Ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы


 


Владельцы патента RU 2529638:

Генкин Михаил Владимирович (RU)

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. Совокупность активной зоны, отражателя и бланкета представляет собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. Это позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора, подвергающейся интенсивному нейтронному облучению, конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах. 4 н. и 7 з.п. ф-лы, 1 ил.

 

Изобретение относится к ядерному реактору на быстрых нейтронах. В основу технического решения положено использование двухфазной металлической системы на основе свинца в качестве топлива, отражателя и бланкета, а именно, совокупность активной зоны (A3), отражателя и бланкета представляет собой следующую двухфазную металлическую систему:

Pb-Pu-U, или

Pb-U-Th, или

Pb-Pu-U-Th.

Следует отметить, что в качестве делящихся нуклидов могут быть использованы U-233, U-235, Pu-239 и Pu-241; в качестве сырьевых - природные U-238 и Th-232. Таким образом, перечисленные альтернативы систем включают в себя все возможные варианты.

Твердая фаза двухфазной металлической системы с высоким содержанием делящегося нуклида, кристаллизованная на поверхности теплообменника первого контура, образует активную зону. Жидкая фаза двухфазной металлической системы является отражателем, а также используется в качестве буфера-растворителя для делящихся и сырьевых нуклидов и продуктов деления.

Из уровня техники широко известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, см. патенты РФ №№2461084, 2408095, 2142169, 2153708, 2088981, а также статью РЕАКТОРЫ НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ И ИХ РОЛЬ В СТАНОВЛЕНИИ "БОЛЬШОЙ" АТОМНОЙ ЭНЕРГЕТИКИ, журнал "Наука и Жизнь", №3, 2005, статья доступна по адресу http://www.nkj.ru/archive/articles/919).

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива твердые соединения урана и плутония - оксиды, карбиды, нитриды, бориды, а также металлические сплавы, состоящие преимущественно из урана и плутония. Недостатком такого топлива является невысокая глубина выгорания, а также сложный процесс переработки отработанного топлива. Также известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива жидкие соединения актиноидов - солевые расплавы галогенидов урана, плутония и других элементов, или жидкометаллические расплавы, состоящие преимущественно из урана и плутония. К недостатками жидкого топлива относятся высокая коррозионная активность расплавов по отношению к конструкционным материалам, а также неустойчивость критичности активной зоны к дестабилизирующим факторам в жидкой фазе - барботажу, флотации нерастворимых продуктов деления, колебаний поверхности расплава и другим. Известны также ядерные реакторы на быстрых нейтронах, использующие в качестве топлива двухфазную металлическую систему, содержащую висмут и свинец, преимущественно в жидкой фазе, а уран и торий - преимущественно в твердой фазе, в виде интерметаллических соединений (U,Pu)×Pby или (U,Pu)×Biy, представляющей собой дисперсию частиц заданного размера. Недостатком ядерного реактора, использующего суспензию соединений урана и плутония в жидком расплаве, является процесс перекристаллизации твердой фазы, возникающий из-за неизотермичности жидкой фазы, что влечет за собой укрупнение частиц дисперсии и отложение соединений делящихся нуклидов в холодной зоне - на поверхности теплообменника первого контура.

В этой связи первой задачей настоящего изобретения является достижение высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Одновременно достигается цель защиты конструкционного материала теплообменника первого контура от коррозионного воздействия жидкой фазы.

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, в которых активная зона представляет собой конструктивную систему, включающую в себя большое количество тепловыделяющих элементов (ТВЭЛов), управляющих и защитных поглощающих стержней, устройства их фиксации, систему установки и извлечения ТВЭЛов. Недостатком подобных ядерных реакторов на быстрых нейтронах является высокая сложность конструкции активной зоны, наличие многочисленных статических и кинематических устройств, находящихся в зоне интенсивного нейтронного облучения, что снижает надежность работы реактора вследствие деградации и активации конструкционных материалов активной зоны.

В этой связи второй задачей настоящего изобретения является исключение из активной зоны любых конструктивных узлов, за исключением единственного аппарата - теплообменника первого контура. Последний представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника (подвесы) находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом.

Известны ядерные реакторы на быстрых нейтронах, в которых система управления и защиты (СУЗ) сделана в виде поглощающих стержней, выполняющая функции регулирования нейтронного потока за счет механического перемещения внутри активной зоны. Недостатком подобной системы является наличие кинематических механизмов, снижающих надежность работы СУЗ, ограниченный срок службы управляющих стержней вследствие выгорания и радиационного повреждения материала поглотителя, высокая наведенная активность регулирующих элементов, недостаточная скорость срабатывания системы защиты, не обеспечивающая затухание цепной реакции деления при разгоне на мгновенных нейтронах.

В этой связи третьей задачей настоящего изобретения является создание самоуправляющейся активной зоны, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма - изменения массы делящегося нуклида в активной зоне, за счет процесса динамического растворения/кристаллизации материала активной зоны. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах за счет естественного физического механизма - расплавления материала активной зоны, протекающего со значительным увеличением объема.

По совокупности существенных признаков наиболее близким аналогом (прототипом) предложенного изобретения является «ядерный реактор и объединенная система переработки топлива и бланкета», описанные в патенте США №3251745, публикация 17.05.1966 г.

Ядерный реактор по патенту US 3251745 представляет собой двухфазную металлическую систему, в которой жидкая фаза преимущественно состоит из свинцово-висмутового расплава, а твердая фаза является интерметаллическими соединениями UxBiy и ThxBiy, в форме дисперсии, равномерно распределенной в расплаве. Недостатком суспендированного топлива является неконтролируемая перекристаллизация твердой фазы, возникающая из-за неизотермичности жидкой фазы в петле циркуляции.

В предложенном изобретении твердая фаза кристаллизуется в виде неподвижного сплошного слоя гарнисажа на поверхности теплообменника первого конура.

