Уничтожающий плутоний ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом (варианты)

 

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении возможности уничтожения плутония, получаемого при переработке отработавших ядерных боеголовок или ядерного топлива, а также и других трансурановых элементов с одновременной наработкой 233U. Для достижения указанного результата используют жидкосолевой ядерный энергетический реактор, содержащий устройство для сбора наработанного 233U, сообщающееся с активной зоной и выполненное с возможностью периодического отделения от активной зоны, или энергетический реактор - размножитель одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, в качестве делящегося материала которой используют 235PuF3. 3 с. и 3 з.п.ф-лы, 6 ил.

Настоящее изобретение относится к ядерным реакторам с жидким ядерным топливом. В частности, изобретение относится к уничтожающим плутоний жидкосолевому ториевому ядерному энергетическому реактору с жидким ядерным топливом и жидкосолевому реактору-размножителю на основе ускорителя с жидким ядерным бланкетом.

Наиболее близким аналогом заявленного ядерного реактора с жидким ядерным топливом является ядерный реактор на расплавленных солях типа "Фудзи-11", содержащий реакторный корпус с активной зоной, заполненной расплавленной солью, состоящей из фторидов лития, бериллия, тория и делящегося вещества, с размещенными в активной зоне графитовыми замедлителями (см., например, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 27, N 12, December, 1990, p. 1163-1166).

Наиболее близким аналогом заявленного энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя является электроядерный реактор-размножитель одноструйного типа на основе ускорителя (MSR), содержащий ускоритель, мишель-бланкет из расплавленных фторидов с большим количеством ThF4 в качестве исходного материала, а также с 233UF4 или 235UF4, или 239PuF4 в качестве делящихся веществ, при этом концентрация ThF4 составляет 17,5 мол. %, а концентрация делящегося вещества - от 0,2 до 1 мол. % (см., например, GB, N 2098788, G 21 G 1/08, 1982, 12 с.).

Другой вариант энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя имеет наиболее близким аналогом электроядерный реактор-размножитель, описанный в GB, N 2098788, G 21 G 1/08, 1982, 12 стр.).

Плутоний, получаемый при переработке отработавших ядерных боеголовок или ядерного топлива, является серьезной социальной и экологической проблемой.

В свете решения вышеуказанной проблемы целью настоящего изобретения является усовершенствование известного реактора (MSR) с жидким ядерным топливом путем изменения топливного цикла и соответствующего незначительного необходимого изменения конструкции реактора для эффективного уничтожения Pu.

Другой целью настоящего изобретения является преобразование известного реактора AMSB в жидкосолевой энергетический реактор-размножитель на основе ускорителя для уничтожения Pu, использующий 239PuF3 в качестве ядерного делящегося вещества, путем наработки ценного 233U с одновременным уничтожением нежелательного плутония. То есть усовершенствованный реактор представляет собой жидкосолевой одноструйный реактор-размножитель на основе мощного ускорителя, в котором осуществляются химическая обработка 233UF4 жидкосолевой мишени/бланкета для требуемого уменьшения его концентрации и добавление нового 239PuF3, таким образом, чтобы увеличивалась наработка 233U при одновременном сжигании Pu. Усовершенствованный реактор может быть также использован для получения энергии, достаточной для самообеспечения системы, что сделает его экономичным.

Вышеуказанная первая цель достигается в соответствии с настоящим изобретением при помощи реактора MSR с жидким ядерным топливом, в котором пространство между замедлителями в активной зоне MSR сообщается с устройством сбора урана, это пространство заполнено жидким ядерным топливом, содержащим торий Th и плутоний Pu, уран 233U образуется из тория Th, образующийся уран 233U отделяется при помощи устройства сбора урана, а на место 233U добавляется плутоний Pu, тем самым обеспечивается его сжигание. Устройство сбора урана состоит из сливного резервуара и устройства фторирования. В реакторе соль, содержащая торий Th и плутоний Pu (ядерное топливо), прокачивается по каналам активной зоны. Плутоний Pu подвергается делению для получения энергии. В то же время образующиеся в результате деления нейтроны превращают торий Th в уран 233U. Наработанный уран 233U фторируется в устройстве сбора урана перед его отделением. Вместо урана 233U добавляют плутоний Pu для интенсификации сжигания.

