8.3. Перспективы развития систем, управляемых ускорителями заряженных частиц

В последние годы множество стран считают перспективным направлением для генерации энергии и уничтожения радиотоксичных элементов отработанного топлива АЭС создание электроядерных подкритических систем, сочетающих в себе безопасность эксплуатации (K eff <1) и гибкость управления. Основой этих систем является внешний источник нейтронов ускорительного типа. Технология электроядерных систем использует три основных компонента: ускоритель заряженных частиц с мощностью пучка порядка долей или единиц МВт и энергией более 100 МэВ; подкритическую сборку, состоящую из мишени-конвертера ускоренных частиц и бланкета с делящимся материалом для умножения потока нейтронов от мишени-конвертера; системы охлаждения мишени конвертера и бланкета.

Высокотоковые ускорители уже создаются и основной проблемой является непрерывная стабильность пучка ускоряемых частиц в течение длительного времени. Технология охлаждения мишени и подкритической сборки зависит от характера решаемых технологических задач и включает все возможные теплоносители (особое внимание уделяется сплаву Pb–Bi). Коэффициент умножения нейтронов внешнего источника подкритической сборки в некоторых концептуальных разработках достигает значений, равных 200 (K eff =0,995), что значительно снижает требования к эффективности генерации нейтронов ускоренными частицами различной природы. В связи с этим основой выбора ускорителя для ядерных систем является его стоимость. При существующих в настоящее время капитальных затратах на сооружение электроядерных систем для потоков нейтронов внешнего источника до 10 1 7 нейтронов/с преимущество имеет система с ускорителем электронов и фотоядерные процессы генерации нейтронов. Для потоков нейтронов более 10 1 7 нейтронов/с преимущество переходит к ускорителю протонов на энергию 1000 МэВ (рис. 8.4).

Выход нейтронов из мишени-конвертера и коэффициент размножения подкритической сборки определяются расчетом с использованием ЭВМ-программ, включающих метод Монте-Карло, и библиотеки ядерных данных относительно нейтронов и γ -квантов для моделирования прохождения этих частиц в материалах конструкций.

Рис. 8.4. Зависимость стоимости установок для генерации нейтронов в фотоядерных реакциях и реакциях расщепления

Рис. 8.5. Схема трансмутационной переработки ОЯТ АЭС в жидкосолевом реакторе, управляемом ускорителем электронов: 1 – уран; 2 – отработавшее ядерное топливо (ОЯТ); 3 – раствор ОЯТ, пиротехническая переработка; 4 – РАО без актиноидов; 5 – соль + Рu+МА; 6 – система перемешивания; 7 – в хранилище РАО; 8 – электроны; 9 – к парогенератору; 10 – от парогенератора; 11 – вход пучка электронов в активную зону; 12 – теплообменник; 13 – корпус реактора

Рис. 8.6. Управляемая ускорителем система с жидким ядерным топливом в виде солей трансурановых элементов: 1 – графитовый замедлитель; 2– бланкет; 3 – пучок протонов; 4 – петля с жидкой солью; 5 – жидкая соль; 6 – петля с жидкой солью; 7 – теплообменник; 8 – графитовый тражатель; 9 – жидкометаллическое топливо; 10 – область мишени; 11 – переработка; 12 – насос для жидкой соли

Спектр нейтронов внешнего электроядерного источника с урановым конвертером (20% 235 U) достаточно жесткий (Е н >1 МэВ), что необходимо для включения в топливный цикл природного урана, тория и трансурановых элементов, ядерная реакция деления которых имеет энергетический порог более 1 МэВ.

Исследования моделей подкритических сборок показали необходимость наличия в их конструкции отражателей нейтронов для исключения их утечки из активной зоны. Коэффициент размножения K ef f весьма чувствителен к таким характеристикам материалов отражателей, как альбедо и замедляющая способность.

В процессе эксплуатации электроядерной системы происходит выгорание атомов мультиплицирующего материала в реакциях деления и образования шлаков, паразитно поглощающих нейтроны. Это приводит к уменьшению K ef f и снижению коэффициента умножения М=1/(1-K eff) потока нейтронов внешнего источника. Для стабильного режима эксплуатации электроядерной системы, соответствующей постоянной плотности потока нейтронов в подкритической сборке, необходимо либо увеличить интенсивность внешнего источника (т.е. повысить ток ускоренных частиц, падающих на мишень-конвертер), либо поддерживать концентрацию делящегося материала постоянной. Последнее возможно только в жидкосолевых системах, позволяющих очищать от шлаков отработавшее солевое топливо и восполнить убыль выгоревшего элемента (рис. 8.5).

Образование шлаков и выгорание делящихся элементов влияют на величину среднего времени жизни поколения нейтронов в размножающей среде, что сказывается на динамических характеристиках подкритической сборки.

Поэтому в гетерогенных системах подкритических сборок предлагается использовать выгорающие поглотители для увеличения оперативного запаса реактивности, компенсации выгорания делящихся элементов и поглощения нейтронов шлаками. Идеальным вариантом является равенство скоростей уменьшения реактивности из-за выгорания/шлакования размножающего нейтроны материала и увеличения реактивности в результате выгорания атомов поглотителя. Для этих целей предлагается использовать в качестве выгорающего поглотителя эрбий естественного состава, который предпочтителен при длительной непрерывной эксплуатации из-за малого сечения захвата нейтронов.

В результате анализа различных конструкционных решений для подкритической системы выбрана цилиндрическая геометрия, по оси которой располагается мишень конвертер заряженных частиц (рис. 8.6).

Работа активной зоны электроядерной системы на подкритическом уровне (K eff <1) обеспечивает безопасность эксплуатации, исключающей протекание самоподдерживающейся цепной реакции деления. При надежной обратной связи между мощностью подкритической системы и мощностью пучка ускорителя (рис. 8.7) можно гарантировать желаемый уровень управления электроядерной системой.

Рис. 8.7. Принцип управления электроядерной системой: 1 – ускоритель; 2 – подкритическая активная зона; 3– контроль плотности потока нейтронов; 4 – обратная связь между интенсивностью источника и плотностью потока нейтронов; I(t) – ток пучка электронов; Q – заряд электрона (1,6·10 -19 кул); Z – число нейтронов, созданных одним электроном; ϕ – важность источника; S – внешний источник нейтронов; Δβ – дефицит, который необходимо добавлять; λ – время жизни мовенного нейтрона; Λ – константа

Ядерное топливо (тепловыделяющие сборки РБМК). Цех сборки ТВС, г. Электросталь