Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233

Авторы патента:

Бекетов Аскольд Рафаилович (RU)

Волкович Владимир Анатольевич (RU)

Десятник Василий Никифорович (RU)

Казанцев Герман Никандрович (RU)

Трифонов Константин Иванович (RU)

Васин Борис Дмитриевич (RU)

Трифонов Игорь Иванович (RU)

Скиба Олег Владимирович (RU)

Бабиков Леонид Георгиевич (RU)

Распопин Сергей Павлович (RU)

Баранов Михаил Владимирович (RU)

Катышев Сергей Филиппович (RU)

G21C3/42 - выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов

Владельцы патента RU 2492532:

Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Ковровская государственная технологическая академия имени В.А. Дегтярева" (RU)

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 A^З (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см³, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВ_АЗ=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.

Предлагаемое решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (AЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.

Известен патент №2344500, зарегистрированный в Госреестре РФ 20.01.2009 г. на изобретение «Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава» (опубликовано 20.01.2009. Бюл. №2), в котором исходное топливо представляет собой простую систему - эквимолярную смесь хлоридов калия и обогащенного по изотопу 235 урана. За счет потоков быстрых нейтронов при делении ядер U-235 идут реакции конверсии ядер U-238 в ядра Рu-239.

При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается заменить исходное ЯТ в прототипе на КСl-MgCl₂-ThCl₄-PuCl₃.

Технический результат и раскрытие изобретения заключается в том, что, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ будет использоваться получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в AЗ.

В качестве конкретного примера реализации предлагаем использовать в опытном ЯР на БН, мощностью 400 МВт (эл.) исходный состав ЯТ (мас.%):

КСl-24+MgCl₂-16+ThCl₄-30+PuСl₃-30 с плотностью 2,53 г/см³ при рабочей температуре 550-560°С.

Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем - свинцом - и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической AЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем AЗ - V_АЗ=4578120 см³, а масса AЗ - М_АЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава AЗ содержится:

тория 1385 кг.

плутония 1544 кг.

Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВ_АЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2.

Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория в уран-233, отличающееся составом предлагаемого исходного солевого расплава, мас.%:
хлорид калия 24
хлорид магния 16
тетрахлорид тория 30
трихлорид плутония 239-30
с плотностью 2,53 г/см³ при температуре 550-560°С.

Гидридное топливо для ядерного реактора и способ его получения // 2379773

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.

Топливный элемент исследовательского ядерного реактора // 2307406

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. .

Способ подготовки порошков изотопов урана для гомогенизации // 2200987

Способ выработки энергии из ядерного топлива // 2200986

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения.

Способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса // 2122750

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов. .

Восстановленная после выгорания в ядерном реакторе смесь изотопов урана // 2110855

Изобретение относится к изготовлению и использованию смеси изотопов урана, то есть ядерного топлива для ядерных реакторов атомных электростанций. .

Способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса // 2031455

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из быстрых и тепловых реакторов. .

Способ получения твердых растворов оксидов актинидов // 2494479

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.

Способ и устройство для получения топливных частиц // 2496162

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.

Способ получения индивидуальных и смешанных оксидов металлов // 2543086

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.

Способ регерации порошков ядерного топлива из тепловыделяющих элементов и дисперсионных композиций на основе алюминия и алюминиевых сплавов // 2562809

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.

Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233 // 2577756

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.

Способ получения смешанных оксидов урана и плутония // 2626854

Изобретение относится к радиохимической технологии и может быть использовано при переработке отработавшего ядерного топлива и производстве смешанного уран-плутониевого топлива. Способ получения смешанных оксидов урана и плутония включает смешение растворов урана и плутония, находящихся в нестабилизированном валентном состоянии, перевод в полученном растворе мастер-смеси урана в четырехвалентную форму плутония в трехвалентную форму путем восстановления на твердофазном катализаторе, стабилизацию полученного валентного состояния урана и плутония избытком восстановителя и осаждение в слабокислой среде оксалатов четырехвалентного урана и трехвалентного плутония путем одновременного смешения растворов мастер-смеси и гидразин-гидрата с раствором щавелевой кислоты. Изобретение обеспечивает получение смешанных оксидов урана и плутония непосредственно из продуктов экстракционной переработки отработанного ядерного топлива, высокую степень гомогенизации полученных смешанных оксидов и возможность варьирования размеров получаемых зерен. 24 з.п. ф-лы, 2 пр..

Композиция, наполненная полиолефином и актинидным порошком // 2632020

Настоящее изобретение относится к композиции, наполненной актинидным порошком. Описана композиция для ядерного топлива, наполненная актинидным порошком, содержащая органическую матрицу и актинидный порошок или смесь актинидных порошков, отличающаяся тем, что в ней содержатся, по меньшей мере: пластифицирующее вещество, содержащее алкан, в котором цепь наиболее длинного радикала содержит по меньшей мере несколько десятков атомов углерода, и присутствующее в объемном содержании, составляющем от 20 до 70% по отношению к суммарному объему только органических соединений; связующее вещество, содержащее, по меньшей мере, полиолефиновый полимер, представляющий собой полиэтилен низкой плотности и/или полипропилен, и присутствующее в объемном содержании, составляющем от 20 до 50% по отношению к суммарному объему только органических соединений; диспергирующее вещество, содержащее карбоновую кислоту или ее соответствующие соли и присутствующее в объемном содержании, составляющем менее чем 10% по отношению к суммарному объему только органических соединений; причем вышеупомянутый актинидный порошок или вышеупомянутая смесь актинидных порошков составляют от 40 до 65 об.% по отношению к объему наполненной матрицы. Технический результат: получена композиция, содержащая актинидный порошок, которые делают возможным инжекционное формование порошков. 12 з.п. ф-лы, 4 табл., 10 ил.