Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)



Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)
Способ преобразования ядерной энергии в тепловую и устройство для его осуществления (варианты)

 


Владельцы патента RU 2557616:

Общество с ограниченной ответственностью "Инжектор" (RU)

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 области атомной энергетики, а именно к способу преобразования ядерной энергии в тепловую и устройству для преобразования ядерной энергии в тепловую, и может быть использовано для утилизации любых промышленных отходов, включая ядерные, радиоактивные, химические и биологические.

В патенте РФ № 2267826, G21G1/02 от 2001 г. «Способ сжигания трансурановых химических элементов и ядерный реактор для осуществления этого способа» описываются способ и устройство с использованием слабо подкритической активной зоны ядерного реактора, в которой размещают долгоживущие радионуклиды тяжелых элементов. Инжекцию нейтронов, недостающих для критичности активной зоны, осуществляют от внешнего источника, в качестве которого предложено использовать ускоритель протонов с энергией 1 ГэВ со свинцовой или свинцово-висмутовой мишенью. Вместе с тем представленное техническое решение не позволяет существенно повысить эффективность преобразования ядерной энергии в тепловую из-за принципиально непреодолимых ограничений, изначально присущих способу на основе протонных пучков. К тому же не устраняются и причины образования неприемлемо большого количества долгоживущих радионуклидов, рисков получения материалов, пригодных для ядерного терроризма.

В патенте РФ № 2238597, G21С1/30 от 2003 г. «Способ преобразования ядерной энергии в тепловую энергию» предлагается применять пучок релятивистских протонов для возбуждения ядерных каскадных процессов, но уже в глубоко подкритической мишени из тяжёлых химических элементов (свинец, висмут, торий и обеднённый уран, а также их композиции), содержимое которой одновременно используется в качестве топлива и теплоносителя. Его авторами отмечается повышение вероятности более глубокого расщепления ядер мишени с увеличением энергии ускоряемых частиц. Однако и это техническое решение имеет общие с обозначенным ранее недостатки, обусловленные использованием пучка релятивистских протонов, не касается вопросов утилизации потока вторичных нейтронов, образующихся в предложенной мишени и выходящих из неё.

Ближайшим по технической сути предложенному изобретению является техническое решение, представленное в патенте РФ № 2413314 от 2008 г. «Способ и комплекс преобразования ядерной энергии в тепловую». Это решение ориентировано на ускорение пучка тяжёлых заряженных частиц - многозарядных ионов изотопов урана, тория, висмута и свинца до энергии, обеспечивающей возникновение потока каскадных нуклонов в глубоко подкритической активной зоне, используемой в качестве мишени, куда направляют такой пучок и состояние которой контролируют и, при необходимости, заменяют её содержимое. Для повышения интенсивности подобного потока активную зону предлагается частично или полностью формировать из отработавшего ядерного топлива. Устройство, реализующее этот способ, содержит ускоритель релятивистских многозарядных ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, сопрягающий ускоритель с мишенью, размещаемой, как правило, в прочном корпусе, зачастую, цилиндрической формы. Избыток тепла, образующегося в реакторе (мишени), отводят посредством подсистемы, включающей теплоноситель первого и второго контура, узлы преобразования тепловой энергии в электрическую, выполняющей функцию теплового трансформера.

Наряду с заявленными достоинствами указанного прототипа, в конструкции, предложенной в нём, присутствуют недостатки, связанные с неполным использованием возможностей пучков ускоренных ионов для повышения эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую, утилизации долгоживущих радионуклидов, в том числе, плутония и минорных актинидов (нептуния, америция и кюрия).

Данное изобретение устраняет перечисленные недостатки аналогов и прототипа.

Задачами изобретения являются повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую, утилизации долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры.

При этом долгоживущими считают радионуклиды с периодом полураспада свыше 15 лет.

Техническим результатом изобретения является повышение эффективности преобразования ядерной энергии в тепловую, утилизация долгоживущих радионуклидов широкой номенклатуры и получение веществ, пригодных для последующего использования.

Технический результат по способу преобразования ядерной энергии в тепловую достигают тем, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра регулярно обновляемого материала глубоко подкритической мишени, получают поток вторичных частиц, в том числе нейтронов, осуществляют посредством этих частиц разрушение ядер изотопов тяжёлых 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, ускоряют пучок релятивистских ионов до энергии, при которой путём разрушения материала мишени получают два и более поколения продуктов мультифрагментного разрушения атомных ядер и высвобождают внутриядерную энергию в течение срока, превышающего длительность накопления и замены продуктов разрушения атомных ядер на материал, подготовленный к облучению, утилизируют поток вторичных частиц, охлаждают и направляют облучённый материал на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования в соответствии с заявленным способом.

