Для изучения нейтронно-физических характеристик ториево-плутониевого топлива ранее нами была предложена установка, состоящая из подкритической сборки высокотемпературного ядерного реактора и источника дополнительных нейтронов в виде плазменного столба, пронизывающего эту сборку. Дополнительные нейтроны генерируются в результате реакции D-D-синтеза в этом столбе высокотемпературной плазмы, которая создается и удерживается в длинной магнитной ловушке. В статье представлены результаты компьютерного моделирования эволюции ядерного топлива в предложенной установке. Моделирование проводилось для параметров плазмы, при которых реакция D-D-синтеза дает суммарный выход N = 2 · 1016 нейтронов в секунду из плазменного столба внутри подкритической сборки длиной 3 м. Рассмотрены два варианта работы топливной сборки, отличающиеся содержанием плутония в исходном ториево-плутониевом топливе. В первом варианте исходная доля плутония составляет 4 %, что обеспечивает подкритическое состояние топливной сборки с эффективным коэффициентом размножения нейтронов k ef = 0,95. Во втором варианте доля плутония повышена до 5 %, что позволяет иметь рабочее состояние сборки с k ef = 0,99. Выбор таких величин процентного содержания плутония был сделан по результатам детального компьютерного моделирования основных нейтронно-физических процессов в активной зоне реактора. Эволюция изотопного состава топлива рассчитывалась за все время эксплуатации сборки - 3 000 дней. В процессе «горения» топлива при неизменном суммарном выходе нейтронов из плазменного столба было обнаружено уменьшение коэффициента размножения нейтронов и мощности процесса ядерного деления в активной зоне реактора с течением времени от начала рабочего цикла. Для компенсации этого снижения мощности установки рассчитано необходимое увеличение выхода нейтронов от плазменного источника. В статье приведены результаты моделирования и обсуждаются различные аспекты полученных решений.
To study the neutron-physical characteristics of thorium-plutonium fuel, we have previously proposed to construct a facility consisting a subcritical assembly of a high-temperature nuclear reactor and a source of additional neutrons in the form of a plasma column. Additional neutrons are generated as a result of the D-D synthesis in this column of high-temperature plasma, which is created and confined in a long magnetic trap. The article presents the computer simulation results of the nuclear fuel evolution in the proposed facility. The simulation was carried out for plasma parameters, in which the D-D synthesis reaction gives the total neutron yield of 2 × 1016 neutrons/s from the plasma column inside the subcritical assembly with a length of 3 m. Two variants of the fuel assembly operation mode, differing in the content of plutonium in the original thorium-plutonium fuel, are considered. In the first one, the initial plutonium fraction is 4 %, which ensures the subcritical state of the fuel assembly with an effective neutron multiplication factor k ef = 0.95. In the second variant, the part of plutonium is increased up to 5 %, which allows the assembly to have k ef = 0.99 at the operation conditions. The choice of such values of plutonium percentage was made according to the results of a detailed computer simulation of the main neutron-physical processes in the reactor core. The evolution of the fuel isotopic composition was calculated for the total time of the assembly operation - 3000 days. In the process of the fuel “burning” at the conditions of unchanged neutron yield from the plasma, a time decrease in the neutron multiplication factor and the power of the nuclear fission process in the reactor core from the beginning of the operating cycle was detected. To compensate this reduction in produced power, the required increase in the neutron yield from a plasma source is calculated. The article presents the simulation results and discusses various aspects of the solutions obtained.
The authors declare that there are no conflicts of interest present.