Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u

Авторы патента:

G21C1/00 - Ядерные реакторы (аналоговые вычислительные машины для них G06G 7/54; реакторы синтеза G21B; ядерные взрывчатые вещества G21J)

Владельцы патента RU 2541516:

Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" (RU)
Федеральное Государственное унитарное предприятие "Российский Федеральный ядерный центр - Всероссийский научно-исследовательский институт экспериментальной физики - ФГУП "РФЯЦ-ВНИИЭФ" (RU)

Заявленное изобретение относится к способу эксплуатации водяных ядерных реакторов, в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством ²³³U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми. При этом в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D₂O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, баланс между нарабатывающимися изотопом ²³³U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H₂O), смягчая спектр нейтронного потока. Техническим результатом является упрощение регулирования реактивности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны. 2 з.п. ф-лы.

Изобретение относится к области атомной энергетики, к способам эксплуатации водо-водяных ядерных реакторов в торий-урановом топливном цинке, обеспечивающим расширенное воспроизводство ²³³U путем изменения спектра нейтронов.

Все действующие в настоящее время энергетические реакторы работают в открытом уран-плутониевом топливном цикле. Это на два порядка ограничивает топливный ресурс ядерной энергетики и сопровождается наработкой большого количества высокоактивных отходов, в том числе плутония, что осложняет обеспечение нераспространения расщепляющихся материалов. Решение этих проблем ядерной энергетики связано с переходом на замкнутый топливный цикл (в том числе на торий-урановый) при воспроизводстве активных изотопов в процессе работы реактора.

Природный торий является моноизотопом ²³²Th с периодом полураспада T_1/2≈1,4×10¹⁰ лет и используется в реакторах в качестве сырьевого материала (вместо ²³⁸U). При поглощении нейтрона ²³²Th преобразуется в ²³³U, делящийся нейтронами любой энергии. В отличие от традиционно используемых активных изотопов ²³⁵U и ²³⁹Pu, при поглощении нейтрона ядром ²³³U он делится, выпустив два или три нейрона. Это позволяет одновременно обеспечить воспроизводство ²³³U при поглощении ядром ²³²Th нейтрона и поддержать цепную реакцию делением следующего ядра ²³²U. Таким образом, появляется возможность сжигания всего природного тория с выделением энергии ядерного деления в замкнутом торий-урановом топливном цикле.

Однако при реализации такой возможности возникает ряд трудностей. Наряду с захватом нейтронов ядрами ²³²Th, происходит паразитный захват нейтронов ядрами нарабатываемых продуктов деления, актиноидов, замедлителя, конструкционных элементов реактора. Это приводит к недостатку нейтронов для одновременной поддержки цепной реакции деления ядер ²³³U и их воспроизводства. Переход ²³²Th после поглощения нейтрона в ²³³U осуществляется через промежуточное ядро ²³³Pa, характеризующееся большим периодом полураспада T_1/2≈27 суток. Это задерживает воспроизводство сгоревшего ²³³U и сопровождается падением реактивности реактора, что требует применения мер по удержанию реактора в критическом состоянии. Пути преодоления трудностей, возникающих при эксплуатации реакторов на ториевом топливном цикле, исследовались и продолжают исследоваться специалистами различных школ на разных типах реакторов:

- на быстрых нейтронах (FBR);

- жидкосолевых (MSR);

- высокотемпературных (HTR);

- тяжеловодных (PHWR);

- водо-водяных (HPWR, WBR, LWBR).

Использование реакторов на быстрых нейтронах (патент RU 2455714 C1, G21C 1/00, опубл. 10.07.2012) обеспечивает воспроизводство плутония в уран-плутониевом топливном цикле, а также ²³³U в торий-урановом топливном цикле, при этом воспроизводство плутония более эффективно. Специалисты разных стран работают над проблемой надежности таких реакторов, однако пока эта проблема остается открытой, кроме того, применение таких реакторов требует создание инфраструктуры ядерной энергетики, соответствующей им.

Жидкосолевые реакторы допускают регулирование состава топлива в процессе работы реактора и при использовании уран-ториевого топливного цикла могут обеспечить самовоспроизводство ²³³U (патент GB 2098788, G21G 1/08, 1982; патент US 5160696, G21G 1/08, 1992; патент RU 123722 C1, G21C 1/22, 10.09.1999), однако реализация этого требует проработки и развития соответствующих технологий.

Обеспечение воспроизводства ²³³U в замкнутом торий-урановом топливном цикле с использованием высокотемпературных реакторов продолжает прорабатываться.

Особого внимания заслуживают легководные и тяжеловодные реакторы, т.к. являются наиболее распространенными и успешно работающими. Легководные реакторы представляют с подавляющим весом мировой реакторный парк (рассмотрены ниже), тяжеловодные находятся на втором месте (патент US 3859165, G21C 3/326, 07.01.1975; заявка WO 2004/072317, C22F 1/18, 26.08.2004). Все они работают в открытом уран-плутониевом топливном цикле, но обладают потенциальными возможностями повышения воспроизводства ²³³U при их переводе на торий-урановый топливный цикл.

