Modern challenges of nuclear power concern a potential shortage of nuclear fuel for fission reactors in the case of intensive development of the nuclear industry, insufficient development of economic and safe fast reactors, underutilization of the closed fuel cycle, spent nuclear fuel reprocessing, nuclear power safety and nonproliferation of weapon-grade materials. Expected progress in solving these problems is associated with the development of a hybrid fusion neutron source (FNS) with a subcritical blanket, using the closed nuclear fuel cycle. In this work the capability of hybrid fusion neutron source blankets in the generation of 233U, 239Pu and 3H nuclides, reprocessing of spent nuclear fuel, electricity and heat production are investigated. The basic kinds of blankets are considered. There is a uranium and thorium solid-state blanket, a blanket with the use of heavy water solutions of salts, oxides of uranium and thorium, a molten lead and a molten salt blanket. The structure and geometrical parameters of the blankets, the moderators, and the fertile materials are optimized to obtain the ultimate nuclear fuel yield at the minimal accumulation of radiation toxic wastes. The neutronics comparative analysis of the different blanket models is presented. In the results, the optimal FNS blanket models have been chosen.
現代の原子力における課題は、核分裂炉のための核燃料の潜在的な不足、経済的で安全な高速炉の開発不足、閉燃料サイクルの未活用、使用済み核燃料の再処理、原子力の安全性、そして兵器級核物質の核不拡散に関するものである。これらの課題の解決における進展は、閉燃料サイクルを利用した、未臨界ブランケットを備えたハイブリッド核融合中性子源（FNS）の開発に関連している。本研究では、ハイブリッド核融合中性子源ブランケットにおける233U、239Pu、3H核種の生成、使用済み核燃料の再処理、ならびに電力と熱の生産能力について調査した。主要なブランケットの種類を検討した。ウランおよびトリウムの固体ブランケット、ウランおよびトリウムの酸化物の塩類の重水溶液を利用するブランケット、溶融鉛ブランケット、溶融塩ブランケットがある。ブランケット、減速材、および増殖材料の構造と幾何学的パラメータは、放射性毒性廃棄物の蓄積を最小限に抑えつつ、最終的な核燃料収率を得るために最適化された。異なるブランケットモデルの核特性に関する比較分析を示した。その結果、最適なFNSブランケットモデルが選定された。