(2) то же для 233UF4 или 233UF4 Вторая цель в соответствии с настоящим изобретением достигается при помощи энергетического реактора AMSB, в котором концентрации ThF4, 233UF4 или 235UF4 и 239PuF3 солевой мишени составляют: (1) концентрация ThF4 составляет 15-20 мол. %; (2) концентрация 233UF4 или 235UF4 составляет менее 1 мол. %, поддерживая подкритическое состояние для получения энергии большей, чем потребляемая, количество 233UF4 увеличивается и при необходимости отделяется; и (3) концентрация 239PuF3 составляет от 0,4 до 0,8 мол. %. В реакторе жидкосолевая мишень облучается пучком протонов и образующиеся в результате облучения нейтроны поглощаются в Th, нарабатывая 233U.

Третья цель в соответствии с настоящим изобретением достигается при помощи энергетического реактора AMSB, в котором концентрации ThF4, 233UF4 или 235UF4 и 239PuF3 солевой мишени составляют: (1) концентрация ThF4 составляет от 15 до 20 мол. %; (2) концентрация 233UF4 или 235UF4 составляет от 0,05 до 0,4 мол. %; количество 233UF4 увеличивается и по необходимости отделяется; (3) концентрация 239PuF3 составляет от 0,4 до 0,8 мол. %. В реакторе жидкосолевая мишень облучается пучком протонов и образующиеся в результате облучения нейтроны поглощаются в Th, нарабатывая 233U.

Поскольку другие трансурановые элементы, такие как Np, Am и Cm, ведут себя аналогично Pu, они могут быть добавлены к плутонию Pu для уничтожения. Вышеуказанные и другие цели, преимущества, способ работы и новые свойства настоящего изобретения будут видны из последующего подробного описания с сопровождающими рисунками, на которых изображено: на фиг. 1 - продольное сечение ядерного реактора (MSR) с жидким ядерным топливом в соответствии с первым вариантом реализации настоящего изобретения; на фиг. 2 - поперечное сечение по А-А на фиг. 1; на фиг. 3 - размеры отдельных зон активной зоны в соответствии с первым вариантом реализации настоящего изобретения; на фиг. 4 - продольное сечение жидкосолевого энергетического реактора-размножителя на основе ускорителя (AMSB) в соответствии с 4-м вариантом реализации настоящего изобретения; на фиг. 5 - блок-схема топливного цикла в соответствии с 4-м вариантом реализации настоящего изобретения; на фиг. 6 - графитовые замедлители.

Вариант 1.

Ниже подробно описан первый вариант реализации настоящего изобретения со ссылками на сопровождающие чертежи. Вариант, показанный на фиг. 1, относится к энергетическому реактору MSR с электрической мощностью 155 МВт (350 МВт тепловой мощности).

Как видно на фиг. 1, энергетический реактор имеет цилиндрический тонкостенный корпус 3, выполненный из Ni-Mo-Cr сплава, расположенный под толстостенными бетонными кожухами 1 и 2. Размеры вышеуказанных частей видны из сравнения с приведенным на фиг. 1 2-метровым масштабом. Реакторный корпус имеет два входа 4 для расплавленной соли, расположенных в его нижней части, и два выхода 5 для расплавленной соли в верхней части корпуса.

Расплавленная соль состоит из 7LiF- BeF2-ThF4- 239PuF3. Молярные проценты 7LiF, BeF2, ThF4 и 239PuF3 составляют 71,7; 16; 12 и 0,3 соответственно.

