядер урана-233. Это оценка для наименьшего коэффициента умножения нейтронов в бланкете гибридного реактора. Такое количество новых ядер компенсирует сгоревший уран-233 в реакторе деления, даже в том случае, если ОЯТ из тепловых реакторов совсем не будет перерабатываться, и несколько процентов уран-233 будет отправлено вместе с продуктами деления на длительное хранение или захоронение. Гибридный реактор способен восполнить эти потери. Но даже в том случае, если окажется, что наработка топлива в гибридном реакторе недостаточна, ее можно будет увеличить, позволив небольшой части урана-233 делиться в бланкете и увеличив тем самым размножение нейтронов. Но такое решение может понадобиться лишь в том случае, если потери термоядерных нейтронов превысят 50%.
Продолжение следует.
"Энергетическая политика"
