автореферат диссертации по энергетике, 05.14.03, диссертация на тему:Мезокаталитический гибридный реактор с топливом на основе урана и тория

ГОСУДАРСТВЕННЫЙ КОМИТЕТ СССР ПО НАРОДНОМУ ОБРАЗОВАНИЮ

ОБНИНСКИЙ ИНСТИТУТ АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ

На правах рукописи УДК 621.039

А Р Т И С Ю К

Владимир Васильевич

МЕЗОКАТАЛИТИЧЕСКИЙ ГИБРИДНЫЙ РЕАКТОР С ТОПЛИВОМ НА ОСНОВЕ УРАНА И ТОРИЯ

05.14.03 ядерные энергетические установки

АВТОРЕФЕРАТ па соискание ученой степени кандидата технических наук

Обнинск 1991

Работа пи полнена в Обшшском Институте Атомной Энергетики.

Научный руководитель: кандидат физико-математических

наук профессор

Коровин Юрий Александрович.

Официальные

оппоненты: доктор физико-математических на-

ук, профессор

Казарновский Михаил Вениаминович,

кандидат технических наук, старший научный сотрудник

Точеный Лев Васильевич.

Ведущая организация: Институт Атомной Энергии

им. Курчатова II. В., г. Москва.

Защита диссертации состоится ? ^? *Т' 1991 г. в . . часов на заседании специализированного совета К 064.27.02 при Институте Атомной Энергетики и зале заседаний по адресу: 249020, г. Обнинск, Кал\'жской обл., Студгоро-док, 1, ИАТЭ.

С диссертацией можно ознакомиться в библиотеке ИАТЭ.

Автореферат разослан 2Ч:. . . 1991 г. Ученый секретарь

специализированного совета К 064.27.02

доктор физико-математических наук,

доцент / В. Л. ШАБЛОВ

актуальность работы.

Требования безопасности и необходимость в осуществлении замкнутого топливного цикла при репении проблемы топллвообеспечения ядерной энергетики поставили задачи поиска концепций безопасных и эффективных бридерных систем. Низкий темп воспроизводства вторичного ядерного горючего е быстрых реакторах, являвшихся пока единственным промышленно освоенным типом бридеров, стимулировал рост интереса к разработкам в области альтернативных бридеров -электроядерных установок ОЯУ) и гибридных термоядерных реакторов!ГТЯР),

В альтернативных бридерах предусматривается объединение различных существующих на сегодняшний день ядерных технологий ( ускорительной и реакторной в ЯЗУ, реакторной и технологии синтеза в ГТЯР),что позволяет максимально использовать преимущества каждой из них.К таким преимуцествам, помимо высокого темпа воспроизводства .относятся глубокая подкритичность бланкета к возможность осуществления в них эффективной трансмутации отходов отработанного

90 147

ядерного топлива :*и3г , Се и актинидов.

В последние годы возрос интерес к мюонному катализу реакции синтеза.

В 1980 в рамках рассмотрения проблем энергозатрат на осуществление синтеза,катализированного мюонами, было впервые показано,что использование образующихся при этом нейтронов в размножающем блан-кете для наработки вторичного ядерного горючего с последующим его выжиганием в тепловых реакторах позволяет существенно превысить энергозатраты на производство мюонов. На этой основе впоследствии была предложена первая концепция мезокаталитического гибридного реактора (МКГР)/1/ .объединяющая три ядерных технологии ускорительную (образование п -мезонов посредством высокоэнергетического ядро-ядерного взаимодействия).технологию синтеза (катализ реакции

синтеза мюонами, образовавшимися в результате распада п-мезонов) и реакторную технологию. Среди существующих на сегодняшний день концепций мезокаталитических реакторов .концепция /1/ является наиболее проработанной вплоть до вопросов организации теплоотвода в синтезаторе и детализации конструкции бланкета. МКГР предусматривает наличие двухкомпонентного подкритического уранового или ториевого бланкета, утилизирующего энергию нейтронов синтеза (бланкет синтезатора > и энергию высокоэнергетических частиц, вылетающих при пионообразовании (электроядерный бланкет ).

