Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер и устройство для его осуществления

 

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления. Задача, которая решается изобретением, заключается в повышении экологичности, энергетической эффективности топливного цикла, безопасности и управляемости процесса деления ядер с помощью нейтронов. Технический результат предлагаемого способа заключается в увеличении эффективности возврата и использования нейтронов; внутреннем топливном цикле реактора и формировании стационарных составов топливной композиции; глубоком выгорании воспроизводящего вещества. Сущность: проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления. Циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения, а другой через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество их топливных композиций взаимобменивают. Для этого в реакторе топливная композиция размещена по крайней мере в двух контурах, причем один из них пересекает область тепловых, а другой область быстрых нейтронов зоны деления. Контуры соединены устройством взаимообмена их вещества, а замедляющее вещество выполнено в форме полого устройств формирования направленного потока тепловых нейтронов. 2 с. и 4 з.п. ф-лы, 1 табл. , 2 ил.

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления.

В известных способах используется делящееся вещество природного или неравновесного состава, под которым понимается природное вещество (например, природный уран), в котором за счет затрат энергии на работу разделения искусственно повышено содержание делящегося на тепловых нейтронах изотопа (U-235), или искусственно приготовлена смесь природного вещества с техногенно полученным делящимся изотопом (U-223, Рu-239), на получение которого также затрачена определенная энергия. По мере работы реактора происходит выгорание исходного делящегося вещества. По достижении расчетной глубины выгорания производят выгрузку топлива для последующей переработки или захоронения. Глубина выгорания топлива в основном определяется конструктивными особенностями реактора и степенью исходного обогащения топлива. Топливная загрузка реактора обладает избыточной критичностью (коэффициент размножения нейтронов), которая искусственно гасится с помощью поглотителей нейтронов [1,2] На заключительной стадии работы тепловыделяющих сборок критичность падает как из-за выгорания изотопов делящихся веществ с высоким сечением деления, так и вследствие насыщения делящейся смеси продуктами деления. Наличие избыточной критичности делящегося вещества является постоянным источником риска аварийных событий при работе реактора. Для снижения этого риска реакторы обеспечивают системами контроля и управления. Так как для коррекции состава топливо из реактора извлекают и подвергают переработке или полной замене, то такие реакторы называют реакторами с внешним топливным циклом. Наличие избыточной критичности при высокой плотности делящегося вещества и огромном значении его массы в реакторе приводило к авариям, как например, катастрофа на Чернобыльской АЭС, и создает риск новых аварий. Захоронение, хранение и переработка отработанного топлива существенно ухудшают экологичность всей ядерной энергетики.

Известен способ получения энергии с урановым циклом [3] в котором в процессе работы реактора нарабатывается Pu-239 в режиме бриддинга на быстрых нейтронах. Облученное топливо выгружают и перерабатывают. При переработке производят выделение образовавшегося при облучении топлива из имеющегося воспроизводящего вещества (U-238), смеси, делящегося вещества (Pu-239) и очищают уран от продуктов деления, затем формируют топливную смесь повторно в ее исходных обогащенных нестационарных концентрациях. Глубина выгорания определяется величиной исходного обогащения топлива рабочим изотопом с учетом периодического возобновления в открытом топливном цикле. Топливо имеет избыточную критичность. Существенна большая величина обогащения топлива плутонием (свыше 15-20%), что резко снижает безопасность всего способа.

Известен способ получения энергии с ториевым циклом [3] в котором в качестве основного делящегося нуклида используют U-223, образующейся из Ра-233, который нарабатывается в зоне деления реактора из Th-232. C помощью химической переработки Ра-233 выделяют из топливной смеси и выдерживают вне реактора до превращения в уран, возвращаемый в топливную смесь.

Известен способ получения энергии в процессе деления ядер с помощью тепловых нейтронов [4] включающий циркуляцию делящегося вещества в газовой фазе в зоне и вне зоны деления, замедление и диффузный возврат нейтронов в зону деления, ввод делящегося вещества и преобразование выделившейся энергии, вывод продуктов деления. Критичность в реакторе регулируется также и изменением давления рабочего газа при выделении в нем энергии, потому поглощение нейтронов можно использовать лишь для его аварийного управления. Из-за нахождения смеси в виде газа, температурный коэффициент реактивности отрицательный. Использование газообразной топливной композиции из-за ее низкой плотности в сравнении с плотностью твердого вещества резко снижает максимальное энерговыделение в аварийном режиме работы реактора, снижает риск и последствия возможных аварий. Глубина выгорания топлива определяется его исходным обогащением и общим суммарным нейтронным потоком за период работы реактора. Топливный цикл реактора, включающий выделение и постоянный вывод продуктов деления в нем, требует регулярно восполнять выгоревшую топливную композицию из обогащенного вещества. Недостатком способа является низкая эффективность использования топлива из-за того, что реактор работает на нестационарном составе ядерного топлива, которое необходимо возобновлять использованием внешнего топливного цикла, ухудшается и его экологичность.

