Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов



Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов
Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов

 


Владельцы патента RU 2549369:

ДЖЕНЕРАЛ АТОМИКС (US)

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.

 

РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

В настоящей заявке испрашивается конвенционный приоритет по предварительной заявке США №61/301,554, поданной 04 февраля 2010 г., и предварительной заявке США №61/305,799, поданной 18 февраля 2010 г., содержание которых вводится ссылкой в настоящую заявку.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящая заявка относится к ядерным реакторам и способам их эксплуатации и, более конкретно, к ядерным реакторам, которые могут работать продолжительное время без перезарядки топлива.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Концепция автоматизированного ядерного реактора для долговременной работы была предметом статьи Edward Teller и др., опубликованной в январе 1996 г., и основное внимание в статье было уделено идее воспроизводства ядерного топлива без регенерации, с использованием волны выгорания ядерного топлива, распространявшейся из исходной зоны деления ядер, в которой находился обогащенный делящийся материал (критическое количество), в воспроизводящий материал, что сдвигало первичную реакцию деления из одного места в другое внутри активной зоны реактора. Эта концепция получила дальнейшее развитие авторами вышеуказанной статьи и другими специалистами в публикациях описаний таких реакторов на бегущей волне в серии заявок США, таких как №№2008/0123796, 2008/0232525 и 2009/0080587.

В настоящем изобретении используется другой подход к созданию модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, который может работать десятилетиями без перезарядки топлива, вырабатывая энергию непрерывно на протяжении всего срока службы, в результате чего активная зона будет содержать отработавшее топливо, содержащее столько же или больше делящегося материала, подходящего для повторного использования, чем его было в активной зоне в самом начале работы реактора.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В настоящем изобретении предлагается модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, и способ его эксплуатации. Такой реактор содержит (без ограничения) высокотемпературный гелиевый теплоноситель, двухсегментную активную зону с кольцевыми секциями, карбидное топливо для обеспечения энергии на нескольких поколениях активной зоны, систему сбора газообразных продуктов деления, керамические оболочки и керамические внутренние конструктивные компоненты.

В изобретении предлагается ядерный реактор для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: корпус реактора; центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит одну или несколько исходных секций деления, по бокам которых расположены секции преобразования, и эта одна или несколько исходных секций деления остаются активной и неотъемлемой частью активной зоны реактора, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы центральной активной зоны; систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; причем одна или несколько исходных секций деления содержат топливные элементы в форме контейнеров из карбида кремния, содержащих спеченные топливные блоки, содержащие карбидные делящиеся и воспроизводящие нуклиды; и систему удаления летучих продуктов деления из топливных элементов в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается ядерный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: корпус реактора; центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит одну или несколько исходных секций деления, по бокам которых расположены секции преобразования, и эта одна или несколько исходных секций деления остаются частью центральной активной зоны реактора, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы реактора; систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; причем активная зона содержит множество топливных элементов в форме контейнеров из карбида кремния, которые содержат спеченные блоки карбидных делящихся и/или воспроизводящих нуклидов; и систему удаления летучих продуктов деления из топливных элементов в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается ядерный реактор для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: 1) корпус реактора; 2) центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит: а) две исходные секции деления, расположенные в двух разнесенных друг от друга по вертикали горизонтальных зонах, каждая из которых содержит в целом круговую область спеченных блоков карбидного делящегося топлива, и b) группу секций преобразования, которые представляют собой горизонтальные зоны, содержащие спеченные блоки воспроизводящего топлива, причем эти секции преобразования расположены сверху, между и снизу двух горизонтальных зон, составляющих две исходные секции деления, которые остаются активной и неотъемлемой частью активной зоны, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы центральной активной зоны; 3) систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; и 4) систему удаления летучих продуктов деления из спеченных блоков в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается система поколений реакторов, в которой активная зона реактора первого поколения содержит секцию делящегося топлива, в которой находится низкообогащенный уран (LEU) и/или разбавленная смесь оружейного плутония (WPu) или аналогичное топливо, и активные зоны реактора последующих поколений включают расход тяжелых металлов реактора предыдущего поколения, из которого отделяют некоторые продукты деления.

Также в изобретении предлагается реактор с активной зоной, содержащей исходную зону деления и зону воспроизведения, которая содержит отработавшее ядерное топливо (SNF), обедненный уран (DU) и/или природный уран, и реактор работает с использованием топлива и величинами выгорания топлива, которые больше чем в два раза превышают аналогичные характеристики традиционных реакторов на легкой воде.

В изобретении также предлагается небольшой реактор, который может транспортироваться на место установки, причем реактор обеспечивает поддержание постоянной реактивности, близкой к единице, без использования регулирующих поглотителей нейтронов в течение 20 лет без перезагрузки топлива и без перестановки топливных элементов, и способен использовать самые разные ядерные топлива и отходы, такие как выгруженное и непереработанное топливо из реактора на легкой воде, с которого удалены оболочки.

В изобретении также предлагается небольшой реактор, который может быть собран на заводе и в котором небольшая область обогащенного урана в критическом состоянии в центральной активной зоне используется для преобразования обедненного урана в плутоний и расширения таким образом области критического состояния активной зоны из центральной части в зоны преобразованного воспроизводящего топлива, причем обеспечивается поддержание постоянной реактивности, близкой к единице, без использования регулирующих поглотителей нейтронов в течение 15-30 лет без перезагрузки топлива и без перестановки топливных элементов.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Различные варианты осуществления изобретения описываются ниже со ссылками на фигуры прилагаемых чертежей, однако следует иметь в виду, что рассматриваемые в описании варианты и фигуры чертежей должны рассматриваться лишь как иллюстрации, никоим образом не ограничивающие объем изобретения.

Фигура 1 - схематический вид одного из вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 2 - вид в перспективе сечения корпуса реактора, показанного на фигуре 1, и его активной зоны;

фигура 3 - схематический вид сечения реактора (фигура 2), выполненного примерно посередине активной зоны;

фигура 4А - график зависимости спектра энергии нейтронов от потока нейтронов для модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, такого как реактор, показанный на фигуре 2;

фигура 4В - график изменения плотности в зависимости от дозы нейтронного излучения для карбида кремния;

фигура 4С - график изменения плотности от температуры излучения для карбида кремния;

фигура 5 - вид в перспективе отдельного пластинчатого топливного элемента;

фигура 6 - вид в перспективе узла топливных элементов, содержащего 48 топливных элементов, один из которых показан на фигуре 5;

фигура 7 - частичный увеличенный вид сечения, иллюстрирующий внутреннюю конструкцию топливного элемента и его держателя в узле топливных элементов, показанном на фигуре 6;

фигура 8А - вид в перспективе опорной плиты активной зоны, которая может быть использована в реакторе, показанном на фигуре 1;

фигура 8В - вид в перспективе узла внутреннего отражательного кольца, которое может быть выполнено из блоков ВеО сопряженных форм и которое может охватывать один слой активной зоны реактора, как показано на фигуре 2;

фигура 8С - вид в перспективе секции узла внешнего отражателя, прилегающего к кольцу, показанному на фигуре 8В;

фигура 8D - вид в перспективе секции нейтронного защитного экрана, который может непосредственно окружать узел внешнего отражателя, причем экран может быть сформирован из дугообразных пластин из В4С или из аналогичного материала;

фигура 9 - вид сечения активной зоны реактора внутри окружающего его трубчатого корпуса;

фигура 10 - схематический вид сечения по вертикали активной зоны реактора, которая содержит две секции исходного делящегося материала, сбоку от которых располагаются верхняя, центральная и нижняя секции преобразования воспроизводящего материала;

фигура 11А - график зависимости части энергии от срока службы активной зоны реактора для секции деления ядер по сравнению с секцией преобразования;

фигура 11В - график зависимости коэффициента размножения нейтронов от времени для активной зоны модульного реактора, преобразующего отработанное топливо, первого поколения с секцией делящегося низкообогащенного урана и секцией преобразования обедненного урана;

фигура 11С - график зависимости коэффициента размножения нейтронов от времени для аналогичных вариантов, в которых используется обедненный уран и секции преобразования отработавшего ядерного топлива;

фигура 12 - схема, иллюстрирующая один из вариантов жизненного цикла, состоящего из двух поколений, на которой показаны типы топлив, которые могут использоваться в секциях исходного делящегося материала и в секциях преобразования в двух поколениях активных зон реактора;

фигура 13 - схема системы сбора продуктов деления, которая может быть введена в систему реактора, показанного на фигуре 1;

фигура 14 - график зависимости потока нейтронов от энергии для одного из вариантов такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 15А - график изменения коэффициента Допплера во времени для такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 15В - график изменения парового коэффициента во времени для такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 16А - вид в перспективе альтернативного варианта топливного элемента, показанного на фигуре 5, который может использоваться в модульном реакторе, преобразующем отходы деления ядерных материалов, содержащем признаки настоящего изобретения;

фигура 16В - схема сечения по линии 16В-16В фигуры 16А;

фигура 16С - вид в перспективе сборки топливных элементов, один из которых показан на фигуре 16А;

фигура 16D - частичный увеличенный вид сверху сборки топливных элементов, показанных на фигуре 16С.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Ниже рассматриваются варианты модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, и способы его эксплуатации, в которых реализованы различные признаки изобретения.

