Способ выработки энергии из ядерного топлива, усилитель мощности для осуществления способа, энерговырабатывающая установка

Способ выработки энергии из ядерного топлива, усилитель мощности для осуществления способа, энерговырабатывающая установка

Реферат

 

Использование: для выработки энергии из ядерного топлива, содержащегося в камере, с помощью процесса воспроизводства делящегося элемента из воспроизводящего элемента топлива через -предшественник указанного делящегося элемента и деления делящегося элемента. Техническим результатом является исключение необходимости непрерывной регенерации ядерного топлива в схеме производства энергии, возможность использования тория в качестве главного компонента ядерного топлива. Сущность изобретения: пучок частиц высокой энергии направляют в камеру для взаимодействия с тяжелыми ядрами, содержащимися в камере, для производства нейтронов высокой энергии. Полученные нейтроны размножают в докритических условиях с помощью процесса воспроизводства и деления. Процесс производства и деления проводят внутри камеры. 3 с. и 33 з. п. ф-лы, 5 табл. , 21 ил.

Настоящее изобретение относится к способу выработки энергии из ядерного топлива, а также к усилителю мощности для осуществления этого способа и к энерговырабатывающей установке, включающей такой усилитель мощности.

Ядерные реакторы находят широкое применение для производства тепловой или электрической энергии. Были разработаны многочисленные конструкции реакторов, что привело к обширным технологическим исследованиям. Однако применение обычных реакторов связано с рядом проблем. Управление работой реакторов в общем требует большой осторожности, что показали драматические события некоторых аварий. Для большинства конструкций реакторов приготовление топливного материала включает разделение изотопов, что является сложным и дорогостоящим процессом, который связан с риском размножения. Риски размножения также возникают в результате того факта, что обычные ядерные реакторы в общем производят делящийся плутоний.

Извлечение энергии из такого плутония, например, посредством реактора-размножителя на быстрых нейтронах создает много трудностей и используется лишь в самой малой степени. Более того, плутоний и другие актиниды, производимые в значительных количествах в обычных реакторах, являются радиологически токсичными и трудно поддаются удалению. На практике используют геологическое хранение таких актинидов совместно с осколками деления, однако очевидно, что такое решение не является удовлетворительным.

Современная ядерная энергия получается главным образом при делении природного U²³⁵, который, однако, составляет лишь приблизительно 0,7% обычного урана. На ранних стадиях развития производства ядерной энергии была понята важность размножения искусственного топлива из более распространенных видов ядерного топлива с помощью захвата нейтронов. В частности, исходя из преобладающего U²³⁸, можно размножением получить Рu²³⁹, а из природного тория (чистого изотопа Th²³²) - легко расщепляющийся U²³³. В то время как воспроизводство ядерного топлива U²³⁸-Pu²³⁹ привело к обширной, хотя и спорной разработке быстрых реакторов-размножителей, успех на сегодняшний день в разработке цепи воспроизводства Th²³²-U²³³ относительно невелик.

В работе "Nuclear energy generation and waste transmutatuon using an accelerator-driven intense thermal neutron source" (Nuclear Instruments and Methods in Physics Research, 1992, т. А320, стр. 336-367) C. D. Borman et al. рассматривается использование ускорителя протонов для сжигания отходов актинидов, произведенных на легководном реакторе (см. также патент США 5160696). Ожидается, что установка также будет способна производить энергию по ториевому циклу. Однако поток тепловых нейтронов в активной зоне установки должен быть очень мощным (порядка 10¹⁶ см^-2с^-1), чтобы обеспечить ядерное превращение нептуния и америция. При этих условиях энергопроизводящий процесс воспроизводства и расщепления (т. е. захват нейтрона торием Th²³², приводящий к Ра²³³, -распад Ра²³³ до U²³³ и n-деление U²³³) не может быть осуществлен in situ, но вместо этого делает необходимым непрерывное извлечение Ра из нейтронного потока, чтобы допустить (-распад Ра²³³ с образованием U²³³ за пределами активной зоны, ограничивая захваты нейтрона протактинием Ра²³³, которые нарушили бы нейтронный баланс и привели бы к производству дополнительных актинидов (при потоке приблизительно 10¹⁶ см^-2c^-1 вероятности образования Ра²³⁴ и U²³³ из Ра²³³ сравнимы). Более того, имеющиеся в изобилии продукты деления необходимо непрерывно удалять из активной зоны установки и подвергать химической переработке. Такое извлечение и химическая переработка представляют собой сложные операции, которые сделали бы установку действительно непригодной для применений с целью коммерческого производства энергии. Накопление Ра²³³ из активной зоны установки также нежелательно, потому что он распадался бы приблизительно через 27 дней до весьма пролиферативного U²³³.

