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Dans les évaluations récentes des perspectives stratégiques de développement de l'énergie nucléaire, on peut noter la tendance à une attitude arrogante condescendante à l'égard de l'énergie thermonucléaire, qui, malheureusement, correspond en grande partie à l'état réel des choses. Dans le même temps, une analyse des problèmes et du potentiel de deux technologies nucléaires basées sur des réactions nucléaires de fusion de noyaux légers et de fission de noyaux lourds montre ce qui suit. Le développement indépendant à grande échelle de chacun de ces domaines conduira inévitablement à la nécessité de surmonter les problèmes encore non résolus de nature technologique, scientifique des matériaux, environnementale et économique, ce qui soulèvera la question de l'opportunité d'un développement ultérieur de ces secteurs énergétiques. Dans le même temps, les caractéristiques physiques des processus de fission et de fusion indiquent objectivement l'opportunité de les combiner au sein d'un seul système électronucléaire, ce qui provoque un effet synergique important qui supprime leurs aspects négatifs, en développant indépendamment les technologies nucléaires.
L'article présente les calculs de la multiplication des neutrons thermonucléaires dans la couverture d'un réacteur thermonucléaire hybride, qui confirment la validité physique et la fiabilité du choix de l'orientation stratégique du développement sous la forme d'un système électronucléaire uni.
introduction
À présent, dans les évaluations de la voie stratégique du développement de l'énergie nucléaire, de sérieuses réévaluations des dispositions apparemment établies sont en cours. Le concept à deux composants pour le développement de l'énergie nucléaire, dans lequel les réacteurs à fission rapide et thermique fonctionnent de concert, a récemment fait l'objet d'une sérieuse révision. Auparavant, on supposait que le développement structurel de l'électronucléaire serait basé au stade initial, sur le renforcement des capacités aux dépens des réacteurs thermiques. À l'avenir, il y aura des réacteurs rapides avec un taux de reproduction élevé de l'ordre de 1,5 et plus. Cela permettra, avec la pénurie croissante d'uranium naturel, d'organiser un cycle du combustible fermé avec un retraitement efficace du combustible nucléaire irradié irradié et de satisfaire le besoin en isotopes fissiles en les produisant dans des réacteurs rapides. C'était supposéque dans le système électronucléaire, la part des réacteurs thermiques sera d'environ 60% et la part des réacteurs rapides d'environ 40%. Les réacteurs thermiques prendront les inconvénients de travailler dans le système électrique (plage de puissance adaptée aux exigences du consommateur, fonctionnement selon une courbe de charge variable, fournir les besoins non électriques du système, etc.). Les réacteurs rapides fonctionneront principalement sur la base et produiront du combustible à partir d'isotopes bruts pour eux-mêmes et pour les réacteurs thermiques.et pour produire du combustible à partir d'isotopes bruts pour lui-même et pour les réacteurs thermiques.et pour produire du combustible à partir d'isotopes bruts pour lui-même et pour les réacteurs thermiques.
Tendances modernes
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Cependant, les graves accidents survenus dans les centrales nucléaires ont conduit à la nécessité de renforcer considérablement les exigences de sécurité des centrales nucléaires. Pour cette raison, des ajustements importants ont été apportés aux conceptions de réacteurs rapides axées sur la production intensive de combustible, et de nouvelles conceptions conceptuelles de réacteurs rapides sont déjà envisagées avec un rapport de reproduction proche de l'unité, avec une faible intensité énergétique du cœur. Dans cette situation, les adhérents de nouveaux projets de réacteurs rapides ont trouvé un autre moyen de maintenir leur importance. Ils ont commencé à propager un scénario qui suppose qu'à long terme le rejet des réacteurs thermiques est inévitable, que dans tout développement d'événements, les réacteurs rapides remplaceront les réacteurs thermiques.
Les gens ont des évaluations différentes de l'avenir et beaucoup pensent que l'orientation proposée pour le développement de l'énergie nucléaire pourrait ne pas être réalisée et que le nouveau concept de la domination des réacteurs rapides s'avérera faux. Et cette position est largement justifiée. Les alternatives disponibles permettent de parler des options pour le développement du système électronucléaire dans une configuration beaucoup plus attractive.