Система реактора

Как показано схематично на фигуре 1, такой модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, может быть расположен ниже поверхности 1 земли. Система реактора содержит корпус 5а, в котором находится активная зона 2 реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, и систему 3 отвода или извлечения тепла, которая использует гелиевый теплоноситель и функционально сообщается по меньшей мере с одним теплообменником 4 или с другим устройством извлечения/преобразования тепла. Корпус 5а реактора и преобразователь 4 тепла могут быть соединены трубопроводом 5, который содержит внутренний и внешний каналы 11 и 6, соответственно. Преобразователь 4 тепла может включать теплообменник, такой как парогенератор, или же он может включать турбогенератор, приводимый текучей средой, или аналогичное устройство, обеспечивающее непрерывное производство электрической энергии.

В целом система реактора обычно содержит активную зону, заполненную топливом, внутренние конструктивные компоненты корпуса реактора, гелиевый теплоноситель, систему подачи теплоносителя, а также системы контрольно-измерительной аппаратуры и отвода тепла после остановки реактора. Внешний корпус 5а реактора обычно разделяется на верхнюю и нижнюю части, соединенные сварным фланцем 5b. Нижняя часть, показанная на фигуре 2, содержит активную зону 2 реактора, опору отражателя активной зоны и устройства управления. Верхняя часть содержит вертикальную колонну, через которую обеспечивается соединение с системой охлаждения остановленного реактора (верхняя зона) и тепловой преобразователь с коаксиальным трубопроводом 5, как показано на фигуре 1, иллюстрирующей один из вариантов осуществления такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов.

В процессе нормальной работы охлаждающий гелий (при температуре примерно 490-500°С) поступает в корпус 5а через внешний канал 6 трубопровода 5. Охлаждающий гелий протекает вниз вдоль внутренней поверхности стенки корпуса 5а реактора для его охлаждения. Поток гелия делает поворот на 180 градусов во впускной камере 7 в нижней части активной зоны и затем поднимается вверх через опорную конструкцию 5 с активной зоны и нижний отражатель 8. Активная зона 2 реактора содержит узлы топливных элементов, элементы отражателей, нейтронный защитный экран, источники пусковых нейтронов и компоненты регулирования реактивности, и все эти элементы расположены внутри трубчатого корпуса 21 а активной зоны и поддерживаются опорной конструкцией 5 с активной зоны, как показано на фигурах 2 и 3. Охлаждающий гелий проходит вверх из впускной камеры 7 через активную зону 2 и через верхний отражатель 9 выходит из активной зоны в верхнюю камеру 10. Выходящий гелий, имеющий высокую температуру порядка 850°С, протекает через внутренний изолированный канал 11 трубопровода 5 и поступает в теплообменник 4.

Материалы покрытий, оболочек и конструктивных компонентов

Покрытия, оболочки и конструктивные элементы реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, предпочтительно состоят из керамического материала, который может противостоять условиям мощных потоков излучения и высоких температур в активной зоне. Керамические материалы имеют необходимую устойчивость к пластическим деформациям и к коррозии в течение предполагаемого срока работы реактора на полной мощности и не создают проблем при механической обработке.

На фигуре 4А приведен график зависимости спектра энергии нейтронов от величины потока нейтронного излучения для одного из вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Для преобразования обогащенного материала в делящийся материал и для последующего деления делящегося материала используются нейтроны, не замедленные до уровней тепловой энергии, что обеспечивается за счет соответствующей конструкции и использования материалов активной зоны, которые мало поглощают нейтроны и не снижают существенно их энергию.

Хорошо известно, что керамические материалы, такие как карбид кремния, имеют самое низкое сечение поглощения для нейтронов с разной энергией по сравнению с другими подходящими для этой цели материалами. Кроме того, карбид кремния (SiC) имеет более высокий средний атомный вес по сравнению с чистыми графитовыми материалами, в результате чего снижается количество взаимодействий рассеивания, замедляющих нейтроны. Углерод и кремний имеют низкие сечения для поглощения нейтронов в диапазоне энергий, которые характерны для модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, который является объектом настоящей заявки.

Материалы покрытий, оболочек и конструктивных компонентов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, выбирают с учетом их способности сохранять функциональные характеристики внутри активной зоны в течение всего срока службы реактора. Как можно видеть на фигуре 4В, плотность карбида кремния мало изменяется при изменении интенсивности интегрального потока нейтронов, причем чем больше становятся смещения на атом, тем меньше изменяется плотность. Как можно видеть на фигуре 4С, величину изменения плотности можно минимизировать за счет обеспечения работы активной зоны реактора внутри оптимального диапазона температур.

Топливный элемент и узел топливных элементов

В модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, предпочтительно загружают топливо в форме карбидов, а именно в форме монокарбида, смешанного с небольшим количеством бикарбида, например, монокарбида урана с небольшим количеством бикарбида (UC1.X.). Избыток углерода непосредственно в зоне ядерного топлива обеспечивает химическую реакцию с продуктами деления для защиты от химического воздействия на оболочки топливных элементов. Топливо предпочтительно используется в форме спеченного материала, который может иметь плотность упаковки от примерно 50 объемн.% до примерно 80 объемн.% и предпочтительно от 60 объемн.% до примерно 80 объемн.%. Таким образом, спеченный материал топлива имеет по меньшей мере примерно 20% и предпочтительно от примерно 20% до примерно 40% соединенных между собой пор, которые обеспечивают пространство для осаждения твердых продуктов деления и одновременно проходы для газообразных продуктов деления внутри зоны топлива с последующим выходом через вентиляционный патрубок 15. Карбидное топливо может быть в форме твердой спеченной пластины, в которой обеспечивается хорошая теплопроводность к внешней поверхности топливного элемента 12. В альтернативных вариантах могут использоваться спеченные короткие цилиндры (таблетки) ядерного топлива, как это будет описано ниже.

На фигуре 5 представлен один из вариантов топливного элемента 12 в форме пластины, имеющей внешний корпус и выступающий вентиляционный патрубок 15. На фигуре 6 представлен схематический вид одного из вариантов коробчатого узла 13 топливных элементов, в котором множество топливных элементов, например, 48 элементов вышеуказанного типа, размещены в раме или кассете 13, предпочтительно изготовленной из композитных материалов на основе карбида кремния. Топливные элементы 12 вдвигают в пазы рамы и в предпочтительных вариантах надежно прикрепляют к раме с использованием отжига, который обеспечивает сплошную упрочненную конструкцию, как показано на фигуре 7, на которой также показано внутреннее устройство таких топливных элементов 12. В одном из вариантов кассета 13а площадью примерно 43,3 см2 и глубиной 16 см может вмещать два ряда таких плоских топливных элементов 12.

В рассматриваемом варианте центральная пластина 14 топливного элемента из спеченного карбидного топлива содержит соединенные между собой поры, которые обеспечивают достаточное пространство для осаждения твердых продуктов деления и для прохождения газообразных продуктов с выходом через вентиляционный патрубок 15. Этот патрубок 15 предпочтительно располагают в одном из углов топливного элемента, как показано на фигуре 5, и патрубки всех элементов, находящихся в одном ряду, присоединяют к общей трубке или магистрали (не показана) кассеты 13а. Такая магистраль служит в качестве коллектора и формирует часть общей системы сбора газообразных продуктов деления, которая предназначена для удаления этих продуктов из активной зоны. В течение расчетного срока службы реактора твердыми продуктами деления будет заполнено менее половины объема пустот в пористой пластине 14 спеченного карбидного топлива, то есть, будет оставаться достаточно места для прохода потока газообразных продуктов деления. В предпочтительных вариантах внешние поверхности пластины 14 карбидного топлива покрывают жидким раствором карбидного топлива, который формирует гладкий внутренний теплопередающий слой 13b карбида урана, и затем внешним слоем пироуглерода (РуС) 13с, который герметизирует поверхность топливной пластины и обеспечивает последующее нанесение на нее покрытия осаждением паров SiC. Оболочка 16 пластины формирует закрытый внешний кожух из композитного материала на основе кремния, например, множество слоев переплетенного материала SiC высокой чистоты, который пропитывают бета-модификацией SiC, и в процессе пропитывания формируется покрытие из плотного пироуглерода, которое предотвращает химическую реакцию с топливом. В альтернативном варианте пластина 14 из спеченного карбидного топлива, которая покрыта таким сглаживающим слоем 13b, может быть помещена в плотно ее охватывающий кожух из карбида кремния, и после механической сборки осуществляется его герметизация для формирования топливного элемента 12.

Поскольку теплопроводность практически монокарбидных топлив улучшается (увеличивается) при повышении температуры, то в результате температура топливной пластины будет расти в меньшей степени при работе на повышенных температурах.

Отражатель

Сборка вышеуказанных коробчатых узлов 13 топливных элементов окружена со всех сторон узлами отражателей. Такие отражатели предназначены для минимизации утечки нейтронов путем их возврата в центральную часть активной зоны, что улучшает коэффициент полезного использования нейтронов и повышает вероятность преобразования воспроизводящего топлива в делящееся топливо или деления делящегося топлива. Использование материалов, имеющих высокую величину сечения рассеивания и низкую величину сечения поглощения, таких как бериллий или графит, повышает эффективность отражателя. Активная зона и окружающие ее отражатели опираются на опору 5с, показанную на фигурах 1 и 2, и на фигуре 8А показан вариант такой опоры, которая имеет 21 прямоугольное отверстие, через которые проходит вверх поток теплоносителя.