Известен способ [3,5] получения энергии, принятый за прототип, с ториевым топливным циклом, реализуемым непосредственно на реакторе в процессе деления ядер на тепловых нейтронах, включающий циркуляцию топливной композиции в виде расплавов солей в зоне деления и вне ее, замедление и диффузный возврат нейтронов в зону деления. Нейтроны при этом естественно диффундируют в зону деления, рассеиваясь веществом замедлителя и отражаясь на стенках отражателя. Способ включает подпитку делящегося вещества, преобразование выделившейся энергии, а также вывод продуктов деления. Вне зоны деления (реактор MSBR) находится примерно половина делящегося вещества, в зоне деления на тепловых нейтронах в центральной области реактора 13% в бриддерной зоне 37% вещества топливной композиции. Быстрые потоки тепловой и быстрой областей зоны деления взаимопересекаются. Формирование активной зоны с быстрой и тепловой областями за счет конфигурации замедляющего вещества ведет к тому, что формируемый спектр нейтронов является недостаточно мягким в тепловой области и недостаточно жестким в быстрой области реактора. В способе время полной переработки делящегося вещества с выделением протактиния в байпасном контуре составляет 10 суток. Переработка позволяет при этом, выдерживая выделенный протактиний свыше 90 суток в линии его задержки увеличить долю его конверсии в U-223. Способ базируется на выдерживании абсолютных времен нахождения топливной композиции в разных областях реактора. Реактор работает в бриддерном режиме, предусмотрена его работа в режиме равновесного топливного цикла. Недостатками способа являются наличие химической переработки в ходе внешнего топливного цикла, существенно ухудшает экологичность и снижает безопасность способа, малая эффективность использования нейтронов.

Известен реактор [1,2] для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, содержащий замедляющее вещество, зону деления, топливную композицию, содержащую делящееся вещество в топливных элементах в твердом виде так, что соотношение объемов делящегося и замедляющего вещества их размеры и чистота обеспечивают протекание реакции деления, и теплоноситель в замкнутом контуре входящий в устройство преобразования энергии и пересекающий зону деления. Недостатки этого реактора заключаются в его низкой энергетической эффективности, возможности крупной радиационной аварии, малой экологичности. В данном реакторе делящееся вещество восполняется путем полной замены топливных сборок через длительные периоды, между которыми идет непрерывное выгорание нуклидов топлива и накопление продуктов деления, что ограничивает степень выгорания топлива и требует его переработки и повторного обогащения во внешнем топливом цикле, создающем дополнительное количество радиоактивных отходов. В связи с длительной избыточной критичностью делящегося вещества значительная доля нейтронов не используется в процессе деления, а уничтожается на поглотителях. Для реактора характерно управление им, в основном, путем поглощения избыточных для процесса нейтронов в зоне деления реактора, что повышает риск возможных радиационных аварий вследствие слабой управляемости нейтронов при чисто диффузном возрасте их в зону деления.

Известен реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, принятый за прототип [3,5] содержащий замедляющее вещество, зону деления с областями тепловых и быстрых нейтронов, расстояние между которыми меньше длины замедления между ними быстрых нейтронов, циркуляционный контур с делящимся веществом, который пересекает зону деления так, что соотношение объемов делящегося и замедляющего вещества их размеры и чистота обеспечивают протекание реакции деления, устройство ввода воспроизводящего вещества. Недостатки реактора заключаются в низкой энергетической эффективности, повышенном риске аварий, малой экологичности. Наличие химической переработки в ходе внешнего топливного цикла, высокая плотность вещества топливной композиции в сравнении с плотностью потока нейтронов существенно ухудшает экологичность и безопасность способа.

Итак, все это ведет к следующим негативным явлениям: 1) необходимость обогащения исходного делящегося вещества и его переработка вне реактора после или в ходе кампании выгорания на реакторе снижает энергетическую эффективность и экологическую приемлемость процесса; 2) наличие в активной зоне нейтронов промежуточных энергий, а также уничтожение значительной части нейтронов на поглотителях нейтронов снижает энергетическую эффективность реактора; 3) избыточная критичность и высокая плотность делящегося вещества в сравнении с плотностью нейтронного потока создает повышенный риск радиационных аварий.

Все это вместе приводит к невозможности полного использования ядерного топлива и создает как проблему повышения безопасности, так и экологическую проблему утилизации радиоактивных отходов.

Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке способа и устройства для его реализации для получения энергии в процессе управляемого деления ядер с помощью нейтронов, обеспечивающего повышение энергетической эффективности, экологичности, безопасности, управляемости процесса деления ядер.

Решение задачи достигается следующими техническими результатами: 1) формированием критичного стационарного состава топлива из исходного природного воспроизводящего вещества; 2) организацией двух раздельных потоков основного и бриддерного вещества топливной композиции; 3) организацией двух раздельных потоков тепловых и быстрых нейтронов; 4) формированием оптимального спектра нейтронов деления в зоне деления.

Задача решается за счет того, что в известном способе получения энергии в процессе управляемого деления ядер нейтронами, включающем замедление и возврат тепловых нейтронов в зону деления, циркуляцию топливной композиции, содержащей воспроизводящее вещество с изотопами образующихся делящихся веществ через область быстрых нейтронов, область тепловых нейтронов зоны деления и зону охлаждения, что проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления, циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения, а другой через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество их топливных композиций взаимообменивают.