Обобщая предшествующий уровень техники, можно сказать, что применяемые на практике энергетические ядерные реакторы, а также реакторы-размножители работают на основе критической цепной реакции, которая в общем проводится внутри герметической камеры, но все же создает много проблем, несмотря на несколько десятилетий экстенсивных разработок. В этом отношении предложенная выше схема на тепловых нейтронах, приводимая в работу ускорителем, представляется в настоящее время перспективной. Ее практическое применение будет доведено до необходимых условий путем долгосрочных научно-исследовательских и опытно-конструкторских работ вследствие крайне высокого потока нейтронов и требования химического разделения при беспрецедентно высоких уровнях радиации.

Основной задачей настоящего изобретения является создание приемлемой альтернативы обычным реакторам для производства ядерной энергии, в которой устранен целый ряд проблем, с которыми сталкиваются при применении таких реакторов и быстрых реакторов-размножителей.

Другая задача изобретения заключается в том, чтобы исключить необходимость непрерывной регенерации ядерного топлива в схеме производства энергии и чтобы желательно схема производства энергии была совместима с использованием тория в качестве главного компонента ядерного топлива.

В соответствии с поставленными задачами предложен способ выработки энергии из ядерного топлива, содержащегося в камере, с помощью процесса воспроизводства делящегося элемента из воспроизводящего элемента топлива через -предшественник указанного делящегося элемента и деления делящегося элемента. Согласно изобретению в камеру направляют поток частиц для взаимодействия с содержащимися в камере тяжелыми ядрами для производства нейтронов расщепления, полученные таким образом нейтроны размножают в докритических условиях с помощью процесса воспроизводства и деления, причем указанный процесс воспроизводства и деления проводят внутри камеры, при этом энергию получают из тепла, выделяющегося в процессе воспроизводства и деления в фазе сгорания, во время которой отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента в топливе практически постоянно.

Величина, на которую нейтроны замедляются от производства до деления, является зависимой от вида применения. Можно, например, замедлять нейтроны вплоть до тепловых энергий (E_средн.0,025 (Т/273^oК) эВ, зависящая в небольшой степени от температуры Т среды). В других случаях, подобных, например, тем, когда в качестве замедлителя используют легкую воду, можно позволить нейтронам достичь энергий порядка нескольких эВ. Наконец, в других случаях применения можно использовать охлаждающие среды, оказывающие слабое замедляющее действие, и, таким образом, работать с нейтронами, имеющими энергию порядка 100 кэВ. Такие нейтроны названы в настоящей заявке как "быстрые нейтроны", в противоположность нейтронам из предыдущих примеров, которые обозначены как "тепловые" и "надтепловые" нейтроны соответственно.

Чтобы получить высокий выход энергии, средний нейтронный поток, которому подвергают топливо, должен быть интенсивным. Однако в способе согласно изобретению по некоторым причинам ограничивают нейтронный поток. Целесообразно, чтобы средний нейтронный поток был достаточно мал для предотвращения захватов нейтронов значительным количеством -предшественника делящегося элемента. Практическое ограничение определяется величиной 0,03/(⁽²⁾_i2), где ⁽²⁾_i и ₂ обозначают соответственно поперечное сечение нейтронного захвата и период полураспада -предшественника, так что нейтроны захватывают максимально 3% -предшественника вместо распада до делящегося элемента. Это условие обеспечивает то, что практически все ядра -предшественника превращаются в соответствующий делящийся элемент и что на нейтронный баланс в камере не оказывают влияния нежелательные захваты нейтронов, тем самым оптимизируя выход энергии.

