Ядерный реактор на расплавах солей

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам достигается за счет любого одного или более процессов из следующих: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей и генерирование колебаний потока топливной соли внутри каналов. Расплавы солей делящихся изотопов полностью удерживаются в каналах во время работы реактора. Технический результат – улучшение теплообмена между солевым расплавом и стенками топливных каналов. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 10 ил.

 

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к ядерному реактору на расплавах солей. Конкретно, изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава.

Уровень техники

Работа ядерных реакторов на расплавах солей основана на критической массе делящегося материала, растворенного в солевом расплаве. Обычно его называют топливной солью. Впервые они были введены в действие в Окриджской национальной лаборатории в 1950-1970-е годы, но никогда успешно не запускались в серийное производство. Они обладают несколькими потенциальными преимуществами по сравнению с другими типами реакторов, что включает в себя способность воспроизводства делящегося материала 233U из тория, получение значительно более низких уровней трансурановых актиноидных отходов, чем у урановых/плутониевых реакторов, работа при высоких температурах, предотвращение накапливания летучих радиоактивных продуктов деления в твердотопливных стержнях и значительно более полное сгорание делящегося материала, чем возможно в традиционных реакторах.

Серийному производству таких реакторов препятствуют два основных фактора.

Многие конструкции ядерных реакторов на расплавах солей требуют наличия присоединенных установок по переработке для постоянного удаления продуктов деления из топливной соли. Это необходимо, поскольку продукты деления действуют в качестве поглотителей нейтронов, особенно в ядерных реакторах с замедлителем на основе спектра тепловых нейтронов. Это необходимо также для удаления продуктов деления, которые в противном случае загрязняют насосы и теплообменники. Такая установка по переработке является сложной, дорогостоящей и требует масштабной технической разработки.

Во-вторых, солевые расплавы имеют высокую коррозионную активность. Хотя суперсплавы на основе никеля более устойчивы к такой коррозионной активности, чем стандартные стали, через длительные периоды времени коррозия все же будет возникать. Таким образом, проектирование и изготовление ответственных компонентов, таких как насосы и теплообменники, представляют собой серьезную проблему с точки зрения разработки. В принципе, новые композиционные материалы на основе углерода и/или карбида кремния обладают химической устойчивостью к воздействию солевого расплава, однако создание сложных конструкций, таких как насосы и эффективные теплообменники из таких материалов остается очень проблематичным.

Недавно Mattieu и Lecarpentier (Nuclear Science and Engineering: 161, 78-89 (2009)) продемонстрировали, что ядерные реакторы на расплавах солей без замедлителя могут работать в течение десятилетия или дольше без переработки отходов. Однако их конструкция все же включает в себя насосы и теплообменники и может быть выполнена только после серьезных исследования и разработки материалов для таких компонентов.

Критическим фактором в любом реакторе на расплавах солей в качестве топлива является отвод тепла, производимого в результате ядерного деления, от топливной соли. Для достижения этого было предложено много способов, в частности, хороший обзор приведен в работе Taube (1978) (EIR Bericht №332, «Быстрые реакторы, использующие расплавленные хлористые соли в качестве топлива»). Раскрытые способы включают в себя:

- закачивание расплавленного теплоносителя, такого как свинец, ртуть или углекислый аммоний в топливную соль таким образом, что теплоноситель и смешивается, и отводит тепло из топливной соли;

- прокачивание топливной соли через внешний теплообменник;

- прокачивание второго солевого расплава или другого теплоносителя по трубам, проходящим через топливную соль при принудительном прокачивании топливной соли в режиме циркуляции по трубам теплоносителя.

Все из предложенных конструкций, кроме первой, требуют прокачивания солевого расплава каким-либо образом. Первая конструкция, предусматривающая прямой контакт между топливной солью и теплоносителем, была детально исследована и считается труднореализуемой по ряду причин, включая захватывание топливной соли в жидком теплоносителе.

Другая конструкция ядерного реактора на расплавах солей была предложена Romie и Kinyon (ORNL CF 58-2-46, 1958), где расплавленная топливная соль могла циркулировать через теплообменник путем естественной конвекции. Однако эта конструкция обеспечивала лишь низкую выходную мощность и требовала большого объема топливной соли за пределами критической области активной зоны. Большие объемы топливной соли за пределами активной зоны приводят к тому, что большинство запаздывающих нейтронов испускаются за пределами критической области активной зоны. Небольшая итоговая доля запаздывающих нейтронов в критической области активной зоны делает ее неустойчивой и подверженной быстрому неуправляемому росту уровня мощности, который ведет к разрушению реактора, имеющему взрывной характер.

Общая особенность многих традиционных конструкций реакторов, работающих не на расплавах солей, состоит в том, что топливный материал пассивно помещают в каналы (трубки), вокруг которых циркулирует теплоноситель, обычно с помощью прокачивания, но иногда просто под действием естественной конвекции. Топливо в каналах может представлять собой твердое вещество, как у существующего поколения водо-водяных ядерных реакторов, пасту твердого материала в расплавленном натрии (GB 1,034,870), металл (US 3,251,745) или водный раствор (US 3,085,966). Такая схема с использованием ядерного топлива в виде солевого расплава была рассмотрена в рамках экспериментального самолета с ядерным реактором на борту (Экспериментальный самолет с ядерным реактором - проект и конструкция, E.S. Bettis et al, Nuclear Science and Engineering 2,804,1957). Однако исследователи пришли к заключению, что она потребовала бы топливных каналов с очень маленьким диаметром (порядка 2 мм) для предотвращения перегрева топливной соли вследствие ее низкой теплопроводности. В результате в проекте была принята система быстрого прокачивания топливной соли через теплообменники с тем, чтобы результирующий турбулентный поток обеспечивал эффективную передачу тепла от топливной соли к стенкам намного более крупных каналов. С тех пор во всех конструкциях ядерных реакторов на расплавах солей, включая Экспериментальный ядерный реактор на расплавах солей, который был фактически построен и эксплуатировался (ORNL 5011, Полугодовой промежуточный отчет о ходе работ по программе реактора на расплавах солей, август 1974 г.), применяется аналогичная схема топливной соли.

Сущность изобретения

В отношении сооружения такого реактора с расплавленной топливной солью в каналах, где топливная соль не прокачивается активно по каналам, не было сделано ни одного эффективного предложения. В значительной степени это вызвано представлением о том, что низкая теплопроводность солевых расплавов не позволила бы обеспечить достаточно быструю передачу тепла от соли к стенке канала без принудительного турбулентного перемешивания, возможность которого дает прокачивание. Как описано выше, удаление насосов для топливной соли значительно упростило бы проблему материалов при строительстве практически применимого ядерного реактора на расплавах солей.

Согласно одному из аспектов настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник для отвода тепла из жидкого теплоносителя. Активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав по меньшей мере одного делящегося изотопа. Решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка топливных каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от солевого расплава в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала достигается любым одним или более из следующих процессов: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей, генерирование колебаний потока топливной соли внутри топливного канала и кипение расплава солей внутри топливного канала. Расплав солей делящихся изотопов полностью удерживается в каналах во время работы реактора.

Таким образом, передача тепла от внутренней к внешней стороне непрокачиваемых топливных каналов может происходить без использования исключительно теплопроводности расплава солей, и это, в свою очередь, позволяет предусматривать каналы с полезным диаметром. В частности, диаметр канала можно выбрать достаточно большим для оптимизации естественной конвекции в канале.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Жидкий теплоноситель содержит достаточную долю вещества, поглощающего нейтроны, чтобы, по существу, экранировать бак с жидкостью от нейтронов, испускаемых активной зоной, а жидкий теплоноситель содержит воспроизводящий изотоп, так что реактор действует в качестве реактора-размножителя. Указанное вещество, поглощающее нейтроны, в некоторых случаях представляет собой воспроизводящий изотоп, например, 232Th или 238U, так что реактор действует в качестве реактора-размножителя.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Жидкий теплоноситель представляет собой расплав солей металла, содержащийся в единственном баке, и циркуляция жидкого теплоносителя осуществляется только за счет естественной конвекции.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя, содержащего один или большее количество воспроизводящих изотопов. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Реактор дополнительно содержит слой металлического расплава, контактирующий с жидким теплоносителем, при этом металлический расплав таков, что вторичный (воспроизведенный) делящийся изотоп растворим в металлическом расплаве, и реактор содержит систему для отвода металлического расплава.

Согласно еще одному аспекту настоящего изобретения предлагается способ управления ядерным реактором деления. Реактор содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник, при этом активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав одного или нескольких делящихся изотопов, решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя и содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Способ включает в себя удержание расплава солей полностью внутри топливных каналов и передачу тепла от расплава солей в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала, и, таким образом, к теплоносителю, с использованием одного или более из следующих процессов: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей, генерирование колебаний потока расплава солей внутри топливного канала и кипение расплава солей внутри топливного канала. Тепло отводят из теплоносителя с помощью теплообменника.

Дополнительные аспекты и предпочтительные признаки изложены в п. 2 и последующих пунктах формулы изобретения.

Описание чертежей

Некоторые предпочтительные варианты осуществления изобретения будут теперь раскрыты только в качестве примера со ссылкой на прилагаемые чертежи.

На фиг. 1 представлена схема ядерного реактора на расплавах солей.

На фиг. 2 представлена схема топливного канала реактора, показанного на фиг. 1.

На фиг. 3 показаны результаты вычислений расчетной гидрогазодинамики максимальных температур топливной соли в вертикальных топливных каналах высотой 2 м с различными внутренними диаметрами.

На фиг. 4 показан топливный канал с перфорированными перегородками, делящими канал на сегменты.

На фиг. 5 показан топливный канал с круглым или овальным поперечным сечением, выполненный в виде узкой винтовой спирали.

На фиг. 6 показан топливный канал с перегородками с механическим приводом внутри топливного канала.

На фиг. 7 показан топливный канал в форме U-образной трубы с внутренними перегородками.

На фиг. 8 показан гофрированный топливный канал, демонстрирующий эффект гофрирования при понижении температуры топливной соли по сравнению с каналом с прямыми стенками: каждый канал имеет одинаковый максимальный диаметр и выделяемая теплота ядерного деления на мл постоянна.

На фиг. 9 показана температура плавления растворов NaCl, UCl3 и PuCl3.

На фиг. 10 показано тепловое расширение смесей UCl3 в сравнении с тепловым расширением других расплавов солей, включая чистый NaCl и чистый UCl4 (данные из публикации G.J. Janz, Journal of Physical and Chemical Reference Data, том 17, прил. 2, 1988 г.).

Подробное раскрытие изобретения

Активная зона ядерного реактора с конвекционным охлаждением

Ядерный реактор может быть построен на основе активной зоны реактора с помощью решетки топливных каналов, погруженных в бассейн расплавленного теплоносителя, как показано на фиг. 1. На фиг. 1 показан реактор 100, содержащий бак 101 теплоносителя, активную зону, выполненную из решетки топливных каналов 102, и теплообменник (например, паровые трубы) 103. Теплоноситель может представлять собой широкий спектр жидкостей, в том числе воду, расплавы металлов и расплавы солей. Каналы могут иметь любую подходящую форму, но в одном из вариантов осуществления они имеют конструкцию, в соответствии с которой у них есть область 201 большого диаметра внизу и узкая область 202 в направлении вершины (см. фиг. 2). В результате этого нижняя часть решетки достигает критической массы, тогда как верхняя часть остается докритической. Каналы 102 могут быть заполнены расплавленной топливной солью, содержащей делящиеся изотопы до верха узкой области 202, или они могут быть заполнены только внутри всей или части широкой области 201. Если узкая область 202 заполнена, это предотвращает вылет нейтронов путем прохождения через пустое пространство внутри топливного канала. Если узкая область не заполнена солью, то узкая область может быть преобразована в спиральную, винтовую или другую нелинейную форму для предотвращения прохождения нейтронов непосредственно до верха канала и их выхода из реактора. Каналы могут быть расположены в виде решетки, имеющей любые размеры и форму, хотя цилиндрическая решетка имеет определенные преимущества. Расчетную выходную мощность ядерного реактора можно регулировать, изменяя количество топливных каналов в решетке.