Возможен вариант реализации способа, когда отношение времени нахождения вещества топливной композиции в зоне охлаждения к времени нахождения его в области тепловых нейтронов в контуре, который проходит через область тепловых нейтронов, поддерживают большим ста. Долговременное облучение воспроизводящего вещества (природные уран или торий) в указанном режиме потоком нейтронов позволяет получить так называемую стационарную смесь делящихся веществ, топливную композицию с критичностью большей единицы. Стационарная топливная композиция содержит все изотопы веществ, образовавшиеся после облучения воспроизводящего вещества и захвата им нейтронов в зоне деления реактора и претерпевшие затем последовательно гамма-, бета-, альфа-, распады ядер. Состав композиции становится стационарным тогда, когда скорость образования каждого нуклида в ее смеси равна скорости его выгорания или превращения, а состав смеси далее практически не меняется от времени. Облучение топливной композиции в области быстрых нейтронов позволяет нарабатывать в ней нейтронно-избыточные ядра, обмен составов переводит эти ядра в тепловой контур. Нахождение смеси в области охлаждения переводит эти ядра за счет бета-распадов в изотопы делящиеся на тепловых нейтронах, которые выжигаются в тепловой области зоны деления и создают поток быстрых нейтронов для повторной наработки нейтронно-избыточных ядер в области быстрых нейтронов из вещества композиции. Увеличение времени нахождения смеси вне зоны деления ведет к образованию из нейтронно-избыточных актинидов, обладающих большим зарядом за счет цепочки прошедших в смеси бета-распадов ядер, значит возросшей величиной параметра деления (Z2/A) и соответственно большими сечениями деления. Базовым параметром управляющим составом стационарной смеси является соотношение времени нахождения композиции в зоне охлаждения и в области тепловых нейтронов. В периодическом режиме доля актинидов с возросшей величиной параметра деления растет. Данный факт имеет место от отношения времен около 10/1-100/1 и растет с ростом отношения времен. При соотношения времен 500/1-1000/1 смесь становится критичной в широком диапазоне плотностей вещества теплового и быстрого контуров. Далее идет некоторое снижение скорости роста критичности смеси в топливной композиции, так как доля тяжелых актинидов, претерпевающих альфа-распады становится значимой, что ведет к потере нейтронов из композиции. Согласно способу существенно не абсолютное время нахождения топлива в зоне облучения и вне ее, а отношение этих времен, которое прямо входит в уравнения процесса рождения изотопов. Снижение отношения величины потока быстрых нейтронов к величине потока тепловых нейтронов в контуре, который проходит через область быстрых нейтронов до величины, меньшей ста, ухудшает процесс формирования топливной смеси из-за выгорания в быстром контуре актинидов до их бета- распадов в тепловом контуре и из-за роста доли альфаактивных ядер.

В основе способа лежит тот факт, что если облучать воспроизводящее вещество быстрыми и тепловыми нейтронами, восполняя выгоревшее вещество воспроизводящим веществом и регулярно выдерживать его вне зоны деления, что через некоторое время в двух контурах образуются из материнского вещества мало меняющиеся составы топливной композиции с критичностью большей единицы по быстрым нейтронам в контуре с быстрыми нейтронами и с несколько меньшей критичностью состава в контуре области с тепловыми нейтронами. Взаимообмен составов позволяет поддержать общую критичность реактора большей единицы и что особо существенно последовательно выжигать как на быстрых, так и тепловых нейтронах нарабатываемые изотопы тяжелых актинидов. Формирование составов с критичностью, большей единицы, происходит за время более 108 с при потоках нейтронов около 1016 нейтр./см.кв*с в зависимости от режимов его формирования и исходного воспроизводящего вещества. Формирование топливной композиции стационарной в полном смысле этого понятия происходит за время свыше 3*1010 с при взаимообмене составов свыше 10-71/с. Регулируя плотность потока тепловых нейтронов, состав и подачу воспроизводящего вещества в стационарную смесь, меняя отношение времени ее облучения в зоне деления и времени ее выдерживания вне зоны деления в контурах, степень взаимообмена вещества в контурах и долю тепловых нейтронов в быстром контуре можно управлять критичностью стационарной топливной композиции и поддерживать в ней установившиеся концентрации ее элементов сколько угодно долго.

В зависимости от режима работы процесс разбивается на следующие стадии: 1) начальное выгорание исходных делящихся изотопов топлива, которое характеризуется избытком нейтронов и положительной критичностью смеси в зависимости от степени ее первичного обогащения; 2) насыщение и стабилизация состава смеси промежуточными нуклидами характеризуется поглощением нейтронов и падением критичности составов (стадии могут перекрываться, а общая критичность смеси может быть положительна все время до стабилизации составов);
3) выгорание стационарных составов при непрерывном вводе воспроизводящего вещества (эта стадия характеризуется избытком нейтронов, управляемой положительной критичностью смеси и стационарностью процесса);
4) выгорание стационарного состава топливной композиции при выведении реактора из эксплуатации.

Для сокращения времени формирования стационарного состава можно использоваться в качестве исходного состава в критичную смесь изотопов делящихся веществ, состоящую из актинидов стационарной смеси делящихся веществ. При этом можно сформировать первичную смесь, включающую актиниды, выделяемые из отработанного ядерного топлива, такие как: Th-232 + U-233, Th-232 + U-235, Th-232 + (U-234, U-235, U-238, Pu-239), U-238 +(U-235, Pu-239) или использовать стационарную смесь другого реактора. Таким образом, в способе формируют и затем длительно поддерживают стационарным состав топливной композиции, трансмутируя нейтронами и выжигая тяжелые актиниды, чем создают условия его глубокого выгорания. После загрузки реактора и формирования стационарной смеси делящихся изотопов, управляя далее соотношением времени нахождения смеси в зоне и вне зоны деления реактора и взаимообменом вещества двух замкнутых контуров в нем создаются условия для глубокого выгорания топлива, причем при существующих рабочих потоках нейтронов даже и без последующего ввода воспроизводящего вещества, так как время полного выгорания стационарной топливной композиции может быть больше времени жизни реактора. Воспроизводящее вещество может вводиться по мере выгорания как в каждый отдельный контур, так и в один из них с последующим его входом в другой при взаимообмене составов контуров.