Обычно реактор содержит 2 основных типа отражающих материалов: 1) материал, содержащий бериллий, такой как ВеО или Ве2С, и 2) графит. Активная зона с топливом непосредственно окружена внутренней сборкой 18 отражателей (см. фигуру 8В), содержащих бериллий, которая составлена в предпочтительном варианте из множества отдельных блоков 17, имеющих одну из двух разных форм, сопрягающихся друг с другом, и такие блоки (17) из ВеО или Ве2С могут иметь разные профили сечений и разную толщину, чтобы они окружали узлы топливных элементов в активной зоне и формировали сборку внутренних отражателей, в предпочтительном варианте имеющую форму, внешняя поверхность которой является секцией кругового цилиндра. На фигуре 8В представлен вид в перспективе горизонтального слоя такой внутренней сборки 18 отражателей, сформированной из блоков 17, которая окружает один горизонтальный массив внутри активной зоны реактора, содержащей 21 узел топливных элементов (см. фигуры 6 и 7).

Непосредственно рядом с внутренней сборкой 18 отражателей, окружая ее, расположена внешняя сборка 19 отражателей. На фигуре 8 С представлен вид одного из вариантов такой сборки, которая выполнена из двенадцати графитовых блоков 20. Могут быть сформированы графитовые блоки стандартных форм и толщины, как это будет необходимо для конкретной активной зоны реактора.

В предпочтительных вариантах сборка 19 графитовых отражателей окружена нейтронным защитным экраном (21), который содержит материал, поглощающий нейтроны ("нейтронный яд"), такой как карбид бора (В4С) или другие такие материалы. На фигуре 8D представлен вид одного из вариантов такого экрана 2) из материала, поглощающего нейтроны, который сформирован из сравнительно тонких дугообразных пластин. Верхняя 9 и нижняя 8 сборки отражателей, указанные при описании фигуры 2, предпочтительно изготавливают из графита и размещают их, соответственно, выше и ниже активной зоны.

На фигуре 9 представлен вид поперечного сечения, аналогичный виду на фигуре 3, на котором показаны кольцевые сборки 18 и 19 отражателей и нейтронный защитный экран 21, которые окружают активную зону и расположены внутри трубчатого корпуса 21а активной зоны. На фигуре 9 показан 21 узел 13 топливных элементов, имеющий квадратное поперечное сечение, причем узлы 13 проходят по вертикали выше 21 прохода, обеспечиваемого в опоре 5с активной зоны, как это лучше всего показано на фигуре 8А.

Исходные секции деления и преобразования

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, содержит отдельные топливные секции. На фигуре 10 приведена принципиальная схема одной такой многослойной зоны, в которой используются две отдельные исходные секции 22 деления, находящиеся на некотором расстоянии друг от друга, по бокам которых расположены секции 23 преобразования воспроизводящего материала. При таком устройстве используется множество горизонтальных зон, которые в рассматриваемом варианте формируются массивами, состоящими из 21 кассеты 13 топливных элементов.

Исходные секции деления могут содержать низкообогащенный уран, разбавленную смесь оружейного плутония или другой аналогичный топливный материал, обычно содержащий от примерно 8% до примерно 18% делящихся ядер (нуклидов). На фигуре 11А приведен график изменения части энергии, которая предположительно будет вырабатываться исходными секциями деления, с течением времени работы активной зоны реактора в сравнении с частью энергии, вырабатываемой секциями преобразования. В начале работы активной зоны происходят реакции деления внутри активной зоны в исходных секциях 22 деления, которые в рассматриваемом варианте включают две круговые зоны кассет 13 с делящимся топливом, находящиеся на некотором расстоянии друг от друга. С течением времени работы активной зоны избыточные нейтроны из двух секций 22 делящегося материала преобразуют уран U-238 в секциях 23 преобразования воспроизводящего топлива и в секциях делящегося материала в плутоний Pu-239. В результате, область критического состояния активной зоны расширяется, обеспечивая дополнительную положительную реактивность, и компенсирует отрицательную реактивность, связанную с присутствием продуктов деления. Энерговыделение в активной зоне будет расширяться практически во всех направлениях от исходных секций 22 деления и будет включать различные секции 23 преобразования вместе двумя исходными секциями деления.

Часть энергии (в процентах), получаемая за счет последующего деления материала, который первоначально был воспроизводящим топливом и с течением времени работы активной зоны превратился в делящееся топливо, увеличивается. Уже в конце первого десятилетия работы реактора больше энергии будет вырабатываться в результате деления преобразованного воспроизводящего топлива, чем в результате деления делящегося топлива, которое первоначально было загружено в активную зону. Как можно видеть на фигуре 11А, к концу срока службы основная часть энергии будет выделяться в результате деления преобразованного ядерного топлива, однако небольшая часть энергии будет еще вырабатываться первоначальным делящимся материалом, который остается частью расширенной активной зоны.

На фигуре 11В представлен график изменения во времени эффективного коэффициента размножения нейтронов для активной зоны первого поколения с секцией делящегося низкообогащенного урана и секцией преобразования обедненного урана. Предполагается, что реактор будет оставаться в критическом состоянии более 30 лет, постоянно вырабатывая 100% мощности. В течение всего этого срока максимальные колебания реактивности будут составлять всего лишь примерно 3,6%.

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, в рассматриваемом варианте имеет минимальную избыточную реактивность, расчетная величина которой не превышает 5% на протяжении всего срока службы активной зоны. Эта величина существенно ниже, чем у существующих реакторов, и обеспечивает преимущества, заключающиеся в снижении требований к системе управления, в снижении воздействия возможных происшествий с увеличением реактивности, а также в возможности работы систем управления в секции отражателей вместо активной зоны. Управляющие барабаны 5d могут быть расположены в пределах внутренней сборки 18 отражателей, показанной на фигуре 3. На фигуре 11С представлен график изменения величин реактивности модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, для варианта, в котором для воспроизводящих материалов секции преобразования используется обедненный уран или ядерное отработавшее топливо.

Топливо нескольких поколений

Некоторые ядерные топлива, которые могут использоваться в модульном реакторе, преобразующем отходы деления ядерных материалов, представляют собой широко доступные ядерные материалы, например, уран (природный, обедненный или обогащенный уран), плутоний и другие трансурановые элементы, а также выгоревшие сборки ядерного делящегося топлива (отработавшее ядерное топливо). Уран и торий находятся среди различных типов топлив секции деления и топлив секции преобразования, которые могут использоваться. Могут использоваться также и другие менее доступные ядерные топлива, такие как другие трансурановые элементы. Некоторые варианты такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, предусматривают долговременную работу на полной мощности в течение от примерно 25 лет до примерно 50 лет, и уникальная особенность такого реактора заключается в том, что он не требует перезарядки топлива, или переустановки топливных элементов на протяжении всего срока службы реактора.

В конце срока службы остается значительное количество плутония Pu с небольшими количествами других актинидов, главным образом, Np, Am и Cf, в результате чего общая концентрация делящихся нуклидов должна быть выше, чем первоначальная общая концентрация делящихся нуклидов при первоначальной загрузке топлива. Это должно обеспечивать повторное использование воспроизводящего и делящегося материала на основе тяжелых металлов в реакторе следующего поколения. После удаления из топлива 30-90% продуктов деления, предпочтительно по меньшей мере примерно 60%, и добавления некоторого количества отходов ядерных материалов (обедненный уран или отработавшее ядерное топливо) будет обеспечено достаточно топлива для активной зоны нового поколения, имеющего примерно такой же общий вес как и в первоначальной активной зоне, и, таким образом, создается возможность повторного использования такой модернизированной активной зоны реактора.

В связи с вышеизложенным можно отметить некоторые достоинства и преимущества различных вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Например, реактор может работать на полной мощности в течение 25-50 лет без перезарядки топлива и, используя нейтроны, которые не замедлены до уровней тепловой энергии, можно избежать необходимости переработки ядерного топлива. Кроме того, некоторые варианты таких модульных реакторов, преобразующих отходы деления ядерных материалов, обеспечивают высокий уровень выгорания необогащенных актинидных топлив, таких как отработавшее ядерное топливо или обедненный уран, в результате чего требуется сравнительно небольшая зона ядерного деления топлива, умеренно обогащенного изотопами, в первоначально загруженном топливе для активной зоны первого поколения.

На фигуре 12 иллюстрируется жизненный цикл с несколькими поколениями такой системы модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Топливо, первоначально загруженное в секции деления, может содержать низкообогащенный уран (или другое делящееся топливо), и секции преобразования могут содержать ядерные отходы (отработавшее ядерное топливо, обедненный уран или другие подходящие отходы). Общее первоначальное обогащение активной зоны такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, может быть не выше, чем в ядерных реакторах на легкой воде, однако в активной зоне будет осуществляться более интенсивное выгорание топлива на протяжении всего срока службы. Например, карбидное делящееся топливо может содержать от примерно 4% до примерно 18% обогащенного материала, например, 8-18%, и, как это уже указывалось, последующие поколения таких модульных реакторов, преобразующих отходы деления ядерных материалов, не потребуют дополнительного обогащенного урана.

Через десятилетия работы на проектной мощности топливо модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, извлекают из реактора. Через некоторое время, когда распадутся продукты с высокой радиоактивностью, топливо отделяют от материала конструктивных компонентов и оболочек, и некоторую часть продуктов деления, предпочтительно по меньшей мере 60%, удаляют. Из остающегося тяжелого материала (делящиеся тяжелые металлы, воспроизводящие тяжелые металлы и остающиеся продукты деления) изготавливают новые топливные элементы 12 вместе с некоторыми дополнительными ядерными отходами (например, отработавшее ядерное топливо или обедненный уран) для обеспечения активной зоны модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, следующего поколения.