Тепло можно отводить из решетки каналов при помощи конвективного потока теплоносителя (например, солевого бланкета). Узкая верхняя часть 202 каналов выпускает боковой поток нагретого солевого бланкета из решетки каналов с меньшими ограничениями, чем было бы в случае топливных каналов постоянного диаметра. Кроме того, докритическая область увеличивает расстояние между критической областью активной зоны и верхней частью бака, обеспечивая более эффективное экранирование от нейтронного излучения. Тепло отводят из солевого бланкета через теплообменник 103, такой как решетка бойлерных труб, погруженных в солевой бланкет, по всему периметру ядерного реактора. В качестве теплоносителя для теплообменника могли бы использоваться, например, вода/пар, передаваемые непосредственно к турбинам, газ, передаваемый непосредственно к турбине, работающей по замкнутому циклу Брайтона, или расплавленный металл или соль металла, передаваемые к парогенератору для генерирования пара, применяемого в турбинах. Альтернативно, горячий солевой бланкет можно выкачивать из реактора для использования в других зависимых от теплоты процессах, а затем возвращать в бак ядерного реактора.

Ни топливная соль, ни солевой бланкет не требуют применения насосов. Это преимущество устраняет то, что является, может быть, основной технической проблемой, сдерживающей развитие ядерных реакторов на расплавах солей. Однако ускорение прохождения естественного конвективного потока бланкета через решетку топливных каналов за счет турбин или других насосных систем может оказаться желательным, чтобы увеличить выходную мощность реактора. Естественный конвективный поток можно также увеличить путем увеличения глубины бака.

Чтобы достичь достаточной скорости конвекции в солевом бланкете, требуется существенная разность температур между топливной солью и солевым бланкетом. Это представляет собой основной компромисс, внутренне присущий такой конструкции реактора - простота и дешевизна против пониженного термодинамического КПД Однако, поскольку затраты на топливо в ядерных реакторах, по существу, незначительны, уменьшение затрат на строительство значительно важнее с точки зрения рентабельности реактора, чем термодинамический КПД - в самом деле, термодинамический КПД имеет реальное значение в таких реакторах только в том отношении, что он увеличивает капитальные затраты для получения большей мощности в кВт.

Передача тепла от топливных солей к стенке канала может достигаться за счет теплопроводности и конвекции, без прокачивания самих солей. Конвекции можно способствовать различными способами, подробнее описанными ниже.

Размеры топливных каналов выбирают для обеспечения быстрой естественной конвекции топливной соли при рабочей температуре. Это улучшает поток соли от центра канала к его периферии, позволяя охлаждать каналы только за счет естественной конвекции и теплопроводности. В целом, каналы меньшего диаметра обеспечивают более быстрое охлаждение топливной соли. Однако это неприменимо, когда диаметр канала становится достаточно мал, чтобы препятствовать конвекции текучей среды. Для солевого расплава с плотностью 4837-1,9537Т кг/м3, удельной теплоемкостью 418+0,136Т Дж/(кг⋅K), вязкостью 0,0259-0,00198Т кг/с. м, где Τ представляет собой температуру в градусах Кельвина, и теплопроводностью 0,81 Вт/(м⋅K), конвекция не возникает в каналах диаметром меньше 5 мм. Другие расплавы солей, вероятно, будут иметь минимальные конвективные диаметры того же порядка, поэтому следует использовать каналы диаметром по меньшей мере 5 мм.

Другим фактором, ограничивающим диаметр топливных каналов, является толщина стенок канала и ее воздействие на критичность и нейтронно-физическую характеристику реактора. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах без замедлителя критичность в значительной степени зависит от достижения некоторой средней концентрации делящихся изотопов в активной зоне. Пространство между каналами нельзя уменьшать произвольно при уменьшении диаметра канала, так как зазоры меньше 5 мм приводят к быстрому увеличению сопротивления потоку теплоносителя. Также нельзя произвольно уменьшать толщину стенки пропорционально диаметру канала, так как очень тонкие стенки легко пробиваются. Для канала с наружным диаметром d (мм), толщиной стенки 0,5 мм и минимальным расстоянием между каналами 5 мм, доля общего объема активной зоны, занятая топливной солью, уменьшается с 70% при диаметре канала (d) 46 мм до 10% при диаметре канала 4 мм. Таким образом, для активной зоны реактора, содержащей канал диаметром 4 мм, потребуется топливная соль, содержащая в семь раз более высокую концентрацию делящегося материала, что вполне может оказаться недостижимым. Кроме того, все материалы до некоторой степени поглощают нейтроны. Чем больше количество материала стенки в активной зоне ядерного реактора, тем выше эти паразитные потери нейтронов. Повышенные потери нейтронов означают, что для достижения критической массы потребуются еще более высокие концентрации делящегося материала. Небольшие диаметры каналов приводят к повышенной концентрации материала стенки канала в пределах активной зоны. Таким образом, топливные каналы с меньшими диаметрами также приводят к потребности в более высокой концентрации делящихся изотопов.

Топливные каналы могут иметь ребра на внешней поверхности с целью увеличения имеющейся площади для передачи тепла теплоносителю. Аналогичным образом, гофрирование или волнистость стенки топливного канала улучшает передачу тепла солевому теплоносителю. Форму ребер, гофрирования или волнистости можно выбирать для увеличения передачи тепла в топливной соли вследствие конвекции.

Конвективное перемешивание топливной соли в широкой области топливного канала может обеспечить приемлемые уровни передачи тепла от топливной соли. Разность температур между топливной солью, контактирующей со стенкой топливного канала, и центральной частью топливного канала могла бы составлять 500°С или больше без риска кипения топливной соли, что соответствовало бы разности плотностей приблизительно 25% для многих составов солей, что обеспечило бы значительную конвекцию. Чтобы обеспечить более быструю конвекцию, можно выбирать расплавы солей с повышенным тепловым расширением. Аналогичным образом, для обеспечения более быстрой конвекции можно выбирать расплавы солей с низкой вязкостью.

Передачу тепла можно также улучшить путем нарезания внутренней стенки топливного канала или добавления перегородок для отклонения конвективного потока от вертикального к горизонтальному направлению. Отношение длины к диаметру топливного канала, шероховатость и/или конструкция внутренней стенки могут влиять на эффективность передачи тепла, при этом все они могут быть оптимизированы для любой конкретной конфигурации ядерного реактора с помощью стандартных способов расчетной гидрогазодинамики.

На фиг. 3 показаны результаты вычислений расчетной гидрогазодинамики, выполненных для круглого канала различного диаметра с гладкими стенками. Солевой расплав имел плотность 4837-1,9537Т кг/м3, удельную теплоемкость 438+0,136Т Дж/(кг⋅K), вязкость 0,0259-0,00198Т кг/с. м, где Τ представляет собой температуру в градусах Кельвина, и теплопроводность 0,81 Вт/(м⋅K). Для различных уровней тепловыделения приведены две имитационные модели. Еще одна имитационная модель приведена для аналогичного теоретического расплава солей с нулевым коэффициентом теплового расширения, что показывает максимальную температуру в отсутствие конвективного охлаждения. Это показывает чрезвычайное воздействие конвекции на передачу тепла в топливной соли, а также демонстрирует, что при любой конкретной геометрии, составе топливной соли и уровне мощности существует диапазон диаметров каналов, в котором изменения диаметра или уровня мощности оказывают относительно небольшое воздействие на максимальную температуру, достигаемую расплавом солей. Диаметры каналов в этом диапазоне имеют преимущества, которые являются значительными в некоторых вариантах осуществления настоящего изобретения.

На фиг. 4 показан топливный канал в соответствии с одним из вариантов осуществления, где топливный канал содержит перфорированные перегородки 400, делящие канал на сегменты 401 для улучшения конвекции топливной соли, например, сегменты 401 с высотой равной, или по меньшей мере того же порядка, что диаметр топливного канала. Конвекция внутри сегмента более эффективно переносит тепло к стенке топливного канала, тогда как перфорирование способствует заполнению и опорожнению топливного канала и обеспечивает возможность перемешивания топливной соли между различными сегментами.

Топливные каналы могут быть расположены таким образом, чтобы критическая область каналов была приблизительно горизонтальной. Чтобы обеспечить возможность выделения газов из продуктов деления, может потребоваться небольшой наклон. Горизонтальное расположение топливного канала уменьшает вертикальный размер конвективных ячеек, сокращая время, требующееся топливной соли в центре канала для достижения края. Пример топливного канала в соответствии с настоящим вариантом осуществления показан на фиг. 5. Топливный канал может быть выполнен с образованием узкой винтовой спирали 501 с круглым 502 или овальным 503 поперечным сечением. Поскольку канал немного наклонен, любые выделяющиеся газы поднимаются к верхней части винтовой спирали, и материал можно добавлять в канал сверху, как и в случае прямых топливных каналов.

Конструкция канала допускает также ограниченное кипение топливной соли в горячем центре топливного канал для приведения в действие конвекции и создания перемешивания. В этом варианте было бы желательно, чтобы топливная соль заполняла только нижнюю часть топливного канала, предоставляя верхней части топливного канала, выполненной в виде спирали, действовать в качестве конденсатора для любого пара, выделяющегося из топливной соли. Такая конфигурация реактора позволяла бы использовать плавление топливной соли при относительно высокой температуре при условии, что пар образуется из расплавленной топливной соли при более низкой температуре, чем рабочая температура теплоносителя, чтобы конденсироваться с образованием жидкости, которая текла бы обратно к топливной соли. Одним из эффективных способов для достижения этого является включение приблизительно 40% галоида циркония в топливную соль.

Передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала можно также увеличить благодаря использованию колебательной системы на основе колонны с перегородками. Существует много различных конфигураций таких колонн. Перегородки могут быть выполнены таким образом, чтобы перемещению перегородок не наносило ущерба отложение продуктов деления, например, обеспечивая достаточное разделение движущихся поверхностей, погруженных в топливную соль.

На фиг. 6 показан вариант осуществления колебательной системы на основе колонны с перегородками, где в топливный канал вставлен ряд перегородок 601, в некоторых случаях в форме винтовой спирали, или ряд перфорированных пластин 602, при этом перегородки перемещаются вверх и вниз в вертикальном направлении с помощью привода, например, механического привода 603. Турбулентное перемешивание, создаваемое перемещением перегородок, увеличивает передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала.