Технический результат в устройстве преобразования ядерной энергии в тепловую достигают тем, что в первом варианте устройства, содержащем расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжёлых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, корпус мишени имеет конусообразную или сферообразную форму относительно энергетической оси устройства, соединен посредством трубопроводов с тепловым трансформером, а также посредством трубопровода и запорного устройства - с резервным блоком, выполненным с возможностью его пополнения и размещённым над мишенью. Это обеспечивает наиболее простую и, соответственно, более надёжную конструкцию устройства преобразования ядерной энергии в тепловую.

Во втором варианте устройства, содержащем расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжёлых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, корпус мишени выполнен в виде двух секций, расположенных последовательно относительно блока транспортировки и ввода пучка в мишень, боковая поверхность которых относительно энергетической оси устройства имеет однотипную цилиндрическую или конусообразную форму, основание первой секции, размещаемой с возможностью замены и фиксации, выполнено плоским или сферообразным, вторая секция посредством трубопроводов соединена с тепловым трансформером, а также посредством трубопровода и запорного устройства с резервным блоком, выполненным с возможностью его пополнения и расположенным над ней. Данный вариант устройства интересен тем, что оно помимо энерговыработки позволяет попутно под пучком релятивистских ионов преобразовывать радиоактивные отходы с преобладающей частью долгоживущих радионуклидов в радиоактивные отходы с преимущественно короткоживущими радионуклидами путём возможной замены первой секции мишени, комплектуемой из радиоактивных отходов и/или актинидов, и/или отработавшего ядерного топлива.

В третьем варианте устройства, содержащем расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжёлых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, корпус мишени выполнен из трёх секций, расположенных последовательно относительно блока транспортировки и ввода пучка в мишень, боковая поверхность которых относительно энергетической оси устройства имеет однотипную цилиндрическую или конусообразную форму, основание первой секции, размещаемой с возможностью замены и фиксации, имеет плоскую или сферообразную форму, основания второй и третьей секций имеют сферообразную форму и расположены друг относительно друга на расстоянии, равном разности их радиусов, при этом третья секция корпуса мишени соединена посредством трубопроводов и запорных устройств со второй секцией и резервным блоком, соответственно, при этом вторая секция соединена посредством трубопроводов с тепловым трансформером, а резервный блок выполнен с возможностью его пополнения и размещён над третьей секцией мишени. Этот вариант устройства, помимо достоинств второго варианта, интересен реализацией возможности достижения максимальной энерговыработки за счёт повышения доли делящихся радионуклидов во второй секции мишени.

Предложенные способ и устройство поясняют Фиг.1 - 13 и Табл.1.

На Фиг.1 представлены первые шесть этапов развития лавинообразного процесса мультифрагментной деструкции ядер урановой мишени, инициируемого многозарядным ионом 238U с энергией 1 ГэВ/нуклон.

На Фиг.2 показан общий вид устройства преобразования ядерной энергии в тепловую с односекционной мишенью конусообразной формы, реализующего предложенный способ.

На Фиг.3 представлено в разрезе предложенное устройство преобразования ядерной энергии в тепловую.

На Фиг.4 изображён общий вид устройства преобразования ядерной энергии в тепловую с односекционной мишенью сферообразной формы, реализующего предложенный способ.

На Фиг.5 показано в разрезе такое устройство преобразования ядерной энергии в тепловую.

На Фиг.6 изображён общий вид устройства преобразования ядерной энергии в тепловую с двухсекционной мишенью цилиндрообразной формы, где первая секция мишени выполнена в форме цилиндра.

На Фиг.7 показано в разрезе такое устройство преобразования ядерной энергии в тепловую.

На Фиг.8 показано в разрезе устройство преобразования ядерной энергии в тепловую с двухсекционной мишенью цилиндрообразной формы, где основание первой секции мишени имеет сферообразную форму.

На Фиг.9 показано в разрезе устройство преобразования ядерной энергии в тепловую с двухсекционной мишенью конусообразной формы, где первая секция мишени выполнена в виде усечённого конуса.

На Фиг.10 показано в разрезе устройство преобразования ядерной энергии в тепловую с двухсекционной мишенью конусообразной формы, где обе секции имеют сферообразное основание.

На Фиг.11 изображён общий вид устройства преобразования ядерной энергии в тепловую с трёхсекционной мишенью цилиндрообразной формы, где первая секция выполнена в форме цилиндра, а вторая и третья имеют сферообразное основание.