Вышеописанный процесс моделировали для нескольких поколений. Было получено, что система (после первого поколения) добавляет только материал ядерных отходов к следующей активной зоне, обеспечивая практически постоянную выходную мощность на протяжении срока службы и требуя лишь удаления некоторых твердых продуктов деления по окончании срока службы, составляющего несколько десятилетий. Конструкция модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, поддерживает работу следующего поколения в некотором диапазоне эффективности удаления продуктов деления, однако следует считать, что конец эффективного срока службы должен быть достигнут сразу после накопления определенного уровня продуктов деления. Поэтому между сроком службы и эффективностью удаления продуктов деления существует прямая связь.

Система сбора продуктов деления

Если газообразные продукты деления будут накапливаться внутри топливных элементов, это может приводить к повышению давления, которое может привести к растрескиванию или разрыву оболочки топливного элемента. На фигуре 13 приведена схема одного из вариантов системы сбора продуктов деления, в которой обеспечивается сбор и хранение газообразных продуктов деления на протяжении всего срока службы реактора. Хотя рассматриваемый вариант связан с узлами 13 топливных элементов, он может быть без проблем использован и с другими конструкциями топливных элементов. В рассматриваемом варианте используется сеть ответвлений, проходящих к соединительным устройствам, которые представляют собой коллекторы для 48 топливных элементов 12 в каждом узле 13, причем эти ответвления, в свою очередь, соединены с магистралями 30, которые соединяются с центральной коллекторной трубой 31. Продукты деления, которые представляют собой летучие соединения при температурах 500-700°С и более, отводятся в газообразном виде по трубе 31 в фильтр 32, сепаратор 32 и систему 34 хранения продуктов деления.

В системе сбора продуктов деления поддерживается давление, которое немного ниже давления теплоносителя первого контура, в результате чего скорее поток гелия будет поступать внутрь, чем поток продуктов деления будет выходить наружу. Небольшое количество поступающего гелия, который может просачиваться через крошечное отверстие в оболочке топливного элемента или в системе сбора, будет подавлять любой нежелательный выход летучих продуктов деления в первый контур охлаждения. Газообразные продукты деления с некоторым количеством захваченного гелия собираются в магистралях 30 и выходят из реактора через центральную коллекторную трубу 31, которая может быть расположена в верхней части активной зоны, где температура теплоносителя достигает примерно 850°С или превышает эту величину. После прохождения газообразных продуктов через фильтр для твердых частиц или через мембранный или абсорбционный фильтр 32, а также через сепаратор 33, удаляющий захваченные твердые частицы и конденсат, захваченный гелий, от которого отделяются продукты деления, может быть возвращен в реактор. Наконец, остающиеся газообразные продукты деления размещаются для надежного хранения в сертифицированном резервуаре 34.

Коэффициент полезного использования нейтронов

В модульном реакторе, преобразующем отходы деления ядерных материалов, скорее всего будет использоваться материал отражателя в форме нуклидов, которые при делении вызывают реакцию (п, 2п), таких как нуклиды бериллия (Be). Такая реакция происходит при поглощении исходного нейтрона, в результате чего испускаются два нейтрона, и, таким образом, повышается коэффициент полезного использования нейтронов и компенсируется неизбежная утечка нейтронов из активной зоны.

На фигуре 14 приведен график энергетического спектра потока нейтронов, на котором иллюстрируются минимальные изменения в течение срока службы реактора. Средняя энергия нейтронов составляет 105 электрон-вольт. Предполагается, что ширина энергетического спектра нейтронов несколько сузится (то есть, станет более сконцентрированным возле его средней величины) в течение первой половины срока службы, и вернется практически к начальным условиям к концу срока службы.

Регулирование температуры реактора

Регулирование температуры реактора и реагирование на увеличение реактивности являются серьезными основаниями для разработки реактора с отрицательным температурным коэффициентом, что обеспечивает автоматическое сглаживание изменений реактивности. На фигуре 15А показано, что конструкция активной зоны модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, обеспечивает отрицательный коэффициент Допплера на протяжении всего срока службы реактора. Как можно видеть на фигуре 15В, паровой коэффициент положительный, однако он все-таки меньше коэффициента Допплера. Поэтому коэффициент Допплера и паровой коэффициент вместе обеспечивают отрицательный температурный коэффициент на протяжении всего срока службы активной зоны модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов.

Хотя признаки модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, взятые по отдельности, являются традиционными, однако сочетание некоторых из этих признаков обеспечивает уникальность конструкции реактора. Для обеспечения такого продолжительного срока службы важны пять признаков конструкции реактора: 1) оболочка из SiC; 2) топливо типа UC1.X; 3) отношение деления к воспроизведению; 4) геометрия и плотность упаковки топлива; и 5) система сбора газообразных продуктов деления.

Оболочка из SiC, формирующая закрытый контейнер, который герметизирует такой спеченный материал топлива, испытывает только небольшие изменения плотности в характерном диапазоне температур 700-1000°С, который поддерживается внутри центральной части активной зоны реактора. Более того, в этом температурном диапазоне материалы на основе SiC характеризуются самоотжигом, что минимизирует разрушающее воздействие нейтронных потоков высокой интенсивности, которые характерны для реактора, преобразующего отходы ядерных материалов. Для температур, которые находятся существенно ниже указанного рабочего диапазона, подвижность молекул может быть недостаточной для осуществления отжига, а при температурах, которые находятся существенно выше этого диапазона, подвижность междоузлий кристаллической решетки может вырасти настолько, что они могут комбинироваться и увеличивать колебания плотности. Чтобы извлечь пользу из этого процесса самоотжига, используют оболочку из карбида кремния, и рабочую температуру реактора поддерживают в диапазоне от 700°С до 1000°С за счет циркуляции гелиевого теплоносителя и небольшого поворота управляющих барабанов 5d.

Наиболее подходящим теплоносителем в реакторе для указанного диапазона температур является гелий. Гелий имеет ряд достоинств, включая инертность, сравнительно высокий коэффициент теплопередачи и хорошие характеристики поведения в условиях потоков нейтронов высокой интенсивности. При использовании гелия в качестве теплоносителя требования к каналам для теплоносителя между соседними топливными элементами любой формы формулируют таким образом, чтобы можно было расположить топливные элементы 12 очень близко друг к другу для обеспечения хорошей теплопередачи от топлива к протекающему теплоносителю для поддержания требуемой температуры активной зоны на уровне температуры самих топливных элементов.

Топливо, внутреннюю конструкцию активной зоны реактора и топливные элементы выбирают таким образом, чтобы поддерживалось использование нескольких поколений, а также обеспечивалось высокая степень использования топлива на протяжении всего срока службы активной зоны и возможность использования обедненного урана или отработавшего ядерного топлива. Важным обстоятельством является то, что в качестве исходного топлива используется карбид, например UC1.x, а не типичные урановые топлива, имеющие два присоединенных атома. Достоинством такого решения является обеспечение большего количества урана на единицу объема. Некоторый избыток углерода в непосредственной зоне топлива является преимуществом, и предпочтительно избыток составляет по меньшей мере 5%. Избыток углерода предпочтительно обеспечивается путем обеспечения в среднем более одного атома углерода на нуклид. Этот избыток углерода в непосредственной близости от нуклидов тяжелых металлов ограничивает возможное химическое воздействие продуктов деления на оболочку из SiC или другие окружающие материалы. Таким образом, предпочтительно выбирается такой нижний порог отношения углерода к урану, который будет предотвращать указанное химическое воздействие, в то время как верхний порог отношения углерода к урану не должен превышаться для минимизации чрезмерного замедления нейтронов. Хотя в качестве топлива могут использоваться, например, карбиды от UC1.0 до UC1.5, предпочтительно используются карбиды в диапазоне UC1.05-UC1.3, когда для обеспечения избытка углерода в топливе используется UC2. Углерод также предпочтительно присутствует в зоне между внешней поверхностью спеченной пластины 14 топлива и внешней SiC-оболочкой 16 в производственных целях, когда топливные элементы имеют пластинчатую форму.

Описанные элементы делящегося и воспроизводящего топлива изготавливают путем герметизации спеченных, почти монокарбидных, топливных пластин, имеющих необходимую плотность упаковки внутри внешних контейнеров, сохраняющих свою прочность и целостность на протяжении всего срока службы реактора, который может составлять несколько десятилетий. Предполагается, что реактор будет работать практически непрерывно, вырабатывая полезную энергию без перезарядки топлива. Некоторые продукты деления будут отлагаться в порах почти монокарбидного топлива, в то время как другие продукты будут мигрировать из топлива, наружу из топливного элемента 12 через выпускные патрубки 15 и далее в систему сбора продуктов деления. Материал оболочки выбирают по его способности к самоотжигу, и, кроме того, в нем не должно быть значительных изменений плотности; и таким требованиям удовлетворяет карбид кремния, используемый в предпочтительных вариантах. Тканый материал из карбида кремния может использоваться для формирования пакета, в который вставляют спеченную топливную пластину, или же можно обматывать топливную пластину такой тканью с клапанным вентиляционным патрубком, выходящим из верхней части. Затем материалу SiC, полностью охватывающему топливную пластину, придают непроницаемость путем осаждения материала на основе кристаллической бета-модификации карбида кремния с использованием высокотемпературного процесса осаждения паров.