Так как процесс воспроизводства и деления является докритическим, эффективный коэффициент k размножения нейтронов меньше 1. Для получения высокого выигрыша содержание делящегося элемента в топливе должно быть таким, чтобы эффективный коэффициент размножения был близок к 1 (обычно 0,9k0,98). В случае прерывания потока содержание делящегося элемента возрастает благодаря -распадам имеющихся -предшественников, и система может стать критической. Чтобы избежать этого, в камеру можно вставить управляющие стержни или т. п. Но более простое решение состоит в том, что средний нейтронный поток поддерживают достаточно низким для ограничения запаса -предшественника с целью предотвращения того, чтобы топливо достигло критичности в случае прерывания потока. Это условие может быть квалифицировано как 0,2/(⁽³⁾₂), где ⁽³⁾ обозначает поперечное сечение нейтронного взаимодействия делящихся ядер.

Очевидно, что наибольшее значение k, при котором устройство может работать реалистически, зависит от типа применяемых защит и эксплуатационной устойчивости k в зависимости от вышеуказанных эффектов, и это значение в свою очередь зависит от того, какой интервал энергии выбран для нейтронов. В целом можно сказать, что вышеприведенные условия допускают для быстрых нейтронов существенно более высокое значение k, чем для тепловых или надтепловых нейтронов.

Как только топливо достигло условий равновесия, начинается фаза горения, при которой отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента в топливе практически постоянно. Когда в начальной загрузке топлива отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента существенно меньше, чем постоянное значение указанного отношения в фазе горения, проводят начальную фазу воспроизводства, чтобы достичь постоянного значения соотношения. Во время начальной фазы воспроизводства интенсивность бомбардирующего потока должны быть выше, чем в фазе горения.

Также можно использовать начальную загрузку топлива, в которой отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента имеет приблизительно такое же постоянное значение, как и отношение в фазе горения. В этом случае содержание делящегося элемента в начальной топливной загрузке может быть восстановлено через химическое разделение из другого топливного материала, который был израсходован в аналогичной предыдущей энерговырабатывающей операции. Альтернативно этому в камеру во время активации потока частиц можно вводить дополнительный топливный материал, имеющий определенное начальное содержание, в котором отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента существенно меньше, чем постоянное значение отношения в фазе горения, причем это дополнительное топливо удаляют из камеры, как только будет достигнуто постоянное значение указанного соотношения, чтобы использовать указанное дополнительное топливо в качестве начальной топливной загрузки в последующей энерговырабатывающей операции.

Когда воспроизводящим элементом является Th²³²(Pa²³³ является -предшественником, a U²³³ является делящимся элементом) и тепловые или надтепловые нейтроны, то средний нейтронный поток в камере предпочтительно менее 1,510¹⁴ см^-2с^-1, а топливо оставляют в камере до тех пор, пока оно не подвергнется интегрированному нейтронному потоку приблизительно 310²² см^-2. Можно вводить в начальную топливную загрузку ядра U²³⁵, чтобы топливо содержало делящийся элемент перед фазой горения.

Когда воспроизводящим элементом является U²³⁸(Np²³⁹ является -предшественником, а Рu²³⁹ является делящимся элементом) и тепловые или надтепловые нейтроны, средний нейтронный поток в камере предпочтительно меньше 10¹⁵см^-2с^-1, а топливо оставляют в камере, пока оно не подвергнется интегрированному нейтронному потоку приблизительно 10²²см^-2.