На Фиг.12 показано в разрезе это же устройство преобразования ядерной энергии в тепловую.

На Фиг.13 изображена схема ядерного топливного цикла, замкнутого по долгоживущим радионуклидам.

В Табл.1 представлен перечень долгоживущих радионуклидов.

В основу предложенного способа положены результаты, полученные в ходе систематического изучения энергетики мультифрагментного разрушения атомных ядер радионуклидов (от 3Н до 251Cf) под действием пучка релятивистских тяжёлых частиц (от нейтронов, протонов, дейтронов до многозарядных ионов урана). Сам эффект мультифрагментного разрушения атомных ядер известен давно (Экспериментальная ядерная физика в двух книгах, К.Н.Мухин, М.: Энергоатомиздат, 1993, глава 11, параграф 73). Однако при изучении этого явления не производились систематические расчеты энергетики мультифрагментного разрушения ядер, вызываемого, в том числе, осколками такого разрушения. Не был обнаружен и изучен эффект высвобождения энергии при разрушении ядер мишени осколками второго и следующих поколений.

Такая работа выполнена авторами с использованием созданной ими программы на основе методики расчета энергии ядерных реакций в мишенях из различных химических элементов под пучком релятивистских ионов (Физические величины. Справочник. Григорьев И.С., Мейлихов Е.З., М.: Энергоатомиздат, 1991), а также массива оценённых ядерных данных о дефектах масс нейтрона и 3288 нуклидов, представленных на сайте Брукхейвенской национальной лаборатории http://www.nndc.bnl.gov/nudat2/. Результаты расчетов предполагается подтвердить экспериментальными данными.

Итогом выполненной работы стало обнаружение существенных особенностей - преимуществ энергетики мультифрагментной деструкции ядер долгоживущих радионуклидов, в том числе, актинидных элементов при облучении мишени релятивистскими тяжёлыми частицами (с высвобождением внутриядерной энергии и поглощением кинетической энергии релятивистских частиц), свидетельствующие о положительном вкладе электрозаряженных осколков ядер в рост эффективности энерговыделения. В результате авторы предлагают новый вариант практического использования указанного эффекта для решения задач и проблем энергетики, экологии и здравоохранения.

Фиг.1 иллюстрирует первые 6 этапов развития процесса мультифрагментной деструкции ядер 238U 32-зарядным ионом 238U с энергией 1 ГэВ/нуклон на примере появления в первом поколении 6 сопоставимых по массе электрозаряженных фрагментов и 39 нейтронов:

1. Столкновение ускоренного иона 238U с ядром мишени.

2. Появление высокоэнергетических осколков первого поколения с высвобождением 194 МэВ (~ 3*1012 вариантов реализации).

3. Разлёт осколков первого поколения.

4. Столкновение осколков первого поколения с ядрами мишени.

5. Появление высокоэнергетических осколков второго поколения с высвобождением, как следует из расчетов, ориентировочно 190 МэВ (свыше 2*108 вариантов реализации).

6. Разлёт осколков второго поколения.

Таким образом, возникает и развивается лавинообразный процесс разрушения атомных ядер, в том числе электрозаряженными осколками последних, энергия которых превышает кулоновский барьер ядер, оказавшихся на траектории движения осколков ядер мишени с последующим их разрушением.

Значение отмеченного эффекта усиления разрушения ядер содержимого мишени заключается в следующем.

Во-первых, размещая и экспонируя в должной мере под пучком тяжёлых заряженных частиц, ускоренных до релятивистских энергий, в секции мишени, обращённой к пучку, различные материалы, в том числе, включающие долгоживущие радионуклиды, представленные в Табл. 1, можно добиться практически полной их утилизации путём многократного рециклирования соответствующего облучённого содержимого мишени посредством сопряжённой радиохимической регенерации и рефабрикации.

Во-вторых, продукты утилизации радиоактивных отходов, как разделённых, т.е. с преимущественным содержанием долгоживущих радионуклидов, так и неразделённых (и/или химических) отходов, а также отработавшего ядерного топлива исследовательских, промышленных и энергетических реакторов, после их соответствующего охлаждения и последующего радиохимического и иного передела могут найти применение в различных отраслях народного хозяйства. Это связано с тем обстоятельством, что упомянутые продукты представляют собой преимущественно стабильные и нейтрондефицитные нуклиды. Последние (в подавляющем большинстве) от нейтронизбыточных, образующихся в топливе ныне существующих типов реакторов, отличаются, как известно, существенно меньшими значениями периода полураспада.