Существенным отличием предлагаемого способа от других существующих и находящихся в стадии опытной отработки топливных циклов является то, что способ не требует проведения переработки топлива ни с целью ввода в реактор, ни для долговременного хранения или захоронения не выгоревших его остатков, за исключением выделения из процесса осколков деления, что повышает его экологичность. Последующие выдержка продуктов деления и трансмутация долгоживущих радиоактивных продуктов деления по данному же способу, т.к. способ позволяет организовать отдельную фокусную область и направить в нее избыточные нейтроны, переводят основную массу радиоактивных осколков в стабильные нуклиды.

Использование газообразной топливной композиции в тепловой области реактора при низкой величине обогащения снизит максимальное энерговыделение в аварийном режиме работы реактора, риск и последствия возможных аварий, в то же время вследствие возможных высоких скоростей протока газовой топливной композиции через зону деления, дает возможность работать с высоким энерговыделением и высокой эффективностью энергопреобразования. А тем самым, повышает безопасность всего реактора. При этом высокая скорость протока делящегося вещества в области с тепловыми нейтронами зоны деления позволяет поддержать высокое значение отношения времен с малой (в сравнении с обычными реакторами) величиной полной массы топливной композиции в активной зоне и во всем реакторе.

Необходимо отметить, что критичность состава в ходе его циркуляции постоянно меняется. Когда состав движется через зону деления, идет уменьшение критичности состава вследствие выгорания делящихся изотопов и происходит насыщение состава осколками деления, а поэтому на выходе из зоны деления состав может быть и подкритичным. Когда состав находится вне зоны деления, происходит рост критичности за счет бета-распадов в стационарной смеси и удаления осколков деления. Возможна реализация способа, когда топливную композицию оптимизируют так, чтобы критичность состава была близка к единице. Критичность смеси в контурах может быть различной, причем для контура находящегося в потоке тепловых нейтронов она может быть близка к единице, или даже меньше единицы, для контура из зоны быстрых нейтронов, больше единицы, но на быстрых нейтронах. Тогда, для работы реактора необходим поток быстрых нейтронов из теплового контура, что обеспечивается взаимопересечением потоков быстрых нейтронов реактора. Таким образом, управляя тепловыми нейтронами, мы управляем и всем реактором. Потоки быстрых нейтронов затем замедляют и направляют в область с тепловыми нейтронами. Работа реактора и время формирования стационарного состава существенно зависят от плотности потока нейтронов и эффективности их возврата в реактор. Снижение доли нейтронов за счет поглощения их осколками деления (до десятков процентов) относительно небольшое, поэтому сепарация и вывод продуктов деления из реактора не обязательны для реализации способа, но желательны для снижения потерь нейтронов и повышения энергетической эффективности способа. Существенными при реализации способа является возможность включения в топливную композицию и разбавления делящегося вещества теплоносителем и проточный характер нахождения вещества в зоне деления реактора, что позволяет оптимизировать энергосъем и формирование составов в способе. При этом важно, что с ростом температуры в потоке растет его скорость, падает плотность вещества и потому относительная плотность делящегося вещества в смеси. Это с ростом температуры снижает долю ядер топливной композиции взаимодействующих с нейтронами и стабилизирует процесс их выгорания. Для реакторов с газовой и жидкостной топливной композицией характерен отрицательный температурный коэффициент реактивности. Для усиления роли этого эффекта возможно дополнительное использование резкого роста объема вещества при фазовых переходах в нем с ростом температуры, например, при диссоциации вещества теплоносителя.

Способ и устройство поясняется фиг. 1 и 2.

Ядерный реактор содержит: устройство 1 формирования направленного потока тепловых нейтронов, фокусную область 2 устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов, зону 3 деления, область 4 тепловых нейтронов, область 5 быстрых нейтронов, топливную композицию 6, контур 7 с топливной композицией 6 пересекающий область 5 быстрых нейтронов, контур 8 с топливной композицией 6 пересекающей область 4 тепловых нейтронов, устройство 9 взаимообмена вещества контуров 7, 8, устройство 10 ввода топливной композиции 6 в зону 3 деления, устройство 11 преобразования энергии, устройство 12 селекции и выводов продуктов деления, устройство 13 ввода воспроизводящего вещества 14, объем 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения, поглотитель 16 тепловых нейтронов.

В реакторе внутри защитного корпуса помещено замедляющее вещество, которое выполнено в форме устройства формирования направленного потока нейтронов 1 (замедляюще-фокусирущей структуры, ЗФС) с фокусной областью 2 и зоной 3 деления внутри него. В зоне 3 деления проходят контуры 7, 8, содержащие топливную композицию 6 делящегося вещества с актинидами в стационарной их концентрации совместно с теплоносителем. При этом контур 7 с топливной композицией 6 пересекает зону деления в области 5 быстрых нейтронов, контур 8 с топливной композицией 6 пересекает зону деления в области 4 тепловых нейтронов. Контуры 7, 8 содержат устройства 10 ввода топливной композиции 6, которые расположены на входе в зону 3 деления, устройство 11 преобразования энергии, устройство 12 селекции-вывода продуктов деления, устройством 13 ввода воспроизводящего вещества 14, объем 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения и соединены, устройством 9 взаимообмена вещества контуров 7, 8. Контур 8 с топливной композицией 6 пересекающий зону деления в области 4 быстрых нейтронов может быть помещен в поглотитель 16 тепловых нейтронов. Устройство 1 формирования направленного потока тепловых нейтронов может содержать также дополнительную фокусную область и помещено во внешнее магнитное поле.