В Канаде с применением тяжеловодного реактора CANDU, разработанного Canada Limited (AECL), был выполнен большой объем работ, касающихся исследования возможностей применения в промышленности ториевого топливного цикла [Ториевый цикл. Выбираем реактор. С.А. Субботин, к.т.н., РНЦ «Курчатовский институт», 2007]. Тяжелая вода (D₂O) является хорошим замедляющим материалом благодаря небольшому сечению поглощения нейтронов, что, способствуя улучшению баланса нейтронов в реакторах на тепловых нейтронах, позволило энергетическим тяжеловодным реакторам CANDU работать на ²³³U-²³²Th топливных загрузках. Контроль реактивности АЗ реактора достигался за счет управления расходом топлива, а быстрый контроль - за счет поглощающих стержней. Были изучены два топливных цикла, предполагавших переработку выгоревшего топлива: топливный цикл с самообеспечением топливом (SSET) и цикл с высоким выгоранием топлива. В SSET-цикле содержание ²³³U в выгоревшем топливе первой загрузки таково, что его достаточно для обогащения следующей топливной загрузки. Таким образом, дальнейшая работа реактора не требует дополнительного обогащения топлива. Из-за высокого в сравнении с ураном поглощения в тории требуется более высокое обогащение начальной ториевой топливной загрузки. Так как в этом топливе коэффициент конверсии выше, то изменение реактивности во времени меньше. И, следовательно, стартуя с более высоким обогащением начальной топливной загрузки, достигают режима выгорания, когда накопленный изотоп ²³³U позволяет реактору работать дольше. Согласно расчетным оценкам, требуемое содержание накопленного ²³³U равно примерно 2%, тогда как обогащение начальной загрузки равно 2,4%. В этом случае достигается глубина выгорания топлива 50 ГВт·сут/т в сравнении с 40 ГВт·сут/т для эквивалентного уранового цикла. В случае большего начального обогащения (с целью дальнейшего повышения глубины выгорания) увеличение содержания накопленного ²³³U не дает выигрыша, так как резко возрастает паразитное поглощение нейтронов в продуктах деления. Применительно к использованию в CANDU также исследовался открытый топливный ториевый цикл. В этом цикле слабообогащенное урановое топливо и торий размещались раздельно в каналы, чтобы можно было обеспечить различную энергонапряженность топлив. Урановое топливо в этом цикле выгорает и перегружается быстрее. Расчеты показывают, что потери в выгорании уранового топлива успешно компенсируются большим выгоранием ториевого топлива.

В качестве примера водо-водяного ядерного реактора на уран-ториевом топливном цикле можно привести конструкцию легководного ядерного реактора с двойной АЗ (патент RU 2176826 C2, G21C 1/00, публик. 10.12.2001), состоящую из множества запально-воспроизводящих модулей, которые имеют центрально расположенные запальные зоны, окруженные круговыми зонами воспроизводства. Запальные зоны содержат топливные сборки (TBC), включающие урановые или плутониевые топливные стержни, а зоны воспроизводства содержат только ториевые топливные стержни. Способ эксплуатации АЗ этого реактора включает замену топливных элементов запальных зон модулей в конце циклов их топлив на свежие топливные элементы и замену топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из модулей в конце цикла топлива зоны воспроизводства, при этом длительность цикла топлива зоны воспроизводства не зависит от длительности циклов топлива запальной зоны, которая выбирается такой, чтобы каждая группа из топливных элементов запальной зоны оставалась в активной зоне до тех пор, пока содержание урана в них не понизится до 20% или менее от первоначального содержания в них урана. Такая схема пополнения топлива обеспечивает увеличение утилизации топлива запальной зоны, а дополнительно при этом обеспечивается гарантия того, что отработанное ядерное топливо не сможет быть использовано для изготовления ядерного оружия.

Недостатком такого решения является низкая экономичность, что обусловлено, в свою очередь, усложнением производства TBC.