В связи с тем,что при фиксированном числе актов синтеза, инициированных одним мюоном, на экономику МКГР наибольшее влияние оказывает именно бланкет, вопросам определения его ядернофизических характеристик уделяется значительное внимание. Трудности, возникающие при этом^ обусловлены главным образом тем, что энергии частиц f влетающих в бланкет МКГР < в электроядерном канале порядка Гэв, в синтезаторе 14.I 1йв> находятся за пределами применимости хорошо разработанных методик и программ ( <10.5 Мэв >. Расчет входного спектра нейтронов и определение основных ядернофизических характеристик бланкета синтезатора проводился по одномерной программе blank .Вклад электроядерного бланкета в энергобаланс МКГР оценивался по известным результатам расчета характеристик толстой мишени из естественного металлического урана.облучаемой дейтронами с энергией Т0-1Гэв/нуклон. Было высказано предположение .что учет конструкционных материалов и конечности размеров бланкета ухудшит в два раза энерговыработку и воспроизводство вторичного ядерного горючего.

Таким образом,определение ядернофизических параметров бланкета, и изучение вопросов,связанных с определением места МКГР в системе ядерной энергетики, базирующейся не только на рассмотренном урано-

вом , но и ториевом цикле является актуальной задачей.

ЦЕЛЬ ДИССЕРТАЦИОННОЙ РАБОТЫ I.Определить характеристики нейтронного потока из синтезатора МКГР и получить ядернофизические характеристики бланкета синтезатора и электроядерного канала с урановым и ториевым топливом.

2.Провести сравнительный анализ возможностей МКГР в урановом и ториевом топливных циклах и определить возможности включения МКГР в . структуру ядерной энергетики.

3.Исследовать вопросы возможности трансмутации отходов отработанного ядерного топлива - радиоактивных продуктов деления

90 137

Бг, Сз и актинидов.

Научная новизна работы в целом обусловлена определением параметров МКГР, при которых возможно включение МКГР в структуру ядерной энергетики.

В диссертации на основе последних версий ядерных констант было впервые произведено моделирование процессов переноса нейтронов синтеза в дейтериево-тритиевой смеси синтезатора по прграмме с трехмерной геометрией и определено энергетическое распределение нейтронов за первой стенкой синтезатора.

Впервые были рассмотрены вопросы оптимизации ториевого бланкета применительно к его использованию в МКГР. Определение основных ядернофизических характеристик бланкета синтезатора проводилось при этом по трехмерной программе мори.

Использование трехмерной программы кабкап ,моделирующей процессы переноса высокоэнергетических частиц в веществе по моделям внутри и межъядерных каскадов позволило- определить ядернофизи — ческие характеристики ториевого и уранового бланкетов с учетом конструкционных материалов.

Исходя из совместного анализа результатов расчета электроядерно-

го бланкета и бланкета синтезатора , было определено ,что при достижимом на сегодня числе актов синтеза,инициированных одним мю-оном (Xs»i50),использование МКГР в ториевом цикле неэффективно по < сравнению с урановым. Однако, возможна организация совместного уран-ториевого цикла МКГР;в котором урановый бланкет синтезатора покрывает энергозатраты на производство мюонов, а злектроядерный ториевый бланкет ориентируется на воспроизводство ^ и.

В рамках выполнения диссертационной работы.была впервые рассмотрена возможность использования интенсивных нейтронных потоков в бланкете МКГР для трансмутации радиоактивных продуктов деления и актинидов.

На защиту выносятся следующие положения:

1.Результаты расчетов энергетического распределения нейтронов на выходе из синтезатора и по адаптированным программным комплексам morse и kaskad - оптимальных размеров ториевого бланкета синтезатора с учетом необходимого воспроизводства трития.

2.На основании рассчитанных ядернофизических характеристик электроядерного бланкета и бланкета синтезатора в урановом и ториевом топливном циклах показано, что при достижимом на сегодня числе актов синтеза, инициированных одним мхюном, наработка и является эффективной только для смешанного уран-ториевого цикла.

3.Определение спектра нейтронов на входе в бланкет вместе с результатом расчетов сечений выжигания радиоактивных отходов позволяет оценить возможность их трансмутации. Показано, что использование высокоэнергетического нейтронного излучения может существенно снизить количество радиоактивных отходов тепловых реакторов.

Практическая ценность работы заключается в том, что определена основные характеристики бланкета МКГР. Развитая в работе методика расчета 'процессов трансмутации . может быть использована ■ при

рассмотрении возможного осуществления замкнутого тойлйзясг. -¿ихл* ядерной энергетики.