Другой вариант осуществления колебательной системы на основе колонны с перегородками состоит в образовании топливного канала в виде U-образного канала 701 с обоими концами канала, зафиксированными в крышке бака ядерного реактора, как показано на фиг. 7. Давление 700 газа, изменяющееся в колебательном режиме, прикладывают к одному или обоим концам U-образного канала 701 для создания колебательного перемещения топливной соли внутри канала. В одном из вариантов осуществления частота колебаний топливной соли совпадает с резонансной частотой ее колебаний, чтобы достигать максимального перемещения при минимальном приложенном давлении газа. Эффективность, с которой колебательное движение топливной соли преобразуется в большую передачу тепла к стенке топливного канала, можно увеличить путем включения в состав топливного канала перегородок различных форм, гофрирования стенки топливного канала или другими способами. В отличие от традиционных прокачиваемых топливных каналов колебания позволяют удерживать топливную соль в пределах активной зоны и не требует ее передачи к насосу или внешнему теплообменнику.

Следует понимать, что возможно также использование U-образных топливных каналов без колебательного потока и с дополнительными перегородками. Такие каналы обладают преимуществом более простого изготовления, так как закрытия конца не требуется. Если каналы имеют суженные секции, присоединяемые к крышке реактора, эти суженные секции можно закручивать винтообразным способом, чтобы препятствовать прохождению нейтронов к верху канала. Суженная область внизу, где канал загибается назад на себя, также обеспечивает преимущество, так как позволяет увеличить прочность и уменьшить сопротивление потоку теплоносителя в нижнюю часть решетки топливных каналов.

Гофрирование внешней стенки топливного канала также повышает передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала, как показано на фиг. 8.

Нейтронный поток поперек любой активной зоны ядерного реактора неизбежно выше в центре критической области, чем на краях. Особое преимущество данной конструкции реактора состоит в том, что воздействие этого неравномерного нейтронного потока на интенсивность деления и, тем самым, на выделение тепла можно уменьшить рядом способов. Например промежуток между топливными каналами может быть шире в центре, чем по периметру. Каналы по периметру также могут содержать топливную соль с повышенной концентрацией делящихся и/или воспроизводящих изотопов. В одном из вариантов осуществления топливные каналы образуют цилиндрическую решетку с диаметром, сходным с высотой широкой области топливного канала, с каналами, дальше отстоящими друг от друга в центре решетки, и, в некоторых случаях, с пустой зоной в центре решетки, чтобы решетка образовывала межтрубное пространство.

В другом варианте осуществления промежуток между топливными каналами постоянный, но выбранные каналы ближе к центру решетки остаются свободными от делящегося материала.

Эффективность использования нейтронов в ядерном реакторе и равномерность потока нейтронов через активную область также можно улучшить, поместив отражатель нейтронов вокруг решетки топливных каналов, так, чтобы нейтроны, утраченные в активной зоне, могли быть обратно отражены в нее. Отражатель нейтронов удобно объединить с конструкцией, ограничивающей поток теплоносителя к контуру, включающему в себя теплообменник и решетку топливных каналов. Та же конструкция может поддерживать турбины для ускорения естественного конвективного потока теплоносителя и быть расположенной так, чтобы ее было легко заменить путем извлечения из бака реактора в виде цельного блока или набора сегментов, образующих сплошное кольцо вокруг решетки топливных каналов.

Описанный выше реактор представляет собой ядерный реактор на быстрых нейтронах лишь с ограниченным замедлением нейтронов с помощью относительно тяжелых ядер топлива и солевых теплоносителей. Надтепловые и тепловые конфигурации реактора также возможны за счет введения замедляющего материала, такого как графит, в активную зону реактора. Это может достигаться, например, путем замены некоторых топливных каналов графитовыми трубами или создания сплошной графитовой активной зоны, пронизываемой каналами, несколько более широкими, чем диаметр топливного канала, в которые вставляются топливные каналы, чтобы между стенкой топливного канала и графитом оставался зазор, через который циркулирует солевой теплоноситель.

Конструкционные материалы и температуры

Нижеследующее рассмотрение материалов и температур приведено только в качестве примера, чтобы проиллюстрировать технические соображения при выборе таких материалов. Любые конкретные раскрываемые материалы не следует рассматривать в качестве ограничивающих объем прилагаемой формулы изобретения каким-либо образом.

Выбор расплавов солей

В большинстве конструкций реакторов, работающих на расплавах солей, используются литиевые соли благодаря наличию у них низких температур плавления. В раскрытом ядерном реакторе использования лития желательно избегать, так как он производит значительное количество 3Н при нейтронном облучении - даже если использовать очищенный 7Li. 3Н в расплавах солей легко пронизывает металлы и будет поэтому загрязнять пар в бойлерных трубах, следствием чего являются высокие расходы на защитную оболочку и инженерно-техническое обеспечение.

Неприменение лития имеет и другие преимущества. Стоимость очищенного 7Li неясна (но определенно является высокой) и установки для изотопной очистки лития подлежат серьезным нормативным ограничениям.

Примером подходящего солевого бланкета была бы эвтектическая смесь 10%NaF/48%KF/42%ZrF4, которая имеет температуру плавления 385°С и могла бы эффективно работать в диапазоне температур 450-900°С. Такая смесь обладает относительно низкой вязкостью, лишь немного выше, чем у воды, что улучшает конвективный поток бланкета. Существует много других вариантов солевых теплоносителей, включая применение хлористых солей, имеющих более низкие температуры плавления.

Соли воспроизводящих изотопов, таких как уран-238 или торий-232 также могут быть включены в состав солевого теплоносителя. Одним из примеров подходящего воспроизводящего солевого теплоносителя была бы эвтектическая смесь тетрафторида тория и фторида натрия.

Топливная соль должна быть способна растворять существенные количества солей делящегося материала (например, урана или плутония). Она должна быть пригодна для использования при температурах, значительно более высоких, чем у солевого теплоносителя, но если топливная соль занимает докритическую область топливных каналов, топливная соль должна иметь температуру плавления, ненамного более высокую, чем рабочая температура солевого теплоносителя, чтобы топливная соль не замерзала в более холодных частях топливного канала. Если топливная соль не занимает докритическую область топливных каналов, следует предпочтительно выпускать пар, конденсирующийся с образованием жидкости, а не твердого вещества при рабочей температуре солевого теплоносителя.

Более эффективная конвекция топливной соли в топливном канале может быть достигнута, если выбрать топливную соль, имеющую большой коэффициент теплового расширения. Большая подъемная сила, достигаемая за счет нагревания таких жидкостей, позволяет или использовать более широкий диаметр топливных каналов, или меньше применять такие приспособления, как гофрирование, перегородки, волнистость, колебательный поток, внутренние винтообразные перегородки и т.д. для достижения достаточной конвекции.

NaCl образует жидкости, содержащие 30-35% UCl3/PuCl3 и 60-65% NaCl, плавящиеся при 450-520°С, как показано на фиг. 9 (температуры на диаграмме приведены в °K). Фактически они позволяют включать в состав широкий спектр веществ, в том числе уран, плутоний и другие хлориды актиноидов при довольно высоких концентрациях. Можно также использовать смеси UCl3 и PuCl3 с добавлением небольшого количества или без добавления NaCl. Смеси, содержащие высокие концентрации UCl3, обладают особенно высоким тепловым расширением, как показано на фиг. 10.

Необходимо также рассматривать ядерные взаимодействия солей. К основным взаимодействиям для 35Cl относятся получение 35S по реакции (n, р), получение 32Р по реакции (n, а) и получение 38Cl по реакции (n, у). Первые две из них имеют сравнительно низкие поперечные сечения для нейтронов деления (96 мбн и 56 мбн соответственно) и производят короткоживущие изотопы, удаление которых не представляет серьезных проблем. Реакция (n, у) с получением 38Cl имеет очень маленькое поперечное сечение для быстрых нейтронов (1 мбн), но продукт является долгоживущим и потребует безопасного удаления или повторного использования хлористой соли по окончании срока годности. Использование хлористой соли, изотопно-обогащенной 37Cl, представляет собой вариант, посредством которого хлористую соль можно улучшить для использования в ядерном реакторе при меньшем поглощении нейтронов и меньшем производстве долгоживущих радиоактивных отходов.

Фтористые соли существенно более удобны применительно к нейтронам, чем хлористые соли. Смеси UF4/NaF/KF, содержащие до 30% UF4, имеют температуры плавления приблизительно 550°С, что сделало бы их подходящими для топлива, содержащего естественный уран, обогащенный ураном-235 или ураном-233, воспроизведенным из тория.

Однако применение фтористых солей плутония или смешанных трансурановых элементов из отработанного топлива представляет собой более сложную проблему. Плутоний стабилен только в виде трехфтористого соединения, и его смеси с NaF являются жидкими только при температурах, превышающих приблизительно 800°С. Даже в случае обеспечения возможности незначительного понижения температуры плавления путем добавления KF и UF4 к смеси, это сделало бы замерзание соли в узкой части топливного канала вероятным. Включение низких концентраций плутония в смесь фтористых солей возможно, но достижение критической массы с использованием только плутония в качестве делящегося изотопа было бы проблематичным.

Однако небольшая модификация конструкции топливного канала сделало бы применение таких тугоплавких солевых смесей практически осуществимым. Если бы канал был только частично заполнен топливной солью (с заполнением лишь большей части широкой секции), то следовало бы ожидать конвективного перемешивания топливной соли и непрерывного выделения теплоты ядерного деления в топливной соли для предотвращения ее замерзания. При таком исполнении было бы желательно отрегулировать состав топливной соли, чтобы любой производимый пар конденсировался с образованием жидкости, а не твердого вещества в верхней части канала. Этого было бы удобно достичь, включив приблизительно 20% ZrF4 в состав топливной соли, хотя существует много других вариантов, в том числе включение низких концентраций хлористых солей.

Деление может вызвать результирующее выделение галогена из делящихся топливных солей, при этом продукты деления нейтрализуют только часть выделяющегося галогена. Предоставленный самому себе, накапливающийся галоген будет разрушать большую часть материалов топливного канала, что приведет к испарительному переносу других продуктов деления галогена, таких как йод.

Для нейтрализации избыточного галогена можно использовать два основных способа. Первый из них состоит в использовании в качестве топливной соли треххлористых и трехфтористых соединений делящихся и воспроизводящих изотопов. Трехгалоидный уран вступит в реакцию с избыточным галоидом для получения четырехгалоидного урана, который совместим с большинством материалов топливного канала. Второй способ состоит во включении небольших количеств металла с промежуточной реакционной способностью при взаимодействии с галогенами (промежуточной между актиноидами и материалом топливного канала) в топливном канале или соли, которая вступит в реакцию с избыточным галогеном, не обладая достаточной реакционной способностью для восстановления делящихся и воспроизводящих галоидов до их металлической формы. К числу подходящих металлов относятся ниобий, титан и никель, которые могут быть включены в состав топливной соли в виде твердых частиц, или нанесены в виде электролитического покрытия на внутреннюю стенку топливного канала, или в качестве составляющих конструкций перегородок введены в топливные каналы.

Материал топливного канала

Топливный канал представляет основную проблему при выборе материалов для ядерного реактора. Он должен быть устойчивым против коррозии, вызываемой как топливными солями, так и солевыми бланкетами, и должен выдерживать нейтронный поток с высокой плотностью, существующий в активной зоне.

Однако материал необязательно должен сохранять работоспособность в течение всего срока службы реактора. Топливные каналы легко удалять и заменять и, вероятно, они потребуют замены по меньшей мере через каждые 20 лет для переработки топлива. Поэтому проблема материалов по существу является менее серьезной, чем была бы в случае постоянного компонента реактора.