Также известны конструкция АЗ водо-водяного энергетического реактора и способ ее эксплуатации (RU 2214633 C2, G21C 1/03, публик. 20.10.2003). В АЗ, содержащей TBC, набранные из стержневых твэлов, по крайней мере одна TBC выполнена с возможностью повышения водотопливного (водоуранового) отношения к концу кампании реактора по меньшей мере на 2%. В качестве теплоносителя и замедлителя используют природную воду. Ширина зазора между твэлами выполнена в пределах 2.0-2.75 мм. Относительный шаг решетки твэлов (отношение расстояния между центрами твэлов к их наружному диаметру) составляет 1.1-1.5. Сборка содержит также поглощающие стержни-вытеснители, выполненные с возможностью их извлечения или изменения их объема или сечения к концу кампании топлива. Между таблетками ядерного топлива размещены шайбы, выполненные из материала, имеющего при облучении большее объемное распухание, чем основное ядерное топливо. В процессе эксплуатации такой АЗ осуществляют изменение спектра нейтронов путем воздействия на состав и/или теплофизические характеристики теплоносителя. Так, после загрузки в АЗ свежего топлива воздействие осуществляют путем повышения температуры теплоносителя на выходе из АЗ и/или мощности реактора до максимально допустимых значений, превышающих средние номинальные значения, а по мере выгорания топлива и с темпом, равным скорости выгорания топлива, путем снижения температуры теплоносителя на выходе из АЗ до минимально допустимого значения. Теплоноситель в начале кампании может быть обогащен растворимыми соединениями нейтронных поглотителей или иметь повышенное по сравнению с природным составом содержание тяжелой воды (D₂O), и воздействие осуществляют путем уменьшения содержания тяжелой воды и/или растворимых соединений, поглощающих нейтроны материалов, изменяя температуру теплоносителя. Для того чтобы в процессе горения ядерного топлива коэффициент размножения оставался больше 1, водоурановое отношение постепенно повышают к концу кампании за счет выполнения АЗ и TBC с технической возможностью изменения соотношения воды и топлива в размножающей системе. Таким образом, доля воды может повышаться при извлечении стержней-вытеснителей из АЗ либо в процессе работы реактора за счет приводов, аналогичных системе СУЗ, либо при перегрузках топлива за счет внереакторных инструментов. Стержни-вытеснители могут не извлекаться, а выполняться с возможностью заполнения водой полостей самих стержней. При использовании изобретения повышается выгорание ядерного топлива и снижается вероятность разгерметизации твэлов в условиях нормальной эксплуатации и при авариях водо-водяных энергетических реакторов.

Недостатком такого способа является то, что изменение спектра нейтронов путем воздействия на теплоноситель достигается различными методами, которые необходимо осуществлять одновременно, что усложняет его применение, эксплуатацию реактора и снижает безопасность. Так, например, используя повышенное по сравнению с природным составом содержание тяжелой воды в теплоносителе в начале кампании реактора, невозможно достичь требуемого воспроизводства ²³³U без расположения в каналах ТВС полых стержней-вытеснителей, а также без повышения температуры теплоносителя на выходе из активной зоны и/или мощности реактора до значений, максимально допустимых по условиям работоспособности и обеспечения безопасности.

Использование твердого топлива в виде оксидных ториевых топливных стержней в легководных ядерных реакторах было продемонстрировано на АЭС в Shippingport в конце 1970-х годов. В США в Shippingport с 1977 по 1982 гг. работал легководный реактор-бридер на оксидном уран-ториевом (²³³U+²³²Th) топливе (LWBR) электрической мощностью 60 МВт с обеспечением воспроизводства ²³³U (Nuclear Science and Engineering, v/102, p.341-364, 1989 г.), однако дальнейшего развития данное направление не получило. В настоящее время за этот подход выступает компания под названием Lightbridge, Маклин, штат Вирджиния. По совокупности признаков и решаемой задаче способ эксплуатации реактора LWBR с обеспечением расширенного воспроизводства топлива выбран в качестве наиболее близкого аналога предлагаемого способа. В качестве первоначальной загрузки использовалась смесь ²³³U+²³²Th. Материалом, способным к ядерному делению, являлся ²³³U. Поскольку изотопа ²³³U в природе нет, для первоначальной загрузки его получали в реакторах, в которых может быть выполнено преобразование ²³²Th в ²³³U. К таким реакторам относятся реакторы, использующие топливные загрузки либо на основе высокообогащенного урана, либо на основе плутония, либо на основе ²³⁵U с ²³⁸U с добавлением ²³²Th и ²³⁹Pu, например выполненные по патентам US: 396055, G21C 1/00, публик. 01.06.1976; 3998692, G21G 1/02, публик. 21.12.1976.