В-третьих, при осуществлении полного поглощения потока вторичных нейтронов в соответствующей секции мишени производится наработка делящихся радионуклидов с соответствующим увеличением энерговыработки в мишени и преобразованием в электрическую энергию, в том числе, для компенсации электрической энергии, затраченной на ускорение частиц пучка. А образующиеся её излишки могут быть востребованы другими потребителями такой энергии.

Предлагаемое устройство состоит из ускорителя, глубоко подкритической мишени, блоков транспортировки и ввода пучка в мишень, теплового трансформера и резервного блока.

Цифрами на фигурах чертежей обозначены:

1 - ускоритель пучка релятивистских ионов,

2 - блок транспортировки и ввода пучка в мишень,

3 - мишень,

4 - резервный блок,

5 - тепловой трансформер,

6 - трубопровод подпитки мишени,

7 - запорное устройство резервного блока,

8, 9, 10, 11 -- трубопроводы теплоносителя,

12 - первая секция мишени,

13 - вторая секция мишени,

14 - третья секция мишени,

15 - трубопровод подпитки второй секции мишени материалом третьей секции,

16 - запорное устройство третьей секции мишени.

Генерацию пучков релятивистских тяжелых ионов, осуществляют ускорителем 1 линейным на обратной волне (УЛОВ, см. А.С.Богомолов, Т.С.Бакиров "Ионные ускорители для использования в индустрии", М.,Куна, 2012, 87 с.) с достижением энергии ускоряемых многозарядных ионов не менее 100 МэВ на нуклон. Превышение указанного значения энергии многозарядных ионов позволяет практически целиком её использовать на инициирование обозначенного выше множества ядерных процессов.

Дистанция между узлом блока транспортировки и ввода пучка в мишень, откуда пучок направляют непосредственно на смежную с блоком секцию мишени, и последней определяется из условия минимизации негативного воздействия ионизирующего излучения от этой секции на отмеченный узел.

Материал односекционной мишени 3 и первой секции 12 двух- и трёхсекционной мишеней формируют из радиоактивных отходов, иных веществ, содержащих долгоживущие радионуклиды, предназначенные для прямого разрушения, в том числе, малые актиниды (плутоний и минорные актиниды), и/или отработавшего ядерного топлива в виде легкоплавкой эвтектики типа U-Fe. Эти материалы могут изначально находиться в твёрдой или в жидкой фазе. Толщину слоя этих материалов на пути пучка выбирают для односекционной мишени 3 из условия полного поглощения в ней не только первичного пучка, но и потока вторичных частиц, включая нейтроны. Толщина слоя и мощность пучка ускорителя определяют возможность полного расплавления содержимого такой мишени. Толщину первой секции 12 в двух- и трёхсекционной мишенях определяют из условия обеспечения превращения большей части первичных частиц пучка в поток вторичных с образованием в этой секции преобладающего количества нейтрондефицитных продуктов деструкции. Вследствие высвобождения внутриядерной энергии даже при относительно глубокой мультифрагментации атомных ядер температура материала в первой секции 12 повышается до значений, обусловливающих его, по крайней мере, частичное расплавление. Длительность экспонирования (с накоплением продуктов разрушения атомных ядер) первой секции 12 двух- и трёхсекционной мишеней под пучком определяют, как правило, расчётным способом, исходя из необходимости получения целесообразной доли разрушения её материала при сохранении ещё достаточной прочности соответствующего корпуса. После достижения заданной дозы облучения материал этой секции заменяют на вновь подготовленный с последующим охлаждением и передачей облучённого материала на радиохимическое предприятие в качестве сырья для фабрикации очередных партий материалов с радионуклидами, предназначенными для выжигания под пучком ускорителя устройства. Для выжигания могут использоваться радионуклиды большого диапазона химических элементов в соответствии с Табл.1. В этой связи уместно подчеркнуть, что достигают значения длительности эксплуатации предлагаемого устройства, которое несопоставимо больше значения длительности накопления продуктов разрушения атомных ядер не только в первой секции мишени, но и в мишени в целом.

