Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности

Авторы патента:


Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности
Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности
Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности
Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности
Композиция ядерного топлива, ядерный реактор, способ получения композиции ядерного топлива (варианты) и способ придания ядерному топливу подкритичности

 


Владельцы патента RU 2482556:

ПРЭТТ & УИТНИ РОКЕТДАЙН, ИНК. (US)

Группа изобретений относится к ядерному топливу и может быть использована в тепловых ядерных реакторах. Композиция ядерного топлива содержит ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу. Материал-поглотитель находится в диспергированном виде или в виде покрытия топливной таблетки, содержит самарий и редкоземельный элемент, в частном случае гадолиний. Технический результат - придание ядерному топливу подкритичности. 6 н. и 11 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Область техники

Группа изобретений относится к композиции ядерного топлива, позволяющей сделать это топливо внутренне подкритичным.

Уровень техники

Компактные ядерные реакторы могут использоваться в средствах передвижения, таких как аэрокосмические аппараты, в качестве энергетической установки для приведения аппарата в движение и/или для энергоснабжения его систем. В случае повреждения аппарата реактор может потерять охладитель и стать открытым для воздействия посторонних материалов, таких как вода, песок или другие вещества. В таких условиях можно ожидать, что существующие ядерные расщепляющиеся (делящиеся) топлива для тепловых и эпитепловых реакторов достигнут критического состояния. Это ограничивает использование тепловых и эпитепловых ядерных реакторов в средствах передвижения.

Раскрытие изобретения

Предлагаемая композиция ядерного топлива содержит ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу. Данная композиция ядерного топлива может быть использована в ядерном реакторе, таком как тепловой реактор.

Предлагаемый способ придания ядерному топливу подкритичности включает формирование ядерного топлива из ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу. Диапазон энергий нейтронов, поглощаемых материалом-поглотителем нейтронов, перекрывает диапазон энергий тепловых нейтронов, испускаемых ядерным расщепляющимся материалом, что неизбежно обеспечивает придание ядерному топливу подкритичности.

Краткое описание чертежей

Различные особенности и преимущества рассматриваемых вариантов изобретения станут ясны специалистам из нижеследующего подробного описания, сопровождаемого прилагаемыми чертежами.

На фиг.1А иллюстрируется пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал, смешанный с материалом-поглотителем нейтронов.

На фиг.1В иллюстрируются распределения сечения поглощения нейтрона по энергиям нейтронов для нескольких примеров материала-поглотителя.

На фиг.2 иллюстрируется другой пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал с нанесенным на него покрытием из материала-поглотителя нейтронов.

На фиг.3 иллюстрируется еще один пример ядерного топлива, которое содержит ядерный расщепляющийся материал с материалом-поглотителем нейтронов, нанесенным, в качестве покрытия, на оболочку.

На фиг.4 иллюстрируется пример ядерного реактора.

Осуществление изобретения

На фиг.1А схематично иллюстрируется пример ядерного топлива 20, которое может быть использовано в ядерном реакторе, таком как компактный эпитепловой или тепловой реактор для средств передвижения, аэрокосмических или иных применений. Как будет описано далее, предлагаемая композиция ядерного топлива способна сделать топливо 20 принципиально подкритичным, так что при возникновении ситуации, в которой сердечник реактора становится открытым для внешних веществ, таких как вода и песок, топливо останется в подкритическом состоянии. В качестве примера, принятые в США нормативные положения в отношении безопасности аэрокосмических ядерных объектов требуют, чтобы в случае аварий или повреждений реакторы оставались в подкритическом состоянии, причем это условие было реализовано для быстрых, но не для тепловых или эпитепловых реакторов.

Композиция ядерного топлива 20 содержит ядерный расщепляющийся материал 22 и материал-поглотитель 24 нейтронов, который примыкает к ядерному расщепляющемуся материалу 22, чтобы придать топливу подкритичность. Другими словами, материал-поглотитель 24 нейтронов находится в прямом контакте с ядерным расщепляющимся материалом 22, что облегчает поглощение нейтронов, испускаемых этим материалом.

Ядерный расщепляющийся материал 22 может принадлежать к любому из различных типов подобных материалов. Так, он может являться материалом на основе урана, таким как гидрид или оксид урана. В одном варианте ядерный расщепляющийся материал 22 является двойным гидридом урана и циркония (UZrHx), причем он используется в комбинации с натриево-калиевым охладителем (например, NaK-78). В данном варианте материал-поглотитель 24 нейтронов также может быть гидридом.