"Тяжелые ядра", содержащиеся в камере, которые взаимодействуют с потоком частиц для производства нейтронов высокой энергии, могут состоять из ядер топливного материала. В таком варианте выполнения настоящего изобретения замедляющей средой является вода, а соотношение значений объема в камере соответственно занятого водным замедлителем и топливом составляет 0,2V_m/V_f1. В частности, замедлителем может быть проточная вода, далее используемая для отвода тепла из камеры. В этом случае предпочтительно чтобы топливо было во фрагментированной форме и образовывало псевдоожиженный слой с водным замедлителем. Соотношение V_m/V_f и, таким образом, реактивность могут быть легко отрегулированы путем регулирования скорости течения водного замедлителя.

Альтернативно этому "тяжелые ядра" обеспечиваются отдельной мишенью расщепления, расположенной центрально в камере и окруженной топливом и замедляющей средой. Чтобы не допустить снижения производительности выработки энергии, мишень расщепления должна содержать существенное количество материала, имеющего высокую прозрачность для тепловых нейтронов. Мишень расщепления, изготовленная из висмута и/или свинца, удовлетворяет этому условию.

В этом последнем варианте выполнения изобретения может быть использована твердофазная замедляющая среда, такая как графит. Твердофазный замедлитель расположен так, чтобы достичь в основном полной термализации нейтронов высокой энергии, производимых мишенью расщепления, причем топливо состоит, например, из множества топливных тел, каждое из которых капсулировано в оболочку из твердофазного замедлителя. Основное преимущество такого варианта состоит в том, что тепло, производимо делениями ядер, может быть извлечено из камеры посредством газовых охлаждающих сред, которые, как известно, обеспечивают более высокую термодинамическую эффективность, чем жидкие охладители.

И, наконец, вместо легкой воды можно использовать в качестве охлаждающей среды жидкий металл, например свинец, висмут или эвтектическую смесь этих двух металлов. Вследствие более низкого замедляющего действия таких материалов устройство будет в этом случае приводиться в работу быстрыми нейтронами. Ввиду серьезных проблем безопасности, связанных с жидким натрием, который почти повсеместно применяют в быстрых реакторах-размножителях, автором изобретения сделан выбор в пользу жидкого свинца. Другая убедительная причина выбора свинца (или висмута, или эвтектической смеси этих двух металлов) состоит в том, что эти материалы являются высокоэнергетическими мишенями, которые дают прекрасный выход нейтронов, и поэтому охлаждающий материал может быть также первой мишенью для протонного потока высокой энергии.

Хотя легкая вода как охладитель хорошо известна благодаря обширному опыту, полученному на ядерных реакторах с водой под давлением, ее высокое давление (160 бар) вызывает ряд потенциальных проблем, и, например, большая потеря охладителя в результате утечки могла бы привести к проблемам, связанным с расплавлением. Наличие окна, которое должно выдерживать такое большое давление и допускать инжекцию потока высокой энергии, еще более осложняет проблему. Эти проблемы можно значительно уменьшить путем снижения температуры и, следовательно, рабочего давления воды, однако за счет более низкой термодинамической эффективности, что могло бы представлять интерес также для специальных видов применения, таких как, например, обессоливание воды или производство тепла.

Существуют преимущества работы с жидкометаллическим охладителем, имеющим очень низкое давление паров (<<<<1 мм рт. ст. ), несмотря на более высокую температуру, обычно 600^oС, с соответственно более высокой термодинамической эффективностью. Опасности потери или пролива большей части охладителя нет при условии, что ее емкость достаточно крепкая и по возможности двухстенная. Радиоактивный нагрев практически будет достаточным для поддержания свинца в главной емкости в его жидкой форме. В этом случае будет достаточно ввести конвективное, пассивное и постоянное рассеяние тепла от емкости в окружающую среду в количестве, большем, чем радиоактивный нагрев (несколько процентов от полной тепловой мощности). Это позволяет надежно рассеивать остаточную энергию, выделяющуюся в результате радиоактивных распадов после отключения, и автоматически и надежно устранять риски, связанные с неуправляемым подъемом температуры в случае отказа стандартной системы охлаждения, что сопряжено с риском аварии, вызванной расплавлением. Эта дополнительная система охлаждения должна быть полностью пассивной и предусматривать как возможность охлаждения водой, так и воздухом либо тем и другим.