Существует ряд усовершенствованных материалов, таких как металлокомпозиты или композиты SiCf/SiC, которые могут обладать превосходными свойствами для топливных каналов, но все они пока не отработаны с технологической точки зрения. Использование таких материалов замедлило бы процесс разработки реактора, но может оказаться пригодным для будущих реализаций.

Двумя отработанными технологиями, которые можно рассмотреть, являются композиты Cf/C и огнеупорные металлы, например, никель или молибден и их сплавы.

Композиты Cf/C обладают превосходной химической устойчивостью к солевым расплавам, хотя при очень высоких температурах UCl3 может вступать в реакцию с углеродом с образованием карбидов. Однако они подвержены серьезной потере прочности при высоких дозах нейтронного излучения и поэтому требовали бы регулярной замены - возможно, через каждые 2-4 года. Однако затраты на эту планово-предупредительную замену можно компенсировать за счет более высокой прозрачности углерода для нейтронного потока по сравнению с другими вариантами топливных каналов. Топливные каналы на основе углерода особенно привлекательны, когда воспроизводящие изотопы включены в состав солевого теплоносителя, поскольку они обеспечивают меньший паразитный захват нейтронов материалом топливных труб и, тем самым, превосходное воспроизводство делящихся изотопов. В таком реакторе вероятно, что более короткий срок службы топливных каналов был бы приемлемым, поскольку также была бы желательной более частая переработка топливной соли.

При рассмотрении металлов для топливных каналов решающее воздействие на выбор оказывают два фактора - устойчивость к коррозии и физическая прочность при высоких температурах. Полезно во всех деталях рассмотреть требования к физической прочности, так как они значительно более жесткие, чем те, которые обычно рассматриваются при применении металла для целей строительства.

Одна из характерных особенностей топливных каналов состоит в том, что они испытывают минимальную механическую нагрузку. Каналы подвешены на зажимных фитингах в крышке реактора, при этом большая часть веса канала поддерживается солевым бланкетом, который также эффективно изолирует их от ударных воздействий. Как ожидается, боковой поток солевого бланкета в тонкой области каналов не превысит 1 м/с, вследствие чего на каналы будет воздействовать лишь небольшое боковое усилие. То, какое боковое усилие в действительности прикладывал движущийся солевой бланкет, будет в значительной степени определять изгибающий момент в месте, где канал фиксируется в крышке реактора. В этом месте металл холоднее и защищен от нейтронного потока, что существенно повышает его физическую прочность и долговечность. Наконец, каналам не нужно поддерживать какие-либо перепады давления, и внешняя поверхность каналов будет охлаждаться до температуры ниже 700°С солевым бланкетом, тем самым минимизируя общую термическую пластикацию канала.

Эти очень скромные физические требования могут сделать выбор сплава относительно несложным. Существует обширная литература по никелевым и молибденовым сплавам, но минимальные требования к прочности топливных каналов могли бы сделать практически осуществимым использование даже чистых металлов. Выбор металла может быть обусловлен максимальной температурой топливной соли, воздействию которой он подвергается. Чтобы определить, какими, вероятно, будут эти максимальные температуры, требуются подробные расчеты тепловых потоков и потоков текучей среды в топливной соли. Молибденовые сплавы могут быть пригодными для использования до 1500°, что значительно выше любых ожидаемых температур топливной соли.

Большое значение имеет борьба с коррозией. Химический состав солевого бланкета был бы по существу постоянным и мог бы легко регулироваться до оптимального состояния окисления-восстановления в целях максимального продления срока службы сплава. Простой путь достижения этого состоял бы во включении в солевой теплоноситель проб циркония в виде металла, которые восстанавливали бы любые введенные окисляющие соединения, и, в частности, захватывали бы из воды или воздуха кислород, растворившийся в солевом теплоносителе в форме нерастворимой окиси циркония. Относительно низкая температура солевого теплоносителя также делала бы эффективной борьбу с коррозией.

Борьба с коррозией, вызванной топливной солью, представляет несколько более сложную задачу. Деление приводит к созданию сложной смеси элементов в диапазоне окислительно-восстановительного потенциала от цезия до йода. Галоген, выделяющийся из делящихся галоидов актиноидов, может быть или не быть полностью нейтрализован продуктами деления реакционно-способных металлов. Для установления характера проблемы химической коррозии, и если существует потребность в системах, таких как включение легкоплавких металлов со средней реакционной способностью в топливную смесь, для решения этой проблемы, требуются подробные расчеты выделения материалов. Использование треххлористых или трехфтористых соединений урана в топливной соли также обеспечило бы большую способность к поглощению результирующего выделения галогена в форме четырехгалоидных соединений.

Бойлерные трубы

Бойлерные трубы подвержены воздействию максимальных температур в диапазоне 600-700°С. Поскольку температура пара в них составляла бы приблизительно 350°С, и они были бы до некоторой степени защищены от воздействия полной температуры солевого бланкета пограничным слоем соли теплоносителя, это оказывается вполне в пределах возможностей существующих никелевых сплавов. Такие сплавы уже применяют для бойлерных труб на угольных электростанциях, где они подвергаются воздействию значительно более агрессивных условий (включая сложную смесь солевых расплавов, конденсируемых из файербола).

Тем не менее, бойлерные трубы, вероятно, будут иметь более короткий срок службы, чем реактор - хотя бы только за счет эффектов коррозии «со стороны пара». Однако они могут быть выполнены в модульном формате, допускающем относительно легкую замену.

Бак ядерного реактора

Бак ядерного реактора является одним из нескольких постоянных компонентов реактора, поскольку как топливные каналы, так и бойлерные трубы можно заменять на основе механизма «подъем/сбрасывание». Над баком, заполненным инертным газом и содержащим механизмы для сбора/откачки отработавшего газа и замены топливных каналов/бойлерных труб, может находиться первичная защитная оболочка реактора.

Например, стальной бак с обкладкой из графита или углеродного композита обладал бы необходимой устойчивостью к физическому и химическому воздействию для использования в качестве бака ядерного реактора. Срок его службы, по существу, определялся бы воздействием на него нейтронного потока, который делает хрупкой сталь и, в конечном счете, приводит к разрушению углерода.

Поэтому защита от нейтронного потока наиболее желательна и рассматривается ниже. Если защита от нейтронов будет достаточной, то срок службы реактора продолжительностью сто лет является вполне реальной перспективой.

Нейтронный поток

Нейтроны, вылетающие из активной зоны, представляют сложную задачу с точки зрения экранирования. Если бы у них была возможность достигать бойлерных труб, они могли бы вызывать охрупчивание, которое стало бы серьезной проблемой для труб высокого давления. Если бы они достигали стенки бака реактора, аналогичное охрупчивание стали и вспучивание углеродной облицовки ограничивали бы срок его эксплуатации.

Встраивание в реактор поглощающего нейтроны экрана является одним из вариантов подхода к избыточным нейтронам, однако это увеличило бы сложность конструкции.

Другим потенциально привлекательным вариантом является невыгорающий поглотитель нейтронов в солевом бланкете. Гафний представляет собой классический невыгорающий поглотитель, так как большая часть его изотопов превращается в другие стабильные нейтронопоглощающие изотопы при поглощении нейтронов. Гафний является также основным загрязнителем в циркониевых рудах и имеет почти идентичные химические свойства. Подготовка циркония, свободного от гафния, является сложным и дорогим процессом, поэтому цирконий реакторного класса приблизительно в десять раз дороже, чем «нормальный» металл цирконий. В одном из вариантов осуществления такой поглотитель нейтронов имеет низкое поглощение нейтронов при быстрых нейтронах, тем самым не снижая эффективность использования нейтронов в решетке топливных каналов, где спектр нейтронов быстрый, но обладает значительным поглощением более медленных нейтронов, т.е. эффективно поглощает нейтроны, вылетающие из решетки топливных каналов, прежде чем они достигнут постоянных сооружений реактора.

Это, таким образом, открывает возможность одновременно экономии значительных затрат и обеспечения эффективного экранирования от нейтронного излучения просто за счет использования дешевого, загрязненного гафнием, тетрафторида циркония в солевом бланкете.

Оптимальный уровень гафния в солевом бланкете необходимо было бы рассчитать исходя из рассеяния, замедления и поглощения нейтронов в солевом бланкете. При определении используемого уровня будет иметь место компромисс, поскольку солевой бланкет проходит через активную зону, а наличие поглотителя нейтронов в солевом бланкете снижало бы эффективность использования нейтронов в активной зоне (хотя и лишь в небольшой степени) и, тем самым, несколько увеличивало первичную загрузку активной зоны реактора.

Системы управления

В традиционных ядерных реакторах применяются регулирующие стержни для компенсации начальной избыточной реакционной способности их топливных стержней. Постоянный контроль интенсивности деления с помощью нейтронных детекторов внутри и снаружи активной зоны необходим для регулирования местных нестационарных процессов, которые могут привести к перегреву.

Раскрытый в настоящей заявке реактор не требует таких систем управления. Решетка топливных каналов содержит как раз достаточное количество ядерного топлива, которое является критическим при расчетной температуре топлива в реакторе. По мере нагревания топлива оно расширяется с коэффициентом, который может изменяться в диапазоне от приблизительно 3×10-4 до 2×10-3. Таким образом, рост температуры на 100°С уменьшает концентрацию делящегося материала в активной области на 3-20%, что более чем достаточно для остановки цепной реакции. Если применяются топливные соли, такие как UCl3, коэффициент теплового расширения приближается к верхней границе данного диапазона, придавая реактору еще большую стабильность.

Поэтому физические основы ядерного реактора позволяют поддерживать температуру топлива на уровне почти фиксированной средней температуры независимо от того, с какой скоростью тепло передается от топлива к бланкету. Уровень мощности реактора, таким образом, эффективно регулируется скоростью отвода тепла через бойлерные трубы в солевом бланкете. Если бы отвод тепла прекратился, топливо расширялось бы и нагревалось до тех пор, пока интенсивность деления не упала до уровня, достаточного для поддержания новой, более высокой температуры топлива по сравнению с любыми потерями оставшегося тепла в реакторе.

Главная система контроля реактора могла бы представлять собой набор датчиков температуры, например, датчиков спектральной температуры, встроенных в крышки каналов в сборе. Это позволило бы контролировать температуру топливной соли в каждом топливном канале. По мере потребления делящегося материала и накапливания продуктов деления в топливных каналах, температура топливной соли в трубах падала бы, соль сжималась, концентрация делящегося изотопа возрастала, и цепная реакция продолжалась.

Другой вариант температурного датчика состоит в измерении расширения топливной соли. Это можно выполнить несколькими путями, однако простой способ заключается в измерении резонансной акустической частоты газового столба в канале между крышкой канала и поверхностью топливной соли. Этот способ был бы особенно полезен, когда верхняя часть топливного канала является нелинейной.

Число регулирующих стержней, поглощающих или замедляющих нейтроны, может быть учтено в конструкции, чтобы обеспечить возможность останова реактора по пониженной температуре в аварийной ситуации, при выводе из эксплуатации и при замене решетки топливных каналов. Использование материала регулирующих стержней, замедляющего, а не поглощающего нейтроны возможно благодаря присутствию сильных поглотителей более медленных нейтронов, таких как гафний, в солевом бланкете, хотя конструкция регулирующего стержня с замедляющей сердцевиной, окруженной по периметру сильным поглотителем нейтронов, может оказаться предпочтительной.