Апробация работы проводилась на 5-м Всесоюзном семинаре по ней-тронко-физическим аспектам ЯЭУ с воспроизводством топлива ИММ, ¡Лосква .1987). на 1-ой конференции молодых ученых ИАТЭ I Обнинск. 1Э88 ), 6-м Всесоюзном семинаре по нейтронно-физическим аспектам безопасности ЯЭУ 1 МИФИ, Москва, 1989 ), на Советско-Румынском семинаре по проблемам ядерной энергетики ( Обнинск,1Э90 ;,на Международной конференции мср-90 ( Вена,1990 ), на семинарах ИАТЭ

(1987-1991 ).

По материалам диссертации опубликовано 10 работ.

Объем и структура диссертации.

Диссертация состоит из введения, четырех глав основного текста с 21 рисунком и 17 таблицами,заключения и списка цитируемой литературы ( 103 наименования ).

Краткое содержание диссертации.

В введении обоснована актуальность работы, сформулированы цель и основные результаты , выносимые на защиту.

В первой главе диссертации приводится обзор характеристик и состояния разработок в области альтернативных бридеров : ЭЯУ , ГТЯР. рассмотрена история развития идеи мюонного катализа, обсуждаются проблемы пионообразования, приводятся существующие на сегодня концептуальные схемы мезокаталитических реакторов, формулируются задачи определения ядернофизических характеристик бланкета МКГР.

Явление мюонного катализа представляет собой туннельный переход в мезомолекулярной системе, образованной в результате захвата отрицательного мюона на общую мезомолекулярную орбиту реагирующих изотопов водорода . Ядра оказываются на таком малом расстоянии, что имеет место их синтез, причем импульс отдачи, возникающих в

результате реакции- частиц^оказывается достаточным для стряхивания мюона, который затем вновь захватывается на орбиту следующей пары атомов. Эксперименты свидетельствуют о достижении более ста актов синтеза , производимых одним мюоном в плотной дейтериево-тритиевой смеси. Эффективность практического применения выделяемой при этом энергии (2 Гэв//Г ¡определяется затратами по производству мюонов, образованных посредством неупругого взаимодейсвия ускоренных частиц с веществом пионообразующей мишени. В силу того, что начиная с энергии налетающих частиц Т0-500-600 Мэв сечение образования ^"мезонов в р-п соударениях становится определяющим, а также в силу сравнительно небольших ионизационных потерь для легких материалов, пионообразование предполагается осуществлять на основе реакций с легкими ядрами ад.и.Ве . Однако энергозатраты на производство мезонов превышают энергию, выделяемую в результате мезокаталитического синтеза, в частности для а-пучка с энергие! Т0-1 Гэв/нуклон и Ве-пионообразуюшей мишени ' составляют

примерно 6,1-6,2 Гэв/п" Использование нейтронов синтеза в размножающем бланкете для де-

238 232

ления и < ть )и наработки вторичного ядерного горючего *Ри позволяет увеличить исходную энергию синтеза примерно в сто раз ( учетом сжигания нарабатываемого топлива в обычных реакторах н; тепловых нейтронах. Среди предложенных на этой основе концепци: мезокаталитических реакторов наиболее проработанной являете концепция /1/, согласно которой МКГР состоит из следующих основны частей (рис.1)

1 -сильноточный ускоритель дейтронов с энергией Т0-1 Гэв/нуклон

2 -вв-пионообразуюшая мишень.

2 - конвертер для конверсии п" в р мезоны,

4 - синтезатор, в объеме которого осуществляется мюонный катали

реакции <1-1 синтеза, 5 - двухкомпонентный бланкет.одна составляющая которого преобразует энергию рассеянных в пионообразуюией мишени адронов (электроядерный канал >, вторая- энергию нейтронов синтеза.

Разработка и сооружение линейного ускорителя с энергией Т0-1 Гэв/нуклон и током О.ЗА рассматривается также в рамках исследования ЭЯУ. Отмечается,что при этом необходимо решить ряд технических задач ,но принципиальных физических проблем при этом не возникает.