Особым преимуществом является тот факт, что это последнее устройство обеспечивает внутренне надежную защиту против аварийного расплавления.

Частицы бомбардирующего потока, обычно протоны или нейтроны, получаемые в линейном ускорителе частиц или в циклотроне с секторной фокусировкой, имеют энергию по меньшей мере 0,5 ГэВ, предпочтительно от 1 до 1,5 ГэВ.

Задачи изобретения решаются также с помощью предложенного усилителя мощности для осуществления способа, описанного выше, включающего камеру для содержания в ней топлива, включая воспроизводящий элемент. Согласно изобретению усилитель также имеет устройство направления потока частиц в камеру для производства нейтронов расщепления в результате взаимодействия потока частиц с тяжелыми ядрами, содержащимися в камере, благодаря чему нейтроны могут быть размножены в докритических условиях с помощью происходящего in situ процесса воспроизводства делящихся элементов из воспроизводящих элементов топлива и деления делящихся элементов и при этом энергию получают из тепла, выделяющегося в процессе воспроизводства и деления в фазе сгорания, во время которой отношение между концентрациями делящегося элемента и воспроизводящего элемента в топливе практически постоянно.

Задача изобретения решается также с помощью предложенной энерговырабатывающей установки, включающей усилитель мощности, описанный выше, ускоритель частиц для создания потока частиц высокой энергии, направляемого в камеру усилителя мощности, устройство циркуляции охлаждающей жидкости для отвода тепла из камеры усилителя мощности и преобразующие устройства для превращения тепла, переносимого охлаждающей жидкостью, в легко используемую форму энергии.

Часть вырабатываемой энергии преобразующих устройств может быть использована для приведения в действие ускорителя частиц.

В описанном выше усилителе мощности по изобретению устранен хорошо известный недостаток, заключающийся в том, что ядерные реакторы не обладают достаточной мощностью воспроизводства для использования природного тория в качестве первичного топлива в практических условиях. Чтобы иметь полностью самодостаточную цепную реакцию воспроизводства, количество вторичных нейтронов , получающихся от одного захваченного нейтрона, должно превышать 2 для делящегося элемента: каждый раз один нейтрон должен быть использован для замены расщепленного ядра из воспроизводящего ядра, а другой требуется для продолжения цепи делений. Такое полностью незатухающее воспроизводство очень сложно осуществить в реакторе, так как для тепловых нейтронов = 2,29 для U²³³ очень близко к минимальному условию 2. Поэтому в реакторе полностью незатухающее воспроизводство осложняется проблемой запаса нейтронов. Чтобы обеспечить в одно и то же время воспроизводство и критичность, потери нейтронов с примесями и в результате захватов другими материалами не должны превышать долю (2,29-2)/2,29 = 0,126 нейтронов. Это очень близко к минимальной величине потерь нейтронов, которые могут быть достигнуты при использовании наиболее тщательного проекта и тяжеловодного замедления, оставляя мало места или не оставляя вообще места для неизбежного нарастания захватов, обусловленных осколками деления и другими механизмами поглощения нейтронов, связанными с процессом воспроизводства, которые будут более подробно описаны ниже. Следовательно, обычный тепловой реактор на базе тория не может удовлетворительно работать по самодостаточному циклу Тh²³²-U²³³. Вышеупомянутые ограничения устраняются внешним подводом нейтронов.