Другая особенность прототипа заключается в том, что активная зона организуется за счет принудительной прокачки суспензии висмутида урана через область замедлителя, то есть спектр нейтронов в ядерном реакторе, описанном в аналоге, является тепловым. Еще одной особенностью прототипа является наличие герметичных стенок, разделяющих потоки суспензий топлива, теплоносителя и бланкета.

В настоящем изобретении стенкой отделен только теплоноситель, в то время как активная зона, бланкет и отражатель между собой физически объединены.

Существенным недостатком прототипа является наличие активируемого висмута в составе жидкой и твердой фаз: в настоящем изобретении в качестве основного компонента двухфазной металлической системы используется только свинец.

Для решения поставленных задач предложен ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся от прототипа тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя представляет собой двухфазную металлическую систему на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.

При этом основным компонентом двухфазной металлической системы является свинец с содержанием более 90% мольных где до 10% мольных, свинца может замещаться оловом. Дополнительно можно использовать металлы I и II групп (до 10% мольных) для уменьшения растворимости интерметаллических соединений Pb3U или Pb3(U,Pu) в жидкой фазе. Активная зона представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника первого контура, погруженную в металлический расплав. По химическому составу гарнисажный слой, образующий активную зону, представляет собой интерметаллическое соединение Pb3U или Pb3(U,Pu). Процесс формирования активной зоны на внешней поверхности теплообменника первого контура осуществляется за счет кристаллизации твердой фазы из расплава Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при наличии температурного градиента между расплавом и поверхностью гарнисажа теплообменника первого контура. Оперативное управление мощностью реактора осуществляется процессом динамического растворения/кристаллизации интерметаллического соединения Pb3U или Pb3(U,Pu) из металлического расплава.

Защита от неуправляемой цепной реакции осуществляется за счет расплавления гарнисажного слоя, состоящего из интерметаллического соединения Pb3U или Pb3(U,Pu), вследствие уменьшения средней плотности делящегося нуклида в активной зоне.

Также предложена двухфазная металлическая система на основе свинца для использования в качестве топлива, отражателя и бланкета в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, представляющая собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.

Теплообменник для реактора выполнен сменным, что позволяет его заменять после отработанного ресурса. При этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения. Сменная одно- или многосекционная конструкция теплообменника подразумевает возможность его быстрого демонтажа и замены. Теплообменник предпочтительно змеевиковый с плоской спиралью. При этом материал теплообменника выбирают исходя из требований коррозионной стойкости в расплаве свинца, необходимой жаропрочности, удовлетворительных нейтронно-физических характеристик, радиационной стойкости, а также технологичности при изготовлении. По совокупности свойств наиболее подходящими являются малолегированные сплавы ниобия или сплав на основе ванадия V - 5% Cr - 5% Ti.

Также предложен способ формирования активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся от прототипа тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя формируют из двухфазной металлической системы на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.

Общее описание ядерного реактора на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы

На фиг.1 приведено схематичное изображение предложенного реактора, который содержит следующие основные элементы:

1 - Корпус;

2 - Активная зона;

3 - Зона отражателя;

4 - Газовый объем;

5 - Теплообменник;

6 - Индукционный нагреватель;

7 - Труба для подачи/откачки металлического расплава;

8 - Футеровка реактора.

При рабочей температуре (например, 650°С) основной составляющей двухфазной металлической системы является жидкая фаза - металлический расплав, так, что массовое отношение жидкость/твердое равно 5/100. Для обеспечения такого соотношения жидкой и твердой фаз, преобладающим компонентом системы будет свинец, где отношение Pb/(U+Pu)>9. В соответствии с диаграммой состояния (см. Sheldon R.L., Foltyn Е.М., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams. 1987. V8, N6, p.536-541; Foltyn E.M., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams. 1988. V9, N3, p.269-271, 309-310) твердая фаза представляет собой интерметаллическое соединение Pb3U или Pb3(U,Pu), где отношение Pb/(U+Pu) равно 4.

С точки зрения компоновки ядерный реактор на быстрых нейтронах представляет собой теплоизолированный герметичный резервуар с корпусом 1, заполненный двухфазной системой Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th. В центральной части объема, заполненного металлическим расплавом, расположен погружной теплообменник 5, охлаждаемый изнутри жидкометаллическим теплоносителем, например свинцом. Расположение теплообменника внутри объема, занятого расплавом, выбирается таким образом, чтобы расстояние от границы теплообменника до ближайшей стенки или границы расплава превышало 1-1,5 м. При этом объем, вмещающий теплообменник, получается существенно меньше всего объема, занимаемого двухфазной металлической системой. Например, объем герметичного резервуара, занимаемого двухфазной металлической системой, диаметром 4 м и высотой уровня расплава 5 м, составит 63 м3, в то время как объем, вмещающий теплообменник диаметром 1,5 м и высотой 1,5 м, составит всего 2,65 м3, или 4,2% от полного объема.

Способ формирования активной зоны (A3) заключается в следующем.

В начальный момент времени металлический расплав нагревается до температуры выше температуры ликвидуса, т.е. до полного растворения твердой фазы. Например, для системы 98,5% Pb - 1% U - 0,5% Pu начальная температура должна превышать 800°С. Нагрев может быть осуществлен, например, за счет внешнего индукционного нагревателя 6 переменным электромагнитным полем или остаточным тепловыделением продуктов деления урана или плутония. В начальном состоянии концентрация делящегося компонента - Pu - в жидкометаллическом расплаве составит всего 0,5%, что будет соответствовать глубокой подкритичности реактора.

После того как система полностью перейдет в жидкое состояние, в теплообменнике 5 начинается циркуляция хладагента. В качестве хладагента может быть использован жидкий металл с подходящими физическими свойствами, например свинец или натрий. Вследствие появления потока тепла через поверхность теплообменника температура жидкометаллического расплава уменьшается. Как только температура расплава упадет ниже заданной (линии ликвидуса), начнется кристаллизация из расплава твердой интерметаллической фазы Pb3U или Pb3(U,Pu).

