Способ сжигания трансурановых химических элементов и ядерный реактор для осуществления этого способа

Изобретение относится к области атомной техники. Сущность изобретения: способ сжигания трансурановых химических элементов, при котором упомянутые элементы размещают в подкритической активной зоне ядерного реактора и осуществляют инжекцию расщепляющих нейтронов, испускаемых из внешнего источника, в эту активную зону. При этом используют реактор, в котором активная зона работает на низком подкритичном уровне, по существу равном разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей β запаздывающих нейтронов в активной зоне. Измеряют мгновенный поток n(t) нейтронов в активной зоне. Регулируют мощность внешнего источника в реальном масштабе времени на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей β_s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности. Преимущества изобретения заключаются в повышении качества переработки радиоактивных отходов и безопасности способа. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Изобретение касается способа, который обеспечивает сжигание трансурановых химических элементов в ядерном реакторе.

Изобретение также касается ядерного реактора для осуществления этого способа.

Среди трансурановых химических элементов, которые можно сжигать в соответствии с изобретением, можно указать, в частности, долгоживущие ядерные отходы, такие как неосновные актиноиды, и плутоний.

Предшествующий уровень техники

В ядерной промышленности долгоживущие ядерные отходы представляют основную угрозу для окружающей среды. Вот почему предусматривают переработку этих отходов путем сжигания.

Среди первоначально рассматривавшихся решений можно указать, для сведения, непосредственное расщепление неосновных актиноидов пучком частиц и деление этих отходов нейтронами, испускаемыми непосредственно из мишени для расщепления. Однако к настоящему моменту эти способы являются неудовлетворительными, потому что массовое сжигание отходов в обоих случаях требует применения пучков недостижимой интенсивности.

Другим решением могло бы стать введение неосновных актиноидов, подлежащих сжиганию, в классические ядерные реакторы (реакторы с водой под давлением или реакторы на быстрых нейтронах). Но тогда количество отходов, вводимых в каждый реактор, приходится ограничивать величиной, составляющей 1% количества топлива. Фактически, введение этих элементов могло бы привести к ухудшению некоторых параметров, которые важны для безопасности реактора и, в частности, к падению доли β запаздывающих нейтронов, а также коэффициента Доплера в активной зоне реактора. Кроме того, этот способ привел бы к осложнению, которое могло бы затруднить доступ для управления активными зонами рассматриваемых реакторов и привести к увеличению затрат, поскольку пришлось бы вносить изменения, по существу, во все существующие реакторы.

Чтобы как следует понять важность доли β запаздывающих нейтронов в ядерном реакторе, следует вспомнить, что в критическом реакторе требуется, чтобы период свободных колебаний реактора был больше, чем постоянные времени явлений, которые гарантируют стабильность системы (тепловых реакций встречных пучков, расширений, систем регулирования). Однако период свободных колебаний критического реактора является переменным таким же образом, что и доля β. В результате, доля запаздывающих нейтронов в реакторе этого типа также должна превышать некоторый минимальный порог.

В настоящее время предусмотрены еще два решения сжигания ядерных отходов. Это, во-первых, критические реакторы, специализированные для выполнения этой функции, а во-вторых, подкритические реакторы.

В «специализированных» критических реакторах такие характеристики реактора, как геометрия активной зоны и состав топлива, пришлось бы изменять по сравнению классическим ядерным реактором, чтобы обеспечить работу этих реакторов с более высокой концентрацией отходов.

На практике предусматривают ограничение активной зоны специализированного критического реактора после определения минимальной, с точки зрения жесткого соблюдения мер безопасности, величины доли β запаздывающих нейтронов, необходимой для критической реакции. Затем можно было бы скорректировать состав топлива (добавляя U₂₃₅ и TH₂₃₂) и пропускную способность при сжигании, иными словами процентную долю отходов, вводимых в активную зону, таким образом, что доля запаздывающих нейтронов поддерживалась бы, с подходящим допуском, в пределах минимальной величины, определенной заранее. Падение коэффициента Доплера можно было бы уменьшить, изменяя геометрию активной зоны и жесткость спектра.