Быстрые нейтроны находятся в области, в которой значительно больше, чем для тепловых и надтепловых нейтронов. Кроме того, вследствие более высоких энергий дополнительные нейтроны производятся в каждом поколении различными процессами, например, быстрыми делениями в воспроизводящем материале Th²³² и (n; 2n)-реакциями в топливе и замедлителе. Чтобы учесть эти обстоятельства, обычно заменяют параметр на , где есть отношение всех произведенных нейтронов к нейтронам главного делящегося материала. Для случая быстрых нейтронов ожидается =2,42,5, что значительно больше, чем = 2,29, но это совершенно недостаточно, чтобы иметь устойчивый критический реактор.

Используемый в настоящем изобретении торий обладает очень важными преимуществами в сравнении с реакторами на базе урана и реакторами-размножителями.

1) Торий более распространен в природе, чем уран. И, что более важно, он является чистым изотопом, который может быть весь использован как топливо. Следовательно в усилителе мощности торий является топливом, в 140 раз более эффективным, чем природный уран в реакторе, где природный уран чаще всего требует дорогостоящего и сложного изотопного обогащения.

2) Реакции воспроизводства и выработки энергии, используемые в настоящей схеме, производят незначительное количество актинидов среди радиоактивных отходов. В режимных условиях присутствует, непрерывно сжигается и регенерируется из основной массы материала приблизительно постоянное количество делящихся ядер. Такие актиниды буквально не считаются "отходами", так как они представляют собой крайне необходимые "затравки" для следующей загрузки топлива в энерговырабатывающую установку. Напротив, обычные реакторы производят большой избыток долгоживущих и высокотоксичных актинидов (количество производимых ядер плутония составляет обычно от 0,5 до 0,9 от расщепленных ядер U²³³), увеличивающихся в основном беспредельно по мере выгорания топлива.

3) Разумеется, в обоих случаях для определенного количества произведенной энергии существует сравнимое количество осколков деления, большинство из которых неустойчивы. Токсичность осколков деления высока, но она гораздо более короткоживуща. Она распадается до значительно более низкого уровня, чем уровень токсичности объема природных урановых руд, считая на эквивалентное количество произведенной энергии, в течение периода нескольких столетий, когда безопасное хранение представляется вполне разумным.

4) Риск распространения ядерных материалов пренебрежимо мал, так как потенциально стратегический материал, а именно ²³³, присутствует в топливе в виде смеси изотопов с U²³², производимого в результате неизбежных (n; 2n)-реакций в достаточном количестве, чтобы положительно "денатурировать" уран в случае химического разделения. Изотоп U²³² является относительно короткоживущим изотопом (70 лет) и продукты его распада сильно радиоактивны и выделяют самопроизвольно много тепла, которое делает затруднительным и даже невозможным какие-либо военные диверсии с этим материалом. До сих пор токсичность, добавляемая присутствием U²³², не так велика, чтобы сделать переработку отработанного топлива неприемлемо дорогой. Эта особенность, естественно, теряется в "печах для сжигания отходов", в которых Ра²³³ извлекается сразу же и дает позже при распаде существенно чистый, бомбового качества, U²³³. Этот эффект, очевидно, максимизируется в случае быстрых нейтронов, которые производят приблизительно в 50 раз больше U²³², чем тепловые нейтроны. Быстрые нейтроны также имеют то преимущество, что производство актинидов с большей массой практически полностью подавлено. Даже производство низших изотопов нептуния и плутония, подобных Np²³⁷ и Рu²³⁸, фактически отсутствует (уровни менее 1 г/т после 100 ГВт (т) сутки/т). Это относится также к высшим изотопам плутония, америция, кюрия, калифорния и т. д. , которые являются главным источником долгоживущей токсичности обычных ядерных реакторов. В случае тепловых нейтронов изотопы плутония производятся в очень малых количествах и "сжигаются" так, что они достигают равновесия с концентрациями фракций, указанными в скобках, Рu²³⁹(1,03l0^-4), Рu²⁴⁰(6,910^-5), Рu²⁴²(8,810^-5) и Рu²³⁸(1,9710^-4), который имеет умеренно продолжительный срок жизни, равный 87,7 годам при -распаде до U²³⁴.