Ключевой особенностью процесса формирования активной зоны 2 является кристаллизация твердой фазы в ограниченном объеме - на охлаждаемой внешней поверхности теплообменника 5, в виде сплошного слоя интерметаллического гарнисажа.

Для создания плотного слоя гарнисажа и исключения кристаллизации твердой фазы где-либо еще, кроме теплообмемной поверхности, достаточно обеспечить следующие условия:

а) поверхность теплообменника, покрытая уже сформировавшимся слоем гарнисажа, должна иметь самую низкую температуру в объеме расплава. С этой целью внешние стенки резервуара, вмещающего расплав, должны быть теплоизолированы;

б) массообмен между поверхностью гарнисажного слоя и жидкой фазой не должен лимитировать процесс кристаллизации, для чего необходимо обеспечить достаточно высокую порозность трубчатки теплообменника, а также интенсивную циркуляцию жидкой фазы из всего объема, занимаемого расплавом, через малый объем, вмещающий теплообменник. Циркуляция может быть обеспечена за счет термоконвекции, для чего жидкую фазу необходимо подогревать, например, за счет внешнего индуктора переменным электромагнитным полем или остаточным тепловыделением продуктов деления урана или плутония. Движущей силой конвекции будет градиент температуры в жидкой фазе, создаваемый объемным источником тепла и погружным теплообменником - охладителем. Также объемный подогрев будет гарантировать отсутствие холодных зон в расплаве где-либо еще, кроме теплообменной поверхности. При наличии источника тепла, создающего стационарный градиент температуры, процессы массообмена (кристаллизации) и теплообмена (снижения температуры расплава от начальной до «рабочей») можно проводить независимо друг от друга. Интенсивная принудительная циркуляция также может быть обеспечена электромагнитным полем, создаваемым внешним индуктором.

В соответствии с диаграммой состояния (см. Е.М.Foltyn, D.E.Peterson, in: M.E.Kassner. D.E.Peterson (Eds.). Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.372: R.I.Sheldon. E.M.Foltyn. D.E.Peterson, in: M.E. Kassner, D.E.Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.202) линия ликвидуса систем Pb-U или Pb-Pu имеет Г-образную форму в области, богатой свинцом, то есть растворимость урана и плутония в свинце при понижении температуры на 100-200°С падает в десятки раз. Например, при температуре 620°С в системе 98,5% Pb - 1% U - 0,5% Pu более 90% полной массы урана и плутония будет находиться в твердой фазе.

Процесс кристаллизации твердой фазы в виде гарнисажа с высоким относительным содержанием делящегося нуклида будет приводить к концентрированию урана и плутония в ограниченном объеме, вмещающем теплообменник, за счет обеднения жидкой фазы. Критичность структуры, состоящей из гарнисажа, расположенного в пространстве в соответствии с геометрией теплообменной поверхности, будет нарастать с увеличением массы твердой фазы, по мере протекания процесса охлаждения расплава.

Геометрические параметры теплообменника и начальная концентрация в расплаве делящегося нуклида конструктивно подбираются таким образом, чтобы при достижении рабочей температуры (например, 650°С) критичность объема, вмещающего теплообменник, достигла 1 и в реакторе запустилась цепная ядерная реакция. Таким образом, сформированная в процессе кристаллизации активная зона, будет представлять собой пространственную структуру, состоящую из твердого интерметаллического соединения Pb3U или Pb3(U,Pu), сосредоточенного на внешней поверхности погружного теплообменника. Последний будет выполнять функции теплообменника первого контура. Существуют различные тепловые схемы одно- и многоконтурных реакторов, но всегда есть первый контур. В данном изобретении его основные функции не зависят от количества последующих контуров. После достижения рабочей температуры, и следовательно, критичности, равной I, дальнейшее падение температуры поверхности гарнисажа прекратится вследствие возникновения тепловыделения от цепной реакции деления. Вообще количество контуров определяется из соображений безопасности, например, можно использовать трехконтурную систему, где первый контур - свинцовый, второй - свинцовый, третий - водяной.

Гарнисаж, кроме функции формирования активной зоны 2 из расплава (зона отражателя 3), также выполняет ряд других необходимых функций.

1. Функция управления

Управление тепловыделением в A3 осуществляется за счет изменения массы гарнисажа, образующего A3. Управляющим параметром является полный тепловой поток, потребляемый первым контуром: его изменение, например увеличение, приводит к возрастанию градиента температуры по нормали к поверхности гарнисажного слоя. Поскольку температура внешней границы гарнисажа задана из условия равновесия с жидкой фазой, увеличение градиента будет означать уменьшение температуры внутренней границы слоя, контактирующей с поверхностью теплообменника. Таким образом, увеличение теплового потока приведет к снижению средней температуры гарнисажа: следовательно, за счет увеличения средней плотности гарнисажного слоя A3 станет надкритичной, что повлечет увеличение тепловой мощности, выделяемой в процессе цепной реакции, и нагрев как твердой, так и жидкой фаз. Увеличение температуры на границе раздела гарнисажа и жидкой фазы приведет к частичному растворению твердой фазы в расплаве и уменьшению критичности до величины, равной 1, но на новом уровне мощности, соответствующем увеличенному градиенту температуры по толщине гарнисажного слоя.

Аналогично, снижение мощности теплосъема в первом контуре приведет сначала к уменьшению средней плотности гарнисажа, падению критичности, уменьшению температуры на границе раздела фаз и, вследствие этого, кристаллизации дополнительного количества твердой фазы из расплава. Увеличение массы гарнисажа восстанавливает критичность, но на новом, меньшем уровне мощности.