Создание ЖГР , учитывая технологическую готовность ускорительной техники, позволило бы значительно упростить практическую реализацию синтеза ( отпадает проблема плазмы) , а использование преимуществ комбинации ускорительной , реакторной и технологии синтеза может составить основу для формирования замкнутых энергетичес -ких центров, в которых потребляемый отвальный уран или торий служит сырьем для наработки топлива в ЖГР, поставляемого затем в реакторы деления, причем отходы отработанного в них топлива эффективно выжигаются под воздействием интенсивного нейтронного облучения в том же ЖГР.

Во второй главе исследуются ядернофизические характеристики ториевого бланкета синтезатора.

В разделе 2.1 обсуждается конструкция синтезатора и приводятся результаты расчета энергетического и пространственного распределения нейтронов за первой стенкой на входе в Оланкет.

В качестве расчетной была принята модель синтезатора, согласно которой внутренняя часть объема синтезатора представляет собой цилиндр со средним радиусом и=ю см и длиной 20 - 30 и . Синтезатор заполнен <1-1 смесью при плотности п=( 2-4 )»ю22см~3. Концентрация трития С.^0,3. Считалось,что нейтроны рождаются в основном в реакции л-ь синтеза, поэтому энергия нейтронов источника принималась

равной 14,1 Мэв. Угловое распределение нейтронов источника считалось изотропным, а пространственное принято близким к известному распределению плотности остановившихся мюонов. Используемый при расчете реакторов многогрупповой подход предусматривает усреднение сечений по стандартному спектру, отличавшемуся от спектра в синтезаторе. Поэтому для расчета переноса нейтронов синтеза была использована непрерывная форма сечений изотопов водорода на основе библиотек endf/b-4, endl-2, а также данных некоторых экспериментальных работ последних лет.

В результате расчета было определено, что нерассеянная компонента нейтронного спектра ( еп- 14,1 йэв (составляет Солее 60s на Еходе в стенку и 40» после стенки из 56Fo толщиной 1,5 см (Рис 2).

Если МКГР включает в себя ускоритель с током порядка сотен рА, то падающий на стенку поток составляет примерно Ю*5 н/см2 с . Столь жесткое интенсивное излучение позволяет не только эффективно осуществлять процессы размножения нейтронов в бланкете на основе сырьевых нуклидов , но и рассматривать возможность трансмутацки актинидов и продуктов деления.

В разделе 2.2 представлены результаты расчета с помощью программы morse различных экспериментальных сборок, облучаемых нейтронами с энергией 14,1 Мэв. Приводятся спектры нейтронов утечки из урановых ( с различным обогащением по 235и > и ториевой мишеней, а также пространственные распределения скорости образования тритиг в цилиндрической и сферической литиевых сборках. Резулътать расчетов хорошо согласуются с экспериментальными данными, что позволяет использовать morse в качестве инструмента для исследованш энергетических и пространственных распределений нейтронов и скорос -тей реакций в бланкете синтезатора МКГР.

В разделе 2.3 предлагается концепция ториевого бланкета МКГР з

приводятся результаты расчетных исследований по его оптимизации.

Большое количество трития в системе МКГР требует высокого темпа его воспроизводства, достижение которого возможно при использовании жидкометаллического лития в качестве теплоносителя бланкета. Использование литиевого теплоносителя вместо гелия /1/(при прочих равных условиях > повышает эффективность термодинамического цикла, что особенно важно в ториевом бланкете , коэффициент умножения энергии синтеза в котором меньше чем в урановом. При этом более чем на порядок снижается давление в контуре теплоносителя, что допускает менее серьезные требования к системе безопасности бланкета МКГР. Кроме того, энергозатраты на пионообразование для и несколько ниже чем для Вв>т.е. возможно его использование и в качестве теплоносителя бланкета^и в качестве пионообразухнсей мишени, при этом унификация вспомогательных систем положительно скажется на эффективности и безопасности реактора в целом.

Для изучения эффективности использования МКГР в ториевом цикле были рассмотрены следующие варианты бланкетов:

1.С окисным топливом, литиевым теплоносителем естественного изотопного состава.

2.С металлическим топливом , литиевым теплоносителем с различным обогащением по 61_1.

3.С металлическим топливом, естественным литием в качестве теплоносителя; выделялась дополнительная литиевая зона для наработки трития.

В качестве расчетной была принята .сферическая модель бланкета с точечным источником в центре симметрии. Энергетический спектр нейтронов источника соответствовал полученному в разделе 2.1 энергетическому распределению нейтронов на выходе из первой стенки ¡интезатора.

