Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной


 


Владельцы патента RU 2431206:

Государственное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Уральский государственный технический университет - УПИ им. первого Президента России Б.Н. Ельцина" (RU)

Изобретение предложено для создания последующих поколений энергетических ядерных реакторов с активной зоной из расплавленных сред. Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной представляет собой дисперсную смесь изоморфных нитридов обогощенного по изотопу-235 урана с нитридом циркония, взвешенную в жидком свинце. Изобретение позволяет создать устойчивое ядерное топливо и предотвратить расслоение топливной системы. 2 з.п. ф-лы.

 

Область применения

Создание последующих поколений энергетических ядерных реакторов (ЯР) с активной зоной (АЗ) из расплавленных сред, способных обеспечить:

- высокую безопасность при более глубоком выгорании делящихся ядер,

- исключение больших затрат на производство и сертификацию твердотельных тепловыделяющих элементов и сборок,

- увеличение коэффициента воспроизводства (КВ) делящихся ядер,

- возможность создания технологий короткого, замкнутого, эффективного ядерно-топливного цикла (ЯТЦ),

- максимальную выдержку образующихся радионуклидов деления (РНД) в интенсивных потоках нейтронов в АЗ с целью их трансмутации в стабильные изотопы,

- повышение температуры АЗ на выходе теплоносителя для более эффективного преобразования тепловой энергии в электрическую,

- возможность корректировки изотопного и массового состава ядерного топлива (ЯТ) без остановки реактора, тем самым повышения коффициента использования установленной мощности (КИУМ).

Уровень технических решений и их недостатки

Известны попытки создания ЯР с гомогенной мобильной активной зоной. Ядерным топливом для этих целей могут служить жидкие, сравнительно легкоплавкие сплавы урана и плутония, например с висмутом. Такие ЯР обеспечили бы получение высокопотенциального тепла с температурой теплоносителя 700-1000°С, а стало быть, и более высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую. Но реализовать эти выгоды трудно из-за низкой растворимости урана в висмуте (например, при 700°С урана - 2,77 мас.%; плутония - 8,8 мас.%). Использование суспензии UBi2 в уран-висмутовом сплаве не дало положительных результатов (А.Алами, П.Ажерон. Отвод и преобразование тепла в ядерных реакторах. М., Госатомиздат, 1961). Для реакторов на быстрых нейтронах предлагалось использовать в АЗ жидкий сплав плутоний-церий-никель (А.С.Кофинберри, Н.Ф.Сиверинг и др. (Докл. №Р/212 на Третьей Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, 1964).

В 1963 г. известнейшим профессором Клаусом Фуксом с сотрудниками института ядерных исследований (Россендорф, ГДР) был предложен проект псевдогомогенного ЯР на быстрых нейтронах, в котором в качестве ЯТ и одновременно теплоносителя должен служить расплав щелочного металла - натрия со взвешенным в нем диоксидом урана. Изобретение выгодно отличалось от предыдущих тем, что для его реализации даже тогда был выбор материалов, обеспечивающих длительный ресурс эксплуатации ЯР с температурой в АЗ 500-600°С.

Этот проект наиболее подходит в качестве прототипа предлагаемого нами изобретения, которое относится к поискам новых поколений энергетических ЯР, способных постепенно вытеснять отживающие свой век энергетические ЯР с твердотельными ТВЭЛами. Основным недостатком ЯТ в предлагаемом реакторе следует считать очень большую разницу плотности расплавленного щелочного металла и диоксида урана, что требует для поддержания устойчивости суспензии энергичной турбулизации ее потоков в теплообменном контуре (на это указывал и сам профессор К.Фукс).

Описание изобретения

Нами предлагается использовать в АЗ ЯР псевдогомогенную систему: изоморфную смесь нитридов урана и циркония, диспергированную в свинце, при температурах 1000-1200°С. При выбранной рабочей температуре плотности свинца и твердой фазы изоморфного нитрида следует сделать одинаковыми, что достигается подбором отношения масс мононитридов урана и циркония (UN:ZrN). Это делает ее устойчивой и предотвращает расслоение топливной системы.

Очень важно, что предлагаемое ЯТ хорошо совместимо с нитридом алюминия - AlN, имеющим сравнительно высокую теплопроводность (примерно, как у стали Х18Н9Т), разлагающимся при t>2400°C. Это пока что лучший материал для футеровки АЗ, заполняемой жидким, содержащим нитриды ЯТ.

Предварительные расчеты по 26 групповому методу разделения нейтронов по их энергиям показали достаточно приемлемые результаты для использования предлагаемого ЯТ при рабочих температурах 1000°С и выше.

Например:

При температуре 1000°С для устойчивой в расплавленном свинце изоморфной суспензии ZrUN2 найдено минимальное обогащение урана по делящемуся изотопу U235 равным 15,9%. В этом случае число ядер в 1 см3 АЗ будет: U235 - 4,41020; U238 - 2,31021; Zr - 4,01021; N - 6,81021 Pb - 2,51022.

Критическая масса цилиндрической АЗ при диаметре, равном высоте (D=H=408 см), по U235 составит 6115 кг.