Ядерный реактор, предлагаемый для реализации способа, работает следующим образом. Топливная композиция 6, помещенная в рабочие контуры 7, 8 устройства, циркулирует через зону 3 деления реактора. Рожденные в реакторе быстрые нейтроны, пройдя через вещество топливной композиции 6 и частично провзаимодействовав с ним, входят в устройство формирования направленного потока нейтронов 1, двигаются в веществе анизотропного замедлителя и отдают ему свою энергию, отводимую от структуры потоком теплоносителя. Потерявшие свою энергию тепловые нейтроны диффундируют в веществе замедлителя и отражаясь от поверхностей его анизотропной структуры, формируются в направленный к фокусной области 2 поток нейтронов, поэтому в выделенном направлении существенно повышается плотность нейтронов. Потоки быстрых нейтронов за счет расположения контуров в зоне прямой видимости и за счет их отражения от внутренней стенки устройства формирования направленного потока нейтронов 1, профилированной в форме эллипсоида, взаимопересекаются на веществе контуров. Нейтроны, которые не провзаимодействовали с топливной композицией, далее замедляются и селектируются устройством формирования направленного потока нейтронов 1. Это позволяет сфоpмировать совместный поток их тепловых нейтронов, направленный в область тепловых нейтронов. Рожденные в области 3 деления нейтроны термализуют на веществе замедлителя в устройстве формирования направленного потока нейтронов 1 и возвращают в зону 3 деления в фокусную область 2 устройства, где вновь рождают быстрые нейтроны. Цикл жизни нейтронов повторяется. В реакторе реализуется раздельное формирование потоков быстрых и тепловых нейтронов. Нейтроны, возвращаемые в тепловую зону, по способу их формирования, не содержат нейтронов промежуточных энергий, эти нейтроны чисто тепловые, спектр же взаимопересекаемых потоков быстрых нейтронов из-за отсутствия в зоне деления замедляющего вещества, максимально жесткий.

