The Concept of a Hybrid Fusion-Fission Reactor Based on Tokamak Using a Blanket With Depleted Uranium

Abstract

Цель работы-провести масштабную оценку возможностей использования токамака как DT-реактора синтеза в качестве источников быстрых нейтронов для облучения отвального урана с целью получения энергии. Поскольку в настоящее время на АЭС используется уран, обогащённый 235 U до 4,5%, то более 90% добываемого природного урана идёт в отвал, т.е. в атомной энергетике не используется. В мире накопилось более 1 500 000 т отвального урана обогащением 0,2-0,3%, и он будет накапливаться далее по мере развития атомной энергетики на тепловых нейтронах. Промышленные АЭС на быстрых нейтронах, которые могли бы использовать отвальный уран, пока находятся на стадии разработки. Поэтому возможность энергетического использования отвального урана по альтернативной технологии может приобрести актуальность. Предлагаемый способ производства энергии не потребует частой переработки облучённого топлива для перезагрузки плутония, как в случае быстрых реакторов с замкнутым циклом, а потому он менее опасен радиационно. Кроме того, гибридный энергетический реактор такого рода работает в глубоко подкритическом режиме, т.е. он более безопасен и в эксплуатации. В качестве базового термоядерного источника нейтронов (ТИН), способного создавать мощные потоки термоядерных нейтронов, мы выбрали токамак-реакторфизический аналог с параметрами ИТЭР, снабжённый бланкетом с отвальным ураном. Отвод тепла предполагается осуществлять металлическим теплоносителем, а не водой, как в случае ИТЭР. Это нужно для того, чтобы спектр нейтронов оставался по возможности жёстким и скорость деления 238 U была максимальной. Согласно оценкам (материалы «Комиссии Росатома по выбору путей оптимального развития термоядерной энергетики России на основе токамаков» 2009 г.) такой источник, будучи окружён идеальным (~20 см) бланкетом природного урана, был бы способен на каждый акт деления (200 МэВ) обеспечить создание четырёх атомов 239 Pu. В том же качестве мог бы быть использован и отвальный уран. Оценки указывали на то, что в стационарном режиме работы с коэффициентом использования установленной мощности (КИУМ) около 70% «идеальный реактор» на отвальном уране мог бы поставлять в сеть около 1,5 ГВт электрической мощности. Проведённый анализ показал, что необходимость воспроизводства трития и собственные энергозатраты примерно в 3 раза снижают эту величину. Высокое значение КИУМ в таком ТИН планируется обеспечить путём защиты его первой стенки от эрозионного воздействия горячей плазмы литием.