Поскольку химические реагенты, используемые в таком пропитывании парами или осаждении карбида кремния могут разрушительно действовать на монокарбидные топлива, то перед герметизацией топливной пластины 14 в такой ткани из карбида кремния на всю внешнюю поверхность пластины сначала наносят гладкий слой монокарбида урана или аналогичного материала и затем наносят герметизирующий слой пироуглерода. Дополнительно небольшая зона, в которой будет установлен выпускной патрубок 15, может быть защищена путем установки арматуры выпускного патрубка или закрыта иным образом. После того как пластина карбидного топлива защищена таким внешним углеродным слоем, нанесенным на оболочку из тканого карбида кремния, полученный полуфабрикат подвергают обработке парами для осаждения карбида кремния в порах материала всей герметизирующей конструкции для формирования монолитного контейнера, практически целиком состоящего из кристаллического карбида кремния. Полученная оболочка из карбида кремния должна иметь толщину по меньшей мере примерно 1 мм и предпочтительно от примерно 2 мм до примерно 3 мм. Такой карбид кремния после осаждения паров обеспечивает также отличную теплопередачу от слоя пироуглерода, герметизирующего внешнюю поверхность спеченной топливной пластины, к внешней поверхности плоского топливного элемента 12, то есть, обеспечивается хороший путь теплового потока к внешней поверхности элемента, где тепло, выделяющееся в результате деления ядер, передается протекающему потоку гелиевого теплоносителя, как показано на фигуре 7. Количество углерода в герметизирующем слое может быть рассчитано с учетом его участия в формирования окончательного количества избыточного углерода, которое должно использоваться.

Все тепло, выделяющееся при делении ядер топлива, должно быть отведено из активной зоны реактора за счет прохождения тепла через топливные пластины, SiC-оболочки и прилегающие компоненты конструкции в поток гелиевого теплоносителя. Размещение делящегося материала определяется рядом сложных ограничений, таких как способность активной зоны оставаться в критическом состоянии, необходимость ограничения максимальной температуры во время возможных происшествий и необходимость для исходных секций делящегося материала оставаться активной частью работающей активной зоны на протяжении расчетного срока службы. Воспроизводящий материал используется в остающихся местах для размещения топлива для обеспечения общих функциональных требований. Тонкий баланс воспроизводящего и делящегося топлива обеспечивает возможность для реактора поддерживать несколько поколений, использовать сравнительно высокую концентрацию топлива и использовать обедненный ура или отработавшее ядерное топливо в качестве воспроизводящего материала.

В процессе деления ядер возникают разнообразные продукты деления, и для обеспечения ранее недостижимого продолжительного срока службы топливные элементы конструируются таким образом, чтобы можно было выводить летучие продукты деления. Обеспечение отвода и удаления газообразных продуктов деления не только предотвращает возникновение состояния повышенного давления, но также позволяет удалить химические элементы, которые могли бы снизить общую эффективность работы, то есть, реактивность, если они будут оставаться в активной зоне.

Для обеспечения размещения твердых продуктов деления при конструировании активной зоны реактора необходимо тщательно рассчитывать упаковочный коэффициент. Упаковочный коэффициент можно определить как отношение объема, заполненного топливом, к объему, имеющемуся внутри контейнера топливного элемента (может выражаться в процентах). Верхнюю границу упаковочного коэффициента выбирают таким образом, чтобы обеспечивалось достаточный объем для продуктов, образующихся при преобразовании одного атома урана в результате деления, и в то же время оставался достаточный объем соединенных между собой пор, обеспечивающий постоянный проход газообразных продуктов деления в систему сбора газообразных продуктов на протяжении всего срока службы топливного элемента. Нижнюю границу упаковочного коэффициента устанавливают таким образом, чтобы обеспечить максимум делящегося и воспроизводящего материала в активной зоне реактора, включая соответствующее количество углерода внутри объема, занимаемого топливом, и обеспечение хорошей теплопроводности. Было найдено, что для достижения указанных целей упаковочный коэффициент или плотность упаковки должна быть в диапазоне от 50% до 80% и предпочтительно от 60% до 80%. Иначе говоря, пористость должна составлять по меньшей мере 20%, и при плотности упаковки порядка 60% в спеченном блоке топлива должно быть примерно 40% пустот.

Хотя на фигурах 1-3 показан реактора, имеющий цилиндрическую активную зону, следует понимать, что нет никаких ограничений в отношении любой другой геометрической формы активной зоны. Такой модуль реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, содержит активную зону и систему охлаждения реактора. Каждый такой модуль реактора функционально соединен посредством своей системы охлаждения по меньшей мере с одним преобразователем тепловой энергии. Каждый такой модуль реактора может рассматриваться как законченный, автономный реактор, или же несколько таких реакторов могут быть соединены между собой. При необходимости такие соединенные модули могут использовать общую систему преобразования энергии.

Как уже указывалось, в модулях реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, используются нейтроны, которые не замедляются до уровней тепловой энергии. Для этой цели по меньшей мере одна часть активной зоны такого модульного реактора содержит воспроизводящий топливный материал как часть секции (или секций) преобразования. Отдельная часть активной зоны реактора содержит одну или несколько секций, в которой топливным материалом является делящееся топливо. После начального запуска такого реактора секция или секции 22 делящегося топлива активной зоны обеспечивают избыточные нейтроны для секции или секций 23 преобразования активной зоны. Затем секции 23 преобразования активной зоны медленно преобразуются в топливо, содержащее большую часть делящихся нуклидов, которые будут обеспечивать существенную часть энергии, выделяющейся в активной зоне.

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, представляет собой большое нейтронное устройство. Соответственно, активная зона каждого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, имеет три характеристических измерения, каждое из которых обычно несколько меньше средней длины пробега нейтронов, вызывающих деление ядер.

Каждый модуль реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, содержит кожух активной зоны реактора, который представляет собой резервуар 5а высокого давления, и другие структурные компоненты. Части кожуха активной зоны реактора, которые не находятся в непосредственной близости к активной зоне, могут быть изготовлены из любых материалов, допустимых для использования в корпусах реакторов, предназначенных для работы при высоких давлениях, таких как, например, нержавеющая сталь. Внутри кожуха активной зоны реактора обычно активная зона окружена отражателями 8, 9, 18, 19 нейтронов и экраном 21 защиты от излучений. В некоторых вариантах резервуар высокого давления реактора может быть размещен под землей, и в этом случае кожух активной зоны реактора может размещаться в кессонной конструкции, которая может также служить в качестве резервуара поддержания давления на случай утечки в первом контуре системы охлаждения. Для управления реактором могут использоваться соответствующие цилиндрические регулирующие барабаны 5d, расположенные в полостях внутреннего рефлектора 18, и в альтернативных вариантах могут использоваться другие известные регулирующие устройства, например, линейные регулирующие стержни. На фигуре 3 показаны двенадцать таких поворотных барабанов 5d, однако может использоваться и другое количество барабанов. Регулирующий барабан может быть изготовлен, например, из двух цилиндрических половин, выполненных из ВеО и графита, причем поверхность ВеО в нормальном режиме работы обращена в сторону активной зоны. К поверхности половины барабана, состоящей из графита, прикрепляют слой или полосу поглотителя нейтронов, которая обычно обращена в сторону от активной зоны. Регулирование может осуществляться путем поворота барабанов для приближения слоев с поглотителем нейтронов к активной зоне. Могут использоваться различные поглотители нейтронов, включая В4С, Gd2O3, Eu2O3, Er2O3 и HfO2. Активная зона будет иметь сравнительно большую утечку нейтронов и регулирующие барабаны 5d будут оказывать отрицательное воздействие на реактивность даже в том случае, когда слой поглотителя нейтронов будет повернут в сторону от активной зоны. Предпочтительным материалом поглотителя нейтронов является полностью обогащенный В4С, и слой В4С толщиной 1 см может использоваться для покрытия 1/2 (180°) поверхности барабана диаметром примерно 30 см.

Активная зона реактора содержит каналы для теплоносителя, которые в предпочтительных вариантах направлены примерно вертикально для снижения сопротивления потоку теплоносителя внутри этих каналов. Использование примерно вертикальных каналов теплоносителя может также ослаблять эффекты снижения теплового потока в применениях с естественной циркуляцией. Каналы теплоносителя соединены с нижней впускной камерой 7 и верхней выпускной камерой 10 в кожухе активной зоны реактора с возможностью прохождения в них теплоносителя. По меньшей мере часть системы охлаждения реактора, такая как холодный участок 6 трубопровода 5 системы охлаждения реактора, соединена с впускной камерой. Часть системы охлаждения реактора, такая как горячий участок 11, соединена с выпускной камерой.

Если в качестве теплоносителя в реакторе используется газообразный гелий (Не), холодный участок трубопровода может быть изготовлен из стали, разрешенной для использования в ядерных установках. Горячий участок 11 трубопровода может быть изготовлен из жаропрочной стали, тугоплавких металлов или улучшенных керамических композитных материалов. Как показано на фигуре 1, горячий участок трубопровода подсоединен к выпускному тракту для соединения с впускной частью теплообменника или преобразователя 4 тепловой энергии, такой парогенератор, или с несколькими такими устройствами. Холодный участок 6 трубопровода подсоединен к выпускным отверстиям преобразователей тепла для возвращения в активную зону охлажденной текучей среды.