В заключение следует отметить, что схема отличается простотой и обеспечивает получение практической ядерной энергии на основе цикла воспроизводства-горения природного тория. Топливо содержится в герметической емкости и включает минимальное постоянное количество делящегося материала благодаря условиям устойчивого равновесия между воспроизводством и делениями. Ожидается, что каждая топливная загрузка будет служить несколько лет до полного применения в усилителе мощности, не требуя никаких манипуляций. В конечном счете топливо должно быть возвращено на фабрику для регенерации, удаления "ядов", обусловленных осколками деления, и извлечения методами химического разделения изотопов урана, которые станут "затравкой" для следующей топливной загрузки. Таким образом, процесс воспроизводства может продолжаться в основном бесконечно для каждой установки.

Настоящее изобретение радикально отличается от предложений по управляемым пучком "печам для сжигания", широко представленным в литературе, которые, как ожидается, должны разрушать актиниды и, возможно, также некоторые из осколков деления, образующихся в ядерных реакторах. Автор, напротив, исходит из необходимости энергичного подавления образования таких актинидов в первой же инстанции. Оба устройства основаны на разных конструктивных принципах и также работают в очень различных условиях: 1) Усилитель мощности должен работать при относительно низком нейтронном потоке, чтобы обеспечить правильное осуществление предлагаемого цикла воспроизводства и предотвратить риск критичности. Такой нейтронный поток (как правило, приблизительно 10¹⁴см^-2с^-1 для тепловых нейтронов) сравним с потоком в обычном ядерном реакторе и для него уже существует достаточный технологический опыт по материалам и т. д. Напротив, для эффективного сжигания, основанного на тепловых нейтронах, требуется нейтронный поток на два порядка величин выше и соответственно большей мощности пучка. Такие же строгие ограничения относятся к потоку быстрых нейтронов, при котором устройство может работать в приемлемых условиях. Необходимо отметить, что для эквивалентных рабочих условий и, в частности, для той же скорости выгорания нейтронный поток приблизительно в 33 раза больше. Как хорошо известно, это просто отражает тот факт, что поперечные сечения в общем меньше при более высоких энергиях. Значительный опыт существует по тепловыделяющим стержневым элементам, предназначенным для быстрых реакторов. Большей частью такой опыт может быть перенесен непосредственно на предлагаемый вариант применения. Термодинамика тепловыделяющих стержней допускает скорость выгорания, которая приблизительно в три раза выше скорости усилителя мощности на тепловых нейтронах, которая оказывается пределом, если ранее упомянутые пределы будут применены к этому случаю. Соответствующий нейтронный поток в этом случае будет приблизительно в 100 раз больше, т. е. 10¹⁶см^-2с^-1. При таком потоке существующая в настоящее время конструкция тепловыделяющего стержня должна допускать выгорание приблизительно 100 ГВт сутки/т.

2) Сжигание полезного количества актинидов было бы большой нагрузкой на нейтронный запас и не позволило бы предлагаемой системе работать экономично. В данном случае воспроизводство, а не сжигание, является первичной целью и определяет выбор всех параметров. Оно основано на цикле Th²³²-U²³³, в то время как в печах сжигания в генерацию нейтронов должны вносить главный вклад деления других актинидов.

3) При очень высоком потоке тепловых нейтронов требуется непрерывное химическое разделение в оперативном режиме (с непрерывным удалением ториевой (Th²³²) "золы"), которое не требуется в предлагаемой схеме, где топливо остается "in situ" в течение всего топливного цикла.