Процесс динамического растворения/кристаллизации гарнисажа осуществляет самоуправление тепловыделением в A3 в соответствии с отбором тепла в первом контуре, то есть мощность тепловыделения в активной зоне автоматически «подстраивается» под потребителя тепла, за счет естественных физических принципов - без использования активной системы управления. Также описанный механизм обеспечивает устойчивость критичности A3 к флуктуациям реактивности, связанными с механическими колебаниями поверхности жидкой фазы, всплыванием газовых пузырей через слой жидкометаллического расплава, флотацией дисперсной фазы (продуктов деления), разбавления активной зоны продуктами деления и другими дестабилизирующими факторами. При неизменной мощности теплосъема любая флуктуация реактивности, например увеличение, приведет к надкритичности, нагреву гарнисажа, и последующему частичному растворению с восстановлением критичности. Эффективная обратная связь реактивности по мощности тепловыделения, обеспечиваемая изменением соотношения твердая/жидкая фазы в активной зоне, избавляет от необходимости наличия стандартной системы оперативного регулирования мощности.

2. Функция защиты от неуправляемой цепной реакции деления

Обеспечение подкритичности при положительном скачке реактивности осуществляется следующим образом: при мгновенном вводе в A3 избыточной реактивности происходит нагрев топливной композиции, и при достижении температуры конгруэнтного плавления (составляющей, например, для Pb3U величину 1220°С) происходит расплавление твердого гарнисажа с увеличением объема. В отличие от растворения, где скорость процесса контролируется массообменом на границе раздела фаз, плавление твердой фазы является объемным процессом, кинетика которого определяется только скоростью нагрева. Увеличение объема A3 при переходе линии ликвидус - при полном плавлении гарнисажа - составит 0,5-2%. Это означает, что в узком температурном диапазоне (порядка 10°С) произойдет соответствующее существенное увеличение геометрического параметра активной зоны, что гарантирует подкритичность A3 даже при высоких значениях возмущающего скачка реактивности. При мгновенном плавлении твердой фазы увеличение линейных размеров активной зоны произойдет со скоростью звука в металлическом расплаве (порядка 4000 м/с). Характерное время расширения гарнисажного слоя с линейными размерами порядка 1 см составит τ~≈3*10-6-10-5 с. Столь малая постоянная времени обуславливает детерминистскую безопасность A3 от неуправляемой цепной реакции даже на мгновенных нейтронах.

Таким образом, обычная система защиты, основанная на принципе ввода в A3 поглощающих стержней, оказывается ненужной: постоянная времени срабатывания стандартной защиты на 4-5 порядков больше характерного времени срабатывания «естественной» защиты - расплавления твердой фазы активной зоны.

3. Функция защиты конструкционного материала теплообменника от коррозионного воздействия жидкометаллического расплава

Жидкометаллический расплав с преимущественным содержанием свинца (например, свыше 90% молярных) может вызывать коррозию материала теплообменника. Конструкционный материал теплообменника должен, с одной стороны, выдерживать кратковременное нагревание до температуры ликвидуса, то есть сохранять работоспособность выше температуры растворения твердой фазы, а с другой стороны, удовлетворять специфическим требованиям, предъявляемым к материалам активной зоны (низкое поглощение нейтронов, стойкость к радиационным повреждениям и др.). Для относительно высокотемпературной системы Pb-Th-U, из современных, серийно выпускаемых материалов, выбор ограничивается ниобием и низколегированными сплавами на его основе, а также молибденом и его сплавами. При использовании низкотемпературной системы Pb-U-Pu с высоким содержанием плутония допустимо использование сплавов V-Cr-Ti. Все вышеуказанные сплавы имеют пусть низкую, но ненулевую растворимость в жидком свинце, которая зависит от температуры расплава. Именно температурная зависимость растворимости обуславливает основной механизм коррозионного воздействия: при работе на мощности возникает существенная неизотермичность поверхности теплообменника - ее температура будет повышаться по ходу теплоносителя, что должно привести к переносу массы материала с более горячих областей на более холодные. Твердый гарнисаж обеспечивает отсутствие прямого контакта материала теплообменника с жидкой фазой, за исключением непродолжительных периодов полного растворения твердой фазы, необходимых для периодического освобождения активной зоны от продуктов деления. Переносом массы материала теплообменника в период полного расплавления гарнисажа можно пренебречь вследствие того, что при низкой мощности тепловыделения поверхность теплообменника можно считать изотермической.

Функциональные зоны ядерного реактора

Внешняя зона

Внешняя зона представляет собой герметичный теплоизолированный резервуар с верхней крышкой, удерживающий металлический расплав. Нейтронный флюенс во внешней зоне на три порядка ниже по сравнению с A3, вследствие того что между A3 и стенками резервуара находится отражатель - свинцовый расплав толщиной 1-1,5 м. В связи с этим отсутствуют радиационные повреждения материала внешней зоны. Основной фактор, определяющий долговечность оболочки резервуара, - химическая коррозия в свинцовом расплаве при температуре до 1250°С. Возможные материалы резервуара - молибден или ниобий, обеспечивающие надежную изоляцию расплава из-за высокой температуры плавления. Срок службы может составить более 50 лет при использовании толстостенной футеровки. Использование неохлаждаемой футеровки большой толщины возможно вследствие того, что внутри стенок резервуара отсутствует объемное тепловыделение, связанное с проникающей радиацией.

В качестве конструкционного материала футеровки можно использовать, например, карбид титана, диборид титана, их сплавы, а также композитный материал С-TiC.

Выбор вышеуказанных материалов обусловлен их термодинамической устойчивостью в свинцовом расплаве, а также исчезающе малой растворимостью. Дополнительно, использование композита С-TiC, полученного методом пропитки пористого графита жидким титаном, позволяет создать газоплотную керамическую оболочку с высокой температурой плавления и термостойкостью, что обеспечивает возможность длительного удержания кориума при наступлении тяжелой аварии, связанной с потерей охлаждения.

Прототипом конструкции футерованной оболочки резервуара, обеспечивающей удержание металлического расплава с неоднородным температурным полем, является типовая конструкция кислородного конвертера.

Внешняя зона также может включать в себя устройство разогрева и циркуляции металлического расплава, например индуктор, находящийся снаружи по отношению к внешней оболочке резервуара, то есть в холодной зоне.