Преобразователи энергии 4 могут быть электрическими турбогенераторами, приводимыми потоком текучей среды, или же могут представлять собой сочетание парогенератора и электрического турбогенератора, приводимого паром. Могут использоваться и другие теплообменники. В качестве преобразователей тепла могут использоваться любые устройства, подходящие для конкретного применения. Также следует понимать, что для конкретных применений может использоваться любое количество преобразователей тепла. Для этого количество преобразователей тепла не должно быть равно количеству модулей реакторов, преобразующих отходы ядерных материалов.

В некоторых вариантах система охлаждения реактора может предусматривать естественную циркуляцию теплоносителя, даже том случае, когда ее единственной целью является отвод тепла от активной зоны, когда принудительная циркуляция не используется. В таких применениях преобразователи тепла физически расположены над модульными реакторами, преобразующими отходы ядерных материалов, с высотой достаточной для создания теплового напора, необходимого для конкретного применения. В других вариантах в системе охлаждения реактора может использоваться принудительная циркуляция, которая обеспечивается подходящими средствами подачи теплоносителя, включенными в состав трубопроводной системы охлаждения реактора.

Примеры способов эксплуатации, относящихся к модульным реакторам, преобразующим отходы деления ядерных материалов

На схеме фигуры 12 иллюстрируется реализация некоторых способов и действий. Специалистам в данной области техники понятно, что использование здесь представления (например, сначала рассмотрение схемы, представляющей общий вид, с последующим описанием дополнений и/или других деталей со ссылками на дополнительные схемы) обычно дает возможность быстро понять различные варианты осуществления способа.

В реакторе, схема работы которого представлена на фигуре 12, для секций исходных делящихся материалов и секций преобразования необходим металл с тяжелыми ядрами, такой как Th, U, более высокие актиниды и/или трансурановые элементы. Для модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, первого поколения в качестве исходного делящегося топливного тяжелого металла может использоваться низкообогащенный уран (LEU). Это топливо химическим путем преобразуют в карбид, спекают и формируют элементы 12 делящегося топлива в оболочке.

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, первого поколения содержит воспроизводящий материал, например обедненный уран (DU), и если используется отработавшее ядерное топливо, то необходима дополнительная стадия для удаления имеющейся оболочки и подготовки топлива для последующей обработки. На этой стадии могут высвобождаться летучие продукты деления, однако при этом не отделяются разные тяжелые металлы и практически не удаляются твердые продукты деления. Однако некоторые продукты деления при необходимости могут быть отделены. Это воспроизводящее топливо также преобразуют в карбид, спекают и формируют элементы воспроизводящего топлива в оболочке.

Полученную структуру топлива в оболочке вводят в модульный реактор, преобразующий отходы ядерных материалов, первого поколения как часть конструкции реактора, как это показано на фигуре 12. В процессе работы модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, первого поколения вырабатывается энергия, и по меньшей мере часто (предпочтительно непрерывно) из активной зоны реактора выводятся летучие продукты деления.

После работы в течение двух десятилетий или более длительного срока топливо с оболочками и несущую конструкцию топливных элементов удаляют из модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, первого поколения. Для снижения уровня радиации на последующих стадиях может использоваться некоторый период выдерживания для распада продуктов деления. Конструктивные компоненты и оболочки отделяют от топливных элементов и удаляют в отходы, так что остающийся материал содержит тяжелые металлы (делящиеся и воспроизводящие) и твердые продукты деления. Этот материал обрабатывают для удаления значительной части твердых продуктов деления, однако эта обработка обычно не сопровождается разделением тяжелых металлов и не изменяет степень обогащения удаленного отработавшего топливного материала.

На фигуре 12 иллюстрируется, как тяжелый металл и частично материал твердых продуктов деления становятся исходным материалом деления активной зоны модульного реактора, преобразующего отходы ядерных материалов, следующего поколения. Количество воспроизводящего материала, используемого в активных зонах модульного реактора первого и второго поколений, может несколько отличаться, однако после нескольких поколений процесс выходит на устойчивый режим, в котором объем и состав материала не претерпевают существенных изменений между поколениями активной зоны реактора. После истечения срока работы активной зоны первого поколения такой модульной системы реактора, для последующей активной зоны добавляют некоторое количество свежего воспроизводящего материала (обычно ядерные отходы, такие как обедненный уран или отработавшее ядерное топливо), в то время как летучие продукты деления которые были выведены в процессе работы реактора, и продукты деления, выделенные из отработавших топливных элементов активной зоны, удаляют.

Пример варианта активной зоны реактора

На различных чертежах иллюстрируется один из вариантов физического устройства активной зоны реактора, которая может использоваться для целей настоящего изобретения. Активная зона реактора содержит узлы топливных элементов, отражательные элементы, нейтронную защиту, источники пусковых нейтронов и компоненты регулирования реактивности, и все эти элементы расположены внутри корпуса 21а и поддерживаются опорной конструкцией 5с активной зоны. В активной зоне может быть размещена сборка прямоугольных керамических кассет 13а топливных элементов, каждая из которых содержит каналы или пазы по всей длине внутренней вертикальной стенки, в которые вставляют со скольжением плоские топливные элементы 12, отстоящие на равных расстояниях друг от друга для формирования вертикальных каналов для потока гелиевого теплоносителя. Рассматриваемый вариант активной зоны содержит 21 колонну топливных элементов, которые расположены рядом друг с другом (см. фигуры 3 и 9, на которых показаны виды поперечных сечений активной зоны реактора примерно посередине активной зоны с изображением секции деления многослойной активной зоны).

В рассматриваемом варианте активная зона, в которой используются такие плоские топливные элементы, может содержать 17 горизонтальных зон в форме сложенных слоев или массивов, причем каждый массив в рассматриваемом варианте содержит 21 узел 13 топливных элементов, в котором размещены 48 плоских, ориентированных по вертикали, прямоугольных, открытых блоков или кассет 13а, как показано на фигуре 6. Для элементов воспроизводящего топлива и элементов делящегося топлива используются узлы 13, имеющие одинаковую конструкцию, и, кроме того, верхний и нижний отражатели имеют одинаковые конструкции. Отдельные топливные элементы 12 вставляют со скольжением в каналы или пазы в центральной перегородке боковых стенок кассеты 13а, которую в предпочтительных вариантах изготавливают из композитного материала на основе карбида кремния. Как уже указывалось, установленные топливные элементы 12 могут быть надлежащим образом закреплены или прикреплены к кассете путем нанесения тонкого слоя пасты зеленого карбида кремния и нагрева для сцепления оболочек топливных элементов с поверхностями пазов кассет. Типичный узел 13 топливных элементов может иметь в плане форму квадрата с длиной стороны примерно 43 см, и высота узла может быть примерно 16 см. В рассматриваемом варианте кассета 13а, открытая сверху и снизу, рассчитана на установку 48 топливных элементов, которые разделены на две группы по 24 элемента, причем расстояния между топливными элементами составляют примерно 3 мм для формирования каналов для потока теплоносителя.

Таким образом, в рассматриваемом варианте активной зоны будет использоваться 21 узел 13 топливных элементов квадратного сечения в каждом из 17 горизонтальных слоев для формирования активной зоны, имеющей высоту примерно 2,72 метра. В этом варианте активная зона может содержать, последовательно по вертикали, 4 слоя, формирующих верхнюю секцию преобразования, 3 слоя, формирующих верхнюю исходную секцию деления, 3 слоя, формирующих центральную секцию преобразования, 3 слоя, формирующих нижнюю исходную секцию деления, и 4 слоя, формирующих нижнюю секцию преобразования. Каждый из шести слоев, которые составляют верхнюю и нижнюю исходные секции деления, содержит круговую область элементов делящегося топлива в форме 8 квадратных блоков, заполненных полностью элементами делящегося топлива, окружающими один центральный блок, который содержит только элементы воспроизводящего топлива. 12 остающихся блоков, расположенных по периферии вокруг 9 блоков квадратной зоны в центре конфигурации из 21 колонн активной зоны, как показано жирными линиями на фигурах 3 и 9, содержат половину элементов делящегося топлива и половину элементов воспроизводящего топлива, причем элементы воспроизводящего топлива расположены в каждом периферийном блоке дальше от центра, чем элементы делящегося топлива. Соответственно, зона делящегося топлива каждого из шести горизонтальных массивов составляет две исходных секции 22 делящегося топлива, каждая из которых содержит 672 элемента делящегося топлива, расположенных внутри круговой зоны, выделенной жирной линией на фигуре 3. Как можно видеть, круговая зона внутри массива окружает одну центральную кассету, которая содержит 48 элементов воспроизводящего топлива. 12 узлов топливных элементов, наиболее удаленных от центра, содержат 288 элементов воспроизводящего топлива в половинах кассет, расположенных дальше от центра, из общего количества 336 элементов воспроизводящего топлива в каждом из этих горизонтальных массивов. Каждый из 11 слоев, которые составляют секции 23 преобразования, содержит 21 узел элементов воспроизводящего топлива, то есть, 1008 топливных элементов в каждом массиве. Как лучше всего показано на фигуре 9, ориентации блоков чередуются таким образом, чтобы плоские топливные элементы 12 в каждом блоке одного слоя были направлены под углом 90° к топливным элементам 12 в любом соседнем блоке по любому из четырех направлений.