АЗ LWBR (конструкция этого реактора была запатентована, патент US 3957575, G21G 1/02, публик. 18.05.1976 г.) имела модульную конфигурацию и не содержала никаких управляющих стержней. Конструкция АЗ включала 12 исходных одинаковых подвижных топливных сборок (ТВС) гексагональной формы, 12 стационарных топливных сборок в зоне воспроизводства и 15 отражающих модулей. Водотопливное отношение выбиралось в диапазоне 0.1-0.6 за счет плотного размещения в ТВС топливных стержней. Стержни исходных сборок и зоны воспроизводства выполнены неоднородными. Они включали центральную часть переменной длины из (²³³U-²³²Th)O₂ топлива, а также верхние и нижние части из ²³²Th. Модули отражателя изначально работали только на ²³²Th. В качестве замедлителя и теплоносителя АЗ реактора использовали легкую воду (H₂O). Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляют в спектре, в котором доля тепловых нейтронов превалирует над долей быстрых нейтронов. Это позволило обеспечить необходимые условия, при которых изотоп ²³²Th переходил в способный к ядерному делению изотоп ²³³U. Регулировку работы реактора на мощности осуществляли путем контроля реактивности активной зоны, при понижении которой поддерживали критическое состояние реактора путем обеспечения баланса между нарабатывающимися ²³³U и поглотителями нейтронов. Обеспечение баланса осуществляли изменением аксиального положения исходных сборок относительно воспроизводящих, в результате чего менялось количество нейтронов, поглощаемых делящейся средой (²³³U), относительно воспроизводящей среды (²³²Th). В начале эксплуатации исходные элементы опущены были на 60 см ниже стационарной воспроизводящей зоны, по мере работы АЗ исходные сборки поднимали до уровня 60 см выше воспроизводящей зоны. В течение первых трех лет реактор работал с полной тепловой мощностью. В течение последних 2-х лет максимальный уровень мощности составлял в основном 80% от номинальной, перед отключением уровень мощности был постепенно снижен до 57%. (²³³U-²³²Th)O₂ топливный цикл, использованный в LWBR при использовании легкой воды в качестве замедлителя и теплоносителя, обеспечил размножение ²³³U. Расширенное воспроизводство ²³³U (коэффициент воспроизводства К_в≈1,013) в LWBR обеспечивалось:

- отсутствием запаса реактивности и соответственно поглотителей нейтронов в АЗ;

- поддержанием критического состояния и контроля реактивности за счет геометрии, т.е. за счет подвижности топлива;

- применения плотной решетки топливных стержней для повышения уровня размножения.

Недостатком ближайшего аналога является наличие подвижных топливных сборок в АЗ, что требует существенной модификации АЗ и качественно усложняет эксплуатацию реактора, особенно реакторов большой мощности. Следует отметить, что при перемещении подвижных топливных сборок возможно возникновение трудностей в управлении реактором из-за возможных деформаций стержней.

Техническим результатом предлагаемого способа является упрощение регулирования реактивности реактора, повышение равномерности распределения энерговыделения и эффективности регулирования мощности реактора, а также повышение безопасности эксплуатации и увеличение ресурса активной зоны.

Указанный технический результат достигается за счет того, что в предлагаемом способе эксплуатации водяного ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа ²³³U, содержащем с наиболее близким аналогом сходные признаки, а именно:

- осуществление первоначальной загрузки активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению;

- обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора;

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых изотоп ²³²Th переходит в способный к ядерному делению изотоп ²³³U,

- управление работой реактора на мощности путем удержания критического состояния, обеспечивая баланс между нарабатывающимися ²³³U и поглотителями нейтронов,

содержатся отличительные признаки, а именно:

- формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляют в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми;

- в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду, при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0;

- поддержание критического состояния осуществляют путем непрерывного разбавления тяжелой воды (D₂O) легкой водой (H₂O), смягчая спектр нейтронного потока, в течение всей кампании реактора.

Кроме того:

- первоначальная загрузка реактора оксидным уран-ториевом топливом может быть обеспечена с высоким массовым соотношением изотопа ²³³U к тяжелому металлу в активной зоне 0,072;

- при первоначальной загрузке активной зоны в качестве материала, способного к ядерному делению, может быть использован реакторный плутоний с массовым соотношением к тяжелому металлу в активной зоне 0,17.

Формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в промежуточном спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, является альтернативой запаса реактивности и компенсирующих поглотителей нейтронов, что позволяет наиболее полно использовать нейтроны для воспроизводства изотопа ²³³U, сэкономив их в начале кампании реактора, что соответственно позволяет обеспечить лучшее выгорание и извлечение большего количества энергии из ториевого топлива более простым методом.

Использование тяжелой воды в качестве замедлителя и теплоносителя АЗ позволяет сформировать спектр, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми нейтронами, т.к. дейтерий имеет относительно небольшое сечение поглощения и в меньшей степени, по сравнению с водородом, замедляет нейтроны.

Выбор отношения объемов вода/топливо в диапазоне значений 0,7-1,0, сделан в связи с необходимостью формирования в АЗ нейтронного потока в более жесткой области спектра, чем спектр тепловой области, применяемый в легководных реакторах, и обеспечения экономии нейтронов для формирования условий, при которых изотоп ²³²Th переходит в способный к ядерному делению изотоп ²³³U.

Удержание реактора в критическом состоянии путем непрерывного разбавления тяжелой воды легкой водой, смягчая спектр нейтронного потока, в течение кампании реактора позволяет поддерживать более простыми методами ядерные реакции, протекающие в АЗ, в управляющем режиме, при этом повышается точность регулирования, которое может осуществляться эффективно без применения дополнительных механизмов перемещения топливных сборок.

Обеспечение первоначальной загрузки реактора в оксидном уран-ториевом топливе с массовым соотношением ²³³U к тяжелому металлу в активной зоне 0,072 позволяет обеспечить расширенное воспроизводство ²³³U при увеличении продолжительности кампании, что обеспечивает целесообразность переработки облученного топлива для замыкания цикла.

