Способ управляемого деления ядер и модульный ядерный реактор

Изобретение относится к способу получения энергии в результате деления ядер. Быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, причем используют зону деления реактора без замедлителя. Делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U, сравнимой или меньшей концентрации в природном уране, поток тепловых нейтронов вводят по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, снимают энергию деления теплоносителем. По каналам вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации. В реакторе зона деления не содержит замедлителей, делящееся вещество в виде пластин совместно с поглотителем летучих выделений помещено внутрь корпусов, в зазорах между которыми размещены пористые фитили испарения конденсата, соединенные с теплообменным устройством, с одной стороны через линию отвода пара, а с другой стороны соединены с ним через линию ввода конденсата. Техническим результатом является упрощение конструкции реактора, рост удельной мощности в реакторе, радиационной и экологической безопасности, что позволяет расширить область их применения. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 5 ил.

 

Область техники

Группа изобретений относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии и полезного применения ядерных реакторов деления.

Предшествующий уровень техники

Из уровня техники известен способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер, (описанный в патенте US 2708656, от 17.03.1955) в котором в качестве делящегося вещества используется природный или обогащенный уран. Процесс деления осуществляется с помощью тепловых нейтронов, образуемых в процессе замедления быстрых нейтронов деления. В качестве замедлителя используют обычную воду, тяжелую воду или графит. Энергия деления ядер преобразуется в тепловую энергию, передаваемую теплоносителю, в качестве которого используют воду или жидкие металлы. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа из-за нерешенной проблемы полезного использования отработанного топлива.

Известен способ получения энергии (RU 2088981 от 01.02.1996), в котором в процессе работы реактора нарабатывается в режиме бриддинга и выжигается Pu-239 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 концентрациях. Глубина выгорания определяется величиной исходного обогащения топлива рабочим изотопом с учетом периодического возобновления в открытом топливном цикле. Топливо имеет избыточную критичность состава на тепловых нейтронах. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа, так как в процессе химической переработки облученного топлива часть радионуклидов попадает в окружающую среду.

Известен способ получения энергии (УФН том 163, №8) в котором предлагается реактор на базе нейтронно-делительной волны на быстрых и на тепловых нейтронах реализуемый в концепции реактора с испаряющейся активной зоной. Недостатками являются малая эффективность использования топлива, низкое энерговыделение.

Известен способ получения энергии при делении ядер, в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, (Патент RU 2075116 от 30.12.1994) принятый нами за прототип. Способ характеризуется низкой глубиной выгорания делящегося вещества.

К недостаткам относится некоторая сложность процесса.

Из уровня техники также известен реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, принятый нами за прототип содержащий анизотропный замедлитель, выполненный в виде замедляюще- фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов из замедлителя с каналами между ними, делящееся вещество и зону деления с областью тепловых и областью быстрых нейтронов устройство перемещения делящегося вещества, устройство преобразования выделяющейся энергии с контуром теплоносителя (Патент RU 2075116 от 30.12.1994). Реактор характеризуется высокой глубиной выгорания делящегося вещества.

К недостаткам относится некоторая сложность процесса.

В способе и устройстве, принятом за прототип, производят глубокое выжигание ядерного топлива в процессе в процессе периодического нахождения его в области быстрых нейтронов, в области тепловых нейтронов и в зоне охлаждения, при постоянном вводе воспроизводящего ядерного топлива из U²³⁸, Th²³² или их смеси, взамен их выгоревшей части.

Но, для некоторых технических задач необходимо достичь высокого выгорания топлива в исходном его составе без ввода восполняющего воспроизводящего вещества.

Раскрытие изобретений

Задачей, на решение которой направлена заявленная группа изобретений, является

разработка способа и ядерного реактора, для получения энергии в процессе управляемого деления ядерного делящегося вещества с высокой глубиной его выгорания.

Техническим результатом, достигаемым при реализации группы изобретений, является упрощение, рост удельной мощности в реакторе, и обеспечение энергетической эффективности, безопасности и экологической приемлемости, что позволяет повысить качество и расширить технические возможности ядерных реакторов и спектр областей их технического применения.

Указанный технический результат достигается в способе получения энергии при делении ядер в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, характеризующийся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране, поток тепловых нейтронов вводят по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, снимают энергию деления теплоносителем, так, что по этим каналам вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации.

Сущность данного способа заключается в том, что веществом замедлителя быстрые нейтроны замедляют, передавая их избыточную энергию ядрам его вещества. Затем, нейтроны, попавшие в область захвата по углам и двигающиеся вдоль каналов из глубины замедлителя, выводят в направлении делящегося вещества, причем зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране. При этом глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем.