Хотя разработка специализированного критического реактора этого типа представляется возможной, она определенно является очень трудной, учитывая проблемы, которые пришлось бы решать.

Кроме того, даже если бы удалось преодолеть этот барьер, реактор в любом случае должен был бы иметь долю β запаздывающих нейтронов меньшую, чем эта доля в классических реакторах на быстрых нейтронах, в которых эта доля уже является сравнительно малой. Даже если доля запаздывающих нейтронов удовлетворяет непреложным требованиям безопасности, специализированный критический реактор должен был бы иметь меньший уровень безопасности, чем существующие реакторы, при эксплуатации которых уже пришлось иметь дело с некоторыми типами аварий.

Другое решение, предусматриваемое в настоящее время для сжигания ядерных отходов, касается использования подкритических гибридных систем, которые также называют системами с возбуждением от ускорителя (СВУ). Система этого типа описана в документе US-A-5774514.

В системе этого типа подкритический ядерный реактор объединен с внешним источником нейтронов, содержащим мишень для расщепления, расположенную внутри активной зоны реактора. Более конкретно, мишень в виде материала, который обычно является жидким, таким как свинцово-висмутовый, заключена в резервуар в форме глухого канала, находящийся в вырезе, сделанном в активной зоне реактора. Мишень бомбардируют протонами, испускаемыми источником, находящимся снаружи корпуса реактора. Эти протоны ускоряются ускорителем, который находится снаружи корпуса, так что они получают энергию, необходимую для расщепления мишени.

Ввиду того, что реактор является подкритическим, в системе этого типа не накладывается ограничение на долю β запаздывающих нейтронов. Поэтому реактор ведет себя как простой усилитель внешнего источника нейтронов. Это априори является положительным аспектом системы, при условии, что имеется достаточный подкритический запас для предотвращения, без какого бы то ни было дополнительного риска, аварийного перехода реактора в критическое состояние. По этой причине обычно предусматривают эффективный коэффициент k_eff размножения, предпочтительно находящийся в диапазоне 0,9-0,95 для активных зон реакторов подкритических гибридных систем. Максимальная величина, которую нельзя превышать, составляет, по оценкам, 0,98.

Эффективность управляющих стержней, которые используются в критических реакторах, недостаточна для обеспечения управления гибридными системами с высокими уровнями подкритичности. Тогда эту функцию полностью перекладывают на внешние источники нейтронов.

Однако подкритическая гибридная система этого типа требует наличия важного внешнего источника расщепляющих нейтронов. Это приводит к тому, что к источнику протонов и протонному ускорителю предъявляются требования очень высокой мощности и управляемости, что в свою очередь ведет к значительно более высоким затратам по сравнению с эквивалентным критическим реактором.

Помимо этого, в отличие от критических реакторов, подкритические гибридные системы выгодны лишь очень малой степенью эффектов тепловых реакций встречных пучков, которые играют важную усредняющую роль во время некоторых переходных процессов. Эта проблема подчеркивается потому, что время отклика на изменения в источнике или на изменения реактивности является очень коротким, что приводит к быстрым изменениям мощности во время переходных процессов.

Кроме того, система этого типа характерна специфическим риском аварии вследствие того, что в начале цикла осуществляется инжекция пучка протонов максимальной интенсивности, которая необходима в конце цикла.

Поэтому очевидно, что ни одно из двух решений, предусмотренных в настоящее время для сжигания ядерных отходов, не имеет решающих преимуществ. Наоборот, оба эти решения ставят проблемы, которые в свою очередь могут привести к критическим дефектам в будущем.

Описание изобретения

Конкретной целью изобретения является разработка способа сжигания, который представляет собой решение, являющееся промежуточным между решением, связанным со специализированным критическим реактором, и решением, связанным с подкритической гибридной системой, причем предлагаемое решение дает возможность разрешения проблем безопасности, связанных с падением доли β запаздывающих нейтронов в специализированных критических реакторах, и проблем, возникающих, в частности, из-за размеров источника протонов и протонного ускорителя в подкритических гибридных реакторах.