Возможна реализация способа в реакторе без устройства формирования 1 направленного потока нейтронов, зона деления его может быть, например, выполнена в виде реактора MSBR, контур которого выполнен в виде двух контуров, один из которых проходит в центральной части реактора в области деления на тепловых нейтронах, а второй контур проходит по периферии реактора в области деления на быстрых нейтронах, но в этом случае, как и в прототипе, топливная композиция должна быть на ториевой основе, или содержать небольшое (до 50% количество урана) и вещество композиции требует его обогащения, что сужает топливную базу способа и снижает его безопасность, а, кроме того, поскольку рабочая плотность нейтронов в нем много меньше чем в предлагаемом реакторе, то период формирования стационарного состава из исходного вещества может стать больше времени жизни реактора, что усложняет его эксплуатацию. Топливная композиция 6 может быть введена в зону деления в газовой жидкой или твердой фазе. Теплоноситель может вводиться и дополнительно с периферии области деления. При введении топливной композиции 6 в газовой фазе, она может быть в виде летучих соединений, например фторидов или в виде паров. При этом в качестве теплоносителя возможен, например, гелий. При введении топливной композиции 6 в жидкой фазе она может быть в виде легкоплавких соединений, например жидкосолевых. При этом теплоноситель может быть также жидкосолевым. Топливная композиция, вводимая в твердом виде, может представлять собой шаровые тепловыделяющие элементы, или может в жидкой или газовой фазе заполнять шаровые оболочки. При этом в качестве внешнего теплоносителя возможен, например, гелий. Топливная композиция 6 в контуре 7, проходящем через область 5 быстрых нейтронов, преимущественно находится в зоне деления 1 и накапливает образующиеся нейтронноизбыточные ядра. Для увеличения взаимодействия плотность вещества в этом контуре и его поперечные размеры должны быть больше, чем в контуре 8 с топливной композиции 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов. Газ в нем должен быть под большим давлением. Устройство ввода 10 топливной композиции 6 может быть выполнено, например, в виде насоса со струйным соплом или стреляющего устройства в случае элементов и оболочек, направляет ее в зону деления и регулирует скорость их ввода в нее. Вещество контура 7, проходящего расположенного в области 5 быстрых нейтронов, частично отводится устройством 9 взаимообмена вещества контуров в контур 8 с топливной композицией 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов и одновременно, этим устройством постоянно в контур 7 вводится вещество из контура 8. В случае, если топливные композиции 6 контуров 7 и 8 находятся в одинаковой фазе, это устройство представляет собой обычное устройство их взаимоперекачки или взаимообмена. В случае, если топливные композиции 6 контуров 7 и 8 находятся в разной фазе, в разных химических состояниях это могут быть установка или химический реактор. Наиболее оптимальным является работа устройства на топливной композиции в газовой фазе, работа на топливной композиции в жидкой фазе снижает отрицательный температурный коэффициент реактивности, что влияет на безопасность, работа устройства на составах, которые в разных контурах находятся в разных фазах, требует переработки, в том числе химической, в топливном цикле, что ухудшает экологичность и снижает безопасность. Конструкция устройства 13 ввода воспроизводящего вещества 14 определяется видом топливной композиции в контурах 7, 8, его составом и фазой и может быть выполнено, например, в виде насоса для жидких или газовых фаз с трубопроводом, соединенным с контурами 7, 8 или с одним из этих контуров. Оптимальным может быть и его совмещение с устройством 9 взаимообмена вещества контуров путем ввода в него дополнительного входа для воспроизводящего вещества в необходимой фазе или входа для ввода топливной композиции в твердом виде. Топливная композиция 6 находится в области 3 деления в течение времени прохода (протока) через нее. Температура, достигаемая при этом в смеси, определяется мощностью энерговыделения, теплоемкостью топливной смеси вместе с теплоносителем, прокачиваемой через зону деления и временем ее нахождения в области деления. За счет профилирования канала контура в зоне деления может быть реализован различный режим течения, например, изотермический или изобарический для газов. Поскольку время нахождения вещества определяется лишь скоростью движения его через зону деления и может быть малым, до 10-1-10-3 с, возможна работа реактора с высокой мощностью при высоких потоках нейтронов и при относительно небольшой температуре вещества на выходе реактора. Теплоноситель может вводиться и дополнительно с периферии области деления. Топливная композиция 6 в области быстрых нейтронов также находится в течение времени прохода через нее, но вследствие более низких сечений взаимодействия с быстрыми нейтронами скорость движения композиции должна быть резко снижена, а плотность вещества резко повышена. Температура, достигаемая при этом в смеси, определяется мощностью энерговыделения, теплоемкостью топливной смеси с теплоносителем прокачиваемой через зону деления и временем ее нахождения в области 7 быстрых нейтронов, но в связи с относительной малостью величин сечений на быстрых нейтронах она может быть меньше чем в области 8 тепловых нейтронов. Время нахождения ее вне зоны деления должно быть малым, меньшим чем в зоне деления. Зона 3 деления контура 8 с топливной композицией 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов составляет лишь малую часть всего объема контура и короткоживующие бета-активные актиноиды успевают превратиться вне зоны деления, в области охлаждения топливной композиции в делящиеся радионуклиды, а короткоживующие осколки деления в долгоживущие или стабильные элементы за время их полной циркуляции. При этом, поскольку процесс циркуляции долговременен и непрерывен, то, в конце концов, в радионуклиды, делящиеся или на быстрых или на медленных нейтронах, превращаются и долгоживущие актиноиды. Эта область охлаждения может быть выполнена, например, в виде входящего в контура 7, 8, объема 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения. Из области 3 деления в контурах 7, 8 топливная композиция попадает в устройство 11 преобразования энергии, а затем в устройство селекции и вывода 12 продуктов реакций, пройдя устройство ввода 13 воспроизводящего вещества 14, устройство взаимообмена вещества контуров 9, вновь устройством ввода 10 направляется в область 3 деления или в область 5 с тепловыми нейтронами, или в область 4 с быстрыми нейтронами. Цикл жизни топливной композиции повторяется. В устройство селекции и вывода 12 продуктов реакций можно выводить как весь поток рабочего контура реактора, так и его часть. Поскольку осколки деления существенно отличаются от актинидов по массам, это позволяет проводить их непрерывное выделение из вещества топливной композиции, отделять от делящихся веществ в ней и поддерживать их количество на уровне, который практически не влияет на поглощение нейтронов. Из вещества топливной композиции, выполненной в виде отдельных топливных элементов или оболочек, осколки могут не извлекаться. Для выделения, например, могут быть использованы струйные газовые сопла (например, сопло Беккера) и другие методы разделения изотопов по массам. Поскольку осколки деления отличаются по массам от актинидов примерно вдвое, то устройство будет достаточно эффективно поддерживать малую концентрацию продуктов деления в стационарном составе композиции. Возможны и иные варианты реализации этого устройства. При этом возможно выделение из топливной композиции также и теплоносителя и последующее формирование смеси в новых соотношениях ее компонентов. Часть осколков деления, особо Cs-137 и Sr-90, могут быть возвращены в стационарную смесь в основную фокусную область 10 или в дополнительную фокусную область и трансмутированы там в стабильные вещества. При этом из-за несколько большего времени нахождения стационарной смеси делящихся веществ в устройстве выделения и вывода 12 продуктов деления она обладает большей критичностью, что позволяет, управляя смешиванием с основным потоком контура 7, 8 совместно с устройством ввода 10 топливной композиции, задающей скорость движения топливной композиции 6 в зоне 3 деления и объема 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения, оперативно управлять параметрами реактора. Изменение времени нахождения делящегося вещества в зоне 1 деления и вне зоны 1 деления допускает различные варианты реализации. Может быть выполнено в виде устройства изменения скорости движения вещества в зоне 1 деления, например, регулируемого сопла, которое размещено на входе в зону деления реактора, трубопровода, регулируемого по длине и сечению, который размещен в циркуляционном контуре реактора, в виде объема 15 байпасного трубопровода регулируемого по длине и сечению, соединенного с циркуляционным контуром 7, 8 реактора или является его элементом. Можно управлять соотношением времен облучения и выдержки не только как целым, но и дифференциально, разбив поток смеси после прохождения зоны деления на несколько подпотоков с разным временем их нахождения вне зоны деления, получая в них составы с различной критичностью и управляя затем их смешиваем на входе в зону деления, оперативно поддерживать критичность смеси на необходимом уровне. При этом одним из потоков может быть поток воспроизводящего вещества вводимого в смесь. Устройство преобразования 11 энергии, может быть любым, например в виде любой тепловой машины, и входить прямо в контур, или соединяться с ним через теплообменное устройство. Возможен вариант реализации устройства преобразования 11 энергии, отличающийся тем, что оно содержит устройство удержания плазмы внутри золы деления, которое выполнено в виде магнитной ловушки. Это позволяет изолировать область образующейся в жестком режиме работы реактора горячей плазмы от элементов конструкции реактора. При этом возможен вариант, когда устройство удержания плазмы выполнено в виде открытой магнитной ловушки, часть которой имеет форму магнитного сопла для преобразования энергии полученной плазмы в ее движение, а затем поставлен МГД, ЭГД и (или) иное устройство преобразования энергии. При использовании реактора в качестве ракетного движителя можно выводить часть движущейся плазмы или теплоносителя в пространство. Контур 8 с топливной композицией 6, пересекающий зону деления в области 4 быстрых нейтронов, может быть помещен в поглотитель 16 тепловых нейтронов, который может быть выполнен в виде двуслойной трубы 17 с жидким или газовым поглотителем 18 нейтронов, соединенным с устройством управления 19 поглотителем. Это позволяет еще более снизить долю потока тепловых нейтронов, которые попадают в контур с быстрыми нейтронами и ухудшают процесс формирования топливной композиции. Поток тепловых нейтронов, достигающий области быстрых нейтронов, должен быть по крайней мере в сто раз меньше потока быстрых нейтронов, достигающих контура. При этом поток быстрых нейтронов, входящих в контур и выходящих из него, может существенно не замедляться этим поглотителем. В качестве твердого поглотителя может быть использован кадмий или бор, в качестве жидкого или газового поглотителя возможны их жидкие или летучие соединения или гелий-3. Поглотитель может быть размещен в полой трубе постоянно или прокачиваться через него устройством управления 19 поглотителем со съемом выделившейся в нем энергии в виде тепла. Устройство управления поглотителем может быть, например, выполнено в виде замкнутого контура с насосом для перекачки состава резервным объемом и соединено с устройством энергосъема реактора. Важно вновь подчеркнуть, что в зоне деления на тепловых нейтронах ядерного реактора всегда находится лишь столько делящегося вещества, сколько находится в нем во время его протока через его фокус, а рабочая плотность делящегося вещества в замкнутых контурах может быть мала и при потере по какой-либо причине управления процессом последствия аварии по масштабу будут несоизмеримо меньше последствий аварии на существующих реакторах деления. Наиболее опасной аварийной ситуацией является резкое прекращение отбора вещества из активной зоны 3 и резкий рост концентрации вещества в ней, потому необходимы и возможны конструктивные решения исключающие подобный сценарий наличие байпасного объема на выходе зоны деления, концентрация всех сложных элементов на входе в зону деления, повышенное давление вещества композиции на входе, малое на выходе и т.д. И самое главное, как уже отмечено ранее, критичность стационарной смеси теплового контура может поддерживаться на близким к минимальному ее уровню для данного реактора, а также самостабилизироваться за счет газ-газового состава и изменения плотности состава рабочей смеси при нагреве, усиливаемого диссоциацией вещества теплоносителя в реакторе. Кроме того, безопасность существенно повышается за счет исключения обогащения топлива, внешней переработки топлива, существенного упрощения всего топливного цикла получения энергии при делении ядер, что влияет также и на экологичность процесса.