Материал второй секции 13 мишени (см. Фиг.6 - 10 и 12) изготавливают преимущественно из актинидов, в том числе, с использованием обеднённого и/или регенерированного урана, и/или отработавшего ядерного топлива с безусловным соблюдением требования её глубокой подкритичности. В этой секции мишени происходит основное энерговыделение за счёт всех вариантов деструкции, при осуществлении которых высвобождается внутриядерная энергия. В этой связи материал второй секции формируют в виде легкоплавкой эвтектики типа U-Fe, которая под интенсивным потоком частиц разогревается до температуры плавления, и её расплав затем используют также в роли первичного теплоносителя для передачи отводимого из мишени тепла по трубопроводам 8 - 11 (см. Фиг.6 - 12). Помимо отвода избыточного тепла из мишени трубопроводы обеспечивают и гомогенизацию её содержимого путём его фактического перемешивания. Подобную эвтектику применяют для превращения в жидкую форму и материала третьей секции 14 мишени из трёх секций (см. Фиг.11 и 12), предназначенной для утилизации выходящего из второй секции 13 мишени потока нейтронов, потерявших в последней способность делить ядра 232Th и/или 238U, с воспроизводством делящихся нуклидов. Указанную эвтектику во всех секциях всех трех вариантов мишени допустимо заменить на жидкосолевой расплав соответствующих химических элементов или их композиции.

Количество материала третьей секции 14 мишени из трёх секций формируют с достаточным избытком, позволяющим своевременно компенсировать неизбежное понижение уровня материала второй секции 13 не только вследствие перехода последнего в жидкую форму после разогрева, но и в результате длительного выжигания под пучком путём направления соответствующего количества расплава материала третьей секции 14 мишени из обогреваемого резервного блока 4 (см. Фиг.11 и 12), размещаемого выше третьей секции мишени на уровне естественного напора, через трубопровод подпитки 6 и запорное устройство 7. Такую же функцию выполняет резервный блок 4 в вариантах устройства с одно- и двухсекционной мишенью (см. Фиг.2 - 10). Из него через трубопровод подпитки 6 и запорное устройство 7 осуществляется компенсация понижения уровня материала в тех секциях мишени, где происходит основное тепловыделение. В этой связи отметим, что на Фиг.1 - 12 обозначено основное состояние запорных устройств - «закрыто».

Для компенсации убыли содержимого второй секции 13 трёхсекционной мишени из корпуса третьей секции 14 посредством насоса, входящего в состав запорного устройства 16, через трубопровод 15 (см. Фиг. 11 и 12) подаётся соответствующее количество облучённого материала третьей секции 14 мишени, обогащённого делящимися нуклидами.

Устройство работает следующим образом.

В стационарном режиме пучок ускорителя 1 многозарядных ионов 238U со средним током порядка 1 мА и энергией 1 ГэВ/нуклон посредством блока 2 транспортировки и ввода пучка в мишень направляют либо на мишень 3 устройства с односекционной мишенью (см. Фиг.2-5), либо на первую секцию 12 двух- или трёхсекционной мишеней (см. Фиг.6-12).

В случае выполнения мишени односекционной 3 (см. Фиг.2-5) с корпусом, имеющим конусообразную или сферообразную форму, материал которой формируется из радиоактивных отходов и/или актинидов и/или отработавшего ядерного топлива, пучок первичных частиц порождает поток вторичных частиц, первые поколения которых тоже разрушают ядра мишени. В нижней части мишени 3 вторичный поток частиц утилизируется. При этом высвобождается внутриядерная энергия, превращающаяся в мишени в тепловую энергию. Убыль материала мишени пополняется из резервного блока 4 через трубопровод 6, снабженный запорным устройством 7. Избыточное тепло из мишени 3 отводится трубопроводами 8,9,10,11 в тепловой трансформер 5, где преобразуется в электрическую энергию.

Во втором варианте устройства, где мишень выполнена двухсекционной (см. Фиг.6-10) с корпусом, форма боковой поверхности которого имеет цилиндрическую или конусообразную форму, при этом основание первой секции 12 выполнено плоским или сферообразным, наполнение первой секции идентично мишени первого варианта устройства, а вторая секция 13 наполняется актинидами и/или отработанным ядерным топливом при соблюдении условия ее глубокой подкритичности, первичный пучок порождает поток вторичных частиц в первой секции, превращая ядра содержащегося в ней материала в нейтрондефицитные. Поток вторичных частиц во второй секции обеспечивает основное энерговыделение и утилизуется аналогичным образом как в односекционной мишени. Убыль материала мишени пополняется из резервного блока 4 через трубопровод 6, снабженный запорным устройством 7. Избыточное тепло из второй секции 13 отводится трубопроводами 8,9,10,11 в тепловой трансформер 5, где преобразуется в электрическую энергию.

