Numerical neutronic analysis of a natural lithium cooled fusion breeder fueled with UO2

Abstract

The ssile breeding capability of a catalyzed(DD) and (DT) fusion ssion (hybrid) reactor fueled with spent U02 is analyzed under rst wall fusion neutron load of 5 MW m2 to provide nuclear fuel for LWR's This can be a prospective alternative to the existing methods of nuclear fuel enrichment Lithium (Li) and lithium beryllium mixtures are chosen for the nuclear heat transfer out from the ssile fuelbreeding zone The behavior of the UO2 fuel is observed during the 48 months for discrete time intervals of t 15 days and over a plant factor of 75 % Calculations show that a residence time of 12 to 42 months in possible for spent UO2 kept inside a fusion ssion reactor so as to accumulate cumulative ssile fuel enrichment values that would meet an acceptable quality level for deployment of the irradiated UO2 as fuel in LWR's Enrichment grades between 45 % and 65 % can be achieved during a plant operation over four years depending on the type of fusion driver and coolant In all types the tritium breeding ratio (TBR) exceeds unity Therefore the blanket is selfsufficient with respect to tritium breeding Mathematical models have been established for important nuclear engineering criteria depending on the type of fusion driver and coolant in spent fuel rejuvenation

يتناول هذا البحث إمكانية إنتاج مواد قابلة للانشطار باستخدام تفاعلات (D T) و(D d) في مفاعل الانشطار والاندماج الهجيني، وذلك عند تعريض الجدار الأولى للمفاعل والمكون من وقود UO2 المستعمل لنيترونات الاندماج ذوات أحمال قدرها خمسة ميغاوات م² ومن ثم يمكن استخدام هذه المواد كوقود في مفاعلات الماء الخفيف (LWR's) ويمكن اعتبار هذا النسق كبديل لأسلوب إغناء الوقود النووي المتبع حاليا وقد اخترنا مزيجا من (Li) و(Li Be) كوسط ناقل للحرارة الناتجة من منطقة توليد الوقود وبمراقبة سلوك وقود UO2 خلال ثمان وأربعين شهرا على فترات زمنية متقطعة قدرها خمس عشرة شهرا وبنسبة 75 % أبانت الحسابات ضرورة مكوث الوقود لمدة 1242 شهرا داخل المفاعل وذلك لحدوث تراكم وإغناء للوقود المستخدم حتى يصل لمستوى يقارب المستوى المقبول لاستخدام UO2 المشع كوقود في (LWR's) يمكن الوصول إلى درجة إغناء قدرها 4565 % خلال أربع سنوات وذلك لى حسب نوع المبرد وحسب نوع تفاعلات الاندماج المستخدمة وفي ذلك فقد كان الغطاء متكاف ذاتيا بالنسبة لإنتاج التريتيوم