Les inconvénients systémiques les plus notables dans la construction de l'énergie nucléaire, basée principalement sur des réacteurs rapides, sont évidents. Même si nous supposons que le réacteur rapide lui-même est parfaitement fabriqué et ne présente aucun défaut qui ferait douter de sa supériorité absolue sur tout autre projet, il existe des difficultés systémiques inévitables.
Premier. La majeure partie de l'isotope fissile (plutonium) nouvellement produit dans les réacteurs rapides sera produite dans le cœur, où l'énergie sera produite et la majeure partie des produits de fission radioactifs se formera. Ce carburant hautement actif doit être traité chimiquement rapidement. Le retraitement libère tous les isotopes radioactifs du combustible irradié. Une grande quantité de radioactivité quittera l'élément combustible scellé et sera distribuée dans toute la salle de travail. Malgré le fait qu'ils essaieront de maîtriser toute cette radioactivité, cela déterminera le principal risque d'incidents radioactifs potentiels, pour diverses raisons, à commencer par le facteur humain notoire jusqu'au sabotage planifié.
Seconde. Les réacteurs rapides devront remplacer presque complètement les réacteurs thermiques. Considérant que le prototype requis de réacteurs rapides n'est pas encore disponible, qu'un tel remplacement se fera progressivement, qu'il ne commencera pas avant le milieu du siècle, et même si tout le monde dans le monde accepte de le soutenir, la procédure durera au moins deux siècles. Pendant ce temps, parmi ceux qui vivront après nous, il y aura probablement des gens capables de créer et de mettre en œuvre un profil plus attractif de l'industrie nucléaire. Et les efforts pour créer le réacteur rapide idéal seront vains.
Troisième. Le recyclage multiple du plutonium conduira à la formation d'une quantité importante d'actinides mineurs, isotopes absents dans la nature, que l'humanité, pour diverses raisons, n'a pas l'intention de supporter, et nécessite leur destruction. Il sera également nécessaire d'organiser la transmutation de ces isotopes, processus à haut risque d'accident susceptible également d'entraîner une contamination radioactive importante de l'environnement.
On pourrait accepter ces lacunes comme un mal inévitable, mais une telle position ne peut être justifiée qu'en l'absence d'alternative, mais elle existe.
Énergie de fusion
Une alternative à la dominance des réacteurs rapides peut être le développement d'un système d'énergie nucléaire basé sur des réacteurs à fusion et à fission. Des propositions pour l'utilisation de réacteurs thermonucléaires dans la structure de l'énergie nucléaire, permettant une augmentation significative du potentiel neutronique du système, ont été faites par I. V. Kuchatov Plus tard, le concept d'un réacteur thermonucléaire hybride est apparu, dans le vide duquel un nouvel isotope fissile a été produit et de l'énergie a été produite. Ces dernières années, le développement de ce concept s'est poursuivi. La nouvelle version du système nucléaire suppose que les réacteurs à fusion (réacteurs thermonucléaires) fonctionnent pour produire du combustible nucléaire à partir d'isotopes bruts pour les réacteurs à fission, et les réacteurs à fission, comme aujourd'hui, produisent de l'énergie.
Dans un article récemment publié sur les problèmes nucléaires de l'énergie de fusion, les auteurs ont conclu que la fusion, pour un certain nombre de raisons, ne devrait pas être considérée comme une technologie énergétique à grande échelle. Mais cette conclusion est tout à fait injuste lorsqu'on considère un système unifié dans lequel les technologies de l'énergie nucléaire (fusion et fission) se complètent et assurent une exécution plus efficace de fonctions qui sont difficiles pour l'autre.
La création d'un système électronucléaire fiable avec des réacteurs à fission et à fusion est la plus préférable dans le cadre du cycle du combustible au thorium. Dans ce cas, la part des réacteurs thermonucléaires dans le système sera minime (moins de 10%), l'isotope fissile artificiel uranium-233, obtenu à partir de l'isotope d'alimentation thorium-232 est la meilleure option pour les réacteurs à neutrons thermiques, dans le système nucléaire uni, le problème des transurans mineurs n'existera tout simplement pas. La quantité de Am, Cm, etc. produite dans le système. sera négligeable. Un tel système aura un cycle du combustible dans lequel le risque de contamination radioactive de l'environnement sera le plus faible.