В третьем варианте устройства (см. Фиг.12), где мишень выполнена трехсекционной, боковая поверхность секций имеет цилиндрическую или конусообразную форму, основание первой секции имеет плоскую или сферообразную форму, основания второй и третьей секции имеют сферообразную форму и расположены друг относительно друга на расстоянии, равном разности их радиусов. Расстояние между корпусами второй и третьей секций выбирается из условия полного поглощения в третьей секции потока вторичных нейтронов, выходящих из второй секции. В третьей секции происходит полная утилизация потока нейтронов. Третья секция мишени соединена посредством трубопроводов и запорных устройств со второй секцией и резервным блоком соответственно. Первая секция 12 и вторая секция 13 наполнены теми же материалами как соответствующие секции двухсекционной мишени, материал третьей секции 14 формируется из обедненного и/или регенерированного 238U и/или 232Th, вторая секция обеспечивает энерговыделение, в третьей секции 14 осуществляется утилизация вторичного потока нейтронов, потерявших потенциал разрушения ядер 238U и/или 232Th, путем превращения этих ядер в делящиеся радионуклиды.

Отмеченное выше назначение устройства (генерация тепловой и электрической энергии, утилизация долгоживущих радионуклидов) даёт основание для создания целостного множества соответствующих замкнутых циклов - по долгоживущим радионуклидам, включая производство тепловой и электрической энергии посредством высвобождения ядерной энергии, по химическим отходам.

В качестве примера на Фиг.13 изображена схема ядерного топливного цикла, замкнутого по долгоживущим радионуклидам. Из неё следует, что практически всё отработавшее ядерное топливо, а также радиоактивные отходы, в том числе, содержащие плутоний и минорные актиниды, образующиеся в таком топливном цикле, направляют в сопрягаемый с ним цикл утилизации, включающий предлагаемое устройство, хранилище для охлаждения облучённых в нём материалов, радиохимический передел, производство для подготовки материалов с долгоживущими радионуклидами (и/или химическими отходами) к облучению. В данном случае к таким материалам относят и содержащие 232Th и/или 238U, которые используют, в том числе, для воспроизводства делящихся нуклидов в составе устройства. Продукцию цикла утилизации долгоживущих радионуклидов представляют тепловая и электрическая энергия, которые востребованы не только в ядерном топливном цикле, но и за его пределами.

В обозначенный цикл утилизации вовлекают радиоактивные отходы горнорудных, гидрометаллургических и других производств, обеднённый уран, образующийся при обогащении урана по изотопу 235U, отработавшее ядерное топливо, регенерированный уран, плутоний и минорные актиниды, а также радиоактивные отходы радиохимического производства.

Представленная на Фиг.13 схема применима для формирования всех типов ядерных топливных циклов (U, U-Pu, Th-U и так далее), замкнутых по долгоживущим радионуклидам, для возможных практически комбинаций, с использованием реакторов на быстрых нейтронах или без них, с включением иных типов устройств и производств, следствием работы которых является неизбежное образование радиоактивных отходов, с полным отказом, в принципе, от практикуемого ныне захоронения подобных отходов.

Стоит подчеркнуть, что обозначенный цикл утилизации имеет и самостоятельное значение, когда на его вход поступают не только отработавшее ядерное топливо, радиоактивные отходы, сопряжённые с его переработкой, торий, уран, плутоний и минорные актиниды, но и радиоактивные отходы другого происхождения, например, образовавшиеся и/или образующиеся при демонтаже ядерных реакторов и/или аналогичных установок, отслуживших свой срок или досрочно выведенных из эксплуатации по иным причинам.

Аналогичным образом осуществляют формирование замкнутых циклов производств какой-либо отрасли промышленности по соответствующим химическим и/или биологическим отходам, которые поступают на вход цикла утилизации, подобного циклу, обозначенному на Фиг.13, создаваемому с использованием предлагаемого устройства утилизации, но адаптируемого под преимущественное выжигание химических элементов, составляющих основу отраслевых отходов. В таком случае эта отрасль получает для своих нужд тепловую и электрическую энергию, а из смежного ядерного топливного цикла для цикла утилизации поступают отмеченные выше расходные материалы и комплектующие.

Таким образом, полномасштабная реализация предлагаемых способа и устройства преобразования ядерной энергии в тепловую позволит достичь не только логической завершённости и экологической состоятельности существующих и вновь проектируемых типов и разновидностей ядерных топливных циклов с полной реализацией соответствующих требований МАГАТЭ (неограниченность запасов топливного сырья, неизменность радиационного фона Земли, обеспечение режима нераспространения, естественная безопасность ядерных энергетических установок), но и целенаправленно и последовательно создать глубоко подкритическую экологическую энергетику, обеспечивающую, в том числе, соразмерное оправдание человеческой деятельности в промышленной сфере, включая ядерный сегмент, в целом.