Согласно изобретению этот результат получают посредством способа сжигания трансурановых химических элементов, при котором упомянутые элементы размещают в подкритической активной зоне ядерного реактора и осуществляют инжекцию расщепляющих нейтронов, испускаемых из внешнего источника, в эту активную зону, отличающегося тем, что

используют реактор, в котором активная зона работает на низком уровне подкритичности, по существу равном разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей β запаздывающих нейтронов в активной зоне,

измеряют мгновенный поток n(t) нейтронов в активной зоне,

регулируют мощность внешнего источника в реальном масштабе времени на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей β_s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности.

Иными словами, низкий уровень доли β собственных запаздывающих нейтронов в активной зоне реактора, ввиду присутствия в этой активной зоне большой доли трансурановых химических элементов, компенсируется мнимым добавлением дополнительной группы запаздывающих нейтронов. Этого достигают, заставляя активную зону реактора работать на очень низком уровне подкритичности, что дает возможность приближенно имитировать добавление доли запаздывающих нейтронов, иными словами, восполнять тот дефицит доли β запаздывающих нейтронов, который приходится компенсировать. Проводимое в реальном масштабе времени измерение мгновенного потока n(t) нейтронов дает возможность вычислять в реальном масштабе времени эволюцию количества мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов с тем, чтобы регулировать, снова в реальном масштабе времени, мощность внешнего источника. Тогда нейтроны, инжектируемые в активную зону, отображают сокращение мнимых предшественников из дополнительной группы, количество которых получено путем расчета, и восполняют дефицит нейтронов, вызванный режимом работы в состоянии подкритичности.

Построенная таким образом гибридная система ведет себя и управляется как критический реактор. Фактически, реакция встречных пучков, установившаяся между внешним источником и мощностью нейтронов посредством мнимой дополнительной группы запаздывающих нейтронов, обеспечивает стабильность очень незначительно подкритической гибридной системы и преобразует ее мнимым образом в критический реактор с долей запаздывающих нейтронов, возросшей на величину β_s.

Поэтому низкий уровень доли запаздывающих нейтронов, возрастающей из-за присутствия трансурановых элементов в активной зоне реактора, компенсируется таким образом, что легко удовлетворяются непреложные требования безопасности, которые не могли бы удовлетворяться в специализированном критическом реакторе.

Существенный признак способа сжигания согласно изобретению заключается в том, что очень низкий уровень подкритичности реактора дает возможность уменьшить максимальную мощность внешнего источника в 20-30 раз по сравнению с обычной гибридной системой. Так, например, получение дополнительной доли β_s запаздывающих нейтронов, составляющей примерно 300 шт./дмлн (штук на децимиллион или «штук на сто тысяч»), в реакторе мощностью 3000 МВт потребовало бы интенсивности пучка примерно 6,5 мА с протонами, имеющими энергию 1 ГэВ. Таким образом, различные элементы, образующие источник внешних нейтронов, иными словами - источник протонов, протонный ускоритель и мишень, могут иметь размеры и стоимость, которые совместимы с промышленным применением.

Благодаря тому что система ведет себя и управляется как критический реактор, она дает возможность извлечь выгоду из стабилизирующих эффектов тепловых реакций встречных пучков и эффекта Доплера, имеющих особые параметры для этого типа реактора.

Более того, она обеспечивает повышенную безопасность по сравнению с эквивалентным критическим реактором, поскольку имеет, помимо классических средств аварийного отключения, возможность быстрого и надежного прекращения поступления важной доли запаздывающих нейтронов путем отсечки пучка, испускаемого из внешнего источника.

Управление системой преимущественно осуществляется поглощающими управляющими стержнями, введенными в активную зону.

На практике используют реактор, активная зона которого имеет конфигурацию, обеспечивающую эффективный коэффициент k_eff размножения, по существу равный 0,997.

Кроме того, желательную долю β_T запаздывающих нейтронов задают равной примерно 350 шт./дмлн.

Мощность внешнего источника регулируют путем воздействия на протонный ускоритель.

В предпочтительном конкретном варианте осуществления количество C_s(t) мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов определяется на основании измеренного потока n(t) нейтронов с помощью следующего уравнения:

где

Λ - время жизни быстрых нейтронов, а

λ_s - постоянная времени спада для мнимых предшественников из дополнительной группы.