Использование при первоначальной загрузке активной зоны в качестве материала, способного к ядерному делению, реакторного плутония с массовым соотношением к тяжелому металлу в активной зоне 0,17 позволяет наработать ²³³U для перевода реакторов на уран-ториевый топливный цикл, а также упростить обращение с радиоактивными отходами ядерной энергетики, т.к. позволяет избавляться от запасов реакторного плутония.

Примером конкретного выполнения может служить способ эксплуатации ядерного реактора типа ВВЭР в (²³³U-²³²Th)O₂ топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа ²³³U, в качестве теплоносителя и замедлителя активной зоны в котором используют тяжелую воду. Количество ТВС в реакторе - 163. Каждая ТВС содержит гексагональный в поперечном сечении пучок стержневых ТВЭЛов (312 шт.) в каркасе, включающем дистанционирующие решетки сотовой конструкции, ячейки и обода, несущую решетку, хвостовик, съемную головку, шаг между ТВЭЛами 1,275 см. Топливные стержни исходных сборок выполнены однородными из (²³³U-²³²Th)O₂ таблеток, которые могут быть выполнены, например, по патенту RU 2383953 C2, G21C 3/28, публик. 10.03.2010, Бюл. №7. Исходные сборки могут быть выполнены из оксидных плутоний-ториевых таблеток, изготавливаемых с помощью установок, предназначенных для таблетирования ядерного топлива на основе смешанного оксида (U-Pu)O₂, так называемого МОХ топлива (патенты RU: 2172030 C2, G21G 3/62, публик. 10.08.2001, 2414760 C2, G21C 17/06, 20.03.2011). Критическое состояние реактора зависит от водотопливного отношения V_в/V_т=0,7 и характеризуется повышенным значением удельного содержания ²³³U (0,072) в тяжелом металле, а также более жестким спектром нейтронов (водотопливное отношения для плутония V_в/V_т=0,75, характеризуется повышенным значением удельного содержания плутония /0,17/ в тяжелом металле). При запуске реактора в качестве теплоносителя используют тяжелую воду с ее содержанием, близким к 100%, получаемую, например, в промышленной установке по дезинтегрированию ассоциатов молекул тяжелой и легкой воды (патент RU 2163929, C2 C12M 1/33, публик. 10.03.2001), либо способом многоступенчатого изотопного обмена (патент RU 2060801 C1, B01D 59/28, публик. 27.05.96), либо из подземных вод (патент RU 2393987 C2, C01B 5/02, публик. 10.07.2010). Использование тяжелой воды и отношение объемов вода/топливо меньше 1 обеспечивают формирование спектра, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми нейтронами. Начало работы реактора характеризуется выгоранием ²³³U и наиболее эффективной наработкой ²³³Pa. При этом происходит падение реактивности реактора, которое компенсируется (восстанавливается критическое состояние) путем разбавления тяжелой (D₂O) воды, циркулирующей в первом контуре, легкой водой (H₂O). Это разбавление сопровождается смягчением спектра нейтронов и понижением удельного содержания ²³³U, необходимого для поддержания критического состояния. В способе эксплуатации активной зоны, сформированной из тепловыделяющих сборок, изменение спектра нейтронов ведут путем воздействия на состав теплоносителя, с темпом, равным скорости выгорания топлива и наработки поглотителя нейтронов, уменьшают содержание тяжелой воды в течение кампании реактора до значения 0,8 (к концу 6 года). Разбавление можно осуществить, выполнив соединение контура теплоносителя с водяным объемом, в котором находиться легкая вода для его разбавления. Это соединение формируют на участке трубопровода после прохождения теплоносителя через парогенератор. Разбавление осуществляют с обеспечением постоянного впрыскивания легкой воды в контур теплоносителя в количестве 10^-4% от количества теплоносителя в час. Таким образом, обеспечивают компенсацию потери реактивности в реакторе пассивным способом (не меняющим параметров активной зоны), в отличие от перемещения топливных сборок в активной зоне (как в ближайшем аналоге), что позволяет намного упростить процесс компенсации реактивности, увеличить его надежность и эффективность. С течением времени нарабатываемый изотоп ²³³Pa распадается в ²³³U, и происходит повышение содержания ²³³U при одновременном повышении содержания поглотителей нейтронов (продукты деления, водород, актиноиды) и сохранения критического состояния.

Нейтронно-физические расчеты изотопного преобразования, выполненные в приближении бесконечной среды (ячейка с удельным содержанием ²³³U, равным 72 кг на тонну тяжелого металла, водотопливным отношением V_в/V_т=0,9, с замедлителем и теплоносителем D₂O и удельной мощностью P=211 Вт/см) в зависимости от непрерывного разбавления тяжелой воды легкой водой (α D₂O+(1-α)H₂O) для удержания критичности (К_∞) по коэффициенту воспроизводства K_в показали следующее.