Оптимизация размеров бланкета проводилась с учетом необходимости достижения наработки трития в бланкете синтезатора Кт-0,7ат.Т/синтез. кт, наработка лоои ( к ) и число делений Ке нормированные на один нейтрон источника, в зависимости от толщины топливной зоны приведены на рис.3 для третьего варианта бланкета ( рис.4 ).Оптимальная наработка трития возможна при толщине топливной зоны в 26 см , при этом значение наработки и и числа делений составляет Кц= 0,25 и ^»0,075.

В третьей главе приводятся результата определения основных ядернофизических характеристик электроядерного бланкета, использующего энергию вторичных высокоэнергетических частиц, вылетающих с боковой поверхности тонкой пионообразующей мишени - дейтронов, протонов и нейтронов.

Расчеты проводились с помощью программы кабкав, моделирующе< внутри и межъядерные каскадные процессы в веществе мишени, обусловленные взаимодействием вещества с частицами или ядрами высоки: энергий. Энергии частиц, инициирующих каскады, выбирались на основании известных результатов расчета множественности частиц вылетающих с боковой поверхности бериллиевой пионообразующей мишени , облучаемой дейтронами с энергией I Гэв/нуклон^и уносимой им энергии. Расчетная модель бланкета представляет собой цилиндричес кий блок диаметром с=12о см и длиной 90 см. Для уменьшения утечк рождающихся частиц первичная частица ( вызывающая каскадные про цессы ) попадает в блок по узкому каналу длиной 1=26 см.

Основные ядернофизические характеристики уранового и ториевог бланкета ( с учетом конструкционных материалов - оболочки твэл, теплоноситель (представлены в таблицах I и 2.

ЧЕТВЕРТАЯ ГЛАВА посвящена исследованию возможного места МКГР структуре ядерной энергетики.

В разделе 4.1 на основе результатов, полученных в главах 2 к Э> проведен сравнительный анализ Эффективности использования МКГР в урановом и ториевом топливных циклах. Энергозатраты на производство одного ^"определяются по формуле:

2 то

- , где:

"в 4 а* з*п

Т0 - энергия первичного дейтрона - I Гэв/нуклон Фп- эффективность пионообразования ( о,з тГ на один дейтрон ) Ф - коэффициент конверсии п~ в /Г, остановленные в смеси (0.6-0.6 )

т) - кпд преобразования тепловой энергии в электрическую ю,зз) 77а- кпд преобразования электрической энергии в энергию пучка ( 0,6 )

Затраты на производство одного ¡Г составляют примерно 53 Гэв/^Г тепловой энергии.

Энергия Е , которая выделяется в результате процессов мезоката-литического синтеза/равна:

Е = х « с

з з г

где £а-17.б Мэв -энергия, выделяемая в результате одного акта синтеза, х - число актов синтеза, инициируемых одним д- . Дефицит тепловой энергии составляет примерно 50 Гэв. В таблице з представлены результаты определения основных ядерно-физических параметров бланкета синтезатора и злектроядерного блан-хета на основе уранового и ториевого топлива. Использование МКГР в торимом топливном цикле , при организации

наработки необходимого для подпитки синтезатора трития в бланкете, является неэффективным - полная энергия , выделяемая в системе из ЖГР и тепловых реакторов, питаемых топливом, наработанным в МКГР не превышает затрат на получение мюонов.

Более эффективным представляется использование ЖГР в смешанном уран-ториевом цикле.Расчеты показывают , что Затраты на производство мюонов в этом случае могут покрываться за счет уранового бланкета , окружающего синтезатор, а 233и нарабатывается в электроядерном бланкете. При этом полная энерговыработка с учетом всех составляющих ЖГР - 200 Гэв/р~, что в четыре раза покрывает энергозатраты на производство мюонов.

В разделе 4.2 исследуется возможность осуществления в ЖГР трансмутации радиоактивных отходов.

Проблема безопасности ядерной энергетики во многом определяется отходами ядерного топлива: актинидами и продуктами деления.

1 47

Из продуктов деления наибольшую опасность представляют Cs и

чп

sr. В связи с тем, что сечение (п^)-реакции для данных изотопов в тепловой области мало, эффективное выжигание их возможно либо в установках, позволяющих получать потоки тепловых нейтронов порядка 1017н см"2с_1, либо в установках с жестким спектром, ориентированных на увеличение скорости пороговых in,xn,yp,га)-реакций.