Таблица 1

Перечень долгоживущих радионуклидов

N ДРН T1/2, лет N ДРН T1/2, лет N ДРН T1/2, лет
1 Be-10 1.387(12)+6 31 I-129 1.57(4)+7 61 Th-229 7932(28)
2 C-14 5700(30) 32 Cs-135 2.3(3)+6 62 Th-230 7.54(3)+4
3 Al-26 7.17(24)+5 33 Cs-137 30.08(9) 63 Th-232 1.40(1)+10
4 Si-32 153(19) 34 La-137 6(2)+4 64 Pa-231 3.276(11)+4
5 Cl-36 3.01(2)+5 35 Pm-145 17.7(4) 65 U-232 68.9(4)
6 Ar-39 269(3) 36 Sm-146 10.3(5)+7 66 U-233 1.592(2)+5
7 Ar-42 32.9(11) 37 Sm-151 90(8) 67 U-234 2.455(6)+5
8 K-40 1.248(3)+9 38 Eu-150 36.9(9) 68 U-235 7.04(1)+8
9 Ca-41 1.02(7)+5 39 Gd-148 70.9(10) 69 U-236 2.342(4)+7
10 Ti-44 60,0(11) 40 Gd-150 1.79(8)+6 70 U-238 4.468(3)+9
11 Mn-53 3.74(4)+6 41 Tb-157 71(7) 71 Np-236 153(5)+3
12 Fe-60 2.62(4)+6 42 Tb-158 180(11) 72 Np-237 2.144(7)+6
13 Ni-59 7.6(5)+4 43 Dy-154 3.0(15)+6 73 Pu-238 87.7(1)
14 Ni-63 101.2(15) 44 Ho-163 4570(25) 74 Pu-239 24110(30)
15 Se-79 2.95(38)+5 45 Ho-166m 1.20(18)+3 75 Pu-240 6561(7)
16 Kr-81 2.29(11)+5 46 Hf-178m 31(1) 76 Pu-242 3.75(2)+5
17 Sr-90 28.90(3) 47 Hf-182 8.90(9)+6 77 Pu-244 8.00(9)+7
18 Zr-93 1.61(5)+6 48 Re-186m 2.0+5 78 Am-241 432.6(6)
19 Nb-91 6.8(13)+2 49 Ir-192m 241(9) 79 Am-242m 141(2)
20 Nb-92 3.47(24)+7 50 Pt-193 50(6) 80 Am-243 7370(40)
21 Nb-93m 16,12(12) 51 Hg-194 444(77) 81 Cm-243 29.1(1)
22 Nb-94 2.03(16)+4 52 Pb-202 52.5(28)+3 82 Cm-244 18.1(1)
23 Mo-93 4.0(8)+3 53 Pb-205 1.73(7)+7 83 Cm-245 8423(74)
24 Tc-97 4.21(16)+6 54 Pb-210 22.20(22) 84 Cm-246 4706(40)
25 Tc-98 4.2(3)+6 55 Bi-207 31.55(4) 85 Cm-247 1.56(5)+7
26 Tc-99 2.111(12)+5 56 Bi-208 3.68(4)+5 86 Cm-248 3.48(6)+5
27 Pd-107 6.5(3)+6 57 Bi-210m 3.04(6)+6 87 Cm-250 8.3+3
28 Ag-108m 438(9) 58 Po-209 102(5) 88 Bk-247 1380(250)
29 Sn-121m 43.9(5) 59 Ra-226 1600(7) 89 Cf-249 351(2)
30 Sn-126 2.30(14)+5 60 Ac-227 21.772(3) 90 Cf-251 898(44)

Примечания: ДРН - долгоживущий радионуклид;

T1/2 - период полураспада;

1.387(12)+6 - (1.387 ± 0.012) * 106

1. Способ преобразования ядерной энергии в тепловую, заключающийся в том, что получают и ускоряют пучок релятивистских ионов, облучают им и разрушают атомные ядра регулярно обновляемого материала 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, отличающийся тем, что ускоряют пучок релятивистских ионов 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 атомных ядер на материал, подготовленный к облучению, утилизируют поток вторичных частиц, охлаждают и направляют облученный материал на переработку в качестве сырья для извлечения веществ, пригодных для последующего использования в соответствии с заявленным способом.