Полная загрузка АЗ (в кг) будет: U235N - 6465

U238N - 31581

ZrN - 25050

Pb - 308743

Всего 371839 кг.

Средняя энергия нейтронов в АЗ=110 КэВ.

Коэфф. воспроизводства Pu239 только в АЗ KB~0,67.

Принимая во внимание приемлемый результат лишь одного из сочетаний концентрации топливной взвеси смешанных нитридов урана и циркония в свинце со степенью изотопного обогащения урана, считаем обоснованной полезность и выгодность практического использования предлагаемого ядерного топлива.

1. Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной, отличающееся тем, что оно представляет собой дисперсную смесь изоморфных нитридов обогащенного по изотопу-235 урана с нитридом циркония, взвешенную в жидком свинце.

2. Ядерное топливо по п.1, отличающееся тем, что предназначенное для использования при температурах 1000-1200°С, синтезируют в пропорциях, обеспечивающих равную плотность твердой составляющей с жидким свинцом при заданной рабочей температуре в указанном интервале.

3. Ядерное топливо по п.1, отличающееся тем, что для длительного ресурса работы в контакте с ним используют нитрид алюминия (AlN).



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к области ядерной энергетики. .

Изобретение относится к области ядерных технологий и решает задачу создания ядерного топлива, обеспечивающего одновременное протекание в активной зоне ядерного реактора реакций деления и синтеза ядер и генерирование энергии и нейтронов деления и синтеза.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. .
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения.

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов. .
Изобретение относится к изготовлению и использованию смеси изотопов урана, то есть ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций. .
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из быстрых и тепловых реакторов. .
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива. Азотнокислый раствор нитратов актинидов смешивается с раствором муравьиной кислоты, полученный раствор высушивается в токе воздуха или инертной атмосфере при температуре до 140°С до твердой смеси формиатов указанных элементов, и затем полученная смесь прокаливается в инертной атмосфере при температурах 400-450°С для разложения формиатов. Изобретение позволяет снизить температуры термической обработки и исключить использование водорода, что приведет к увеличению безопасности и упрощению способа получения смешанных оксидов актинидов. 3 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к способу и устройству для получения сферических частиц делящегося и/или воспроизводящего материала, используемого в ядерных реакторах. Способ включает формирование капель заливочного раствора в аммиачную осадительную ванну для образования микросфер, старение, промывку полученных микросфер в растворе аммиака, сушку и термообработку. При этом заливочный раствор содержит нитрат уранила и раствор с по меньшей мере одним вспомогательным веществом. Микросферы отделяют от осадительной ванны в первом сепараторе и подают в аммиачный раствор для старения. Микросферы передаются из раствора для старения через перегрузочное устройство в многоступенчатый каскадный промыватель, в котором микросферы промываются так, чтобы не содержать или по существу не содержать нитрат аммония и по меньшей мере одно содержавшееся в микросферах вспомогательное вещество. После сушки микросферы прокаливаются во время термообработки, будучи распределенными монослоем. Технический результат - непрерывность способа получения частиц, стабильность низкой дисперсии их сферичности. 2 н. и 51 з.п. ф-лы, 10 ил.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С). Количество комплексонов выбирается исходя из условий полного замещения нитрат-иона в координационной сфере металлов. В ряде случаев предварительное смешивание растворов нежелательно из-за сильного газовыделения и/или выпадения осадков. В таких случаях раствор нитратов металлов и раствор реагентов подают в форсунку аппарата раздельно, где они смешиваются до распыления. Для получения оксидов актинидов в низковалентном состоянии и твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана в качестве среды в аппарате аэрозольной сушки используют инертные газы или их смеси. Техническим результатом является возможность получения оксидов металлов из нитратных растворов в одну стадию, в том числе получения твердых растворов оксидов актинидов на основе диоксида урана без применения водорода, а также увеличение безопасности и упрощение способа получения оксидов металлов, в том числе и смешанных оксидов актинидов. 6 з. п. ф-лы.

Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для процесса извлечения порошковых частиц ядерного топлива при переработке некондиционных и необлученных тепловыделяющих элементов (твэлов) дисперсионного типа с оболочками и матрицей сердечника из алюминия или его сплавов на стадии их изготовления. Процесс растворения некондиционных твэлов и отходов из алюминия и/или его сплавов проводят в растворе едкого натра при температуре 15-75°C концентрацией едкого натра до 30%. Отделенный и промытый порошок ядерного топлива обрабатывают в растворе азотной кислоты концентрацией 7-25% в течение 2-60 секунд при температуре 15-40°C, промывают в деионизированной воде при температуре 15-95°C, сушат при температуре до 165°C при остаточном давлении менее 2 кПа в течение более 5 минут и проводят механическую обработку в атмосфере инертного газа или азота на ситах с размером ячеек, равным и/или меньше среднего максимально допустимого и равным и/или больше среднего минимально допустимого размера частиц порошка. Технический результат заключается в возможности повторно использовать регенерированный порошок ядерного топлива при изготовлении твэлов. 3 з.п. ф-лы, 1 табл., 5 ил.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами AЗ (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см3, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВАЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.
Наверх