Усилитель мощности может быть сравним по его ожидаемым характеристикам с долгосрочными перспективами ядерного синтеза. Устройство ядерного синтеза, основанное на сгорании дейтерия-трития, будет производить приблизительно в 4 раза больше нейтронов, вырабатывая приблизительно в 7 раз больше энергии, чем в среднем вырабатывается при делении ядер, считая на то же количество произведенной энергии. В термоядерном реакторе, даже если отсутствуют осколки деления, эти нейтроны будут взаимодействовать и накапливать в больших количествах радиоактивность в защитной оболочке и в ближайшем оборудовании, что будет представлять радиационную опасность, величина которой может быть сравнима с опасностью осколков деления. Далее, в то время как осколки деления плотно удерживаются в оболочке тепловыделяющего элемента, нейтронное загрязнение на атомной электростанции, работающей на основе термоядерного синтеза, будет распределено среди ряда крупномасштабных активных компонентов, разбросанных по очень большому объему. Но в обоих случаях основная масса радиоактивных продуктов является относительно короткоживущей (до нескольких сотен лет) и представляет собой небольшую проблему в сравнении с актинидами из теплового реактора.

Обычно для воспроизводства трития используют литий. Следовательно, термоядерная электростанция будет сжигать в основном литий и дейтерий с тритием в качестве промежуточного продукта. Природные запасы лития в земной коре согласно оценкам лишь в 7 раз больше запасов тория, и их обоих хватит на миллионы лет очень интенсивного использования.

Более конкретно, устройство по изобретению можно сравнить с инерциальным ядерным синтезом, возбуждаемым ионным потоком. В обоих устройства требуется ускоритель частиц, но ускоритель частиц для инерционного ядерного синтеза гораздо больше, сложнее и дороже. Коэффициент усиления мишени для инерциально возбуждаемого устройства ядерного синтеза согласно самым оптимистичным предположениям будет G= 80-100. Однако, вероятно, этот коэффициент будет существенно уменьшен и даже потерян, так как эффективность соответствующего ускорителя будет ниже ввиду его гораздо большей сложности. Следовательно, коэффициент усиления мишени для предлагаемого принципа усилителя мощности, вероятно, будет близок к коэффициенту усиления для инерционного ядерного синтеза, возбуждаемого ионным потоком, когда сложность этого последнего устройства будет полностью понята и надлежащим образом, принята во внимание. Усиление согласно быстронейтронному варианту выполнения настоящего изобретения имеет величины (G= 100-150), что определенно больше, чем ожидается от инерционного ядерного синтеза.

Наконец, практические устройства ядерного синтеза, основанные на магнитном удержании плазмы, должны быть очень большими, чтобы обеспечить удержание плазмы и эффективные условия горения. Вероятно, это действительно также и для случая инерционного ядерного синтеза, хотя и по другим причинам. Их минимальный экономический уровень энергии соответственно очень высок и лежит в пределах гигаватт. Предлагаемое устройство может иметь гораздо меньшие размеры, быть экономичным при выработке меньших количеств энергии, и поэтому оно обладает гораздо большей эксплуатационной гибкостью. Наконец, технология значительно менее усложнена, и это делает ее более пригодной по сравнению с устройствами ядерного синтеза для удовлетворения растущего спроса на энергию со стороны развивающихся стран и представляет альтернативу ископаемому топливу.

Изобретение далее поясняется описанием примеров выполнения с ссылкой на прилагаемые чертежи, где: на фиг. 1 изображен график, показывающий соотношение равновесных концентраций в случае смеси Th²³²-U²³³ в виде функции энергии бомбардирующих нейтронов, на фиг. 2 - диаграмма, представляющая различные ядерные реакции, которые происходят при использовании Th в качестве исходного материала, на фиг. 3а - график, показывающий эволюцию во времени состава начальной тонкой ториевой заготовки, подвергнутой облучению постоянным потоком тепловых нейтронов в 10¹⁴см^-2с^-1, на фиг. 3б - график, показывающий эволюцию состава ториевой заготовка в присутствии потока быстрых нейтронов в виде функции интегральной скорости выгорания, на фиг. 4 - график, аналогичный графику на фиг. 3а, для случая предварительного легирования ториевой заготовки урановыми "затравками", на фиг. 5а - график, показывающий нормали