Кроме того, резервуар имеет технологические отверстия и встроенные в них трубопроводы для откачки и подачи металлического расплава с целью очистки его от растворенных и суспендированных продуктов деления, откачки солевой фазы, удаления газообразных продуктов деления, а также люки в верхней крышке, через которые устанавливаются и извлекаются погружные теплообменники. Периодичность будет определятся глубиной выгорания, которая в свою очередь будет лимитироваться скорее экономическими, чем технологическими показателями.

Между верхней крышкой и поверхностью расплава предусмотрен свободный газовый объем, служащий для сбора газообразных продуктов деления.

Также во внешней зоне могут быть размещены теплообменники аварийного расхолаживания. Они должны быть задействованы в случае одновременного отказа всех теплообменников первого контура или потери работоспособности второго контура. Теплообменники аварийного расхолаживания могут быть выполнены как в виде тепловых груб, так и с использованием жидкометаллического теплоносителя. Ключевой особенностью теплообменника аварийного расхолаживания является размещение теплообменных поверхностей: они должны быть погружены в жидкую фазу и располагаться равномерно по периферии внешней зоны, максимально близко к оболочке резервуара. При появлении теплового потока через теплообменники аварийного расхолаживания, гарнисаж с высоким содержанием делящегося нуклида будет осаждаться именно там. При этом вышеуказанная геометрия расположения гарнисажа, в которой отдельные элементы разнесены на максимальное расстояние друг от друга, будет обеспечивать подкритичность реактора.

Активная зона

Активная зона расположена в центральной части резервуара. A3 представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника, а также жидкой фазы, состоящей преимущественно из свинца и циркулирующей с внешней стороны гарнисажа в межтрубном пространстве. Топливной композицией активной зоны является интерметаллическое соединение Pb3U или Pb3(U,Pu), из которого состоит гарнисаж, а также жидкая фаза в межтрубном пространстве теплообменника в той степени, в которой делящийся нуклид будет присутствовать в растворе. Активная зона обратимо образуется путем кристаллизации твердой фазы при охлаждении расплава, и может быть «ликвидирована» путем растворения гарнисажного слоя при нагревании жидкой фазы. Самым напряженным конструктивным элементом реактора будет являться погружной теплообменник, материал которого подвергается интенсивному облучению потоком быстрых нейтронов, а также коррозионному воздействию: со стороны жидкометаллического хладагента - изнутри, и кратковременному воздействию расплава свинца в периоды полного растворения гарнисажа - снаружи. Предполагаемый срок службы теплообменника составит 2-4 года; данный аппарат имеет статус периодически заменяемого узла. Таким образом, долговечность теплообменника не лимитирует срок службы реактора в целом. С целью увеличения надежности реактора возможно использование нескольких теплообменников с независимыми петлями охлаждения в составе общей активной зоны. Выход из строя одного из них вызовет кратковременную остановку цепной реакции - вследствие плавления части гарнисажа и потерь критичности A3. Последующая перекристаллизация гарнисажа с поверхности поврежденного аппарата на поверхность оставшихся работоспособных теплообменников снова приведет к достижению критичности, однако с уменьшением тепловой мощности A3, примерно пропорциональной уменьшению суммарной площади поверхности теплообмена.

Теплообменник может быть выполнен одно- и многосекционным.

В случае использования системы Pb-Pu-U238, состав гарнисажа будет отвечать соединению Pb3(U,Pu), то есть твердая фаза будет выполнять функцию как топлива, так и бланкета.

Зона отражателя

Между стенками резервуара и A3 находится жидкометаллический расплав, состоящий преимущественно (более 90% молярных) из свинца, с небольшим содержанием делящегося нуклида (уран 233 или плутоний) и сырьевого нуклида (торий или уран 238, соответственно), а также растворенных и суспендированных продуктов деления. Теплообменник подвешивается к верхней крышке внешнего резервуара таким образом, что оказывается под слоем расплава на глубине 1-1,5 м и на таком же расстоянии от боковых стенок и днища резервуара.

Роль жидкой фазы зоны отражателя заключается в следующем.

1. Металлический расплав, состоящий преимущественно из свинца (при рабочей температуре - более 97% молярных), используется как отражатель нейтронов с высоким альбедо, обеспечивая максимально жесткий спектр нейтронного потока. Основным барьером биологической защиты является герметичный внешний резервуар. Жидкий расплав защищает стенки и верхнюю крышку резервуара от нейтронного потока из активной зоны, а также на 2-3 порядка снижает мощность γ-излучения.

2. Жидкая фаза используется в качестве буфера-растворителя делящегося нуклида при формировании A3 путем кристаллизации/растворения твердой интерметаллической топливной композиции, а также для управления критичностью A3.

3. В случае использования системы Pb-U-Th или Pb-Pu-U-Th, жидкая фаза служит растворителем для тория, то есть является бланкетом.

4. Металлический расплав исполняет функцию буфера-растворителя для большинства нелетучих продуктов деления.

5. Также расплав может являться буфером-растворителем для высокорадиоактивных актиноидов, подлежащих выжиганию.

Между границей расплава и верхней крышкой предусматривается пространство (газовый объем 4) для сбора газообразных продуктов деления, отвод которых осуществляется через технологические отверстия в верхней крышке резервуара.

Химический состав двухфазной металлической системы

Химический состав двухфазной металлической системы для создания активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах представляет собой систему Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th.

В качестве делящегося нуклида могут быть использованы U233 или Pu, а в качестве сырьевого нуклида - Th или U238, соответственно. Соотношение сырьевых и делящихся нуклидов определяется требуемыми нейтронно-физическими характеристиками A3.

Отличие уран-плутониевого от торий-уранового цикла будет заключаться в следующем.

В первом случае сырьевой нуклид (уран) будет находиться в твердой фазе вместе с делящимся нуклидом (плутонием) в виде твердого раствора Pb3(U,Pu).

Во втором случае сырьевой нуклид (торий) будет растворен в жидкой фазе, в то время как делящийся нуклид (уран) - в твердой, вследствие того, что растворимость тория в свинце, в отличие от урана, достаточно высока и составляет величину более 2% при температуре выше 550°С. Таким образом, бланкет может находиться в гарнисаже (система Pb-Pu-U), в расплаве (система Pb-U-Th) или одновременно в обеих фазах (система Pb-Pu-U-Th).