Затем регулируют интенсивность I(t) пучка протонов на входе из протонного ускорителя с помощью уравнения

где C_s(t) определяется в реальном масштабе времени из уравнения (1), и где

Q -заряд протона (1,6·10^-19 Кл);

Z - количество нейтронов, полученных на протон в мишени для расщепления, и

ϕ* - постоянная, отображающая важность внешнего источника нейтронов по сравнению с активной зоной реактора.

Будучи предпочтительно расположен в центре активной зоны, источник будет иметь постоянную ϕ*, по существу равную 1. Если бы он находился на краях, то его эффективность была бы меньшей, а это привело бы к меньшей величине постоянной ϕ*.

Кроме того, величина постоянной λ_s времени спада соответствует разным величинам постоянной λ_I, которые зависят от природы предшественников запаздывающих нейтронов, а не от состава активной зоны. Эта величина предпочтительно составляет примерно 0,08 с^-1.

Дополнительной целью изобретения является разработка ядерного реактора для сжигания трансурановых химических элементов, содержащего подкритическую активную зону, содержащую упомянутые элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник расщепляющих нейтронов, отличающегося тем, что

активная зона работает на уровне подкритичности, по существу равном разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей β запаздывающих нейтронов в активной зоне,

предусмотрены средства для измерения, в реальном масштабе времени, мгновенного потока n(t) нейтронов в активной зоне,

предусмотрены средства учета реакции встречных пучков для регулирования, в реальном масштабе времени, мощности внешнего источника на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей β_s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности.

Краткое описание чертежей

Теперь будет приведено описание предпочтительного конкретного варианта осуществления изобретения на примере, не являющемся ограничительным, и со ссылкой на прилагаемый чертеж, на которым изображена схема ядерного реактора, в соответствии с настоящим изобретением.

Подробное описание предпочтительного варианта осуществления

На чертеже условно представлен ядерный реактор, соответствующий изобретению. Этот реактор предназначен для сжигания трансурановых химических элементов и долгоживущих ядерных отходов (неосновных актиноидов) и плутония,

Реактор, соответствующий изобретению, подобен подкритической гибридной системе. Эту систему можно реализовать в многочисленных формах, таких как описанные, например, в документе US-A-5774514, к которому, при необходимости, можно обратиться для получения подробной дополнительной информации.

Прежде всего, следует отметить, что в рамках объема притязаний изобретения этот реактор может быть реализован в форме реактора на быстрых нейтронах или реактора на тепловых нейтронах. Однако величины параметров, приведенные в качестве примера в этом документе, соответствуют реактору на быстрых нейтронах.

Как условно показано на чертеже, реактор содержит корпус 10, в котором находится активная зона 12. Эта активная зона наполнена примыкающими друг к другу вертикальными сборками (не показаны). Эти сборки начинены ядерным топливом в соответствии со способами, хорошо известными специалистам в данной области техники и не представляющими собой часть изобретения. Как бы то ни было, при условии, что реактор специально предназначен для сжигания трансурановых химических элементов, следует отметить, что эти трансурановые химические элементы введены в сборки вместо части обычно используемого ядерного топлива.

В соответствии с характеристикой изобретения, активная зона 12 реактора работает на очень низком подкритичном уровне. Более конкретно, уровень подкритичности активной зоны 12 реактора по существу равен разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне и действительной долей β.

Действительная доля β запаздывающих нейтронов зависит от природы элементов, содержащихся в активной зоне. Ввиду присутствия трансурановых химических элементов действительная доля β запаздывающих нейтронов очень мала, например близка к 100 шт./дмлн.

Желательную долю β_t запаздывающих нейтронов выбирают произвольно таким образом, что реактор работает в условиях безопасности, сравнимых с условиями безопасности критических реакторов, эксплуатируемых в настоящее время. Так, доле β_t присваивают величину, сравнимую с долей запаздывающих нейтронов, присутствующих в реакторе на быстрых нейтронах, иными словами присваивают величину примерно 350 шт./дмлн.