Процесс управления реактором может быть многоканален:
1) это прежде всего управление соотношением времени нахождения стационарного состава в зоне деления реактора и вне его путем изменения скорости транспортировки топливной смеси в зоне деления и вне ее. После перекрытия устройством управления подачи в зону топливной композиции область деления очищается и процесс деления прекращается;
2) управление взаимообменом вещества контуров;
3) управление выбором состава и характеристиками теплоносителя, включая его рабочее давление, скорость прокачки через зону деления и температуру его диссоциации и испарения, самостабилизация в этом случае потока нейтронов вследствие отрицательного коэффициента реактивности;
4) управление изменением поперечного сечения канала в зоне деления реактора;
д) возможен процесс управления реактором деления при использовании воспроизводящего вещества в качестве поглощающего вещества вводимого при создании его стационарной смеси;
5) обычное поглощение избыточных с точки зрения процесса деления нейтронов на поглотителе в аварийном режиме работы реактора. Поглощение избыточных нейтронов возможно и в дополнительных фокусных областях устройства формирования направленного потока нейтронов;
6) управление процессами селекции в ЗФС путем управления величиной внешнего магнитного поля (изменения его) в варианте устройства ЗФС с магнитными нейтронными суперзеркалами;
7) управление поглощением тепловых нейтронов направленных в быстрый контур реактора.

Преимущества предлагаемых способа и реактора для получения энергии в процессе управляемого деления ядер состоят в упрощении топливного цикла реактора и повышении глубины выгорания воспроизводящего вещества, работе с необогащенным делящимся веществом и без последующей переработки топлива, повышении экологичности процесса получения ядерной энергии, росте эффективности полезного использования нейтронов, а также повышении безопасности ядерных энергетических установок.

Пример. Для более наглядного понимания были проведены расчеты процессов облучения топливной композиции в реакторе со следующими параметрами.

Радиус канала в основной (тепловой) зоне реактора составил 20 см. Длина канала в основной (тепловой) зоне реактора составила 100 см. Радиус и длина канала в быстрой зоне также были равны 20 и 100 см соответственно. Поток тепловых нейтронов застабилизирован на уровне 1016 нейтр*кв.см/с, поток быстрых нейтронов формируется в зависимости от теплового, но он не должен превышать 1015 нейтр*кв/с. Эффективность возврата нейтронов в зону деления замедляюще-фокусирующей структурой была принята равной 0,8. В качестве исходного топлива и воспроизводящего вещества был выбран природный уран. Были заданы следующие параметры процесса. Плотность вещества топливной композиции в реакционной зоне теплового фокуса составляла 1,0*1020 ат/куб.см. Плотность вещества топливной композиции в зоне воспроизводства составляла 20*1021 ат/куб. см. Соотношение объемов реакционной зоны к зоне охлаждения теплового контура составляла 1:1000, соотношение объемов реакционной зоны к зоне охлаждения быстрого контура составляло 10;1. Доля вещества, передаваемого из одного контура в другой, была равна 1*10-7 от количества вещества, содержащегося в тепловом контуре. В качестве теплоносителя использовался гелий. Давление гелия составляло 15 атм. Скорость прокачки теплоносителя составляла 100 м/с.