В качестве альтернативного варианта можно обходиться совсем без регулирующих стержней. В аварийной ситуации большое количество сильного поглотителя быстрых нейтронов может быть добавлено к солевому теплоносителю. Одним из примеров служит фторид европия. Для остановки цепной реакции при перегрузке топлива или выводе из эксплуатации, половину топливных каналов можно частично поднять из бака, оставив часть, заполненную топливом, погруженной в солевой теплоноситель. Возросший объем области реактора, содержащей топливную соль, приведет к тому, что она станет докритической.

Важным аспектом систем управления является их работа при пуске реактора. Удержание реактора в докритическом состоянии с регулирующими стержнями до завершения загрузки топлива с последующим очень медленным извлечением регулирующих стержней является нормальной ситуацией. Слишком быстрое извлечение может инициировать мгновенно-критическое событие, которое может оказаться катастрофическим. Аналогичная система могла бы использоваться в простом реакторе на расплавах солей с одним или несколькими регулирующими стержнями, которые были полностью извлечены в заключение последовательности запуска.

Однако можно было бы обойтись без регулирующих стержней при запуске, постепенно добавляя топливные канала к активной зоне до достижения критичности, а затем продолжая добавлять новые топливные каналы, пока не будет достигнута расчетная температура расплава солей. Во время этого процесса очень важно избежать мгновенно-критических событий вследствие слишком быстрого ввода реактивности в активную зону ядерного реактора. Возможность возникновения мгновенной критичности можно уменьшить с помощью одного или нескольких следующих шагов.

Источник нейтронов можно ввести в активную зону так, чтобы активная зона быстро выделяла тепло, когда достигнет критического состояния с учетом запаздывающих нейтронов, вместо обладания потенциально продолжительным временем запаздывания при нарастании нейтронного потока. Это удобно сделать путем введения высших актиноидов, таких как 244Cm, из отработанного ядерного топлива в топливную соль.

Можно использовать состав топлива с высокой долей запаздывающих нейтронов. Это позволило бы вместо 239Pu и/или введения 238U в топливо использовать 235U, который обладает особенно высокой долей запаздывающих нейтронов при делении быстрыми нейтронами.

Топливные каналы могут добавляться на этапе запуска сначала в качестве центрального, докритического набора центральной части активной зоны, а затем в качестве периферийного набора, нарастающего снаружи к внутренней части активной зоны. Это гарантировало бы, что при добавлении последнего топливного канала, необходимого для создания критичности, он оказался бы на некотором расстоянии от главной центральной группы топливных каналов, так что ввод реактивности был бы совсем небольшим и поэтому безопасным. Зазор между внутренней и внешней группой топливных каналов был бы затем заполнен топливными каналами, заставляя активную зону достигать расчетной температуры расплава солей при заполнении межтрубного пространства.

Альтернативная процедура запуска состояла бы в предварительном нагреве солевого теплоносителя до относительно высокой температуры и последующего наращивания решетки топливных каналов. Высокая температура расширила бы топливную соль, делая активную зону докритической. После завершения сборки активной зоны солевой теплоноситель мог бы медленно охлаждаться, позволяя активной зоне достигать критичности медленным, контролируемым способом.

Выбор топлива и система перегрузки/переработки топлива

Характерная особенность большинства ядерных реакторов на расплавах солей состоит в том, что они обладают возможностью сжигания широкого спектра топлив. Данный реактор не является исключением, и может использовать в качестве топлива, например, плутоний, обогащенный уран или смешанные трансурановые актиноиды из отходов традиционного реакторного топлива.

Добавление делящегося материала в каждый канал по мере выгорания делящегося материала в ходе работы реактора было бы практически целесообразно, хотя оно представляло бы относительно механически сложную систему в составе реактора.

Безопасная, легко контролируемая и проверяемая система обращения с ядерным топливом использовала бы топливные таблетки (просто замороженные расплавы солей), загружаемые в экранированную от радиоактивного излучения картриджную систему в центральной защищенной установке по переработке. Картридж был бы вмонтирован в механизм ядерного реактора, который перемещался бы над решеткой крышек топливных каналов, фиксировался на соответствующей крышке и выгружал одиночные топливные таблетки в этот топливный канал.

Топливная соль могла бы, например, содержать приблизительно 30-35% общих хлоридов актиноидов, большая часть которых представляла бы воспроизводящий 238U. Выгорание делящихся изотопов в ходе работы реактора было бы направлено на уменьшение выходной мощности, приводя к охлаждению и сжатию топливной соли, тем самым поддерживая ее критическую массу. Производство новых делящихся изотопов из делящихся изотопов в топливной соли могло бы поддерживать уровни делящихся изотопов и, тем самым, выходную мощность реактора. Если бы такое «воспроизводство» было недостаточным для поддержания выходной мощности, топливные каналы можно было бы дозаправить путем добавления небольших количеств свежего делящегося материала в каждый канал через его крышку в сборе. Альтернативой этому варианту было бы добавление свежих топливных каналов в дополнение к уже имеющимся в реакторе в центре решетки в межтрубном пространстве или по периметру решетки. Если активная зона спроектирована с каналами, в которых недостает делящегося материала, в направлении центра решетки каналов, эти каналы можно было бы заменить каналами, содержащими делящийся материал, по мере сжигания реактором своей первоначальной загрузки делящимся материалом.

Как правило, но в особенности при выборе топливной соли, имеющей большой коэффициент теплового расширения, можно допустить существенное понижение средней температуры топливной соли вследствие выгорания делящегося материала. Обусловленное этим значительное сжатие объема топливной соли поддерживает критичность активной зоны при лишь допустимых общих потерях мощности. Примерами таких составов топливной соли являются 85% UCl3/15% XCl3, где X представляет смешанные плутоний, америций, кюрий и следовые количества высших актиноидов из переработанного ядерного топлива.

Другой вариант для топливной соли состоит в применении смеси низкообогащенного урана и трихлоридов плутония в качестве ядерного топлива. И 235U, и 239Pu выгорают в результате деления, но преобладающую часть воспроизведенного делящегося материала составляет 239Pu, который вносит относительно больший вклад в критичность реактора, чем 235U, вследствие его большего сечения ядерного деления и более высокого выхода нейтронов при делении. В результате коэффициент воспроизводства топлива, меньший, чем 1,0, может, тем не менее, сохранять топливную соль при критической концентрации делящихся изотопов.

Еще один вариант, позволяющий избежать добавления свежего делящегося материала в топливные каналы, состоял бы во введении в солевой теплоноситель удаляемого поглотителя нейтронов, который можно постепенно удалять по мере выгорания делящегося материала. В качестве одного из вариантов мог бы использоваться фторид кадмия, легко удаляемый из солевого теплоносителя с помощью электролитического восстановления или восстановления путем добавления реакционно-способного металла, такого как натрий. Получаемый в итоге металлический кадмий расплавлялся бы при температурах реактора, при этом его можно было бы или удалять, или позволять ему накапливаться на дне бака.

В качестве одного из вариантов могло бы служить введение в активную зону реактора регулирующих стержней, поглощающих нейтроны, которые можно было бы постепенно извлекать по мере выгорания делящегося материала.

В случае когда реактор работал в качестве «избыточного размножителя», производя больше делящегося материала, чем он выжигает, и тем самым вызывая увеличение выходной мощности, избирательное удаление отдельных топливных каналов могло бы использоваться для возвращения реактора к расчетному уровню мощности.

Накапливание продуктов деления может стать ограничивающим фактором, обусловливающим интервалы переработки в реакторах на солевых расплавах. Быстрые реакторы, такие как раскрытый в настоящей заявке, относительно устойчивы к отравлению ядерного реактора продуктами деления, но когда продукты деления достигают предела своей растворимости в топливной соли, они осаждаются. Это осаждение представляет собой серьезную проблему для реакторов, для которых необходимо обеспечить прокачивание соли через теплообменники, поскольку оно может привести к закупориванию, ограничениям потока или накапливанию тепловыделяющих продуктов деления в областях с недостаточным охлаждением. Предотвращение такого осаждения может в конечном счете послужить ключевым фактором, определяющим максимально возможный период переработки. Однако в реакторе, раскрытом в настоящей заявке, где топливная соль не прокачивается и не отводится по трубам, осажденный материал имел бы незначительное воздействие, независимо от того, переносился ли он диспергированным в топливе, адсорбированным на стенке топливного канала или накопившимся в виде отложения на дне канала. В случае когда топливная соль механически перемешивается, подвижные части, погруженные в топливную соль, могут быть спроектированы так, чтобы поверхности, движущиеся относительно друг друга, не приближались на достаточно близкое расстояние, при котором отложение могло стать проблемой в течение срока службы реактора.

Газоочистительная система

Большинство конструкций ядерных реакторов на расплавах солей имеют относительно сложные газоочистительные системы с продувкой гелием топлива, отделением пористых благородных металлов и фильтрацией и обработкой выделяющихся газов. Особое внимание необходимо уделять тритию, который образуется в довольно больших количествах из применяемой литиевой соли, даже если использовать дорогостоящий 99,995% 7LiF.

В реакторе, раскрытом в настоящей заявке, можно применять значительно более простую систему. Поскольку спектр нейтронов является быстрым, отравлением реактора по нейтронам под действием 135Хе не представляет собой значительной проблемы (нейтронное сечение падает с 2700000 барнов для тепловых нейтронов до 7600 барнов для нейтронов в замедляющей области и фактически до нуля для быстрых нейтронов). Поэтому быстрое удаление ксенона не является обязательным ни для повышения эффективности использования нейтронов, ни для предотвращения выбросов реактивности вследствие изменений уровней мощности.

Поэтому ксенону и криптону можно предоставить возможность накопиться до концентраций насыщения (приблизительно 10-5 моль/л) в расплавленном топливе, а затем спонтанно выделиться в виде пузырьков из топливной соли. В примере конструкции скорость выхода благородных газов при полной мощности привела бы к насыщению топлива за 30 минут. Итоговый поток благородного газа из каждого топливного канала составлял бы приблизительно 13 мл в сутки при нормальных температуре и давлении или приблизительно 50 мл в сутки при температуре реактора. Газовое пространство над каждым топливным каналом объемом приблизительно 500 мл давало бы среднюю продолжительность пребывания выделившегося газа в топливном канале в течение 10 дней, что обеспечило бы возможность распада наиболее высокорадиоактивных изотопов в топливном канале.

Другие летучие продукты деления были бы ограничены. Тритий создавался бы только редкими событиями тройного деления ядра, но очень небольшие количества переносились бы из топливной соли в виде HF выделившимися благородными газами. Летучие хлориды, такие как ZrCl4, имели бы низкие, но не пренебрежимо малые давления паров над горячей солью, и, в силу этого, небольшие количества могут переноситься вместе с потоком благородного газа. Йод мог бы образовывать смешанные галоиды с UCl3 или вступать в реакцию с удаляющим примеси металлом, входящим в состав топливной смеси. Однако небольшие количества могли бы переноситься с потоком благородного отработавшего газа.

В целом, полностью пассивная газоочистительная система была бы достаточной и требовала бы только наличия простого трубопровода из никелевого сплава, ведущего к конденсатору/поглотителю для сбора продуктов отработавшего газа. Ускорение газоочистительного процесса с помощью потока гелия было бы ненужным и по существу нежелательным, так как приводило бы к потерям на испарение топливной соли с течением времени с последующим осаждением радиоактивного материала в трубах газоочистительной системы.

Газоочистительную систему удобно объединить с описанной выше системой давления газа, изменяющегося в колебательном режиме.