В соответствии с предпочтительным вариантом осуществления, сравнение вышеуказанных величин приводит тому, что подкритичному уровню соответствует величина, которая составляет примерно 250-350 pcm. Эту величину, соответствующую доле β_s, подставляют в уравнение (1). Эффективный коэффициент k_eff умножения для активной зоны реактора по существу равен 0,997,

Следует отметить, что подкритичный уровень активной зоны и его интерпретация в терминах эффективного коэффициента k_eff умножения определяются положением управляющих стержней, которое само определяется достижением критического состояния для системы в целом.

Активная зона 12 реактора имеет, по меньшей мере, на одной части ее высоты кольцевую форму с центром на вертикальной оси.

В корпус 10 вдоль вертикальной оси активной зоны 12 проходит труба 14 в виде глухого канала, причем проходит она таким образом, что ее глухой конец расположен в валу, проходящем через активную зону. Противоположный конец трубы, т.е. ее верхний конец в конкретном варианте осуществления, изображенном в качестве примера на чертеже, проходит сквозь корпус с обеспечением герметичности.

Следует отметить, что другие составные части реактора, такие как насосы и теплообменники, обычно находящиеся внутри реактора 10, преднамеренно не изображены, чтобы не усложнять чертеж. Излишне говорить, что на практике эти составные части, хорошо известные специалистам в данной области техники, будут расположены некоторым образом и что будет предусмотрено протекание охлаждающего вещества, такого как вода, раствор натрия или нейтральный газ, в зависимости от типа реактора.

Глухой конец трубы 14, находящийся в валу, проходящем через активную зону, содержит мишень 16 для расщепления. Эта мишень, обычно являющаяся жидкой, состоит из любого материала, который может испускать расщепляющие нейтроны, когда его бомбардируют пучком протонов, имеющим необходимую энергию. В качестве примера, ни в коем случае не носящего ограничительный характер, отметим, что мишень 16 может, в частности, быть свинцово-висмутовой. Как известно специалистам в данной области техники, обычно предусматривают средства (не показаны) для обеспечения плавления мишени перед запуском реактора и для ее охлаждения во время работы.

Источник 18 протонов, находящийся снаружи корпуса 10 реактора, испускает пучок 20 протонов. Этот пучок протонов ускоряется протонным ускорителем 22, а затем направляется к мишени 16, например, посредством отклоняющего патрубка 24, который направляет ускоренный пучок вдоль вертикальной оси трубы 14. Источник 18 протонов, протонный ускоритель 22 и мишень 16 вместе образуют внешний источник расщепляющих нейтронов, находящийся напротив активной зоны реактора.

Источник 18 протонов, протонный ускоритель 22 и средства 24 отклонения можно сконструировать любым образом, воспользовавшись технологиями, известными специалистам в данной области техники. Как бы то ни было, в соответствии с изобретением источник 18, ускоритель 22 и мишень 16 имеют такие характеристики, что максимальная мощность уменьшается в 20-30 раз по сравнению с классическими гибридными системами. Это дает возможность использовать гораздо меньшие составные части, что, в частности, касается ускорителя 22.

В соответствии с изобретением реактор дополнительно содержит средства 26 измерения, в реальном масштабе времени, мгновенного потока n(t) нейтронов в активной зоне 12 реактора, а также средства 28 учета реакции встречных пучков для регулирования в реальном масштабе времени мощности внешнего источника расщепляющих нейтронов.

Средства измерения мгновенного потока нейтронов в активной зоне содержат измерительные датчики нейтронов, хорошо известные специалистам в данной области техники, при необходимости дополненные соответствующими электронными схемами.

Средства 28 учета реакции встречных пучков содержат вычислительный блок, который принимает сигнал n(t), подаваемый средствами 26 измерения потока нейтронов и выдает сигнал i(t). Этот сигнал i(t) является электрическим сигналом, который подается на клеммы ускорителя 22 таким образом, что на выходе этого ускорителя происходит выпуск пучка с интенсивностью I(t), вычисляемой вычислительным блоком, встроенным в средства 28 для учета реакции встречных пучков.