K_B≈1,055, энерговыработка ~38,5 МВт сутки/кг за 3 года при достижении α=0,93.

K_B≈1,05, энерговыработка ~64,2 МВт сутки/кг за 5 лет при достижении α=0,88.

K_B≈1,005, энерговыработка ~89,7 МВт сутки/кг за 7 лет при достижении α=0,83.

При дальнейшем увеличении энерговыработки и понижения α коэффициент воспроизводства становиться меньше 1.

Использование (²³³U-²³²Th)O₂ топливного цикла, тяжелой воды с последующим разбавлением ее легкой водой с удержанием критического состояния при пониженном водотопливном отношении в реакторе типа ВВЭР возможно достижение расширенного производства ²³³U при сравнительно высоком уровне энерговыработки.

Таким образом, предлагаемый способ позволяет достичь улучшения эксплуатационных характеристик реакторов с расширенным воспроизводством ²³³U и повысить безопасность их работы.

1. Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа ²³³U, включающий первоначальную загрузку активной зоны топливными сборками оксидного ториевого топлива, содержащего материал, способный к ядерному делению, обеспечение водным замедлителем и теплоносителем активной зоны реактора, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения, при которых изотоп ²³²Th переходит в способный к ядерному делению изотоп ²³³U, управление работой реактора на мощности путем удержания его в критическом состояния, обеспечивая баланс между нарабатывающимися изотопом ²³³U и поглотителями нейтронов, отличающийся тем, что формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора осуществляют в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, в качестве замедлителя и теплоносителя используют тяжелую воду (D₂O), при этом отношение объемов вода/топливо выбирают в диапазоне значений 0,7-1,0, а баланс между нарабатывающимися изотопом ²³³U и поглотителями нейтронов обеспечивают путем непрерывного разбавления в течение кампании реактора тяжелой воды легкой водой (H₂O), смягчая спектр нейтронного потока.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что первоначальную загрузку реактора в оксидном уран-ториевом топливе обеспечивают с массовым соотношением ²³³U к тяжелому металлу в активной зоне 0,072.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что при первоначальной загрузке активной зоны в качестве материала, способного к ядерному делению, используют реакторный плутоний с массовым соотношением к тяжелому металлу в активной зоне 0,17.

Изобретение относится к подмоторному кронштейну (20) главного насосного агрегата с приводом от двигателя для водо-водяного энергетического ядерного реактора. Подмоторный кронштейн включает верхний фланец (21) и фиксирующие средства (10), пригодные для обеспечения крепления поперечных зажимных средств (60) указанного главного насосного агрегата с приводом от двигателя.

Опорная решетка ядерной тепловыделяющей сборки // 2537693

Изобретение относится к тепловыделяющим сборкам ядерного реактора. Опорная решетка сформирована из множества ортогонально скомпонованных полос в конфигурации многоместной тары с гнездами с уголковыми задней и/или передней кромками, которые предназначены для нарушения взаимосвязи вихрей, сходящих с кромок полос решетки изменением фазы вихрей.

Способ и устройство генерации импульсного гамма-излучения короткоживущих изомеров атомных ядер // 2536319

Изобретение относится к лазерной технике и технике формирования пучков заряженных частиц и генерации потоков электромагнитного излучения. Изобретение может использоваться, в частности, для разработки и получения источников импульсного (когерентного) электромагнитного ионизирующего излучения в гамма- и рентгеновском диапазонах спектра.

Быстросъемная крышка коллектора парогазовой смеси канального ядерного реактора // 2534743

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.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах с использованием двухфазной металлической системы // 2529638

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.

Сироты способ осуществления взрывной реакции, в том числе ядерной или термоядерной // 2528630

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.

Горизонтальный реактор с перемещаемым отражателем нейтронов и способ его эксплуатации // 2524397

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.

Реакторная установка // 2522139

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 (варианты) // 2521863

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.

Способ эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем // 2510085

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

Способ внутриконтурной пассивации стальных поверхностей ядерного реактора // 2542329

Изобретение относится к области ядерной техники, а именно к способу внутриконтурной пассивации стальных поверхностей. Способ заключается в установке имитатора активной зоны, представляющего собой макет активной зоны, моделирующий ее форму, взаимное расположение элементов активной зоны, а также их массовые характеристики, на место, предназначенное для размещения штатной активной зоны. Далее заполняют реактор тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, разогревают теплоноситель до температуры, обеспечивающей условия пассивации, и проводят внутриконтурную пассивацию в два этапа. Первый этап включает режим изотермической пассивации при соблюдении режимов, определенных для этого этапа, а второй режим включает неизотермическую пассивацию, проводимую при других режимах. После этого удаляют имитатор активной зоны и устанавливают на его место штатную активную зону. Способ обеспечивает коррозионную стойкость поверхностей стальных элементов в среде тяжелого жидкометаллического теплоносителя и позволяет снизить в начальный период эксплуатации ядерного реактора максимальные скорости потребления кислорода. 11 з.п. ф-лы.

