Расчетный срок работы малого модульного быстрого реактора на одной загрузке топлива можно увеличить почти вдвое? примерно с 9,3 до 17,5 года, за счет использования нитридного топлива на основе тория. К такому результату пришел исследователь из Управления по атомной энергии Египта Мустафа Азиз, смоделировавший работу быстрого реактора с натриевым охлаждением тепловой мощностью 125 МВт. При использовании двух вариантов ториевого топлива глубина выгорания достигла 85,5 ГВт·сут/т против 37,5 ГВт·сут/т у традиционного смешанного оксидного топлива (MOX) из урана и плутония.
Торий-232 сам по себе не является делящимся материалом, однако в реакторе он может превращаться в ядерное топливо. После поглощения нейтрона торий-232 становится торием-233, который в результате двух последовательных бета-распадов превращается сначала в протактиний-233, а затем в делящийся уран-233. Благодаря этому во время работы реактора из тория образуется новое топливо, которое частично компенсирует расход первоначально загруженного делящегося материала.
Для исследования Азиз создал компьютерную модель реактора, которая методом Монте-Карло воспроизводила движение и взаимодействие нейтронов в активной зоне. За основу был взят проект малого модульного быстрого реактора с 121 шестигранной сборкой, разработанный в Аргоннской национальной лаборатории США. Ученый сравнил три варианта загрузки: стандартное MOX-топливо и два вида нитридного топлива, в котором торий сочетался либо с плутонием, либо с ураном-233. Модель позволяла проследить изменение состава и выгорание топлива, реактивности и распределения мощности на протяжении всего расчетного цикла.
Расчеты показали, что оба варианта ториевого топлива позволяли поддерживать цепную реакцию в течение 6400 суток против 3400 суток у MOX-топлива. Особенно наглядно преимущества ториевого цикла проявились в топливе с торием и плутонием. В начале работы урана-233 в нем не было, но по мере выгорания плутония этот изотоп образовывался из тория. К концу цикла в активной зоне накопилось около 481 кг урана-233, который составлял уже около 38% всех делящихся материалов. Масса делящихся изотопов плутония за это время сократилась примерно с 1420 до 813 кг. Таким образом, образование урана-233 частично компенсировало расход исходного плутония и позволяло дольше поддерживать цепную реакцию.
Еще одним преимуществом ториевого топлива стала меньшая концентрация ксенона-135 – продукта деления, который активно поглощает нейтроны и тем самым мешает поддержанию цепной реакции. Меньше всего ксенона-135 образовывалось в варианте с торием и ураном-233, больше всего – в MOX-топливе. Снижение концентрации этого изотопа уменьшает потери нейтронов и также способствует более длительной работе топлива.
Отдельно исследователь оценил, как три варианта топлива ведут себя при уменьшении количества натриевого теплоносителя в активной зоне. Для топлива с торием и ураном-233 реактивность при этом снижалась, тогда как для MOX-топлива и смеси тория с плутонием она возрастала. Первый вариант считается более благоприятным с точки зрения безопасности, поскольку при потере части теплоносителя интенсивность цепной реакции имеет тенденцию снижаться. Однако топливо с ураном-233 обладало высокой начальной реактивностью, поэтому содержание поглощающего нейтроны бора-10 в регулирующих стержнях в модели пришлось увеличить с 19,9 до 40%.
При этом полученные 17,5 года нельзя считать подтвержденным сроком непрерывной эксплуатации реального реактора без перегрузки топлива. Автор рассчитывал прежде всего нейтронно-физические характеристики активной зоны и отдельно отмечает, что на практике продолжительность цикла будет зависеть также от радиационного повреждения оболочек топлива, теплогидравлических и металлургических ограничений. Поэтому исследование показывает прежде всего потенциальную возможность почти вдвое увеличить топливный цикл быстрого реактора за счет использования тория и образования урана-233 непосредственно во время его работы.