Ниже и выше активной зоны расположены зоны отражателей, которые показаны схематически на фигуре 2 и указаны ссылочными номерами 8 и 9. Эти две зоны отражателей, верхнего и нижнего, выполнены из массивов плоских графитовых пластин, имеющих примерно такую же форму, как и элементы воспроизводящего и делящегося топлива, и расположенных примерно в таких же керамических кассетах. При таком устройстве формируются непрерывные вертикальные каналы для направленного вверх потока гелиевого теплоносителя, протекающего через нижний отражатель 8, активную зону 2 и верхний отражатель 9. Чередующиеся ориентации плоских топливных элементов в соседних колоннах предотвращают возможность перераспределения системы потоков, что могло бы привести к неравномерному распределению теплоносителя, протекающего через активную зону.

Следует понимать, что конфигурации вариантов рассмотренных в настоящем описании модульных реакторов, преобразующих отходы ядерных материалов, их активных зон и компонентов не ограничиваются какой-либо конкретной конфигурацией. Указанные компоненты (например, блоки), устройства и объекты, а также относящееся к ним описание используются как примеры для пояснения принципов изобретения, и возможны различные модификации конфигураций. Соответственно, конкретные примеры и относящиеся к ним описания относятся к их более общим классам. Вообще говоря, использование в настоящем описании любого конкретного примера также относится к его классу и отсутствие таких конкретных компонентов (например, блоков), устройств и объектов не должно восприниматься как необходимое ограничение.

Как уже указывалось, топливные элементы, которые могут содержать спеченный материал карбидного топлива, могут иметь разные формы. Вместо пластинчатой формы, показанной на фигурах 5 и 6, топливные элементы могут иметь форму вытянутых топливных стержней 51, показанных на фигуре 16А. Такие стержневые топливные элементы могут содержать трубчатый контейнер 53 из карбида кремния с плоской крышкой 55, в центре которой имеется вентиляционный патрубок 57. Такой вентиляционный патрубок может находиться в верхней или в нижней части стержневого топливного элемента. Такой вытянутый цилиндрический контейнер 53 может содержать колонку отдельных спеченных топливных спрессованных брикетов (таблеток), которые могут представлять собой короткие цилиндры спеченного карбидного топлива, имеющие несколько сантиметров в диаметре и несколько сантиметров в высоту. Боковая поверхность каждой топливной таблетки может быть покрыта гладким слоем 61 монокарбида урана или аналогичным материалом для обеспечения хорошей теплопередачи от топливного материала к боковой стенке контейнера 53 из карбида кремния. Поскольку вытянутые трубчатые контейнеры 53, которые представляют собой кожухи для топливных таблеток в таком стержневом топливном элементе 51, изготавливаются отдельно, то на топливе не будут осаждаться пары бета-модификации карбида кремния, и, соответственно, спеченное топливо не нужно будет покрывать герметизирующим слоем пироуглерода.

Предполагается, что эти топливные элементы 51 могут проходить по всей длине активной зоны реактора. В этом случае каждый трубчатый контейнер 53 будет содержать соответствующие спеченные таблетки воспроизводящих и/или делящихся карбидных нуклидов. Например, стержневые топливные элементы 51, расположенные в вертикальных колоннах активной зоны реактора, проходящих через круговую зону двух разнесенных на некоторое расстояние секций 22 делящегося топлива, могут содержать нижнюю зону, составленную из таблеток воспроизводящих нуклидов. Выше расположена нижняя промежуточная зона, содержащая делящиеся нуклиды, которые добавляются к нижней исходной секции делящегося топлива активной зоны. Центральная зона воспроизводящих нуклидов расположена выше и окружена верхней промежуточной зоной таблеток, содержащих делящиеся нуклиды, которые добавляются к верхней исходной секции 22 делящегося топлива. Зона таблеток, содержащих воспроизводящее топливо, проходит также выше, например, до крышки 55, если вентиляционный патрубок 57 расположен в верхней части. В се цилиндрические топливные таблетки должны иметь вышеуказанную плотность упаковки, и, кроме того, в топливных таблетках может быть выполнено центральное отверстие 62 для обеспечения прохода летучих продуктов деления по всей длине вытянутого топливного элемента 51 до вентиляционного патрубка 57 в нижней или в верхней части элемента.

Для целей транспортировки/установки эти стержневые топливные элементы 51 могут быть помещены внутрь корпусов 63 с тонкими стенками из карбида кремния или аналогичного материала. На фигуре 16С показан такой вытянутый корпус 63 в форме шестигранной трубы. Такие шестигранные трубчатые корпуса 63, плотно прижатые друг к другу, могут быть установлены для формирования вертикальной активной зоны 2 реактора. В альтернативных вариантах могут также использоваться квадратные корпуса или другие корпуса, имеющие одинаковую форму. Стержневые топливные элементы 51 будут плотно упакованы внутри такого корпуса или кассеты 63, как показано на фигурах 16С и 16D. Например, к верхней и нижней частям шестигранного корпуса 63 может быть прикреплена сетка 65, обеспечивающая равномерное расположение стержневых топливных элементов 51, так что формируются каналы для теплоносителя, окружающие всю поверхность каждого элемента, для обеспечения равномерного отвода тепла от элемента. В шестигранном корпусе 63 может быть размещен 91 стержневой топливный элемент 51, и для соединения их вентиляционных патрубков 57 может использоваться система магистралей (не показана). Такие магистрали на верхней или нижней части каждого шестигранного корпуса подсоединяются к трубопроводу, который проходит к устройству отделения продуктов деления. Как можно представить, топливные элементы 51 могут проходить еще дальше, в верхнюю и нижнюю секции реактора. Однако поскольку материал отражателей не вырабатывает продуктов деления, то может оказаться целесообразным, обеспечить аналогичные корпуса со стержнями материала отражателей, которые расположены выше и ниже активной зоны реактора и будут просто продолжать геометрические формы каналов топлива и теплоносителя через эти зоны.

В то время в настоящем описании были рассмотрены различные аспекты и примеры, которые представляют наиболее предпочтительный вариант осуществления изобретения, известный авторам, специалистам в данной области техники будут очевидны другие аспекты и варианты, и в них могут быть внесены изменения без выхода за пределы объема изобретения, который определяется прилагаемой формулой. Конкретные признаки описаны в пунктах нижеприведенной формулы.

1. Ядерный реактор для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий:
корпус реактора;
центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит одну или несколько исходных секций деления, по бокам которых расположены секции преобразования, и эта одна или несколько исходных секций деления остаются активной и неотъемлемой частью активной зоны, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы центральной активной зоны;
систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса;
причем одна или несколько исходных секций деления содержит топливные элементы в форме контейнеров из карбида кремния, внутри которых находятся спеченные топливные блоки, содержащие карбидные делящиеся и воспроизводящие нуклиды; и
систему удаления летучих продуктов деления из топливных элементов в процессе нормальной работы реактора.

2. Реактор по п.1, в котором одна или несколько исходных секций деления представляют собой две горизонтальные зоны, отстоящие друг от друга на некотором расстоянии, каждая из которых содержит в целом круговую область блоков делящегося топлива, и расположенные по бокам секции преобразования представляют собой горизонтальные зоны блоков воспроизводящего топлива, которые расположены сверху, между и снизу двух горизонтальных зон, содержащих блоки делящегося топлива.

3. Реактор по п.2, в котором активная зона содержит также блоки воспроизводящего топлива, расположенные в центре и по периметру в целом круговых областей блоков делящегося топлива в соответствующих горизонтальных зонах, которые составляют одну или несколько исходных секций деления.

4. Реактор по п.3, в котором каждая из горизонтальных зон, которые составляют одну или несколько исходных секций деления и расположенные по бокам секции преобразования, содержит группу узлов топливных элементов, каждый из которых содержит кассету с множеством расположенных в ней топливных элементов, содержащих блоки спеченного топлива и ориентированных внутри активной зоны для обеспечения прохождения потока гелиевого теплоносителя в вертикальном направлении через узлы топливных элементов в проходах, прилегающих к каждому топливному элементу.

5. Реактор по п.4, в котором узлы ориентированных по вертикали топливных элементов в секциях преобразования и в исходной секции деления расположены таким образом, чтобы формировать группу прилегающих друг к другу вертикальных колонн, проходящих через центральную активную зону.

6. Реактор по п.4 или п.5, в котором множество топливных элементов внутри каждой кассеты подсоединены по трубкам коллектора к общей магистрали для обеспечения отвода летучих продуктов деления в форме общего потока всех топливных элементов, расположенных в кассете.

7. Реактор по п.4 или п.5, в котором каждый узел содержит множество делящихся и/или воспроизводящих топливных элементов в форме контейнеров, представляющих собой оболочку из карбида кремния, которая охватывают внутреннюю зону с топливом в форме пластины, содержащей спеченный карбид делящихся и/или воспроизводящих нуклидов.

8. Реактор по любому из пп.1-5, в котором центральная активная зона окружена блоками отражающего материала ВеО или Be2C для формирования окружающей зоны отражателей, которая имеет круговую цилиндрическую внешнюю поверхность.

9. Реактор по п.8, в котором механизмы регулирования реактивности активной зоны в форме круговых цилиндрических регулирующих цилиндров, ориентированных в вертикальном направлении, расположены в полостях зоны отражателей для регулирования плотности нейтронов в активной зоне.