Способ наполнения водой основного контура ядерного реактора и соединительное устройство для внедрения указанного способа // 2543999

Изобретение относится к наполнению водой главного контура (1) и удалению воздуха из главного контура ядерного реактора с водяным охлаждением. Способ включает в себя этап размещения устройства (30) для соединения и жидкостной изоляции, которое соединено с горячей ветвью (3) каждой петли охлаждении (11, 12) главного контура таким образом, чтобы, по существу, изолировать от внутренней стороны бака узел горячих ветвей. Способ также включает в себя этап нагнетания воды через контур (50) нагнетания, по меньшей мере, на одной горячей ветви (3) до тех пор, пока каждая петля охлаждения не будет наполнена водой с удалением воздуха из парогенератора (6), и до тех пор, пока уровень (20) воды в баке не будет выше боковых отверстий (21) бака, которые соответствуют петлям (11, 12), после чего соединительное устройство (30) извлекается из бака. Изобретение относится также к соединительному устройству (30), содержащему телескопические соединительные элементы (321). Технический результат - предотвращение образования воздушных пробок. 2 н. и 16 з.п. ф-лы, 6 ил.

Реактор на быстрых нейтронах и блок отражателя нейтронов реактора на быстрых нейтронах // 2545170

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем. Реактор на быстрых нейтронах содержит активную зону, состоящую из тепловыделяющих элементов, охлаждаемых тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, блоки отражателя нейтронов, расположенных вокруг активной зоны. Блоки включают стальной корпус, в боковых стенках которого выше верхней границы активной зоны выполнено по меньшей мере одно входное отверстие для отведения части потока теплоносителя из межблочного пространства внутрь корпуса, по меньшей мере одну вертикальную трубку, установленную в корпусе, по которой отведенный поток теплоносителя, проходя через верхнюю и нижнюю границу активной зоны, поступает в его нижнюю часть. На внешней стороне корпуса выше входного отверстия установлено дроссельное устройство для создания гидравлического сопротивления потоку теплоносителя в межблочном пространстве. Технический результат - повышение безопасности работы реактора на быстрых нейтронах, повышение КПД реактора на быстрых нейтронах, снижение теплообменной поверхности в парогенераторе. 2 н. и 4 з.п. ф-лы, 2 ил.

Способ обеспечения гарантированной подкритичности активной зоны быстрого реактора в условиях неопределенности ее нейтронно-физических характеристик // 2546662

Заявленное изобретение относится к способу обеспечения подкритичности активной зоны реактора в условиях неопределенности. В заявленном способе предусмотрено проведение физических измерений подкритичности активной зоны после сборки активной зоны и сравнение полученных характеристик с проектными значениями, после чего при наличии расхождения значений полученных характеристик с проектными значениями в реакторе на уровне топливной части активной зоны устанавливают подгоночные стержни реактивности. При этом обогащение подгоночных стержней реактивности по изотопу бора В-10 выбирают большим, чем обогащение по изотопу бора В-10 компенсирующих стержней активной зоны. Техническим результатом является оптимизация условий работы поглощающих элементов компенсирующей группы стержней, в том числе исключение необходимости увеличения их хода и упрощение технологии контроля при изготовлении, а также упрощение алгоритма безопасного управления реактором. 4 з.п. ф-лы, 1 ил.

Способ производства шестигранных труб-заготовок размером "под ключ" 175×2,5+0,3/-0,2×2680+20/-0 мм из стали марки 16х12мвсфбр-ш (эп823-ш) для реакторов на быстрых нейтронах // 2547362

Изобретение относится к металлургическому и трубопрокатному производствам. Отливают слитки ЭШП размером 485×1600±25 мм и обтачивают в слитки-заготовки размером 470×1600±25 мм. Сверлят сквозное отверстие диаметром 100±5 мм. Нагревают слитки-заготовки до температуры 1120-1140°C и прошивают в стане поперечно-винтовой прокатки в гильзы размером 480×вн.315×2500 мм. Гильзы прокатывают в передельные горячедеформированные трубы-заготовки размером 337×28×8000 мм в калибре 340 мм на дорнах 282/286 мм с вытяжкой µn=3,79, обжатием по диаметру Δ=29,8% и подачами гильз в очаг деформации m=16-18 мм. Трубы-заготовки правят с использованием температуры прокатного нагрева и режут на две трубы-заготовки размером 337×28×4000 мм. Трубы-заготовки растачивают и обтачивают. Перекатку труб-заготовок на станах ХПТ 450 и ХПТ 250 ведут по маршрутам: 325×12×4000---273×8×6680---219×4×16100 мм. Трубы режут и прокатывают на стане ХПТ 250 в трубы-заготовки размером 194×2,5×14100 мм. С одного из концов труб-заготовок сверлят отверстие под шкворень тянущей цепи. Трубы-заготовки профилируют в шестигранные трубы размером «под ключ» 175±0,4×2,5+0,3/-0,2×14100 мм. Обеспечивается снижение расходного коэффициента металла.