Было проведено численное моделирование процессов формирования стационарного состава топливной композиции в предлагаемом способе. В процессе моделирования учитывались все реакции превращения изотопов делящихся веществ, участвующих в процессе их взаимодействия с нейтронами, от Th-228 до Es-253. При моделировании учитывали процессы n-гамма захвата нейтронов, деления, а также альфа-, бета- распадов ядер при их взаимодействии с тепловыми (0,025 эВ) и быстрыми нейтронами деления (0,9 МэВ) и взаимопереходы между участвующими в процессе ядрами (процессы n-2n рассматривались только для Th-232, U-235, U-238, Pu-239, более сложные процессы не рассматривались). Модель учитывала различные времена нахождения делящегося вещества в зоне деления и зоне охлаждения и величину отношения этих величин. Были рассмотрены процессы одновременно в двух-быстром и тепловом контурах, помещенных в различные условия по потокам воздействующих нейтронов, взаимоперекрытие быстрых потоков нейтронов, возврат тепловых нейтронов в область теплового контура и взаимообмен вещества между контурами. Модель учитывала также энерговыделение в зоне деления и нагревание теплоносителя совестно с делящимся веществом вдоль оси канала заданием величины политропы процесса.

Расчеты показали, что при заданных параметрах от момента запуска реактора до выхода его на стационарный рабочий режим коэффициент размножения нейтронов в топливной смеси всегда больше единицы и непрерывно увеличивается, достигая примерно постоянного значения при достижении интегрального нейтронного потока, равного 2*1022. При величине флюэнса, большей 2*1022,в состав топливной смеси практически не изменяется и остается стабильным.

Состав стационарной топливной композиции, образующейся в ходе долговременного облучения в двухконтурном реакторе воспроизводящего вещества из природного урана, приведен ниже в таблице.

Изобретение может быть использовано для создания ядерных энергетических установок, использующих в качестве топлива природный уран, обедненный уран или торий. Малогабаритные реакторы могут применяться в транспортных установках. Предлагаемый способ может быть использован для получения потоков тепловых нейтронов высокой плотности.


Формула изобретения

1. Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер нейтронами, включающий замедление и возврат тепловых нейтронов в зону деления, циркуляцию топливной композиции, содержащей воспроизводящее вещество с изотопами образующихся делящихся веществ через область быстрых нейтронов, область тепловых нейтронов зоны деления и зону охлаждения, отличающийся тем, что проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления, циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения. а другой через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество из топливных композиций взаимообменивают.

2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отношение времени нахождения вещества топливной композиции в зоне охлаждения к времени нахождения его в области тепловых нейтронов в контуре, проходящем через область тепловых нейтронов, поддерживают больше 100.

3. Реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, содержащий замедляющее вещество топливную композицию в замкнутом контуре, проходящем через зону охлаждения и зону деления с областью тепловых и областью быстрых нейтронов, отличающийся тем, что топливная композиция размещена по крайней мере в двух контурах, причем один из них пересекает область тепловых, а другой область быстрых нейтронов зоны деления, и контуры соединены устройством взаимообмена их вещества, замедляющее вещество выполнено в форме полого устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов, зона деления расположена в полости, устройство содержит каналы формирования направленного потока нейтронов, ориентированные только в направлении контура с топливной композицией пересекающего область тепловых нейтронов зоны деления.

4. Реактор по п.3, отличающийся тем, что полость устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов профилирована в виде эллипсоидального цилиндра, фокусы которого пересекают контуры с топливной композицией, а один из фокусов эллипсоидального цилиндра является фокусной областью устройства формирования направленного потока нейтронов.

5. Реактор по п.3, отличающийся тем, что полость устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов профилирована в виде цилиндра с образующей в виде звезды с двумя лучами в виде эллипсов, области быстрых дейтронов помещены в лучах звезды, центр звезды является фокусной областью устройства формирования направленного потока нейтронов и взаимопересекающимся фокусом эллипсов, фокусы эллипсов пересекают контуры с топливной композицией.

РИСУНКИ

Рисунок 1, Рисунок 2, Рисунок 3



 

Похожие патенты:

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в судовых ядерных энергетических установках

Изобретение относится к ядерной технике, а именно к ядерным реакторам транспортных установок, например, космического назначения

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке

Изобретение относится к ядерной технике и может быть использовано в качестве источника энергии в энергетической установке

Изобретение относится к эксплуатации и ремонту ядерных реакторов и может быть использовано при проведении ремонтно-восстановительных работ на ядерных реакторах типа РБМК

Изобретение относится к конструкции защиты ядерных канальных реакторов и хранилищ отработанного ядерного топлива и позволяет повысить надежность и безопасность защиты

Изобретение относится к ядерным энергетическим установкам, а более конкретно к системам расхолаживания ядерных паропроизводительных установок

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности, к радиационным защитам (РЗ), выполненным из гидрида лития и касается технологии изготовления в части проведения контроля ослабляющих свойств защиты и возможности обеспечения ею допустимых потоков нейтронного излучения на полезной нагрузке космического аппарата

Изобретение относится к области ядерной энергетики для космических аппаратов и, в частности, к радиационным защитам (РЗ), выполненным из гидрида лития и касается технологии изготовления в части проведения контроля ослабляющих свойств защиты и возможности обеспечения ею допустимых потоков нейтронного излучения на полезной нагрузке космического аппарата

Изобретение относится к области атомной техники и может быть использовано для ремонта тепловыделяющих сборок ядерных реакторов

Изобретение относится к устройствам контроля за технологическими параметрами ядерных реакторов, в частности, за расходом теплоносителя в технологических каналах (ТК) с тепловыделяющими сборками (ТВС)

Изобретение относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления

Наверх