Безопасность реактора

Физические и химические основы конструкции ядерного реактора обеспечивают очень высокий уровень его внутренней безопасности.

Некоторые из этих факторов являются общими для всех систем на солевых расплавах.

- Сильная отрицательная обратная связь вследствие теплового расширения топлива автоматически останавливает цепную реакцию в случае перегрева.

- Регулирующие стержни не требуются (за исключением, возможно, резерва, если будет необходимо остановить реактор), поскольку в реакторе отсутствует избыточная реактивность.

- Топливо и продукты деления находятся в физически и химически стабильных формах, которые не будут вступать в реакцию ни с водой, ни с воздухом до достижения значительных температур в случае отказа защитной оболочки.

- Летучие продукты деления непрерывно удаляют для безопасного хранения и распада, так, чтобы летучая радиоактивность, возникающая вследствие любого отказа защитной оболочки, была минимальной.

Некоторые являются общими для большинства реакторов на быстрых нейтронах.

- Нестационарные режимы при отравлении ксеноном ядерного реактора не будут значительными при изменениях выходной мощности, поскольку реактор работает на спектре быстрых нейтронов и концентрация ксенона в топливе будет постоянной при его концентрации насыщения в любых режимах нагрузки.

Некоторые являются общими для бассейновых реакторов.

- Первичное охлаждение активной зоны осуществляется за счет активной конвекции, чтобы даже полный отказ системы теплоносителя второго контура ядерного реактора не привел бы в быстрому перегреву активной зоны. Огромный бассейн расплавленного солевого бланкета был бы способен поглощать остаточное тепловыделение из активной зоны в течение многих часов до того, как потребовалось бы вспомогательное охлаждение, если бы оно действительно потребовалось.

Некоторые являются уникальными для данной конструкции.

- Эффективное поглощение нейтронов солевым бланкетом приводит к минимальному воздействию нейтронного потока на конструкции реактора; в результате этого конструкции реактора не становятся высокорадиоактивными и не испытывают физической деградации.

- Любой отказ топливного канала или, более того, всех топливных каналов одновременно, привел бы к перемешиванию расплавленного топлива с большим избыточным количеством солевого бланкета, поглощающего нейтроны. Это мгновенно остановило бы цепную реакцию, в то же время обеспечивая большую теплоемкость для поглощения остаточного тепловыделения из продуктов деления.

- Все солевые расплавы постоянно погружены в большой бассейн солевого бланкета. Замерзание соли в трубе теплообменника в случае отказа насоса поэтому невозможно, и для расплавления соли при запуске и удержании ее в расплавленном состоянии во время простоя можно использовать единую систему нагрева. Эта единая система нагрева представляет собой существенное упрощение по сравнению с другими конструкциями реакторов на солевых расплавах.

- Вся топливная соль помещается внутри реактора, чтобы минимизировать потерю запаздывающих нейтронов, испускаемых за пределы активной области. Это существенно повышает стабильность реактора и устойчивость к «мгновенно-критическим» выбросам мощности.

Одна потенциальная опасность, присущая данной конструкции, связана с присутствием бойлерных труб внутри бака реактора. Было бы важно установить, что разрыв одной из этих труб не приведет к опасной аварии.

Пар довольно медленно вступает в реакцию с ZrF4 при температуре бланкета, со свободной энергией Гиббса, приблизительно равной нулю. Поэтому масса пара сбрасывалась бы в свободное пространство над расплавленным солевым бланкетом с небольшим количеством содержащегося в нем пара HF и ZrF4. Систему спуска давления, сбрасываемого в подходящий резервуар, пришлось бы поэтому включить в конструкцию крышки реактора, вместе с автоматическим остановом водяных насосов в случае потери давления (нормальная характеристика бойлерных систем).

Капитальные затраты на строительство ядерного реактора

Конечно, точные оценки капитальных затрат выходят далеко за рамки настоящего описания. Однако есть возможность подчеркнуть основные различия в величине затрат по сравнению с традиционными ядерными реакторами и предположить, что строительство данного реактора будет значительно дешевле. Следует рассмотреть следующие основные различия.

- Уменьшенный объем защитной оболочки благодаря внутренней безопасности реактора.

- Затраты на изготовление ядерного топлива сокращены до доли, составляемой твердотопливными стержнями.

- Отсутствует радиоактивная система высокого давления с насосами, трубопровод и т.д.

- Отсутствуют высокоэффективные теплообменники с тонким каналом и связанные с ними затраты.

- Существенно упрощенные системы управления без необходимости в многократном резервировании. Не требуется сети нейтронных детекторов.

- Отсутствует быстродействующая точная система регулирующих стержней. Небольшого количества стержней для аварийного гашения реактора достаточно для аварийных ситуаций и останова реактора.

- Возможность заводского изготовления ядерного острова вместо его сооружения на площадке.

Инфраструктура атомной энергетики

Новая ядерная инфраструктура, необходимая для парка ядерных реакторов в соответствии с настоящим изобретением, относительно скромна и ее стоимость должна составлять небольшую долю стоимости существующей инфраструктуры. Поэтому в долгосрочном плане она могла бы стать разумным инвестированием, позволяющим осуществлять выработку электроэнергии с использованием ядерного топлива по цене, способной конкурировать с ископаемыми видами топлива. Эта инфраструктура поддерживала бы также прибыльный экспортный рынок реакторов, если бы удалось реализовать стремление к производству энергии при более низких затратах по сравнению с ископаемыми видами топлива.

Производство и очистка топлива

Топливо для реактора представляет собой просто соли делящихся изотопов. Изготовления топливных стержней не требуется, при этом приемлема относительно низкая чистота делящегося материала. В Великобритании было бы разумно первоначально использовать 100-тонные запасы диоксида плутония, которые учтены в настоящее время как имеющие нулевую чистую стоимость. Исходя из имеющихся цифр для реактора на расплавах солей, запасов плутония в Великобритании было бы достаточно для использования в качестве топлива, возможно, двадцати реакторов мощностью 500 МВтэ. Завод, способный производить 10 тонн в год, позволил бы обеспечивать питание для двух реакторов в год и имел бы очень скромные размеры.

В более долгосрочной перспективе актиноидные отходы существующих запасов оксидного уранового/плутониевого топлива могли бы использоваться в качестве сырья. Может оказаться экономически целесообразным использовать для этого существующие перерабатывающие мощности, хотя этот процесс можно было бы существенно упростить благодаря приемлемости более низкой чистоты материала, однако для нового завода более дешевой и эффективной, вероятно, была бы обработка электролитическим и пирометаллургическим методами.

Переработка топливной соли

Переработка топливной соли из реактора происходила бы не часто, возможно, только спустя 10-20 лет, хотя более частая перегрузка топлива может быть вызвана сроком службы топливных каналов. Использованное топливо фактически могло бы храниться в основном таким же образом, как и использованное топливо в существующих конструкциях, однако переработка для отделения оставшихся актиноидов от продуктов деления и использованной соли была бы относительно простой, поскольку значительное загрязнение восстановленных актиноидов продуктами деления вполне приемлемо для повторного использования актиноидов.

Конфигурация воспроизводства

Вполне вероятно, что реактор будет содержать воспроизводящие изотопы в топливной соли, в результате чего новый делящийся материал непрерывно воспроизводится во время работы. Это происходит в большинстве ядерных реакторов. Данный реактор обладает возможностью применения в качестве более эффективного реактора-размножителя новых делящихся изотопов, если делящиеся изотопы также включены в состав солевого теплоносителя. Та же базовая конструкция реактора может быть выполнена в качестве реактора-размножителя, но со значительными изменениями. Реактор стал бы более дорогостоящим и был бы экономически целесообразен только в том случае, если бы стоимость делящегося материала значительно возросла - что неизбежно бы произошло, если бы ядерная энергия по существу заменила ископаемые виды топлива при производстве энергии.

Выбор солей

Солевой бланкет был бы важным местом воспроизводства ядерного топлива в реакторе. Торий мог бы служить примером воспроизводящего материала по ряду причин. Это дешевый, широко распространенный материал, воспроизводящийся вплоть до получения 233U, который является предпочтительным в качестве топлива, поскольку образует значительно менее долгоживущие актиноидные отходы. Торий имеет очень маленькое сечение ядерного деления даже в быстрых реакторах, что обеспечивает минимальное загрязнение солевого бланкета продуктами деления. Вместо тория можно использовать обедненный уран, однако при удалении продуктов деления из солевого теплоносителя потребуется особая осторожность, так как уран-238 имеет большее сечение для деления быстрыми нейтронами, чем торий.

Примером солевой смеси была бы смесь, состоящая из 22 мол. % ThF4 в NaF, которая имела бы температуру плавления 620°С. Это вызвало бы необходимость рабочей температуры топливной соли, составляющей приблизительно 900°С, и аналогичная смесь NaF/хлорида актиноида была бы возможной, хотя применение хлористой соли все же было бы практически осуществимым и имело бы определенные преимущества, изложенные выше.

Торий в бланкете эффективно поглощал бы нейтроны, вылетающие из активной зоны, тем самым обеспечивая такой же эффект экранирования, как гафний в невоспроизводящей конструкции. Большой объем солевого бланкета потребовал бы значительно больших количеств тория, чем большинство существующих конструкций реакторов, работающих на расплавах солей. Однако торий относительно широко распространен, и в настоящее время представляет собой ненадежный, слабо радиоактивный побочный продукт добычи редкоземельных элементов. Стоимость тория, импортируемого в США в 2011 г., колебалась от 27 до 250 долларов США за кг в зависимости от чистоты. Даже при 250 долларах США за кг 250 тонн тория стоили бы всего 40 млн. фунтов стерлингов.

Материал топливного канала

Высокая температура топливной соли в приведенном выше примере сделала бы никелевые сплавы непригодными для топливных каналов. Молибденовых сплавов или даже чистого молибдена может оказаться достаточно. Альтернативно, можно использовать композиты Cf/C при условии, что топливные каналы были заменены, а топливо переработано в рамках 2-4-летнего цикла. Эти временные сроки должны соответствовать как предотвращению ослабления труб вследствие нейтронного повреждения, так и максимальному увеличению эффективности воспроизводства путем удаления продуктов деления. При более длительных сроках превосходным вариантом могут быть менее хорошо разработанные материалы, такие как металлокомпозиты и карбидокремниевые композиционные материалы.

Бойлерные трубы

Несмотря на повышенную температуру солевого бланкета, никелевые сплавы, видимо, все же были бы пригодны для бойлерных труб. Большая разность температур между паром и солевым расплавом привела бы, вероятно, к образованию замороженной солевой оболочки вокруг бойлерных труб. Этот слой защищал бы трубу от коррозии.

Регенерация воспроизведенного 233U

По сравнению с большинством конфигураций реакторов-размножителей, данный ядерный реактор имеет огромный объем солевого бланкета. Это приводит к тому, что 233Ра, полученный из 232Th, настолько разбавлен, что возможность подвергнуться захвату нейтронов, прежде чем он распадется до 232U, для него ничтожна. Поэтому отделение 233Ра необязательно.

Однако быстрая регенерация 233U желательна, чтобы избежать его деления в бланкете и, тем самым, загрязнения бланкета продуктами деления. Для этого существует много путей, но наиболее привлекательным вариантом является включение слоя расплавленного сплава висмута с торием в дно бака. Восстановительная экстракция в висмут урана с помощью тория хорошо проверена в качестве способа восстановления урана из расплавов солей. Перед регенерацией урану можно было бы позволить накапливаться в течение многих месяцев при условии защиты от нейтронного потока торием в солевом бланкете.