трансмутацию актиноидов возможно осуществить посредством реакции деления, скорость которой в жестком спектре превышает скорость реакции захвата.

В таблице 4 приведены рассчитанные с помощью программы alice сечения выжигания ( сумма сечений реакций, приводящих к уменьшена количества рассматриваемого нуклида > для 90Sr и 137Сз в облает! энергий 8-20 Мэв и зо-юо Мэв, характерных для ЖГР ( на входе е бланкет синтезатора энергия достигает 14.1 Мэв,на входе в электро-

ядерчий бл&икет — ^о сотен Мзв )

Е рзГюле U~20 Паи ссчсикс шгакгаякк ¿хтигаи? своего максимального значения и с дальнеЛи'КМ ростом энергии происходит его

ал

мздленный спад. То к и v. образом, процесс ядерной трьнсмутации Sr и t37Cs предпочтительнее осуществлять в зоне примыкающей к пионо-Г'"рпзуюзей нисени.

Среди актинидов , в силу большой скорости накопления < 20,3 кг на один тепловой реактор ),<Ьобую проблему вызывает '"37Np. Ухе в области нескольких Мзв сечение деления 2j7Np не мало. Выжигание может быть осуществлено нейтронами мозок&талитического синтеза с зоне, примыкаюаей к первой стенке синтезатора. В таблице 5

717

приведены скорости выжигания и скорости захвата на Np , рассчитанные по программе morse. в качестве облучаемых сборок предполагалось использовать сборки быстрого реактора с нептунием в виде сплава с Zr. При токе ускорителя зоо ^А ( классический вариант электроядерной установки ) ухе при толщине нептуниевой зоны облучения в 5 см возможно трансмутировать нептуниевые отходы от четырех легководяных реакторов.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ РА60ТЫ :

1.По трехмерным программам расчета переноса нейтронов определены энергетический спектр нейтронов за первой стенкой синтезатора и эсновные ядернофизические характеристики ториевого бланкета синтезатора .

2.С помощью программы расчета прохождения высокоэнергетических гастиц в веществе по моделям внутри и межъядерных каскадов определены основные ядернофизические параметры уранового и ториевого электроядерного бланкета и установлены оптимальные варианты блан-. сета.

3.Получены оценки возможности трансмутации радиоактивных отходов ядерного топлива в бланкете ЖГР и ь установке на основе

дьйтонного накопителя.

ОСНОВНЫЕ РЕЗУЛЬТАТЫ ДИССЕРТАЦИИ ОПУБЛИКОВАНЫ В Ю-ТИ РАБОТАХ:

1.Artisyuk V.V..Varushin S.В..Karmanov F.X. e.a. Spatial-energy neutron flux calculation for synthesizer of muor.-catalyzed reac tor.// MCF,-1988,-v.3,-p.577-582.

2.Артисюк В.В..Коровин D.A. Расчеты спектров утечки из сферически? урановых мишеней, облучаемых нейтронами с энергией 14 Мэв с помощью программы morse.// В кн. Расчетные исслед.эксперимент. » энерг. установок..Обнинск.,-1989,-с.120-124.

3.Artisyuk v.V.,Korovin Yu.a.,Sosnin v.N. Computation of electro-nuclear channel impact on the energy balance of mchr.// ucf, -1989,-v.4,-p.223-230.

4.Артисюк В.В.Коровин С.А.,Соснин B.H. Концепция ЖГР повышенно! безопасности.// В сб. тезисов 6-го Всесоюзн. семик. Нейтрсннс-физ. пробл. безопасности яд. энерг. установок., М., ЦНИИАТОШН-ФОРМ, -1989, -С.191-192.

5.Артисюк В.В.Коровин Ю.А..Мурогов B.U. и др. О возможности снижения высокоактивных элементов в отходах топливного цикла..// В сб. тезисов 6-го Всесоюзн. семин. Нейтронно- физ. пробл. безопасности яд. энерг. установок., М.. ЦНИИАТ0МИН40РМ, -1983, -с .155-156.

6. Артисюк Б.В..Коровин Ю.А.,Соснин Б.Н. Проблемы использована ЖГР в ториевом топливном цикле..// В кн. Расчетные к экспер исслед. яд. и энерг. установок..Обнинск.,-1990,-с.17-25.