Реакторный корпус 3 имеет также расположенный внутри графитовый отражатель 6. В реакторном корпусе 3 расположены также перемещаемые в центральной части 1 активной зоны 7 при помощи привода 9 вверх и вниз графитовые управляющие стержни 8. В зоне I расположены закрепленные графитовые замедлители 10, как показано на фиг. 1 и фиг. 2. Замедлители имеют около 2 м в длину и снабжены верхним и нижним опорными креплениями каждый.

Каждый замедлитель 10 в центральной части 1 имеет гексагональную форму и образован шестью длинными узкими ромбическими пластинами 11 таким образом, чтобы между замедлителями обеспечивалось определенное свободное пространство при помощи, например, выступов. Пористость замедлителя 10 составляет от 6 до 8%, предпочтительно 7%, а объемная доля графита составляет от 92 до 94%, предпочтительно 93%. В окружающей зоне II, расположенной с внешней стороны центральной части 1, размещены графитовые замедлители 13. Замедлители 13 обозначены белым цветом на фиг. 2. Пористость замедлителей 13 составляет от 8 до 12%, предпочтительно 10%, а объемная доля графита составляет от 88 до 92%, предпочтительно 90%.

Имеются также сходные графитовые замедлители 14 общей толщиной от 30 до 50 см в зоне воспроизводства III, расположенной с внешней стороны окружающей зоны II. Каждый из замедлителей 14 имеет гексагональную форму и образован девятью длинными узкими ромбическими пластинами 15 таким образом, чтобы между замедлителями обеспечивалось определенное свободное пространство 16 при помощи, например, выступов. Пористость замедлителя 14 составляет от 30 до 34%, предпочтительно 32%, а объемная доля графита составляет от 66 до 70%, предпочтительно 68%.

На фиг. 3 показаны размеры графитового отражателя 6 в реакторном корпусе 3 и размеры зон I, II и III в активной зоне 7.

В реакторный корпус 3 устанавливают графитовые замедлители 10, 13 и 14 прежде, чем производится уплотнение сваркой. Это означает, что единственной движущейся частью является привод 9 управляющих стержней 8 в центре реакторного корпуса 3. Суммарное количество топливной соли, включая расположенную вне активной зоны, составляет 12,1 м3 или 40,5 тонн. Сюда входят 530 кг 239Pu и 1,75 тонн Th. Центральная часть активной зоны 7 связана через трубу 19 с нижней частью расположенного внизу сливного резервуара 20. В свою очередь нижняя часть сливного резервуара 20 соединена трубопроводом 21 с устройством фторирования 22. Нижняя часть устройства фторирования 22 также соединена с питательной трубкой 23 для подачи гелия и фтора. Устройство фторирования 22 имеет расположенный вверху выход 24 для гелия, фтора и UF6.

Далее приведено описание работы энергетического реактора.

Соль, состоящая из химически стабильных, находящихся при нормальном давлении фторидов 7Li-ВеF2-ThF4-239PuF3, подается в активную зону 7 через входы 4. Соль прокачивается через свободные пространства 12 и 16 между замедлителями 10, 13 и 14 вверх до выходов 5. Если какой-либо из управляющих стержней 8 опускают в зону I активной зоны 7 приводом 9, поглощение нейтронов уменьшается. В результате плотность нейтронов увеличивается, так что ядерная реакция может быть усилена по сравнению с обычными ядерными реакторами.

В результате реакции плутоний Pu делится с выделением энергии и образованием нейтронов. Часть нейтронов поглощается в Th, превращающемся в 233U. Коэффициент воспроизводства составляет около 90%. В процессе работы инертные газы, включающие Kr и XE, образующиеся в результате деления, не растворяются в соли, около 99% из них отделяется от газового объема и удаляется из реактора.

По мере необходимости производят добавку топливной соли 7LiF-239PuF3 в солевой резервуар. По мере добавки загрязненная топливная соль удаляется для поддержания постоянства объема в резервуаре.

