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

Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава.

Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами AЗ (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см3, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВАЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.

 

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

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

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

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

В качестве конкретного примера реализации предлагаем использовать в опытном ЯР на БН, мощностью 400 МВт (эл.) исходный состав ЯТ (мас.%): КСl-24+MgCl2-16+ThCl4-30+PuСl3-30 с плотностью 2,53 г/см3 при рабочей температуре 550-560°С.

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

тория 1385 кг.

плутония 1544 кг.

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

Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория в уран-233, отличающееся составом предлагаемого исходного солевого расплава, мас.%:

хлорид калия 24
хлорид магния 16
тетрахлорид тория 30
трихлорид плутония 239-30

с плотностью 2,53 г/см3 при температуре 550-560°С.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной промышленности и предназначено для процесса извлечения порошковых частиц ядерного топлива при переработке некондиционных и необлученных тепловыделяющих элементов (твэлов) дисперсионного типа с оболочками и матрицей сердечника из алюминия или его сплавов на стадии их изготовления.
Изобретение относится к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива. В заявленном способе раствор нитратов металлов (0,3-5 моль/л HNO3) смешивают с раствором восстановителя и/или комплексообразующего реагента и подают через форсунку аппарата аэрозольной сушки, обеспечивающего прогрев реакционной смеси выше температуры разложения реагентов и образующихся комплексов металлов (>400°С).

Изобретение относится к способу и устройству для получения сферических частиц делящегося и/или воспроизводящего материала, используемого в ядерных реакторах. Способ включает формирование капель заливочного раствора в аммиачную осадительную ванну для образования микросфер, старение, промывку полученных микросфер в растворе аммиака, сушку и термообработку.
Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к способам получения смешанного уран-плутониевого ядерного топлива на базе диоксидов UO2 и PuO2, получившего название МОХ (Mixed-Oxide) топлива.
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава.

Изобретение относится к области ядерных технологий и решает задачу создания ядерного топлива, обеспечивающего одновременное протекание в активной зоне ядерного реактора реакций деления и синтеза ядер и генерирование энергии и нейтронов деления и синтеза.

Изобретение относится к области ядерной энергетики, в частности к конструкции топливного элемента исследовательского ядерного реактора. .
Изобретение относится к атомной энергетике, а именно к технологии преобразования ядерной энергии в тепловую энергию, предназначенной для разработки энергетических установок нового поколения.
Наверх