7.адо D.M. .Артисюк В.В..Дорохович С.Л. и др. Основные параметр установки с кольцевым накопителем дейтронов на энергии 100 ЬЬв.

// В кн. Расчетные и экспер. исслед. яд. и энерг. установок., Обнинск.,-1990,-с.3-8. й.Ракетные исследования процессов переноса нейтронов и мезоатомов гелия б мишени мезокаталитического реактора. Отчет.// УДК 533.125.5,N гос.рег.01870094141, ОЗнинск, -1987, -44 с. 3.Ракетные исследования процессов переноса нейтронов и мезоатомов гелил в мишени мезокаталитического реактора. Отчет.// УДК 539.125.5,N гос.рег.С2890С12Э94, Обнинск, -1988, -59 с. 1С.Раг»етные исследования лроцэссоз переноса нейтронов и мезоатомов гелил в мишени мезокаталитического реактора. Отчет.// УДК 539.125.5,N гос.рег.02900041125, Обнинск, -1989, -92 с.

ТаСлица I

Характеристики уранового эдектролдерного бланкета МКГР. ( нормлровка на один нуклон перьлчного пучка ;

характеристика значение

число захватов на язву гз5и !5,е 0.?7

число делений 238 (Ен < Ю,Б Мэв) 'и I .2Г> 0.56

число делений при Еп> 10,5 Мэв 1 ,10

тепловыделение ! Гзе : за счет ионизации делений при Ен>10,5 делений при Ен<10.5 Мэв 0,14 0,18 0,31

Таблица 2

Характеристики электроядёрного бланкета ториевого МКГР ( нормированные на один нуклон первичного пучка)

характеристика значение

число захватов на*°л ть 7,66

число делений" Ть при Ен-ЛО,Е Мзз при ¿н>10,5 Мэв 0.24 • 0,89

тепловыделение (Гзв) за счет ионизации деления при Еч<ю,5 Мэв деления при Ечио,5 Мэв 0,1-1 0,033 0,14 ______ /

-ТВ-

Т.члл.-иь '

Характеристики эффективности .•■сг.ольгоьак.'л \'КГ? г урановом и торп&ьом тог.^изных циклах.

характеристика

топливный цикл

урановый

бланкег синтезатора 1 нормировка на один синтез )

наработка топлива наработка трития число деления

2.3? 0.7

О .В2

0.25 0.7 0.075

электроядерный

бланкет Iнормировка на

нуклон первичного пучка) _

наработка топлива число делений энерговыделение■Гэв

15 4

0.63

число делении на делящееся ядро в тепловом реакторе

1 .7

7.66 1.13

0.3

2.0

|эмергооаланс с учетом подпитки

т&лловь* реакторов за счет синтеза электроядерного бланкета

полное энерговыделение в системе

с учот?« тепловых ре-акгсров IГэв/р )

170 60

230

Таблица 4

90 137

Сечения выжигания для Бг и Сз (мбарн)

внергия, Ыэв сечение 90 Зг выхигания 137 Сз

в 1 1

10 1250 710

14 1580 1610

16 1360 1800

18 1200 1820

20 1280 1780

30 1410 1720

40 1310 1640

50 1240 1560

60 1170 1490

70 1120 1420

80 1020 1310

90 1010 1310

100 1000 1300

Таблица 5

237

Скорости выхигания и (п,у )-реакции на Ыр, нормированные на один нейтрон источника.

толкина нептуниевой зоны, си скорость выхигания 1п,у)

5 0.55 0.32

10 0.72 0.35

15 1.215 0.75

-го-

*

Рис Л. Концептуальная схема МКГР /I/

л Ы

/V

--- --- 1 2 3 :

■ ■

гъ 1 г—-—1 Г

---——

---

0 3 " б 9 12 15

Е,МэВ

Рис.2. Нейтронный спектр за стенкой ) синтезатора

в зависимости от толщины стенки: I - 1,5 см; 2 - 2 см; 1 - 3 см

Рис.Ч. Модель ториевого бланкета синтезатора

с выделенной зоной воспроизводства трития

Рио.4. Зависимость характеристик бланкета от толщины топливноЧ зоны

Литература :

1. Петров Ю.В. Концептуальная схема гибридного ыезокаталитичес-кого реактора синтеза // АЭ.-1987,-т.63,- в.5,-с.333-341 ,