В соответствии с изобретением сигнал i(t) вычисляется в реальном времени таким образом, что имитируется присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов, прибавление доли которых, β_s, к действительной или собственной доле β запаздывающих нейтронов в активной зоне реактора приводит к получению желательной доли β_t в активной зоне. Доля β_s, вычисленная таким образом, по существу равна уровню подкритичности, который ранее был выбран для реактора. Таким образом, подкритический гибридный реактор «преобразован» в критический реактор.

Вычисление сигнала i(t) разбито на две операции: определение количества C_s(t) мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов на основании сигнала n(t), подаваемого средствами 26 для измерения потока нейтронов в активной зоне, и последующее вычисление электрического сигнала i(t) для подачи его в источник 18 и/или ускоритель 22 с целью получения заранее определенного количества C_s(t) мнимых предшественников.

Количество C_s(t) мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов определяют из уравнения

где

Λ - время жизни быстрых нейтронов, а

λ_s - постоянная времени спада для мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов.

Величину β_s выбирают так, чтобы получить желательную долю β_t, задав ее равной собственной доле β активной зоны. Подкритичный уровень в активной зоне, получаемый при эксплуатации, автоматически окажется равным этой величине.

Величину постоянной λ_s времени спада выбирают в соответствии с разными величинами постоянных времени спада предшественников запаздывающих нейтронов в активной зоне. Эта величина, например, составляет примерно 0,08 с^-1

Затем средства 28 учета реакции встречных пучков вычисляют величину электрического сигнала i(t) для подачи его в источник 18 и/или ускоритель 22 с тем, чтобы количество запаздывающих нейтронов, инжектируемых в активную зону реактора, отображало количество C_s(t) мнимых предшественников, вычисленное в реальном масштабе времени (t обозначает время). Это вычисление тоже проводят в реальном масштабе времени с помощью уравнения

где

Q - заряд протона (1,6·10^-19 Кл);

Z - количество нейтронов, полученных на протон в мишени 16 для расщепления,

ϕ* - постоянная, отображающая важность внешнего источника нейтронов по сравнению с активной зоной реактора.

При заданной мишени для расщепления величина Z известна специалистам в данной области техники. Например, эта величина равна 30 в случае свинцовой мишени, связанной с протонами, энергия которых составляет 1 ГэВ.

Вычислив интенсивность I(t) пучка протонов, получаемого на выходе ускорителя 22, средства 28 учета реакции встречных пучков затем определяют интенсивность i(t) электрического сигнала, управляющего ускорителем, с помощью третьего уравнения, которое имеет конкретный вид, определяемый используемым ускорителем 22, и связывает интенсивность i(t) электрического управляющего сигнала с интенсивностью I(t) подаваемого пучка протонов.

Благодаря эффекту реакции встречных пучков, получаемому таким образом между мощностью нейтронов в активной зоне и внешнем источнике, образуется реактор, который ведет себя так, как если бы он имел дополнительный источник запаздывающих нейтронов во внутреннем пространстве активной зоны как таковой. Поэтому гибридная система преобразуется в критический реактор с долей β запаздывающих нейтронов, возросшей на величину β_s. Эту величину β_s выбирают так же, как величину постоянной λ_s времени спада для мнимых предшественников из дополнительной группы, т.е. так, чтобы довести суммарную долю β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне до желательной величины. Как уже указывалось, эта желательная величина предпочтительно равна примерно 350 pcm, чтобы с этой точки зрения удовлетворить требования безопасности в условиях, которые совместимы с условиями в существующих ядерных реакторах.

Таким образом, реактор, соответствующий изобретению, ведет себя и управляется подобно классическому критическому реактору за счет воздействия на реактивность. С этой целью, он оснащен управляющими стержнями 30, как условно показано на чертеже.

Работа реактора, соответствующего изобретению, удовлетворяет следующим кинетическим уравнениям точечной модели:

где

ρ' - общая реактивность реактора;

C(t) - количество действительных предшественников запаздывающих нейтронов в активной зоне;

λ - постоянная времени спада этих действительных предшественников;

q₀ - количество нейтронов, испущенных собственным источником реактора (эта величина становится пренебрежимо малой, как только мощность нейтронов превышает несколько сотен ватт).