На обогащенном уране активная зона реактора на базе ЗФС энергонапряженная, может иметь небольшие размеры, но полезно используется лишь 1 из 2.5 нейтронов.

Особый интерес представляет работа реактора на дешевом обедненном уране.

У исходного обедненного урана выход нейтронов при делении ядер достигает величины: η_tn = 0.74, η_fn = 1.12. Но базой является то, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из ²³⁸U в нем идет наработка ²³⁹Pu с высоким сечением его деления, и равновесная концентрация ²³⁹Pu, в долговременных составах, мала. (13). А выход нейтронов из топливного состава формируемого в этом случае на тепловых нейтронах, мал, но положителен:

Это является не недостатком, а преимуществом данного реактора, поскольку при эффективном возврате тепловых нейтронов нет необходимости бессмысленно выжигать нейтроны системой СУЗ для обеспечения его безопасной работы.

Ввод исходного делящегося вещества с концентрацией близкой или несколько меньшей, чем концентрация ²³⁵U в природном уране позволяет в процессе начальной стадии работы реактора сформировать состав для последующей длительной работы с высокой глубиной выгорания топлива в нем - долговременный стационарный состав.

Так, например, при условном режиме CANDU (когда исходный состав природный уран, внешняя зона отсутствует, ЗФС полностью возвращает быстрый поток нейтронов, тепловыми) при стартовом составе 0.5% по ²³⁵U, в таблице 1 показан состав, сформированный в режиме долговременной работы при потоке нейтронов: F_f = 3.7⋅10¹³ см^–2с^–1, F_t = 10¹³ см^–2с^–1, F_act = 1, N_full/N_act = 1.

Таблица 1 Стационарный состав на базе обедненного урана
F_t = 10¹³ см^–2с^–1, F_f = 10¹³ см^–2с^–1, N_full/N_act = 1

Изотоп	238U	242Pu	240Pu	239Pu	243Am	236U	244Cm
Содержание, %	98.010	0.879	0.315	0.282	0.231	0.092	следы

Выход нейтронов из состава: η_t = 1.075 на тепловых и η_f =1.368 на быстрых нейтронах. Изменение критичности состава при стартовом составе с 0.5% по ²³⁵U показано на фиг. 4. Динамика изменения некоторых основных актинидов состава при работе реактора представлена на фиг. 5. В процессе работы реактора в ходе захвата топливным составом быстрых и тепловых нейтронов и последующих β-распадов идет последовательное выгорание (деление) всех образующихся в процессе работы актинидов. И при этом в топливе, в рабочем составе, при потоке нейтронов 1·10¹³ 1/см²сек, при работе в относительно ненапряженном режиме, энерговыделение в делящемся веществе дискового ТВЭЛ составит ≈ 24 Вт/см³. И за 30 лет работы реактора в таком режиме без перегрузки в нем выгорит 25% исходного урана.

По каналам в делящемся веществе вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации пара, в результате чего снимают энергию деления теплоносителем. Выбор тонкостенной дисковой формы делящегося вещества (ТВЭЛ) обусловлен низким перепадом температуры в тонком теле диска: ΔТ≈10-20⁰С. А также высокой эффективностью теплосъема с тонкостенных дисков в связи с большой поверхностью теплообмена. По своим теплофизическим свойствам максимально интересна работа системы теплосъема в режиме тепловой трубы (термосифона), когда теплоноситель это водяной пар с его коэффициентом теплоотдачи γ=0.797 кал/(см²сек⁰С) =3.34 Вт/(⁰Ссм²). И при этом используется переход жидкость–пар с его работой парообразования r≈2434кДж/кг в капиллярном режиме.

Рабочее давление пара в системе может быть малым P≈1атм. Предлагается схема энергосъема использующая эффект энергии парообразования и последующего перегрева пара без наличия большой массы жидкости в активной зоне.

Указанный технический результат достигается за счет того, что выполняют ядерный реактор, содержащий замедляюще фокусирующую структуру, зону деления с делящимся веществом, устройство энергосъема с теплообменным устройством, характеризующийся тем, что зона деления не содержит замедлителей, делящееся вещество в виде пластин совместно с поглотителем летучих выделений помещено внутрь корпусов, в зазорах между которыми размещены пористые фитили испарения конденсата, которые с соединены с теплообменным устройством, с одной стороны через линию отвода пара, а с другой стороны соединены с ним через линию ввода конденсата.

Для эффективной работы ЗФС и реактора целесообразно чтобы теплоноситель не был замедлителем. Замедлитель выполняют структурированным и анизотропным в виде пакета протяженных профилированных пластин, с каналами между ними. Для чего замедляюще- селектирующая структура выполнена в виде группы изогнутых пластин переменной кривизны, причем таких, что образованные между ними криволинейные каналы на краях участков с минимальной кривизной ориентированы в направлении тепловыделяющих элементов, выполненных в виде плоских пластин с протекающим между ними теплоносителем. Селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры профилированны и ориентированны циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра пластин.

