Исследователь из Управления по атомной энергии Египта Мустафа Азиз пришёл к выводу, что использование торий-нитридного топлива позволяет почти вдвое увеличить расчётную продолжительность работы малого модульного быстрого реактора на одной загрузке топлива – с примерно 9,3 до 17,5 лет. Результаты моделирования опубликованы в научной работе, посвящённой натрий-охлаждаемому быстрому реактору тепловой мощностью 125 МВт.

Хотя торий-232 не является делящимся материалом, внутри реактора он может преобразовываться в ядерное топливо. После поглощения нейтрона торий-232 превращается в торий-233, который в результате двух последовательных бета-распадов сначала становится протактинием-233, а затем делящимся ураном-233. Таким образом, торий в ходе работы реактора частично восполняет расход первоначально загруженного делящегося материала.

Для исследования Азиз создал компьютерную модель реактора с использованием метода Монте-Карло для моделирования движения и взаимодействия нейтронов в активной зоне. Модель основывалась на конструкции малого модульного быстрого реактора со 121 гексагональной сборкой, разработанной в Аргоннской национальной лаборатории США. Учёный сравнил три варианта топливной загрузки: стандартное MOX-топливо и два типа нитридного топлива, в которых торий сочетался с плутонием либо с ураном-233.

Расчёты показали, что оба типа ториевого топлива могут поддерживать цепную реакцию в течение 6400 дней по сравнению с 3400 днями для MOX-топлива. Выгорание при использовании ториевого топлива достигло 85,5 ГВт·сут/т по сравнению с 37,5 ГВт·сут/т для традиционного уран-плутониевого смешанного оксидного топлива.

Преимущества ториевого цикла особенно ярко проявились для топлива на основе тория и плутония. В начале работы такое топливо не содержало урана-233, однако по мере выгорания плутония этот изотоп образовывался из тория. К концу цикла в активной зоне накопилось около 481 кг урана-233, что составило примерно 38% всех делящихся материалов. При этом масса делящихся изотопов плутония уменьшилась с примерно 1420 кг до 813 кг. Это означает, что образование урана-233 частично компенсировало расход исходного плутония, поддерживая цепную реакцию в течение более длительного периода.

Ещё одним преимуществом ториевого топлива стала более низкая концентрация ксенона-135 – продукта деления, который активно поглощает нейтроны и препятствует протеканию цепной реакции. Его производство было наименьшим в топливе торий/уран-233 и наибольшим в MOX-топливе. Снижение концентрации этого изотопа способствует минимизации потерь нейтронов и увеличению продолжительности кампании.

Исследователь также оценил поведение трёх вариантов топлива при уменьшении количества натриевого теплоносителя в активной зоне. Для топлива торий/уран-233 реактивность снижалась, тогда как для MOX-топлива и смеси тория с плутонием наблюдался её рост. Первый вариант считается более предпочтительным с точки зрения безопасности, поскольку интенсивность цепной реакции при частичной потере теплоносителя имеет тенденцию к снижению. Однако топливо на основе урана-233 показало высокую начальную реактивность, что потребовало увеличения количества поглощающего нейтроны бора-10 в стержнях управления с 19,9% до 40% в модели.

Следует отметить, что расчётный период в 17,5 лет не может рассматриваться как подтверждённый срок непрерывной работы реального реактора без перезагрузки. Расчёты автора касались главным образом нейтронно-физических характеристик активной зоны. Как отмечает исследователь, фактическая продолжительность цикла будет также зависеть от радиационного повреждения оболочек твэлов, а также от тепло-гидравлических и металлургических ограничений. Поэтому представленное исследование прежде всего демонстрирует потенциал почти двукратного увеличения топливной кампании быстрого реактора за счёт использования тория и наработки урана-233 в процессе его работы.