С другой стороны, высокотемпературная топливная соль, выводимая из реактора, циркулирует по двум солевым контурам. Первый теплообменник передает тепло от топливной соли к расплавленной соли второго контура NaBF4-NaF с молярными процентами 92 и 8. В свою очередь второй теплообменник передает тепло от соли к воде для производства водяного пара. Водяной пар вращает турбину для производства электроэнергии. Получаемый КПД составляет около 43% в надкритическом состоянии.

Уран 233U, образующийся при поглощении части образовавшихся нейтронов торием Th, подвергают фторированию в сливном резервуаре 20 и устройстве фторирования 22 каждый год или каждые два года. Это необходимо для отделения 233U топливной соли и его сбора. Собранный 233U может быть использован в качестве топлива в других обычных ядерных энергетических реакторах на расплавненных солях.

Обработанное топливо возвращают в реактор. Перед возвращением в реактор к топливу добавляют Pu или его аналоги, за счет чего расходуется Pu и нарабатывается 233U.

При отделении 233U можно также отделять другие вещества, образующиеся в результате деления, методами дистилляции, окисления-осаждения, жидкометаллического контактного экстрагирования так же, как и вышеуказанным методом фторирования. Это может увеличить эффективность использования нейтронов и предотвратить коррозию. Скорость отделения веществ зависит от экономики всей ядерной энергетической установки.

Первоначальная загрузка 239Pu составляла около 530 кг. При ежегодной добавке Th в количестве 146 кг и Pu в количестве 26 кг в течение 2-х лет было сожжено 250 кг Pu.

Через 2 года выгоревшая соль была удалена в сливной резервуар. В обрабатывающий резервуар ввели смесь газов фтора и гелия. В результате было отделено около 170 кг 233U в виде газа UF6.

Соль была возвращена в реактор и перед пуском реактора в нее добавили около 220 кг Pu.

В течение 20 лет реактор способен уничтожить около 2,3 тонн Pu и наработать около 1,5 тонн 233U.

Вариант 2.

Для уничтожения Pu из отработавшего топлива легководных реакторов, содержащего 239Pu, 240Pu, 241Pu и 242Pu в соотношении 56,5 : 25,3 : 13,2 : 5,0, использовался небольшой энергетический реактор на расплавленных солях (MSR) электрической мощностью в 1000 МВт (тепловой мощностью 250 МВт) с топливной солью, содержащей 7LiF-BeF2-ThF4-PuF3. Молярные проценты 7LiF, BeF2, ThF4 и PuF3 составляют 71,81; 16; 12 и 0,19 соответственно.

Размеры реактора составляют около 6 м в диаметре и 5 м в высоту. Размеры активной зоны и зоны воспроизводства составляют около 4,6 м в диаметре и 3,7 м в высоту. Выходная удельная мощность реактора составила в среднем около 4 кВт-час/литр.

Первоначальная загрузка Pu составила около 390 кг. После добавления Pu в количестве около 320 кг и Th в количестве около 220 кг после работы в течение 1000 дней сгорело около 240 кг Pu.

После 1000 дней работы выгоревшая соль перед фторированием удаляется в сливной резервуар. В результате в виде UF6 было отделено около 190 кг 233U. После этого соль возвращалась в реактор с добавлением в нее до пуска реактора около 280 кг Pu.

За 20 лет реактор способен уничтожить около 1,7 тонн Pu и наработать около 1,4 тонны 233U.

Как следует из вышеуказанного, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением обладает следующими свойствами.

(1) Реактор может сжечь большое количество Pu. Образующийся из Th 233U может быть отделен по мере необходимости так, что в среднем может сохраниться на 10% меньшее количество 233U, чем количество Pu.

Это означает, что коэффициент сжигания по отношению к общему количеству ядерных делящихся материалов может составить от 85 до 95%.