Композиция ядерного топлива 20 может содержать только небольшое, эффективное количество материала-поглотителя 24 нейтронов, чтобы избежать подавления реактивности ядерного расщепляющегося материала 22. Например, по отношению к общей массе материала-поглотителя 24 нейтронов и ядерного расщепляющегося материала 22 ядерное топливо 20 может содержать ≤0,5% по массе материала-поглотителя 24 нейтронов. В некоторых вариантах присутствие ≤0,1% по массе материала-поглотителя 24 нейтронов является эффективным для обеспечения подкритичности, причем в некоторых случаях для достижения подкритичности достаточно менее 0,05% по массе материала-поглотителя. Для ядерных расщепляющихся материалов на основе гидрида урана эффективное содержание поглотителя может составлять ≤0,05% по массе.

Материал-поглотитель 24 нейтронов может состоять из нескольких элементов. Так, он может содержать самарий и редкоземельный элемент, такой как гадолиний. Самарий и гадолиний действуют как поглотители нейтронов. Однако при высоких содержаниях гадолиний ликвидирует отрицательный температурный коэффициент реактивности ядерного расщепляющегося материала 22. Поэтому самарий служит заместителем для части гадолиния. Более конкретно, пиковые сечения поглощения нейтронов у самария (лежащие у 0,025 эВ) соответствуют энергиям, частично перекрывающим диапазон энергий тепловых нейтронов, испускаемых ядерным расщепляющимся материалом 22 (см. фиг.1В). Таким образом, самарий, в дополнение к гадолинию, действует как эффективный поглотитель, не нарушая при этом отрицательного температурного коэффициента реактивности ядерного расщепляющегося материала 22.

Материал-поглотитель 24 нейтронов может содержать 25-75% по массе самария, остальное - редкоземельный элемент. Хотя в качестве такого элемента был назван гадолиний, могут оказаться полезными и другие редкоземельные элементы. В некоторых вариантах композиция материала-поглотителя 24 нейтронов может содержать 30-40% по массе самария, остальное - гадолиний или даже 35-38% по массе самария, остальное - гадолиний. Присутствие 35-38% по массе самария обеспечивает желательный баланс, достигаемый свойствами самария как поглотителя нейтронов, без использования высоких содержаний гадолиния, которые могут ликвидировать способность к расщеплению.

В проиллюстрированном примере материал-поглотитель 24 нейтронов смешан с ядерным расщепляющимся материалом 22 с образованием композитного материала, служащего ядерным топливом 20. В этом варианте материал-поглотитель 24 относительно равномерно диспергирован по ядерному расщепляющемуся материалу 22. Материал-поглотитель 24 нейтронов можно смешивать с ядерным расщепляющимся материалом 22, используя технологии, применяемые в отношении других добавок к расщепляющимся материалам, таких как замедлители. После этого известным способом может быть приготовлено ядерное топливо 20 в форме таблетки для использования в ядерном реакторе.

На фиг.2 иллюстрируется модифицированный вариант ядерного топлива 120 (здесь и на фиг.3 схожие цифровые обозначения относятся к аналогичным элементам, при этом трехзначные обозначения относятся к модифицированным элементам, обладающим теми же свойствами и преимуществами, что и базовые элементы по фиг.1). В варианте по фиг.2 материал-поглотитель 124 нейтронов нанесен в качестве покрытия на ядерный расщепляющийся материал 122. При этом ядерный расщепляющийся материал 122 может представлять собой таблетку с покрытием из материала-поглотителя 124 нейтронов на части или на всей своей боковой поверхности.

Материал-поглотитель 124 нейтронов может быть нанесен методом осаждения в вакууме или другим подходящим способом. При этом толщина покрытия из материала-поглотителя может контролироваться таким образом, чтобы его содержание в топливе 120 соответствовало описанному для варианта по фиг.1.

На фиг.3 иллюстрируется еще один вариант ядерного топлива 220, имеющий сходство с вариантом по фиг.2. В данном случае ядерный расщепляющийся материал 222 заключен внутри полой оболочки 226. Материал-поглотитель 224 нейтронов нанесен на внутреннюю поверхность 228 полой оболочки 226, так что он примыкает к наружным поверхностям ядерного расщепляющегося материала 222, который может иметь вид таблетки, помещенной внутрь полой оболочки 226. В качестве примера, материал-поглотитель 224 нейтронов может быть нанесен на внутреннюю поверхность 228 полой оболочки 226 методом осаждения в вакууме или "окрашиванием", в смеси с растворителем, который затем испаряется, оставляя материал-поглотитель 224.

На фиг.4 иллюстрируется пример ядерного реактора 340, который может использовать ядерное топливо 20, 120 или 220 (хотя ядерный реактор 340 изображен с ядерным топливом 20, должно быть понятно, что в нем альтернативно применимо и ядерное топливо 120 или 220). Ядерный реактор 340 является тепловым реактором для использования, например, в аэрокосмическом аппарате. Ядерное топливо 20 находится внутри замедлителя 342, причем оно, вместе с замедлителем 342, помещено в контейнер 344, который может предотвращать выход радиации. В охлаждающей системе 346 циркулирует охладитель (такой как вода или NaK-78), проходящий сквозь контейнер 344, чтобы нагреться для последующего использования, такого как генерирование энергии. Чтобы уменьшать выходную мощность известным способом, могут применяться управляющие стержни 348. Дополнительно, в зависимости от конкретного выполнения, могут иметься и другие элементы, например отражатели.