Основным компонентом всех вышеуказанных систем является свинец с содержанием более 90% молярных. Выбор свинца в качестве основного компонента двухфазной металлической системы обусловлен тем, что интерметаллические соединения Pb3U или Pb3(U,Pu) имеют резкую Г-образную зависимость растворимости в жидком свинце от температуры. Это обстоятельство дает возможность обратимого формирования A3 за счет осаждения из разбавленного расплава в твердую фазу более 90% делящихся нуклидов при снижении температуры двухфазной металлической системы от 800-900°С до 550-650°С, в соответствии с диаграммой состояния (см. Е.М.Foltyn, D.E.Peterson, in: М.Е.Kassner, D.E.Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.372; R.I. Sheldon, E.M. Foltyn, D.E.Peterson, in: M.E.Kassner, D.E. Peterson (Eds.), Phase Diagrams of Binary Actinide Alloys, ASM International, Materials Park, OH, 1995, p.202).

Аналогичную Г-образную зависимость растворимости имеют интерметаллические соединения Sn3U или Sn3(U,Pu) в расплаве Pb-Sn (см. Sheldon R.L., Foltyn Е.М., Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams 1987. V8, N4, p.347-352; Foltyn E.M.. Peterson D.E.// Bull. Alloy Phase Diagrams 1988. V9, N2, p.152-155, 203-204). В случае использования системы Pb-Pu-U с низкой температурой ликвидуса может быть оправданным применение вместо свинца системы Pb-Sn, где концентрация олова менее 10% молярных, так как температура плавления соединения Sn3(U,Pu) на 120-180°С выше, чем у соединения Pb3(U,Pu). Недостатком использования олова является более высокое сечение поглощения нейтронов по сравнению со свинцом.

Для уменьшения растворимости Pb3U или Pb3(U,Pu) в области более высоких температур возможно использование высаливателей: для системы Pb-U-Th высаливателем будет выступать сырьевой нуклид - торий, для системы Pb-Pu-U в качестве высаливателя можно использовать легкие металлы первой и второй групп, например Na или Mg. Концентрация последних может быть в диапазоне 0,5-10% молярных и будет определяться выбором рабочей температуры активной зоны: чем выше необходимая температура, тем больше должна быть концентрация высаливателя.

Предложенный ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы работает следующим образом.

Работа реактора является периодическим процессом, состоящим из ряда неравных по длительности циклов.

Работа на мощность (рабочая кампания)

В этот период в активной зоне реактора, сформированной в виде гарнисажа на поверхности теплообменника первого контура, происходит выгорание делящегося нуклида, сопровождающееся выделением тепла, которое используется для производства электроэнергии. Одновременно в бланкете происходит расширенная наработка свежего количества делящегося нуклида из сырьевого нуклида. В случае использования сырьевого U238, который концентрируется в твердой фазе, наработка свежего плутония происходит непосредственно в массе гарнисажа, за счет чего происходит восполнение выгоревшего топлива и компенсация непроизводительного захвата нейтронов накапливающимися продуктами деления. В случае использования тория в качестве сырьевого нуклида, растворенного в жидкой фазе, в реакторе происходит наработка делящегося U233, который по мере накопления в расплаве кристаллизуется в виде гарнисажа - в соответствии с диаграммой состояния. Таким образом, подпитка наработанным свежим топливом активной зоны осуществляется непрерывно в течение всей рабочей кампании естественным образом; извлечение из реактора и специальная переработка материала бланкета с целью выделения делящегося компонента не требуется.

Длительность кампании будет лимитироваться накоплением продуктов деления в твердой фазе, прежде всего, газообразных, вызывающих рост внутренних напряжений в материале гарнисажа. Единичные повреждения (трещины или сколы) будут вызывать временную потерю критичности с последующим ее восстановлением - за счет кристаллизации нового гарнисажного слоя в дефектных местах. Однако, время, необходимое для залечивания повреждений, будет определяться кинетикой кристаллизации, поэтому восстановление критичности может потребовать относительно длительного периода, оценочно, порядка часа. Если частота возникновения дефектов будет достаточно высока, то несмотря на наличие эффекта самовосстановления гарнисажа работа на мощность станет неустойчивой.

Предполагаемая глубина выгорания топлива к концу рабочей кампании составит 5-10%. Характерная продолжительность данного цикла - 2-4 года.

Цикл растворения загрязненной продуктами деления активной зоны и последующего формирования нового гарнисажа

При достижении заданной глубины выгорания гарнисажный слой подвергается растворению в жидкой фазе за счет повышения температуры выше температуры ликвидуса. Повышение температуры осуществляется за счет уменьшения теплосъема ниже уровня остаточного тепловыделения. Растворение гарнисажа будет сопровождаться потерей критичности и прекращением цепной реакции деления. Газообразные продукты деления всплывут к границе расплава и попадут в газовый объем в верхней части реактора, большая часть оставшихся продуктов деления перейдет в расплав, а именно щелочные, щелочноземельные металлы, лантаноиды, иттрий, цирконий, кадмий, сурьма, серебро, родий, палладий. Йод в виде соединения CsI образует отдельную легкую солевую фазу, сконцентрированную на границе раздела расплав-газ. Такие продукты деления, как молибден, технеций и рутений, вследствие малой растворимости в свинце будут находиться в виде мелкодисперсной суспензии в свинцовом расплаве.

После завершения процедуры растворения «отработанного» гарнисажа теплосъем через теплообменник первого контура вновь увеличивается, температура расплава начинает снижаться и на теплообменной поверхности вновь кристаллизуется твердая фаза Pb3U или Pb3(U,Pu).

Специфической особенностью жидкого свинца как растворителя является очень низкая растворимость плюмбидов урана и плутония по сравнению с продуктами деления: щелочные и щелочноземельные металлы, торий, цирконий, кадмий, сурьма, серебро, родий, палладий образуют эвтектики в области, богатой свинцом, что исключает их кристаллизацию в виде отдельной фазы; эти элементы также не будут образовывать твердых растворов с вышеуказанными плюмбидами урана и плутония, вследствие разных типов кристаллических решеток.