(2) Для того, чтобы использовать Pu не только в качестве сжигаемого топлива, но и использовать образующиеся в результате деления нейтроны, осуществляют превращение Th в 233U, не оставляя последний в большом количестве в реакторе. Это означает, что количество сжигаемого 233U невелико, большая его часть может быть собрана для использования в других реакторах. Так как коэффициент воспроизводства в заявленном реакторе составляет около 0,81, расходуемый Pu практически полностью превращается в 233U (70-90%).

(3) Кроме того, реактор может вырабатывать электроэнергию. Выработка энергии может прерываться на время проведения процесса отделения 233U, который осуществляют каждые 3-5 лет. Может быть использован байпас для осуществления отделения в процессе работы реактора.

(4) Изменение реакции не слишком значительно, поскольку происходит регенерация большей части потребляемых ядерных делящихся веществ в виде 233U. Таким образом, управление и обслуживание реактора не сложны.

Вариант 3.

Для увеличения наработки 233U удельной тепловой мощности изменяют все значения, приведенные в примере 2.

Размеры реактора составляют около 5,4 м в диаметре и 4,8 м в высоту. Размеры активной зоны и зоны воспроизводства составляют около 3,8 м в диаметре и 3,2 м в высоту. Молярные проценты 239PuF3 составляют вначале 0,21. Начальная загрузка Pu составляет около 319 кг. После 1000 дней работы сгорело около 197 кг Pu. Наработка 233U за этот период составила около 242 кг.

В течение 20 лет реактор способен уничтожить около 1,44 т Pu и наработать около 1,77 т 233U.

Вариант 4.

Ниже подробно описан четвертый вариант реализации настоящего изобретения со ссылками на фиг. 4 и 5. Четвертый вариант реализации представляет собой энергетический реактор-размножитель, используемый совместно с ускорителем для воспроизводства 233U. Используемая в мишени/бланкете соль представляет собой смесь расплавленных металлических солей 7LiF-ВеF2-ThF4-233UF4- 239PuF3. Концентрации 7LiF, BeF2, ThF4, 233UF4 и 239PuF3 составляют 6,4; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах соответственно. Общее количество соли составляет около 100 м3.

Солевая мишень 31 подается в выполненное из Ni сплава реакционное устройство 32 реактора AMSB (реактор-размножитель на расплавленных солях на основе ускорителя), показанное на фиг. 4. Реакционное устройство 32, выполненное в форме перевернутого конуса, имеет графитовый отражатель 33 и графитовый кожух 34, расположенный между стенками устройства и отражателем. Верхняя крышка 35 также изнутри снабжена графитовым кожухом 36. В центре верхней крышки 35 расположен сквозной канал 37 для пучка протонов 38. Пучок протонов 38 направляется тремя отклоняющими магнитами 39 на солевую мишень 31. На фиг. 4 показаны также ловушка паров 40 и нейтронный защитный экран 41.

В процессе работы осуществляют завихрение солевой мишени 31 в реакционном устройстве 32. Пучок протонов 38 падает на область эксцентричного центра вихря.

Нейтроны, образующиеся в результате облучения падающим пучком протонов, вызывают деление 239Pu, загруженного для сжигания. Деление вызывает генерацию нейтронов. Часть 239Pu уничтожается также в результате протонного скалывания.

Большая часть образовавшихся нейтронов поглощается Th для наработки 233U. Поскольку наработанный 233U немедленно отделяется для сохранения низкого обогащения, он не уничтожается в результате деления. Таким образом может быть увеличена наработка 233U.

В процессе ядерных реакций выделяется большое количество тепла, особенно в процессе реакции деления. Тепло может быть использовано для выработки электроэнергии.