Отделение урана от фторидов тория путем восстановительной экстракции в расплавленный висмут хорошо раскрыто в патенте US 3,577,225. Обычно это достигается прокачиванием солевого расплава через высокие столбы расплавленного висмута. В реакторе, где воспроизводство происходит в баке с солевыми расплавами, таком как реактор, раскрытый в настоящей заявке, было бы необходимо только ввести слой расплавленного металла, такого как висмут, в дно танка с избыточным торием в виде металла, включенным или диспергированным в расплавленном металлическом слое. В некоторых случаях слой расплавленного металла может быть извлечен из дна бака, пропущен через парогенератор или другой теплообменник и снова введен в бак сверху в виде впрыска или нескольких столбов жидкости, опускающихся через бланкет/теплоноситель, поглощая тепло. Таким образом, эта конструкция одновременно действует как теплообменник, без необходимости физического разделения солевого бланкета и теплоносителя теплообменника, и улучшает сбор делящегося материала из бланкета.

Уран может регенерироваться из расплавленного металла путем его откачивания из реактора и фторирования, чтобы уран испарялся в виде гексафторида. Альтернативой этой традиционной процедуре была бы циркуляция расплавленного металла, постоянная или периодическая, через систему охлаждения, которая охлаждает металл до температуры, превышающей его температуру плавления. И торий, и уран, растворенные в металле, осаждались бы в виде висмутидов или соответствующего комплекса с другим металлом, который затем мог бы быть извлечен и обработан для регенерации урана. Преимущество этого процесса состоит в его простоте и устранении необходимости в транспортировании или обработке больших объемов висмута или другого металла.

Примеры конфигураций ядерных реакторов

Ниже будут описаны несколько примеров конфигураций ядерных реакторов для дополнительного пояснения раскрытых выше принципов.

Пример 1

Цилиндрический бак ядерного реактора изготовлен из стали толщиной 5 см, облицованной со стороны внутренней поверхности графитовыми плитами толщиной 10 см. Он изолирован с внешней стороны и заключен ниже уровня пола в бетонный колодец со стальной облицовкой. Размеры бака: диаметр 6 м при глубине 4 м. Бак заполнен смесью солевого теплоносителя, состоящей из 40% тетрафторида циркония и 60% фторида натрия. Цирконий содержит 1-2% гафния. Соль первоначально расплавляют путем введения через крышку реактора электронагревательной системы, которую извлекают, когда реактор приходит в рабочее состояние.

Решетки паровых труб расположены в виде 6 решеток труб по внутреннему периметру бака реактора. Каждая решетка занимает 60 градусов окружности бака, при этом вместе они образуют полное межтрубное пространство толщиной 1 м. Паровые трубы образованы бесшовными трубами из никелевого сплава и присоединены к подающим трубам над баком так, что никакие швы или стыки не оказываются погруженными в солевой расплав. Вода при температуре приблизительно 300С закачивается в трубы и выходит в виде смеси воды и пара при температуре 350-400С. Пар отделяется в барабане-сепараторе и подается обратно в другую часть решетки паровых труб для перегрева. Участок решетки паровых труб, используемый в качестве перегревателя, располагается над участком, используемым для образования пароводяной смеси, так, чтобы контактировать с солевым теплоносителем с наивысшей температурой. Перегретый пар отводится по трубе к традиционной паротурбинной генераторной установке. Соединения решеток паровых труб с паровыми турбинами выполнены с возможностью дистанционного отделения таким образом, что решетки паровых труб можно дистанционно отсоединять, извлекать из бака, заменять свежими решетками и вновь присоединять к турбинным системам.

Топливные каналы выполнены из 99%-го чистого молибдена с толщиной стенки 0,5 мм. Они имеют диаметр 4 см в пределах нижних 1,5 м канала и 1,5 см в пределах верхних 1,5 м канала. Верхний участок длиной 1,5 м выполнен в виде спирали с внешним диаметром 4 см и шагом 40 см. Он крепится к крышке реактора с помощью зажимного фитинга, имеющего соединение, легко расцепляемое дистанционным способом, с 5-мм трубной решеткой из никелевого сплава, присоединенной к криогенной ловушке для конденсации и хранения любых газов, выделяющихся из топливной соли. Топливные каналы расположены в виде шестиугольной структуры с межцентровым расстоянием 5 см в цилиндрической решетке диаметром 3 м. Нижние 2,8 м каналов погружены в солевой теплоноситель, оставляя над ним 20 см газового пространства, заполняемого гелием.

Стержни из циркония в виде металла, длиной 3 м и диаметром 2 см, пропускаются через крышку реактора в пространство между топливными каналами и паровыми трубами для работы в качестве «жертвенных» поглотителей любых реагентов в солевом теплоносителе.

80% топливных каналов заполнены до глубины (при температуре 1000С) 1,4 м смесью хлорида урана, обогащенного до 5% в изотопе урана 235, и смесью плутония и трихлоридов высших актиноидов, восстановленных из топливных стержней на основе оксида урана, которые уже были использован в реакторах с легководным замедлителем. В хлориде урана 95% составляет треххлористый уран при 5% четыреххлористого урана. Замороженные соли упаковывают в виде гранул в каналы на центральном производственном предприятии и вводят в реактор, когда солевой теплоноситель нагревается до температуры, превышающей температуру плавления топливных солей, тем самым устраняя возможность расширения солей за счет плавления, вызывающего растрескивание топливных каналов. Концентрация треххлористого урана падает с 80% в топливных каналах в центре решетки до 70% для каналов на внешнем периметре решетки, при этом остаток составляют плутоний и трихлориды высших актиноидов.

Оставшиеся 20% топливных каналов заполняют смесью солевого теплоносителя и распределяют в пределах решетки так, чтобы доля топливных каналов, заполненных солевым теплоносителем, возрастала с нуля на внешнем краю решетки до 30% в центре решетки.

Каждый зажим в сборе топливного канала содержит датчик температуры, который определяет резонансную частоту газового столба над расплавленной топливной солью, при этом расширение топливной соли приводит к укорочению газового столба. Топливные каналы загружают в реактор постепенно, с контролем температуры, поскольку дополнительные каналы добавляют таким образом, чтобы завершенная решетка топливных каналов достигла расчетной температуры.

По мере того, как реактор работает и делящийся материал выгорает, топливные каналы, заполненные солевым теплоносителем, заменяют каналами, заполненными топливной солью таким образом, чтобы поддерживать температуру топливной соли как можно ближе к расчетной.

Область над баком состоит из заполненной гелием камеры, имеющей такой же диаметр, как у бака реактора, и высоту 5 м. Она содержит крановое устройство с дистанционным управлением, способное извлекать топливные каналы или пучки паровых труб, и воздушный шлюз в сборе, обеспечивающий возможность перемещения топливных каналов или пучков паровых труб в камеру и из камеры. Гелий непрерывно циркулирует через устройство поглощения/фильтрации для поддержания очень низких уровней кислорода, азота и влажности.

В крышку реактора встроены мембранные предохранительные клапаны низкого давления с трубопроводом, идущим к стальным конденсаторным блокам, чтобы обеспечить возможность сброса пара внутри бака реактора при разрыве трубы путем отвода и конденсации вместо накапливания давления внутри бака реактора.

Пример 2

Реактор аналогичен описанному в примере 1 за исключением следующего. Он в особенности рассчитан на применение в качестве реактора-размножителя делящегося материала.

Топливные каналы изготовлены из карбидокремниевого волокна/карбидокремниевого композиционного материала с толщиной стенки 1 мм и 50-микронным покрытием из пироуглерода на каждой поверхности. Нижний участок имеет диаметр 20 мм, а верхний - 10 мм. Они расположены в виде шестиугольной решетки с межцентровым расстоянием 28 мм. Топливная соль представляет собой смесь фторида натрия, тетрафторида урана (где уран содержит 5% 235U и 10-20% 233U) и тетрафторида циркония в соотношении 45/45/10. Солевой теплоноситель представляет собой смесь 78% фторида натрия и 22% тетрафторида тория.

Слой расплавленного висмута глубиной 10 см располагается на дне бака реактора, а на крышке реактора подвешено устройство прокачивания, которое непрерывно выпрыскивает висмут на поверхность солевого теплоносителя в пространстве между топливными каналами и паровыми трубами. Часть прокачиваемого висмута отводится через систему охлаждения, которая охлаждает висмут до температуры, на 50°С превышающей его температуру плавления. Осажденные висмутиды урана и тория собирают и обрабатывают для регенерации 233U. Таблетки металлического тория, помещенные на дно бака, обеспечивают, чтобы висмут всегда был насыщен торием в виде металла, тем самым вызывая восстановительную экстракцию урана, образуемого в теплоносителе под действием нейтронов на торий в слое расплавленного висмута.

Пример 3

Реактор аналогичен описанному в примере 1 за исключением следующего. Он в особенности рассчитан на обеспечение непрерывных периодов работы без замены топливных каналов.

20% топливных каналов, не содержащих первоначально топливную соль, заполняют 70% треххлористого природного урана/ 5% четыреххлористого урана/25% NaCl вместо солевого теплоносителя. Это приводит к низкому уровню деления и, в связи с этим, к выделению теплоты внутри канала вследствие деления изотопов урана, но к относительно большому поглощению нейтронов изотопом 238U. Поэтому постепенная замена этих каналов каналами, содержащими топливную соль, значительно увеличивает результирующую реактивность активной зоны, которая в противном случае снижалась бы по мере обеднения делящимися изотопами.

Солевой теплоноситель содержит фторид кадмия или другой фторид, поглощающий нейтроны, в количестве до 5 мол. % при запуске реактора. По мере уменьшения реактивности активной зоны вследствие выгорания делящихся изотопов фторид кадмия постепенно восстанавливается до кадмия в виде металла путем добавления металлического натрия к солевому теплоносителю. Кадмий расплавляется при температуре теплоносителя и накапливается в виде тонкого слоя на дне бака.

Пример 4

Реактор аналогичен описанному в примере 1 за исключением следующего. Он рассчитан, прежде всего, на обеспечение возможности длительных периодов между заменами топливных каналов, при выгорании уже существующей загрузки трансурановых изотопов без образования значительных количеств новых трансурановых изотопов.

Топливная соль содержит 15-20% трихлоридов трансурановых изотопов и 80-85% тетрахлорида тория. Выработка 233U в топливной соли из тория недостаточна для поддержания реактивности активной зоны, температура которой, соответственно, довольно быстро снижается по мере выгорания делящегося материала. Свежий делящийся материал в форме таблеток диаметром 5 мм, образованных из замороженного трансуранового треххлористого соединения, добавляют периодически к каждому топливному каналу по мере того, как его индивидуальная средняя температура падает ниже заданного порога. Топливные таблетки вводятся в каждый топливный канал с помощью механизма в крышке топливного канала в сборе и опускаются по спиральной части топливного канала, пока не достигнут расплавленной топливной соли, в которой они растворяются и смешиваются.

Хотя настоящее изобретение раскрыто на примере вариантов осуществления, изложенных выше, следует понимать, что эти варианты осуществления являются лишь иллюстративными, и что формула изобретения не ограничена этими вариантами. Специалисты в данной области техники смогут внести модификации и применить альтернативные варианты с учетом данного описания, которые рассматриваются в качестве входящих в объем притязаний формулы изобретения. Каждый признак, раскрытый или проиллюстрированный в настоящем описании, может быть включен в изобретение, один или в любой соответствующей комбинации с любым другим признаком, раскрытым или проиллюстрированным в нем.