Le critère naturel pour la mise en œuvre de ce concept est le bilan neutronique. La réaction nucléaire sur laquelle se basera la production de neutrons dans un réacteur de fusion est la réaction de fusion du tritium et du deutérium
D + T = He + n + 17,6 MeV
À la suite de la réaction, on obtient un neutron d'une énergie de 14,1 MeV et une particule alpha d'une énergie de 3,5 MeV, qui reste à chauffer le plasma. Un neutron de haute énergie volant à travers la paroi de la chambre à vide pénètre dans la couverture d'un réacteur thermonucléaire, dans lequel il se multiplie; lorsqu'il est capturé par un isotope brut, un nouvel isotope fissile est obtenu. La multiplication d'un neutron thermonucléaire se produit à la suite des réactions (n, 2n), (n, 3n) et (n, fission) - la réaction de fission de noyaux lourds, dans ce cas, un isotope brut. Toutes ces réactions sont de nature seuil. La figure 1 montre les graphiques des sections transversales indiquées. Pour assurer la multiplication maximale des neutrons, il est important que la composition du combustible de couverture contienne un nombre minimum de noyaux légers et, bien entendu, d'absorbeurs de neutrons.
Fig. 1 Microsections de multiplication neutronique dans Th-232.
Pour évaluer le potentiel de production de nouveaux isotopes fissiles dans un réacteur thermonucléaire, une série de calculs a été effectuée pour différentes variantes de compositions de combustible de couverture avec le thorium comme isotope d'alimentation. Les calculs ont été effectués à l'aide de divers programmes et bibliothèques de données nucléaires. Les programmes utilisés étaient la bibliothèque MCU ENDF / B-6, MCNP, la bibliothèque ENDF / B-6, la bibliothèque de groupe LUKY. Le tableau montre les résultats des calculs de capture de neutrons sur le thorium-232 pour une source de neutrons de fusion pour une composition de combustible avec le rapport spécifié des concentrations d'isotopes nucléaires. Dans certains modes de réalisation, on a supposé que le rapport d'isotopes spécifié n'était pas obtenu sous forme de composé chimique, mais de manière constructive, lorsqu'une certaine quantité de thorium était agitée avec une quantité appropriée de l'isotope souhaité.
Tableau 1 Multiplication des neutrons thermonucléaires (E = 14,1 MeV) dans la couverture d'un réacteur hybride à composition de combustible au thorium.
La dernière colonne liste les valeurs caractérisant la multiplication des neutrons due à la réaction de fission de l'isotope brut. Les valeurs de production de neutrons dues à la fission sont données, c'est-à-dire ν∑f. Dans le programme du groupe LUKY, les matrices de sections efficaces pour la réaction (n, 2n) et (n, 3n) sont intégrées aux sections efficaces pour la diffusion inélastique. Cela ne permet pas d'obtenir les valeurs des vitesses de ces réactions séparément.
Dans l'ensemble, les données calculées présentées sont en bon accord les unes avec les autres, ce qui permet de compter sur la multiplication efficace des neutrons thermonucléaires dans la couverture d'un réacteur hybride. Les résultats des calculs présentés dans le tableau montrent le potentiel de multiplication théorique des neutrons thermonucléaires (14,1 MeV). Dans un milieu infini à partir du thorium, environ 2,6 un neutron se multiplie en raison des réactions (n, 2n) et des réactions (n, 3n) environ 2 fois, et en raison de la fission du thorium-232 en 1,5 fois. Les calculs pour différents programmes et différentes bibliothèques diffèrent d'environ 10%. Ces différences sont dues à l'utilisation de plusieurs bibliothèques de données nucléaires. Compte tenu de l'erreur indiquée, les résultats présentés peuvent servir de guide prudent pour évaluer les paramètres de la reproduction des isotopes fissiles dans la couverture d'un réacteur thermonucléaire. Ils montrent que le facteur déterminant qui conduit à une diminution de la capacité de multiplication de la couverture est la présence dans celle-ci d'isotopes de diffusion de la lumière, y compris O-16, F-19, qui ont également une réaction de diffusion inélastique des neutrons à hautes énergies. Les calculs montrent que l'utilisation du S-12 pour la fabrication de gaines pour piles à combustible remplissant la couverture est assez prometteuse. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une organisation correcte du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium.ce qui conduit à une diminution de la capacité de multiplication de la couverture est la présence d'isotopes de diffusion de la lumière en elle, y compris O-16, F-19, qui ont également une réaction de diffusion inélastique des neutrons à des énergies élevées. Les calculs montrent que l'utilisation du C-12 pour la fabrication de gaines pour piles à combustible remplissant la couverture est assez prometteuse. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une bonne organisation du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium.ce qui conduit à une diminution de la capacité de multiplication de la couverture est la présence d'isotopes de diffusion de la lumière dans celle-ci, y compris O-16, F-19, qui ont également une réaction de diffusion inélastique des neutrons à hautes énergies. Les calculs montrent que l'utilisation du C-12 pour la fabrication de gaines pour piles à combustible remplissant la couverture est assez prometteuse. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une organisation correcte du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium. Les F-19 ont également une réaction de diffusion inélastique des neutrons à hautes énergies. Les calculs montrent que l'utilisation du C-12 pour la fabrication de gaines pour piles à combustible remplissant la couverture est assez prometteuse. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une organisation correcte du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium. Les F-19 ont également une réaction de diffusion inélastique des neutrons à hautes énergies. Les calculs montrent que l'utilisation du C-12 pour la fabrication de gaines pour piles à combustible remplissant la couverture est assez prometteuse. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une organisation correcte du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une bonne organisation du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium. L'utilisation du graphite peut être considérée comme l'une des options de conception. Même dans le cas où il y a deux fois et demie plus de noyaux de carbone que de thorium, le facteur de multiplication des neutrons thermonucléaires est proche de 2. Cela signifie qu'avec une organisation correcte du bilan neutronique, un noyau d'un nouvel isotope fissile uranium-233 peut être obtenu dans une couverture, et un noyau tritium.
Bien entendu, dans la pratique, il y aura des pertes de neutrons et des neutrons supplémentaires seront nécessaires pour les compenser. Ces neutrons peuvent être produits de différentes manières. Par exemple, une partie du tritium, qui est nécessaire pour la réaction de fusion, peut être produite dans le cœur d'un réacteur à fission. Le potentiel de cette méthode de reconstitution des neutrons est très élevé. Dans les réacteurs à fission thermique pour le cycle du combustible de l'uranium-233, le taux de reproduction est d'environ 0,8, c'est-à-dire pour un noyau d'uranium 233 brûlé, 0,8 noyau de tritium peut être obtenu. Cette valeur couvrira plus que toutes les pertes neutroniques. Il est possible de réduire la teneur en carbone de la couverture d'un réacteur à fusion, c'est-à-dire pour rendre la gaine de la pile à combustible plus mince, le potentiel de cette proposition est de 0,2 à 0,3 neutrons supplémentaires. Une autre façon de permettre une petite fission de l'uranium-233 accumulé dans la couverture. Potentiel raisonnable de cette option,ce qui ne conduira pas à une augmentation significative des produits de fission des noyaux lourds de la couverture est supérieure à 0,5 neutrons.
Conclusion
L'importance d'une multiplication efficace des neutrons dans la couverture d'un réacteur hybride est d'autant plus importante qu'elle permet d'abandonner le retraitement du combustible nucléaire usé des réacteurs à fission. Il y aura suffisamment de neutrons dans le système pour compenser complètement la perte d'isotopes fissiles lors de la production d'énergie dans les réacteurs à fission par leur production à partir de l'isotope d'alimentation dans la couverture d'un réacteur thermonucléaire.
Peu importe le type de réacteurs à fission dans le système, rapides ou thermiques, grands ou petits.
L'extraction de l'uranium-233 nouvellement produit de la composition du combustible de couverture s'accompagnera d'un rejet de radioactivité d'environ deux à trois ordres de grandeur en moins, par rapport à l'option où les isotopes fissiles devront être séparés du SNF des réacteurs à fission. Cette circonstance garantira un risque minimum de contamination radioactive de l'environnement.
Sur la base des calculs effectués, il est facile d'estimer la proportion de réacteurs thermonucléaires hybrides. Ce sera moins de 10% de la puissance thermique de l'ensemble du système et, par conséquent, la charge économique de l'ensemble du système ne sera pas grande, même si les réacteurs thermonucléaires hybrides sont plus chers que les réacteurs à fission.
Les technologies thermonucléaires intégrées dans le système électronucléaire et leur développement futur devraient être considérées comme la direction générale du développement stratégique de l'industrie nucléaire, capables de résoudre les problèmes clés d'approvisionnement en énergie pendant longtemps, pratiquement à n'importe quelle échelle, avec un risque minimal d'impact radioactif négatif sur l'environnement.