Вышеуказанные уравнения описывают систему, которая становится критической, когда ρ' стремится к нулю, и имеет дополнительную группу запаздывающих нейтронов, содержащую расщепляющие нейтроны, испускаемые мишенью 16.

Таким образом, ядерный реактор, соответствующий изобретению, представляет собой решение, промежуточное между специализированным критическим реактором и подкритической гибридной системой и обеспечивающее сжигание трансурановых химических элементов. Это промежуточное решение позволяет разрешить принципиальные проблемы, возникающие в реакторах этих двух типов, предусмотренных в настоящее время для выполнения этой функции.

Так, благодаря добавлению дополнительной группы запаздывающих нейтронов реактор, в соответствии с изобретением, не создает проблемы безопасности, возникающие в классических критических реакторах, когда их предназначают для сжигания трансурановых химических элементов. Фактически, уменьшение доли запаздывающих нейтронов ввиду присутствия этих элементов в активной зоне компенсируется дополнительными запаздывающими нейтронами, имитируемыми и инжектируемыми с помощью внешнего источника.

Кроме того, «преобразование» гибридной системы в критический реактор, оснащенный средствами 28 учета реакции встречных пучков, означает, что активная зона может работать на низком подкритичном уровне. Это дает возможность уменьшить мощность внешнего источника в 20-30 раз и, как следствие, обеспечивает получение размеров и стоимости внешнего источника, в частности ускорителя 22, совместимых с промышленным применением.

Благодаря тому что поведение реактора, соответствующего изобретению, аналогично поведению классического критического реактора, предлагаемый реактор может иметь конструкцию, удовлетворяющую всем обычным требованиям, касающимся безопасности. С этой точки зрения следует подчеркнуть, что средства 26 измерения и средства 28 учета реакции встречных пучков в предпочтительном варианте хорошо защищены для исключения любого риска потери управления внешним источником.

С точки зрения безопасности реактор, соответствующий изобретению, даже имеет дополнительные преимущества по сравнению с классическими критическими реакторами.

Так, можно отсекать пучок протонов при аварийной остановке. Эффект этого действия дополняет эффект опускания управляющих стержней 30. Таким способом ускоряют исчезновение нейтронов путем мгновенного уничтожения значительной части предшественников запаздывающих нейтронов.

Помимо этого, можно подводить электрическую мощность в ускоритель 22, используя мощность, вырабатываемую реактором. Тогда, в случае перебоев основной выходной мощности, возможно автоматическое отключение системы.

Очевидно, что изобретение не сводится к описанному в качестве примера конкретному варианту осуществления. Так, поскольку предложенный реактор может быть реактором любого типа (реактором с водой под давлением, реактором на быстрых нейтронах и т.д.), такие характеристики, как форма активной зоны, природа рабочей жидкости, местоположение и природа мишени для расщепления, природа источника протонов и протонного ускорителя, траектория, по которой следует электронный пучок и т.д., могут отличаться от описанных, не выходя за пределы объема притязаний изобретения.

1. Способ сжигания трансурановых химических элементов, при котором упомянутые элементы размещают в подкритической активной зоне (12) ядерного реактора и осуществляют инжекцию расщепляющих нейтронов, испускаемых из внешнего источника (16, 18, 22), в эту активную зону (12), отличающийся тем, что используют реактор, в котором активная зона (12) работает на низком подкритичном уровне, по существу равном разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне (12) и действительной долей β запаздывающих нейтронов в активной зоне (12), измеряют мгновенный поток n(t) нейтронов в активной зоне, регулируют мощность внешнего источника (16, 18, 22) в реальном масштабе времени на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей β_s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют реактор, у которого эффективный коэффициент k_eff умножения, по существу, равен 0,997.

3. Способ по п.1 или 2, отличающийся тем, что желательную долю β_T запаздывающих нейтронов задают равной примерно 350 pcm.