В частности, выявлены следующие признаки, которые можно использовать в ядерном реакторе деления на топливных расплавах, по отдельности или в сочетании.

Передача тепла от топлива в виде расплава солей достигается путем конвекции или механического перемешивания солей внутри каналов, т.е. топливные соли не пропускаются через внешние насосы или теплообменники как в традиционных ядерных реакторах на расплавах солей.

Жидкий бланкет представляет собой расплавленную соль с конвективной циркуляцией внутри единственного бака.

В конфигурации реактора-размножителя жидкий бланкет действует в качестве теплоносителя, поглотителя нейтронов и воспроизводящего бланкета для ядерного реактора.

В бланкете присутствует слой расплавленного металла, в котором растворены воспроизведенные делящиеся изотопы, благодаря чему они отводятся из бланкета.

Приведенный выше перечень не является ограничивающим, и специалисту понятно, что другие признаки вышеприведенного описания могут использоваться по отдельности или в сочетании с другими признаками.

Любое обсуждение конкретных материалов, концентраций, размеров или других конкретных свойств реактора должно рассматриваться в качестве неограничивающего примера, и специалисту понятно, что в пределах объема настоящего изобретения возможны другие подходящие материалы, концентрации и размеры.

1. Ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник для отвода тепла от жидкого теплоносителя, в котором:

активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав одного или нескольких делящихся изотопов, решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя и содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления;

при этом передача тепла от солевого расплава в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала достигнута за счет любого одного или более из следующих процессов:

естественная конвекция расплава солей;

механическое перемешивание расплава солей;

генерирование колебаний потока расплава солей внутри топливного канала; и

кипение расплава солей внутри топливного канала;

и при этом во время работы реактора расплав солей делящихся изотопов полностью удерживается в топливных каналах.

2. Реактор по п. 1, в котором каждый топливный канал содержит внутренние перегородки, предназначенные для разделения, по меньшей мере, участка канала на сегменты.

3. Реактор по п. 2, в котором каждый сегмент имеет высоту и диаметр одного порядка величины, чтобы способствовать конвекции внутри сегмента.

4. Реактор по п. 2 или 3, в котором внутренние перегородки выполнены с возможностью перемещения относительно топливного канала, чтобы передавать колебательные усилия расплаву солей внутри канала.

5. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором каждый топливный канал имеет диаметр, составляющий по меньшей мере 5 мм.

6. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором каждый канал имеет U-образную форму, причем реактор выполнен с возможностью генерирования колебательного потока топливной соли внутри канала путем приложения давления газа, изменяющегося в колебательном режиме, к одному или обоим концам канала.

7. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором один или несколько каналов выполнены в форме узкой винтовой спирали.

8. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором верхний участок каждого канала имеет нелинейную форму для предотвращения прохождения нейтронов непосредственно до верха канала и их выхода из реактора.

9. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором каждый канал содержит датчик температуры, предназначенный для определения температуры расплава солей делящегося материала по любому одному параметру из следующих:

свойства света, испускаемого из расплава солей делящегося материала;

величина расширения делящегося материала;

резонансная акустическая частота газового столба в канале.

10. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором жидкий теплоноситель содержит достаточную долю материала, поглощающего нейтроны, чтобы, по существу, экранировать бак с жидкостью от нейтронов, испускаемых активной зоной.

11. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором жидкий теплоноситель представляет собой расплав солей металла, содержащийся в единственном баке, при этом циркуляция жидкого теплоносителя происходит только за счет естественной конвекции.

12. Реактор по любому из пп. 1-3, в котором жидкий теплоноситель содержит воспроизводящий изотоп, способный производить воспроизведенный делящийся изотоп под действием нейтронного потока.

13. Реактор по п. 12, в котором реактор содержит слой металлического расплава, контактирующий с жидким теплоносителем, при этом металлический расплав таков, что воспроизведенный делящийся изотоп растворим в металлическом расплаве, и реактор дополнительно содержит систему для отвода металлического расплава.

14. Реактор по п. 13, содержащий систему для обеспечения циркуляции металлического расплава, в которой он выполнен с возможностью отбора из слоя металлического расплава и повторного введения в жидкий теплоноситель в виде впрыска или нескольких столбов жидкости, причем металлический расплав способен проходить к теплообменнику перед повторным введением.

15. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, в котором теплообменник содержит решетку каналов в жидком теплоносителе, трубы содержат жидкость и/или газ, циркулирующий по решетке каналов, причем жидкость и/или газ представляет собой любое из следующего:

вода;

пар;

вода и пар;

гелий;

диоксид углерода;

воздух;

азот;

металлический расплав или расплав солей.

16. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, в котором топливные каналы выполнены из любого из следующих материалов:

молибденовый сплав;

чистый молибден;

углеродный композит;

карбид кремния.

17. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, в котором активная зона дополнительно содержит материал, замедляющий нейтроны.

18. Реактор по п. 16, в котором указанный материал, замедляющий нейтроны, предусмотрен в каналах замедлителя в решетке топливных каналов.

19. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, 18, в котором численная плотность топливных каналов уменьшается в направлении центра решетки топливных каналов.

20. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, 18, в котором увеличение концентрации делящихся и/или воспроизводящих изотопов в топливных каналах обеспечено в направлении наружной стороны решетки топливных каналов.

21. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, 18, в котором топливные каналы содержат или вмещают металл, обладающий промежуточной реакционной способностью при взаимодействии с галогенами между материалом топливного канала и делящимися изотопами.

22. Реактор по любому из пп. 1-3, 13, 14, 18, в котором расплавы солей делящихся изотопов содержат трехгалоидные соединения делящихся изотопов.

23. Способ управления ядерным реактором деления, содержащим активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник, при этом активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав одного или нескольких делящихся изотопов, решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя и содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления, при этом способ содержит следующее:

удерживают расплав солей полностью внутри топливных каналов;

передают тепло от солевого расплава в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала и, таким образом, к теплоносителю с использованием одного или более из следующего:

естественная конвекция расплава солей;

механическое перемешивание расплава солей;

генерирование колебаний потока расплава солей внутри топливного канала; и

кипение расплава солей внутри топливного канала; и

отводят тепло от теплоносителя, используя теплообменник.



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к атомной энергетике, в частности к тепловыделяющей сборке ядерного реактора. .

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора на быстрых нейтронах с нитридным топливом и жидкометаллическим теплоносителем в замкнутом топливном цикле.

Изобретение относится к способу эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с наработкой изотопа 233U. Способ включает первоначальную загрузку активной зоны реактора оксидным топливом, содержащим изотоп тория 232Th и изотоп урана 233U, формирование интенсивности нейтронного потока и его энергетического распределения в начале кампании реактора в спектре, в котором доля быстрых нейтронов превалирует над тепловыми, используя в качестве замедлителя и теплоносителя тяжелую воду D2О.

Изобретение относится к средствам получения медицинских изотопов, например молибдена-99. Реактор включает корпус, заполненный раствором делящегося вещества, например уранилсульфата.
Изобретение относится к ядерной установке с реактором с жидкометаллическим теплоносителем. В составе установки имеется хотя бы одно контактирующее с жидкометаллическим теплоносителем металлическое изделие или элемент, причем в жидкометаллическом теплоносителе средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация железа (CFe), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация хрома (СCr), средняя по объему жидкометаллического теплоносителя концентрация никеля (CNi) лежат в диапазонах: 2,0 10-5% масс.

Группа изобретений относится к области атомной техники и может быть использована в установках с гомогенным ядерным реактором растворного типа для нейтронного активационного анализа, для наработки медицинских радиоизотопов, таких как молибден-99, стронций-89 и др., а также при создании ядерных энергоустановок с любым гомогенным ядерным топливом, например с жидкосолевой топливной композицией.

Изобретение относится к энергетическому оборудованию подводных лодок, точнее к системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки Это достигается тем, что в системе виброизоляции ядерного реактора подводной лодки состоит из установленного на корпусе, на виброизолирующей системе, ядерного реактора, трубопроводов аварийной системы расхолаживания.

Изобретение относится к комплексу ядерных растворных реакторов. В данном комплексе предусмотрено одновременное применение трех технологических петель: для ускорения сорбции и десорбции топливного раствора в трех сорбционных колонках.

Изобретение относится к средствам преобразования ядерной энергии в тепловую. В изобретении предусмотрена энергогенерация с утилизацией отработавшего ядерного топлива, малых актинидов, промышленных радиоактивных и химических отходов.

Изобретение относится к ядерной технике. Ядерный гомогенный реактор для получения медицинских изотопов включает корпус с загрузочным объемом топливного раствора, являющимся активной зоной, и связанные с ним парами топливных трубок: устройство выделения изотопов из облученного топливного раствора, например, сорбционная колонка и вспомогательные устройства, например, насос для топливного раствора и емкости для хранения облученного топливного раствора.

Изобретение относится к теплотехнике и может быть использовано в реакторах реформинга. Расширяющиеся центральные части для наращиваемых структурных реакторов, например реактора реформинга, может включать в себя конус, расширяемый в радиальном направлении, и груз расширения для содействия расширению конуса.

Изобретение относится к интегральным схемам расхолаживания ядерного реактора. Интегральная схема тепловой разгрузки ядерного реактора блока АЭС содержит паровые турбины, вращающие циркуляционные насосы, турбонасосы, трехсекционные парогенераторы и циркуляционные насосы с электродвигателями, предназначенные для первичного запуска реактора и при аварийных ситуациях. При этом трехсекционные парогенераторы содержат три раздельных входа для теплоносителя первого контура, три теплообменника и общий выход для теплоносителя в первый контур. В каждой секции трехсекционного парогенератора установлены теплообменники, организующие три под-контура второго контура в линиях тепловой разгрузки. Турбонасосы содержат разнесенные на оба конца рабочего вала паровой турбины циркуляционные насосы. Технический результат – обеспечение безопасного и надежного отбора тепловой нагрузки с ядерного реактора и высокоэффективного использования рабочего тела для производства электроэнергии. 1 ил.

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в реакторных установках для производства изотопной продукции. Реакторная установка для производства изотопной продукции, содержит ядерный гомогенный реактор растворного типа, систему каталитической рекомбинации с холодильником и конденсатосборником, выход по газу которого соединен с газовой полостью реактора, технологическую петлю с сорбционной колонкой, вход которой посредством насоса соединен с топливным раствором реактора и с выходом по воде конденсатосборника, и бак-накопитель воды с нагревателем и двумя выходами. Конденсатосборник выполнен с двумя выходами по воде, один из которых соединен с входом насоса технологической петли, а второй соединен трубопроводом с газовой полостью реактора. Техническим результатом настоящего изобретения является уменьшение загрязненности продуктами деления и топливом технологической петли и сорбционной колонки. 1 ил.

Настоящее изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава. Ядерный реактор деления содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от расплава солей делящихся изотопов к каналам достигается за счет любого одного или более процессов из следующих: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей и генерирование колебаний потока топливной соли внутри каналов. Расплавы солей делящихся изотопов полностью удерживаются в каналах во время работы реактора. Технический результат – улучшение теплообмена между солевым расплавом и стенками топливных каналов. 2 н. и 21 з.п. ф-лы, 10 ил.

Наверх