Анатолий Федорович Цыцаркин
Нерешенные проблемы термоядерного синтеза. Надежды и перспективы
Существует определенная вероятность протекания термоядерных реакций при размещении этого вещества в активной зоне ядерного реактора.
Известны результаты (л.3) о прохождении термоядерных реакций между изотопами водорода:
а) бомбардировка ледяной мишени из тяжелой воды (D2O) молекулами дейтерия:
None+→2D2D3Не+1no+3,2 МэВ.
б) Бомбардировка мишени из циркониевой фольги, в которую предварительно абсорбировали тритий:
None+→2D3Т4Не+1no+17,6 МэВ.
Дейтоны ускоряли до энергии ~0,3 МэВ, достаточной для преодоления кулоновского потенциального барьера.
Энергия нейтронов в активной зоне ядерных реакторов находится в диапазоне 0÷13 МэВ. Для большинства нейтронов при рождении она составляет 2 МэВ.
Для нашей цели неприменимы гетерогенные твердотвэльные реакторы типов ВВЭР и на быстрых нейтронах по ряду соображений. Перспективно использование гомогенных реакторов, где топливо находится в жидком состоянии в виде солей и выполняет функцию теплоносителя с смеси с другими солями в первом контуре. Во втором промежуточном контуре циркулирует более дешевая соль. Третий контур обычный пароводяной [л.2].
В 50-ых годах в США был создан экспериментальный реактор на расплавленных солях, а в 60-х годах ввели в эксплуатацию реактор тепловой мощностью 8 МЭВ. Накопленный опыт разработать проект крупной АЭС с жидко солевым реактором размножителем на тепловых нейтронах электрической мощностью1000 Мвт с составом соли, % вес.
Li F-71,772; BeF2-16,0; ТhF4-12,0; 233UF4-0,228.
Температура плавления топливной соли -500оС; на выходе -704оС, расход -3,69м3/сек. Тепловая мощность -2250 Мвт; удельное энерговыделение в топливной соли: среднее – 74 Мвт/м3; максимальное ~492 Мвт/м3.
Размеры реактора; м:
Диаметр корпуса – 6,8; высота корпуса – 6,1.
Диаметр активной зоны – 4,39; высота – 3,96.
Количество тория в контуре 88,6 тн.
Количество делящегося материала 1,5 тн.
Реактор в данном исполнении сочетает свойства гетерогенного и гомогенного реактора. Наличия графитового замедлителя в активной зоне реактора дает выигрыш в нейтронно-физических характеристиках, а циркуляция топливной соли дает возможность использовать преимущества гомогенных реакторов. К ним относятся благоприятный баланс нейтронов, вследствие отсутствия конструкционных материалов, возможность осуществлять непрерывной вывод продуктов реакций и деления, производить непрерывную перегрузку топлива.
Последнее обстоятельство позволяет регулировать по ходу состав топливной соли, свести к минимуму избыточную реактивность и упростить регулирование.
Наличие твэлов в гетерогенных реакторах с загрузкой ядерного топлива на несколько лет является основной причиной ядерной опасности особенно при их огромном количестве (несколько десятков тысяч).
Термоциклирование твэлов при переменных нагрузках существенно снижает их ресурс, а ксеноновое отравление вообще исключает оперативное изменение мощности.
К недостаткам жидкосолевых реакторов следует отнести высокую радиоактивность контура. В гетерогенных реакторах оболочка твэла являются важным барьером по удержанию продуктов деления.
Поэтому для гомогенных реакторов требуется создание устройств и механизмов по дистанционному обслуживанию оборудования первого контура.
Однако для гетерогенных реакторов неизбежным является извлечение отработанных твэлов и их транспортировка на заводы для переработки.
К дополнительному недостатку гомогенного реактора относится необходимость предварительного разогрева первого и промежуточного контуров для расплавления используемых в них солей. Температура порядка 500о С обеспечивается электронагревом.
Применительно к нашей задаче: осуществить спутный термоядерный синтез и обеспечить трансформацию 238U в делящийся материал характеристики гомогенного реактора следует пересмотреть, но это не является целью данной работы.