4. Способ по любому из предшествующих пунктов, отличающийся тем, что используют внешний источник, включающий в себя источник (18) протонов, протонный ускоритель (22) и мишень (16) для расщепления, и регулируют мощность упомянутого внешнего источника путем воздействия на протонный ускоритель (22).

5. Способ по любому из предшествующих пунктов, отличающийся тем, что мощность внешнего источника регулируют путем вычисления количества C_s(t) мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с уравнением

где Λ - время жизни быстрых нейтронов;

λ_s - постоянная времени спада для мнимых предшественников из дополнительной группы.

6. Способ по п.5 в случае, когда он зависит от п.4, отличающийся тем, что интенсивность I(t) пучка протонов на выходе протонного ускорителя (22) регулируют в реальном масштабе времени, применяя уравнение

где Q - заряд протона (1,6·10^-19 Кл);

Z - количество нейтронов, полученных на протон в мишени (16) для расщепления;

ϕ* - постоянная, отображающая важность внешнего источника (16, 18, 22) нейтронов по сравнению с активной зоной реактора.

7. Способ по п.6, отличающийся тем, что постоянная ϕ*, по существу, равна 1.

8. Способ по любому из пп.5-7, отличающийся тем, что постоянная λ_s, по существу, равна 0,8 с^-1.

9. Способ по любому из предшествующих пунктов, отличающийся тем, что реактором управляют посредством управляющих стержней (30), введенных в активную зону (12).

10. Ядерный реактор для сжигания трансурановых химических элементов, содержащий подкритическую активную зону (12), содержащую упомянутые элементы, подлежащие сжиганию, и внешний источник (16, 18, 22) расщепляющих нейтронов, отличающийся тем, что активная зона (12) работает на подкритичном уровне, по существу, равном разности между желательной долей β_t запаздывающих нейтронов в активной зоне (12) и действительной долей β запаздывающих нейтронов в активной зоне (12), и предусмотрены средства (26) измерения в реальном масштабе времени мгновенного потока n(t) нейтронов в активной зоне, средства (28) учета реакции встречных пучков для регулирования в реальном масштабе времени мощности внешнего источника (16, 18, 22) на основании измеренного мгновенного потока n(t) нейтронов так, чтобы имитировать присутствие в активной зоне (12) дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с долей β_s запаздывающих нейтронов, равной упомянутой разности.

11. Ядерный реактор по п.10, отличающийся тем, что его эффективный коэффициент k_eff размножения, по существу, равен 0,997.

12. Ядерный реактор по п.10 или 11, отличающийся тем, что желательная доля β_T запаздывающих нейтронов, по существу, равна примерно 350 pcm.

13. Ядерный реактор по любому из пп.10-12, отличающийся тем, что внешний источник содержит источник (18) протонов, протонный ускоритель (22) и расщепляющую мишень (16), и тем, что средства (28) учета реакции встречных пучков выполнены с возможностью воздействия на протонный ускоритель (22).

14. Ядерный реактор по любому из пп.10-13, отличающийся тем, что средства (28) учета реакции встречных пучков содержат средства, предназначенные для вычисления количества C_s(t) мнимых предшественников из дополнительной группы запаздывающих нейтронов в соответствии с уравнением

где Λ - время жизни быстрых нейтронов;

λ_s - постоянная времени спада для мнимых предшественников из дополнительной группы.

15. Ядерный реактор по п.14 в случае, когда он зависит от п.13, отличающийся тем, что средства (28) учета реакции встречных пучков выполнены с возможностью регулирования интенсивности I(t) пучка протонов на выходе протонного ускорителя (22) в соответствии с уравнением

где Q - заряд протона (1,6·10^-19 Кл);

Z - количество нейтронов, полученных на протон в мишени (16) для расщепления;

ϕ* - постоянная, отображающая важность внешнего источника нейтронов по сравнению с активной зоной реактора.

16. Ядерный реактор по п.15, отличающийся тем, что постоянная ϕ*, по существу, равна 1.

17. Ядерный реактор по любому из пп.14-16, отличающийся тем, что постоянная ϕ_s, по существу, равна 0,8 с^-1.

18. Ядерный реактор по любому из пп.10-17, отличающийся тем, что в активную зону (12) введены управляющие стержни (30).