Управление ядерным реактором и его моделирование // 2549178

Изобретение относится к ядерным реакторам на бегущей волне. Способ определения материалов активной зоны включает определение количеств основных делящихся и количеств замещающих материалов, определение микроскопического сечения поглощения основных материалов и материалов-соседей, аппроксимацию микроскопического сечения поглощения функцией спектра потока нейтронов и, дополнительно, интегралом функции микроскопического сечения абсорбции, взвешенного по спектру потока нейтронов. Технический результат - возможность моделирования оптимального материального состава активной зоны реактора на бегущей волне. 2 н. и 29 з.п. ф-лы, 22 ил.

Ядерная установка и способ ее эксплуатации // 2549182

Изобретение относится к ядерной энергетике в частности к энергетическим реакторам типа PWR. Энергетическая реакторная установка имеет два заменяемых горизонтально располагаемых ядерных реактора с перемещаемым отражателем. Один реактор при эксплуатации является рабочим, другой либо удаляется, либо находится в готовности к эксплуатации. Реакторы поочередно подключаются к контуру циркуляции. Активная зона каждого реактора размещается в корпусе по всей его длине. Перемещаемый отражатель нейтронов охватывает корпус рабочего реактора для обеспечения реакции деления в области энерговыработки его активной зоны и значительно короче активной зоны. В рабочем реакторе при эксплуатации возобновление запаса реактивности, теряемого в процессе выгорания топлива на участке энерговыработки активной зоны, обеспечивается перемещением отражателя на примыкающий участок активной зоны со «свежим» топливом и вовлечением «свежего» топлива в процесс деления. Теплосъем осуществляется прокачиванием теплоносителя через активную зону в корпусе работающего реактора. Технический результат - непрерывная на много лет эксплуатация установки без перегрузок. 2 н. и 2 з.п. ф-лы, 3 ил., 1 табл.

Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов // 2549369

Изобретение относится к ядерным модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов. Реактор непрерывно вырабатывает полезную энергию, одновременно преобразуя U-238 и/или другие воспроизводящие материалы в делящиеся нуклиды. Реактор имеет в высокой степени однородную саморегулирующуюся активную зону со сроком службы, составляющим десятилетия, и не требует использования механизмов регулирования реактивности внутри активной зоны в процессе работы для обеспечения необходимой безопасности. В одном из вариантов используется высокотемпературный гелиевый теплоноситель, исходная двухсегментная круговая активная зона в критическом состоянии, карбидное топливо, система сбора газообразных продуктов деления, керамическая оболочка и керамические внутренние компоненты. Технический результат - экономичная выработка энергии на нескольких поколениях активной зоны реактора с добавлением лишь минимальных количеств воспроизводящего материала для каждого поколения. 16 з.п. ф-лы, 12 ил.

Активная зона реактора на быстрых нейтронах со свинцовым теплоносителем, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания // 2549829

Активная зона реактора, твэл и тепловыделяющая сборка для ее создания предназначены для использования в реакторах на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем, преимущественно в виде расплавленного свинца и его сплавов. Активная зона содержит три части - центральную, промежуточную и периферийную, которые сформированы тепловыделяющими сборками с твэлами с различной высотой топливного столба в твэлах центральной, промежуточной и периферийной частей при одинаковой оболочке. Радиальное распределение топлива по объему активной зоны характеризуется в продольном сечении ступенчатой формой. Радиус центральной части активной зоны составляет от 0,4 до 0,5 эффективного радиуса активной зоны, а высота топливного столба в твэлах ТВС центральной части составляет от 0,5 до 0,8 от высоты топливного столба в твэлах, размещенных в ТВС периферийной части активной зоны. Технический результат - упрощение конструкции активной зоны с отрицательным пустотным эффектом реактивности и эффективное выравнивание энерговыделения по ее радиусу. 3 н. и 1 з.п. ф-лы, 2 ил.

Ядерный реактор на быстрых нейтронах // 2556036

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов. В прилегающей части к активной зоне отражателя находится свинец, в котором более 90% изотопа 208Pb, а в периферийной части - материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом в аморфном состоянии при криогенной температуре. Технический результат - исключение разгона реактора при скачках реактивности, заметно превышающих по величине долю запаздывающих нейтронов. При этом в одном частном случае корпус реактора выполняют из слабо поглощающего нейтроны поликристаллического материала, например, сплава Mo-Zr и встраивают в состав отражателя нейтронов. В другом частном случае между корпусом и периферийной частью отражателя с материалом-замедлителем нейтронов с малым атомным весом размещают поликристаллический материал с большим атомным весом, например, свинец с содержанием изотопа 208Pb более 90%. 2 з.п. ф-лы, 2 ил.