Более подробно, солевая мишень 31 выводится через выход 43 в нижней части реакционного устройства 32 при помощи главного насоса 42. Затем соль 31 передает тепло вторичной жидкости 45 в теплообменнике 44. Затем соль 31 прокачивается по основному трубопроводу 46 через регулирующий клапан 47 перед возвращением на вход 48 в верхней части реакционного устройства 32. В ходе работы вторичная жидкость 45 используется в генераторе G на фиг. 5 для выработки электроэнергии. Часть соли 31 ответвляется по мере необходимости в байпас 51 насосом 50. Она может быть подвергнута фторированию при помощи системы химической обработки 52, показанной в левой части фиг. 5, для отделения. При помощи фторирования и дистилляции системой химической обработки 52 отделяют 233UF6 от соли 31, сохраняя низкое обогащение 233U. Избыток соли 31 возвращается в резервуар 54 через сливной трубопровод 53. Газ 233UF6, отделенный системой химической обработки 52, немедленно подается в резервуар топливной соли 55, где он восстанавливается и растворяется в виде 233U. Топливная соль, обработанная как указано выше, подается в ядерные энергетические реакторы деления на расплавленных солях, показанные на фиг. 5, (см. заявку Японии N 60-272165) для использования в качестве топлива.

Вся соль 31 по мере необходимости очищается устройством циклической обработки 60. Это означает, что обработка в резервуаре топливной соли 55 или в устройстве циклической обработки 60 осуществляется с такой частотой, что вся соль обрабатывается около двух раз в год. Причина этого заключается в том, что обогащение ядерных делящихся веществ должно быть сведено до уровня ниже 10%. В то же время по мере необходимости могут быть отделены такие газы, как тритий.

Поскольку количество таких составных частей, как ThF4, PuF3, значительно уменьшается, они по мере необходимости добавляются как эвтектические соли с 7LiF для поддержания вышеупомянутого состава. Аналогично 233UF6, отделенный устройством циклической обработки 60, отводится в резервуар топливной соли 55.

Если в заявленном ядерном реакторе деления используется пучок протонов 38 мощностью, например, 1 ГэВ или 300 mA, количество сжигаемого и уничтожаемого плутония составляет около 310 кг в год. Наработка 233U составляет около 730 кг в год. Поскольку производительность реакторной системы по 233U составляет около 750 кг, его количество удваивается приблизительно каждые 1,03 года. Это означает, что реактор-размножитель высоко эффективен.

Вариант 5.

Приведенные в варианте 4 концентрации 7LiF, BeF2, ThF4, 233UF4 и 239PuF3 изменяются от 64; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах до соответственно 64, 18, 16,9, 0,4 и 0,7 соответственно. Общее количество сжигаемого и уничтожаемого Pu составляет около 385 кг в год. Наработка 233U составляет 785 кг в год. Он удваивается за 3,8 года.

Вариант 6.

Приведенные в варианте 4 концентрации 7LiF, BeF2, ThF4, 233UF4 и 239PuF3 изменяются от 64; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах соответственно до 64, 18, 16,7, 0,6 и 0,7. Общее количество сжигаемого и уничтожаемого Pu составляет около 470 кг в год. Наработка 233U составляет 840 кг в год. Он удваивается приблизительно за 3,6 года.

Экономика ядерного реактора деления в соответствии с настоящим изобретением может быть оценена следующим образом.

Выработка энергии составляет около 800 или 1200 МВт (эл.) в вариантах 5 и 6 соответственно. Хотя это не точно и при этом производится большое количество продуктов ядерных реакций. Около 600 МВт (эл.) потребляется в самой реакторной системе, остающиеся 200 и 600 МВт (эл.) могут быть проданы. Если цена энергии составляет 10 иен за квт-час, суммарная стоимость продажи составит 44 биллиона иен в год. Это значительно превышает все издержки, составляющие 20-30 биллионов иен в год.

В соответствии с настоящим изобретением ядерный реактор способен вырабатывать электроэнергию не только в количестве, необходимом для полного самообеспечения системы, но также и окупить затраты на сооружение, управление и обслуживание.

Реакторная установка может быть использована в качестве энергетической установки. Тем не менее ее основной задачей является не выработка энергии, а наработка топлива 233U и использование Th в качестве источника.