Наиболее близкими свойствами к интерметаллическим соединениям Pb3U или Pb3(U,Pu) обладают плюмбиды лантаноидов и иттрия, отвечающих составу Pb3Ln. Все вышеуказанные соединения имеют одну ту же объемно-центрированную тетрагональную решетку (прототип Cu3Au) с близкими параметрами, что потенциально создает возможность сокристаллизации плюмбидов урана, плутония и лантаноидов.

Однако стандартные энтальпии образования бесконечно разбавленных растворов урана и плутония в свинце лежат в диапазоне 80-115 кДж/моль, в то время как для лантаноидов эта величина составляет 230-270 кДж/моль. Существенно более высокое сродство лантаноидов к свинцу по сравнению с ураном и плутонием обуславливает преимущественное выделение в твердую фазу актиноидов, и соответственно, концентрирование лантаноидов в жидкой фазе. Экспериментально этот факт был подтвержден в работе Fractional precipitation processes for liquid metal fuels / by Robert J. Teitel. Upton, N.Y.: Brookhaven National Laboratory; 1958, где коэффициент распределения урана в твердую фазу Pb3U превышал соответствующий коэффициент распределения неодима и диспрозия в твердую фазу Pb3(Nd,Dy) в 300-400 раз.

Таким образом, процедура плавления и последующей кристаллизации гарнисажа обеспечивает перемещение основного количества (более 98%) продуктов деления из материала гарнисажа в жидкую фазу в виде раствора или суспензии. Вновь сформированная активная зона достигает критичности, после чего начинается очередная кампания работы на мощность.

Характерная продолжительность цикла очистки активной зоны от продуктов деления от 2 до 10 дней.

После начала очередной кампании осуществляется очистка жидкой фазы от продуктов деления, перешедших в нее из «отработанного» гарнисажа. С этой целью из реактора периодически или непрерывно откачивается некоторое количество жидкой фазы, которая подвергается пирохимической очистке от растворенных и суспендированных продуктов деления, например, по способу, аналогичному тому, который описан в патенте US 2758023 или US 3251745. Очищенный свинцовый расплав, а также уран, плутоний и/или торий снова возвращаются в реактор. Процедура очистки жидкой фазы осуществляется до тех пор, пока концентрация продуктов деления не упадет ниже заданной. Необходимое время может составить 1-6 месяцев, в зависимости от производительности линии очистки.

Пример 1. Стартовый химический состав двухфазной металлической системы ядерного реактора на быстрых нейтронах может включать в себя следующие компоненты (% молярных): Pb - 97,5%; U - 1%; Pu - 0,5%; Mg - 1%. Температура ликвидуса - 820°С, рабочая температура внешней поверхности гарнисажа - 600°С, температура теплоносителя на выходе из теплообменника первого контура - 520°С. Глубина выгорания за период до очередного расплавления активной зоны - 5%. Материал теплообменника первого контура - сплав V - 5% Cr - 5% Ti, материал футеровки резервуара - TiC.

Пример 2. Стартовый химический состав двухфазной металлической системы ядерного реактора на быстрых нейтронах может включать в себя следующие компоненты (% молярных): Pb - 94,5%: U - 1,5%; Th - 4%. Температура ликвидуса - 930°С. рабочая температура внешней поверхности гарнисажа - 720°С, температура теплоносителя на выходе из теплообменника первого контура - 620°С. Глубина выгорания за период до очередного расплавления активной зоны - 15%. Материал теплообменника первого контура - сплав Nb - 1% Zr, материал футеровки резервуара - TiB2.

Таким образом, использование двухфазной металлической системы на основе свинца в качестве топлива, отражателя и бланкета, а именно совокупности активной зоны, отражателя и бланкета в виде двухфазной металлической системы Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, позволяет достичь высоких степеней выгорания топлива, находящегося преимущественно в твердой фазе, за счет очистки от продуктов деления, а также ликвидации радиационных повреждений путем периодического расплавления и последующего формирования активной зоны из расплава. Кроме того, изобретение позволяет исключить из активной зоны реактора конструктивные узлы, оставив только теплообменник первого контура, который представляет собой статическое оборудование, при этом механически нагруженные элементы теплообменника (подвесы) находятся вне зоны облучения. Будучи сменным узлом, теплообменник не лимитирует срок службы ядерного реактора в целом. При этом изобретение позволяет создать самоуправляющуюся активную зону, в которой тепловыделение цепной реакции деления будет балансировать теплосъем в теплообменнике первого контура вследствие естественного физического механизма. Одновременно обеспечивается быстродействующая защита от разгона на мгновенных нейтронах.

1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя представляет собой двухфазную металлическую систему на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при этом свинец может частично замещаться оловом, а активная зона представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника первого контура, погруженную в металлический расплав.

2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что основным компонентом двухфазной металлической системы является свинец с содержанием более 90% мольных, при этом свинец может замещаться оловом до 10% мольных.

3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что дополнительно используют металлы I и II групп (до 10% мольных) для уменьшения растворимости интерметаллических соединений Pb3U или Pb3(U, Pu) в жидкой фазе.

4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что по химическому составу гарнисажный слой, образующий активную зону, представляет собой интерметаллическое соединение Pb3U или Pb3(U, Pu).

5. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что процесс формирования активной зоны на внешней поверхности теплообменника первого контура осуществляется за счет кристаллизации твердой фазы из расплава Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при наличии температурного градиента между расплавом и поверхностью гарнисажа теплообменника первого контура.

6. Ядерный реактор по п.4, отличающийся тем, что оперативное управление мощностью реактора осуществляется процессом динамического растворения/кристаллизации интерметаллического соединения Pb3U или Pb3(U, Pu) из металлического расплава.

7. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что защита от неуправляемой цепной реакции осуществляется за счет расплавления гарнисажного слоя, состоящего из интерметаллического соединения Pb3U или Pb3(U, Pu), вследствие уменьшения средней плотности делящегося нуклида в активной зоне.

8. Двухфазная металлическая система на основе свинца для использования в качестве топлива, отражателя и бланкета в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, представляющая собой двухфазную металлическую систему: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при этом свинец может частично замещаться оловом, а активная зона представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника первого контура, погруженную в металлический расплав.

9. Двухфазная металлическая система по п.8, отличающийся тем, что основным компонентом является свинец с содержанием более 90% мольных, при этом свинец может замещаться оловом до 10% мольных.

10. Теплообменник для реактора по п.1, выполненный сменным одно- или многосекционным, при этом механически нагруженные элементы теплообменника находятся вне зоны облучения.

11. Способ формирования активной зоны ядерного реактора на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы и теплообменника, отличающийся тем, что совокупность активной зоны, бланкета и отражателя формируют из двухфазной металлической системы на основе свинца: Pb-Pu-U, или Pb-U-Th, или Pb-Pu-U-Th, при этом свинец может частично замещаться оловом, а активная зона представляет собой структуру, состоящую из твердой фазы - гарнисажного слоя, распределенного по внешней поверхности теплообменника первого контура, погруженную в металлический расплав.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к изготовлению тепловыделяющих элементов ядерного реактора. Устройство снаряжения фольгой оболочек твэлов содержит фольгу, валики прокатки фольги, пуансон, штангу с цилиндром, диаметр которого равен диаметру таблетки делящегося материала, губки, охватывающие цилиндр перед заслонкой.

Изобретение относится к области ядерной техники и может быть использовано при создании тепловыделяющих элементов (твэлов) для атомных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к конструктивным элементам тепловыделяющих сборок (ТВС) ядерных реакторов типа ВВЭР. Дистанционирующая решетка (ДР) содержит группы взаимно пересекающихся параллельных пластин, расположенных в один ярус и образующих шестиугольные ячейки для размещения твэлов, расположенные по правильной треугольной сетке, и треугольные ячейки, расположенные между шестиугольными.

Изобретение относится к атомной технике. Направляющий канал тепловыделяющей сборки ядерного реактора с выгорающим поглотителем размещен в ячейках дистанционирующих решеток.

Изобретение относится к способу приготовления оксалатов актиноидов. Способ включает осаждение одного актиноида или соосаждение большего числа актиноидов в форме частиц оксалата в псевдоожиженном слое приведением в контакт водного раствора, содержащего актиноид или актиноиды, с водным раствором щавелевой кислоты или соли щавелевой кислоты и сбор частиц оксалата.
Изобретение относится к атомной промышленности, в частности к изготовлению таблетированного топлива из диоксида урана для тепловыделяющих элементов (твэлов) ядерных реакторов.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к технологии изготовления таблеток ядерного топлива из порошков на основе оксидов ядерных делящихся материалов, в частности к изготовлению таблеток с минимальными припусками на шлифование или в размер.
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.

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

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 способу осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной. В заявленном способе взрыв осуществляется путем подрыва заряда внутри массивного металлического тела, размещенного в прочном корпусе.

Изобретение относится к ядерной энергетике, в частности к энергетическим реакторам. Предложено техническое решение для создания и эксплуатации энергетических ядерных реакторов, в которых компенсация реактивности, теряемой в процессе выгорания топлива на одном участке активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на участок активной зоны со «свежим» топливом.

Изобретение относится к ядерной энергетике, а именно к ядерным реакторам, и может быть использовано для получения тепловой, электрической энергии, для сжигания трансурановых нуклидов, а также для получения ядерного топлива и радиоактивных препаратов.

Ядерный реактор с жидкометаллическим теплоносителем содержит корпус, внутри которого помещена разделительная оболочка. В кольцевом пространстве между корпусом и разделительной оболочкой установлены, по меньшей мере, один парогенератор и один насос.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к ядерным реакторам на быстрых нейтронах. Реактор 1 содержит корпус 7 реактора, вмещающий активную зону 2 и теплоноситель 21; опорную решетку 13 активной зоны и перегородку 6, расположенную на опорной решетке, которая тянется вверх и окружает активную зону 2 с боковой стороны.

Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к водо-водяным ядерным реакторам на тепловых нейтронах. Способ экспериментального исследования перемешивания теплоносителя в действующем ядерном реакторе заключается в том, что системой аварийного ввода бора на любом уровне мощности, в одной или более петлях создают слабую неравномерность в распределении индикатора, который играет роль температурного индикатора до входа в реактор, а в активной зоне - нейтронно-поглощающего индикатора.

Изобретение относится к области преобразования ядерной энергии. Реакторно-лазерная установка с прямой накачкой осколками деления состоит из подкритического лазерного блока с активным веществом (1) и запального импульсного ядерного реактора, окруженного подкритическим лазерным блоком.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем. Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем осуществляют в замкнутом топливном цикле с переходом в течение нескольких кампаний к работе на уран-плутониевом топливе.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в ядерных реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем.

Изобретение относится к области эксплуатации канальных ядерных реакторов, касается, в частности, крышки коллектора парогазовой смеси, содержащей гелий, и может быть использована при выполнении работ по контролю и восстановлению телескопических соединений трактов технологических каналов, а также в нефтегазовой, химической и других отраслях промышленности. Технический результат - оперативность проникновения в реакторное пространство, возможность многократного вскрытия и восстановления плотного гелиевого шва, сокращение трудоемкости демонтажа и обратной сборки крышки, снижение поглощенной дозы облучения персоналом. Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора включает траверсу, кольцеобразное основание и заглушку, к вертикальным отбортовкам которых приварены тонкостенные юбки с ориентированным расположением волокон проката. Юбки выполнены в виде обратных усеченных конусов с сопрягающимися поверхностями и соединены между собой сварным швом по торцевым поверхностям. Траверса снабжена узлами крепления к горизонтальной отбортовке основания и заглушке. 3 ил.
Наверх