2. Устройство для реализации способа по п. 1, содержащее расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжелых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, отличающееся тем, что корпус мишени имеет конусообразную или сферообразную форму относительно энергетической оси устройства, соединен посредством трубопроводов с тепловым трансформером, а также посредством трубопровода и запорного устройства - с резервным блоком, выполненным с возможностью его пополнения и размещенным над мишенью.

3. Устройство для реализации способа по п. 1, содержащее расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжелых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, отличающееся тем, что корпус мишени выполнен в виде двух секций, расположенных последовательно относительно блока транспортировки и ввода пучка в мишень, боковая поверхность которых относительно энергетической оси устройства имеет однотипную цилиндрическую или конусообразную форму, основание первой секции, размещаемой с возможностью замены и фиксации, выполнено плоским или сферообразным, вторая секция посредством трубопроводов соединена с тепловым трансформером, а также посредством трубопровода и запорного устройства с резервным блоком, выполненным с возможностью его пополнения и расположенным над ней.

4. Устройство для реализации способа по п. 1, содержащее расположенные последовательно ускоритель пучка релятивистских ионов, блок транспортировки и ввода пучка в мишень, глубоко подкритическую мишень из тяжелых химических элементов в жаропрочном, радиационно- и коррозионно-стойком корпусе с открытым верхним торцом и блок теплового трансформера, отличающееся тем, что корпус мишени выполнен из трех секций, расположенных последовательно относительно блока транспортировки и ввода пучка в мишень, боковая поверхность которых относительно энергетической оси устройства имеет однотипную цилиндрическую или конусообразную форму, основание первой секции, размещаемой с возможностью замены и фиксации, имеет плоскую или сферообразную форму, основания второй и третьей секций имеют сферообразную форму и расположены относительно друг друга на расстоянии, равном разности их радиусов, при этом третья секция корпуса мишени соединена посредством трубопроводов и запорных устройств со второй секцией и резервным блоком соответственно, при этом вторая секция соединена посредством трубопроводов с тепловым трансформером, а резервный блок выполнен с возможностью его пополнения и размещен над третьей секцией мишени.



 

Похожие патенты:

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.

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.

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов быстрых ядерных реакторов. В ядерном реакторе активная зона окружена свинцовым отражателем нейтронов.

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.

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.

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 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.

Изобретение относится к ядерным реакторам. Ядерный реактор на быстрых нейтронах с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем содержит тепловыделяющие сборки, охлаждаемые подъемным течением теплоносителя, и блоки бокового отражателя, снабженные внутренними проточными полостями. Выходы теплоносителя из полостей расположены на том же уровне, что и выходы теплоносителя из сборок, входы теплоносителя в полости расположены выше уровня топлива в сборках, а сборки выполнены бесчехловыми или с перфорированными чехлами. Технический результат - увеличение расхода теплоносителя через тепловыделяющие сборки и снижение входных гидравлических потерь. 1 ил.

Изобретение относится к эксплуатации реакторных установок с жидкометаллическими теплоносителями. Способ управления газовой системой имеет следующие шаги: перед подачей кислорода проверяют, подают ли в реактор водород и/или прекращают подачу водорода; подают кислород в том случае, если в реактор не подают водород; перед подачей водорода проверяют, подают ли в реактор кислород и/или прекращают подачу кислорода; подают водород в том случае, если в реактор не подают кислород. Технический результат: предотвращение совместной подачи в реактор водорода и кислорода, предотвращение формирования гремучего газа, увеличение безопасности и срока эксплуатации реакторной установки. 6 н. и 19 з.п. ф-лы, 8 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в гомогенных реакторах растворного типа для получения медицинских радиоизотопов. Система каталитической регенерации радиолитических газов выполнена по техническому решению «корпус в корпусе»; «горячая ветвь» системы размещена во внутреннем корпусе в виде «горячего короба» с двустенной заполненной газом оболочкой; «холодная ветвь» системы находится в зазоре между оболочками внешнего и внутреннего корпусов, в верхней части которого помещен охладитель-конденсатор. Внешним корпусом системы служит один из периферийных корпусов многокорпусного сосуда, служащего защитным кожухом для систем топливного раствора. Данный корпус соединен патрубками «труба в трубе» с газовым объемом корпуса активной зоны реактора, который помещен внутри центрального корпуса указанного сосуда. Технический результат - повышение радиационной безопасности реактора из-за однокорпусной (интегральной) компоновки, возможность дистанционной технологии ремонта путем замены выемного блока, содержащего все ограниченно надежные внутренние элементы системы. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Наверх