10. Реактор по п.8, в котором зона отражателей окружена кольцевым графитовым внешним отражателем, который, в свою очередь, окружен кольцевым нейтронным защитным экраном, содержащим материал, поглощающий нейтроны, причем защитный экран расположен в непосредственной близости от трубчатого корпуса активной зоны, который находится на некотором расстоянии от корпуса реактора для обеспечения проходов между ними для потока теплоносителя.

11. Реактор по любому из пп.1-5, 9 или 10, в котором спеченное карбидное топливо в топливных элементах занимает внутренний объем контейнера с плотностью упаковки от примерно 50 об.% до примерно 80 об.% для обеспечения пространства для накопления в нем нелетучих продуктов деления и поддержания достаточной пористости для миграции через поры и выхода летучих продуктов деления.

12. Реактор по п.11, в котором топливные элементы содержат спеченные практически монокарбидные материалы, которые содержат избыточный углерод в количестве по меньшей мере 5% непосредственно возле блоков топлива для обеспечения углерода для возможной химической реакции с продуктами деления.

13. Реактор по п.12, в котором топливные блоки исходных секций деления содержат UC1.05-UC1.3 со степенью обогащения от примерно 4% до примерно 18%.

14. Реактор по любому из пп.1-5, 9, 10, 12 или 13, в котором материалы, находящиеся внутри активной зоны, выбирают таким образом, чтобы в большей части реакций деления внутри активной зоны использовались нейтроны, которые не замедлены до уровней тепловой энергии.

15. Реактор по п.14, в котором используются такие количества воспроизводящего и делящегося топлива в спеченных блоках внутри исходной активной зоны, что по истечении 10 лет практически непрерывной работы основная часть энергии, вырабатываемой реактором, является результатом деления нуклидов, которые присутствуют в исходной активной зоне реактора как воспроизводящие нуклиды и затем преобразуются в делящиеся нуклиды.

16. Реактор по любому из пп.1-5, 9, 10, 12 или 13, в котором контейнеры из карбида кремния топливных элементов, содержащие воспроизводящее и делящееся топливо в центральной активной зоне, обладают способностью к выравниванию смещений, вызванных радиацией, в диапазоне температур 700-1000°С, так чтобы центральная активная зона работала с высокими уровнями общей плотности излучения.

17. Реактор по п.16, в котором контейнеры топливных элементов содержат тканый материал из карбида кремния, импрегнированный осаждаемыми парами бета-модификации SiC.



 

Похожие патенты:

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, а именно к конструкциям выемных блоков отражателей нейтронов для реакторов на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем.

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.
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.
Заявленное изобретение относится к способу эксплуатации водяных ядерных реакторов, в частности тепловых реакторов в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством 233U.

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.

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.

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.

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.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок. Виброизолирующий компенсатор трубопровода аварийной системы расхолаживания ядерного реактора состоит из трубопроводов 1 и 3, фланцев 2 и 4, корпуса корабля 5, внутреннего компенсатора 6, внутренней полости 8, внешних компенсаторов 7, внешних полостей 9, дополнительных трубопроводов 10, дополнительных забортных теплообменников 11, пневмоаккумуляторов 12. Между трубопроводом и корпусом установлены два фланца. Между фланцами закреплены несколько расположенных один в другом компенсаторов. Внешние полости, образованные внешними компенсаторами и фланцами, заполнены средой под давлением. Технический результат - повышение эффективности виброизоляции трубопровода. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.

Изобретение относится к способам устранения деформации и восстановления геометрических параметров графитовой кладки канального энергетического реактора (РБМК), может быть использовано при проведении работ, направленных на восстановление ресурсных характеристик активной зоны канального реактора по достижению нормативного прогиба, т.е. не превышающего разрешенного значения 50 мм. Способ состоит в корректировке геометрических размеров графитовых блоков. В каждом технологическом канале, после извлечения тепловыделяющей сборки, определяют величину и направление прогиба графитовой колонны, полученный результат сравнивают с нормативным значением и выделяют локальные зоны колонн с одинаковым направлением прогиба. Работы в каждой из выбранных зон ведут раздельно. Извлекают часть технологических каналов с прогибом, превышающим норму, и производят продольную разрезку графитовых блоков средней части колонн с шириной реза 10÷15 мм в направлении, перпендикулярном прогибу колонны. Натяжителем создают силовое воздействие на примыкающие к нему графитовые колонны в направлении, противоположном прогибу. При достижении нормативного значения величины прогиба силовое воздействие прекращают и выполняют калибровку ячеек колонн. Технический результат - сокращение объема и сроков выполнения ресурсно-восстановительных работ. 9 ил.

Изобретение относится к области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для его осуществления. Способ заключается в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц деление ядер изотопов тяжелых химических элементов, при котором высвобождается внутриядерная энергия, контролируют состояние мишени с размерами, обеспечивающими передачу ей кинетической энергии пучка и потока вторичных частиц, и определяют длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер. Причем пучок релятивистских ионов ускоряют до энергии, при которой путем разрушения материала мишени получают два и более поколений продуктов мультифрагментного разрушения атомных ядер и высвобождают внутриядерную энергию в течение срока, превышающего длительность накопления и замены продуктов разрушения на материал для облучения. При этом поток вторичных частиц утилизируют, а облученный материал охлаждают и направляют на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования. Изобретение обеспечивает повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую и утилизацию долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры. 4 н.п. ф-лы, 13 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. В корпусе ядерного реактора размещена активная зона, содержащая стержневые тепловыделяющие элементы (твэлы). Твэлы, заключенные в трубчатую оболочку, погружены в теплоноситель первого контура, циркулирующий между активной зоной и, по крайней мере, одним теплообменником. Твэлы выполнены в верхней части с активными участками, заполненными топливом, и полыми рабочими участками, размещенными ниже активных участков. Технический результат - снижение уровня давления газообразных осколков деления, накапливающихся под оболочкой тепловыделяющих элементов, и обеспечение более равномерного распределения поля скоростей теплоносителя первого контура на входе в активную зону. 2 ил.

Заявленное изобретение относится к подкритическому реактору-размножителю, управляемому ускорителем. Реактор эксплуатируется с максимально возможным коэффициентом размножения нейтронов с целью потребления небольшой мощности, подводимой из ускорителя, с уменьшением его размеров и сложности ускорителя. При этом выход нейтронов расщепления, генерируемых пучком, становится сопоставимым с долей запаздывающих нейтронов из расщепляемых элементов. Это используется для обеспечения точного определения реактивности в процессе работы. Предусмотрена возможность регулирования полученных изменений с помощью управляющих стержней (111), регулируемых с помощью нейтронных поглотителей (112) и/или путем варьирования протонного тока. Кроме того, в условиях заявленного изобретения обеспечивается возможность непрерывного регулирования изменения температуры в ходе эксплуатации посредством теплообменника (103). Техническим результатом является возможность избежать приближения подкритического устройства слишком близко к критическому состоянию при сохранении коэффициента размножения нейтронов в приемлемых пределах. 2 н. и 12 з.п. ф-лы, 8 ил., 1 табл.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор бассейнового типа содержит бак, заполненный теплоносителем, горизонтальную и вертикальную перегородки, разделяющие бак на задерживающую емкость и расположенные над ней бассейн реактора с активной зоной и бассейн хранилища. В бассейне реактора горизонтальная перегородка содержит коллектор под активной зоной и байпасные проходы за пределами активной зоны, обеспечивающие нисходящее течение теплоносителя в задерживающую емкость при нормальной эксплуатации. В бассейне хранилища установлен теплообменник контура аварийного расхолаживания, а в вертикальной перегородке выше верхнего уровня активной зоны выполнена заслонка, открывающаяся в аварийной ситуации. Технический результат - организация эффективной взаимосвязанной циркуляции теплоносителя в бассейнах и в задерживающей емкости в аварийных ситуациях, обеспечивающей длительное расхолаживание без размещения дополнительных противоаварийных устройств в бассейне реактора. 1 ил.

Изобретение относится к способам восстановления ресурсных характеристик реактора РБМК. При прогибе колонн, установленных в активной зоне рядами, из них извлекают каналы, графитовые блоки этих колонн разрезают вдоль граней на фрагменты, смещают фрагменты в направлении, перпендикулярном плоскости реза, и уменьшают прогибы, после чего калибруют отверстия колонн и снова размещают в них каналы. При этом разрезают блоки колонн, не имеющих смежных граней, установленных, по крайней мере, в рядах от 7-го и до 15-го, считая от центра активной зоны, при этом у блоков колонн выполняют по два или 4 оппозитных реза, а фрагменты смещают пошагово от внутренних рядов к внешним. Кроме того, дополнительно могут разрезать блоки колонн в рядах от 17-го и до 19-го ряда, считая от центра активной зоны. Технический результат - повышение надежности и экономичности восстановительных работ, снижение их продолжительности и дозовых нагрузок на персонал.3 з.п. ф-лы, 2 ил.

Изобретение относится к способу дезактивации графита, для удаления трития, углерода-14 и хлора-36. Способ включает нагрев печи обжига до температуры 800-2000°С, введение в печь обжига графита, загрязнённого радионуклидами, введение в печь обжига инертного газа, введение в печь обжига восстанавливающего газа и удаление переведенных в газовую фазу радионуклидов из печи обжига, при этом количество вводимого восстанавливающего газа находится в диапазоне от 2 до 20 % от общего количества вводимого в печь обжига газа. Изобретение обеспечивает эффективную дезактивацию графита, без газификации основной массы графита, и позволяет удалять практически весь углерод-14. 12 з.п. ф-лы, 3 ил.
Наверх