Хотя применительно к описанным вариантам были рассмотрены различные признаки, их совместное присутствие не является обязательным для реализации преимуществ, свойственных различным представленным вариантам. Другими словами, система, реализованная согласно изобретению, необязательно должна иметь все признаки, представленные на каждом из чертежей. При этом некоторые признаки одного варианта могут комбинироваться с определенными признаками других вариантов.

Представленное описание носит иллюстративный, а не ограничивающий характер. Специалистам будут очевидны различные вариации и модификации описанных примеров, в том числе не выходящие за границы настоящего изобретения, объем правовой охраны которого определяется только прилагаемой формулой.

1. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов содержит самарий, причем материал-поглотитель нейтронов содержит 25-75% по массе самария, остальное - редкоземельный элемент.

2. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,5% от общей массы ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов.

3. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где ядерный расщепляющийся материал содержит двойной гидрид урана и циркония (UZrHx), а материал-поглотитель нейтронов содержит самарий.

4. Композиция ядерного топлива, содержащая ядерный расщепляющийся материал и материал-поглотитель нейтронов, примыкающий к ядерному расщепляющемуся материалу, где материал-поглотитель нейтронов представляет собой покрытие, нанесенное на таблетки ядерного расщепляющегося материала.

5. Композиция по п.2 или 4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит самарий.

6. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал поглотитель нейтронов содержит 25-75% по массе самария, остальное -редкоземельный элемент.

7. Композиция по п.6, отличающаяся тем, что редкоземельным элементом является гадолиний.

8. Композиция по любому из пп.1-3, 7, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов диспергирован внутри ядерного расщепляющегося материала.

9. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит 30-40% по массе самария.

10. Композиция по любому из пп.2-4, отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов содержит 35-38% по массе самария.

11. Композиция по любому из пп.1-4, 7 отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,1% от указанной общей массы.

12. Композиция по любому из пп.1-4, 7 отличающаяся тем, что материал-поглотитель нейтронов составляет ≤0,05% от указанной общей массы.

13. Ядерный реактор, содержащий композицию согласно любому из пп.1-12.

14. Реактор по п.13, отличающийся тем, что ядерный расщепляющийся материал заключен в полую оболочку, а материал-поглотитель нейтронов представляет собой покрытие, нанесенное на внутреннюю поверхность полой оболочки.

15. Способ получения композиции ядерного топлива согласно любому из пп.1-3, 5-7, 9-12, включающий смешивание ядерного расщепляющегося материала и материала-поглотителя нейтронов с образованием композиции согласно любому из пп.1-3, 5-7, 9-12.

16. Способ получения композиции ядерного топлива согласно п.8, включающий диспергирование материала-поглотителя нейтронов внутри ядерного расщепляющегося материала.

17. Способ получения композиции ядерного топлива согласно п.4, включающий нанесение материала-поглотителя нейтронов в качестве покрытия на таблетки ядерного расщепляющегося материала.



 

Похожие патенты:
Изобретение относится к ядерной технике, в частности к конструкциям таблеток легководных реакторов (LWR), а также реакторов AGR и водно-графитовых. .

Изобретение относится к устройству удержания ядерных топливных элементов в виде пластин для ядерного реактора на быстрых нейтронах. .

Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано для изготовления твэлов преимущественно для ядерных водо-водяных энергетических реакторов (ВВЭР).

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к элементам тепловыделяющей сборки (ТВС) ядерного реактора типа ВВЭР (ВВЭР-440, ВВЭР-1000 и т.п.). .
Изобретение относится к области порошковой металлургии, в частности к способу формования диоксида урана с легирующей добавкой. .

Изобретение относится к области атомного машиностроения, к оборудованию для демонтажа радиоактивных объектов в виде труб. .

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов и системам их управления и защиты. .

Изобретение относится к области ядерной техники. .

Изобретение относится к получению радиоактивных изотопов в ядерных реакторах

Изобретение относится к конструкциям ядерных реакторов

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к активным зонам ядерного реактора с бегущей (дефлаграционной) волной деления ядер и их внутренним устройствам

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к способу снаряжения фольгой оболочки тепловыделяющего элемента и устройству для его осуществления, и может быть использовано в процессе изготовления твэлов

Изобретение относится к атомной энергетике и может быть использовано в ядерных реакторах
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 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.
Наверх