Кроме того, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением может эффективно нарабатывать ценный 233U при одновременном эффективном уничтожении Pu, создающего множество сложных социальных и экологических проблем.

Кроме того, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением может нарабатывать 233U и одновременно приносить прибыль от продажи электроэнергии, тогда как обычные реакторы-размножители на основе ускорителя имеют слишком высокую стоимость.

Формула изобретения

1. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, содержащий активную зону, замедлители, расположенные в активной зоне со свободным пространством между ними, заполненным жидким ядерным топливом, содержащим Th и Pu, для наработки урана 233U, отличающийся тем, что содержит устройство сбора наработанного урана, сообщающееся с активной зоной и выполненное с возможностью периодического, по мере необходимости, отделения от активной зоны.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что любой из трансурановых элементов, таких, как Np, Am и Cm, являются добавками к плутонию Рu.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что устройство сбора урана включает сливной резервуар и устройство фторирования.

4. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, выполненный в виде энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, состоящую из расплавленных фторидов с большим количеством ThF4 в качестве исходного материала, с концентрацией 15 - 20 мол.%, а также с 233UF4 или 235UF4 в качестве делящихся веществ с поддерживающей подкритическое состояние концентрацией менее 1 мол. %, солевая мишень выполнена с возможностью облучения пучком протонов, получения нейтронов и их поглощения в Th, отличающийся тем, что в качестве делящегося вещества дополнительно используется 239PuF3 с концентрацией 0,4 - 0,8 мол.%.

5. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, выполненный в виде энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, состоящую из расплавленных фторидов с большим количеством ThF4 в качестве исходного материала, с концентрацией ThF4 15 - 20 мол.%, и выполненную с возможностью облучения пучком протонов, образования нейтронов и их поглощения в Th, а также 233UF4 или 235UF4 c концентрацией менее 1 мол.% в качестве делящихся веществ, отличающийся тем, что в качестве делящихся веществ дополнительно используют 233PuF3 с концентрацией 0,4 - 0,8 мол.%, а также 233UF4 или 235UF4 c концентрацией 0,05 - 0,4 мол.%.

6. Ядерный реактор по п.4 или 5, отличающийся тем, что любой из трансурановых элементов, таких, как Np, Am и Cm являются добавками к плутонию Рu.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3, Рисунок 4, Рисунок 5, Рисунок 6



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной энергетике, касается, в частности, вопросов эксплуатации ядерных реакторов и может быть использовано при восстановлении графитовой кладки активной зоны уран-графитового ядерного реактора

Изобретение относится к ядерным реакторам и, в частности, к реакторам-преобразователям, используемым в качестве источников электроэнергии в ядерных энергетических установках космических аппаратов

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования конструкций тепловыделяющих элементов (твэлов), входящих в состав модернизируемых тепловыделяющих сборок (ТВС), из которых набирается модернизированная активная зона и может найти применение в различных типах водоохлаждаемых корпусных ядерных реакторов, использующих твэлы, установленные параллельно друг другу, особенно в водо-водяных энергетических ядерных реакторах (ВВЭР-440 или ВВЭР-1000)

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к области ядерной техники и предназначено для осуществления цепной ядерной реакции деления

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерной технике и касается усовершенствования активных зон ядерных реакторов, в которых в качестве теплоносителя и замедлителя используется вода (так называемых водо-водяных ядерных реакторах), применяемых как источник тепла для электростанций, в силовых установках и пр., особенно в реакторах тепловой мощностью порядка 1150 - 1700 МВт

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам интегрального типа

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах, в котором в его топливную сборку вводится замедлитель однородным или неоднородным образом с целью преобразования спектра нейтронов для снижения коэффициента заполнения и увеличения константы Доплера

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано для получения энергии, выделяющейся при реакциях синтеза, протекающих в реакторе

Изобретение относится к ядерным реакторам на бытовых нейтронах интегрального типа

Изобретение относится к ядерным реакторам на бытовых нейтронах интегрального типа

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом

Наверх