Возможность реализации способа обусловлена тем, что поведение нейтронов в замедлителе, вне замедлителя и на границе раздела сред существенно различаются.

Прежде всего, обратим внимание на то, что для полного внешнего отражения нейтронов от поверхности необходимо, чтобы поперечная компонента кинетической энергии нейтрона касательно двигающегося вдоль поверхности была меньше средней потенциальной энергии отталкивания нейтронов в среде, которая может быть определена и как граничная энергия нейтронов в среде.

Угол полного внешнего отражения нейтронов определяется отношением граничной скорости нейтрона v_гр на поверхности вещества к скорости v₀ = 2200 м/с тепловых нейтронов реактора .

Можно представить следующую таблицу для граничной энергии E_гр, граничной длины волны λ_гр, и поперечной граничной скорости нейтронов v_гр для разных веществ на поверхности замедлителя:

Таблица 2

Вещество	Eгр, нэВ	λгр, нм	vгр, м/с
Al	0.54	123	3.22
Cu	1.68	69.8	5.67
C (графит плотность 2 г/см3)	1.73	68.7	5.67
Be	2.43	58	6.81
BeO (2.9 г/см3)	2.62	55.8	7.08
D2O (1.105 г/см3)	1.66	70.2	5.63
Нерж. сталь 1Х18Н10Т	1.82	67.0	5.90
Стекло	0.9	95.3	4.15
Свинец	0.87	96.9	4.08

Этот угол равен φ_s = 10' для поверхности из графита, φ_s = 12' для поверхности из бериллия, φ_s = 10.7' для поверхности из железа, φ_s = 11.5' для поверхности из никеля и φ_s = 5.0' для поверхности из аллюминия. Угол полного отражения нейтронов можно увеличить снижением температуры замедлителя вплоть до 4.2K, или увеличить до единиц градусов нанесением на поверхность суперзеркальных покрытий.

Суперзеркала представляют собой структуры из слоев с различными оптическими потенциалами, нанесенными на какую либо подложку. Например, это может быть многослойная система из широкого барьера и тонких периодических слоев из FeCo-Si.

Можно записать и условия отражения нейтронов через показатель преломления нейтронов на поверхности вещества:

Где: ; - дебройлевская длина волны нейтрона со скоростью v_n ;

N – концентрация ядер; b – длина когерентного рассеяния ядер вещества; μ – магнитный момент нейтрона; B – магнитная индукция поля действующего на нейтрон внутри ферромагнетика; E – энергия нейтрона.

Возможны нейтронные поляризующие суперзеркала, например, из CoFe(V)TiZr, эффективность отражения нейтронов, которыми, зависит от величины и направления наложенного на зеркало магнитного поля.

Существенно то, что нейтрон, выходящий из поверхности вещества получает дополнительную энергию равную E_гр и при этом получает дополнительную поперечную скорость равную v_гр отклоняющую траекторию от поверхности, а нейтрон входящий в вещество, теряет эти энергию и скорость. Поэтому плоский протяженный равномерный канал не обладает селектирующими нейтроны свойствами. По этой же причине не обладает такими свойствами и протяженный канал, имеющий постоянную кривизну его поверхности, если при этом величина граничной энергии на поверхности постоянна.

Для того чтобы щелевой канал получил способность селективно захватывать движущиеся в нем нейтроны, он должен иметь переменную, спадающую к его выходу кривизну этой поверхности. Или с другой стороны, радиус кривизны этой поверхности или граничная энергия на ней должны непрерывно расти в направлении выхода из канала.

В этом случае в структуре, в каждой точке профилированной поверхности канала существует область захвата нейтронов по углам K_sel ∆φ_s. И потому подобная поверхность обладает способностью захватывать и выводить в выделенном направлении нейтроны как на всей плоскости селектирующей нейтроны пластины, так и во всем объеме анизотропной селектирующей структуры замедлителя. Кроме того важно, что весь этот поток обладает малым разбросом по углам, и он имеет на выходе высокую плотность потока нейтронов в тонком пристеночном слое h_s каждой селектирующей пластины.

И в резко анизотропной структуре ЗФС в виде пакета селектирующих пластин, у каждого нейтрона после рассеяния есть вероятность попасть в угловую область захвата нейтронов, какой-либо из селектирующих пластин внутри пакета структуры. Результатом движения нейтронов у поверхности пластин, радиус кривизны R которых гладко растет, является серия последовательных отражений: пристеночный нейтрон, первый раз отразившись от поверхности пластины, испытывает ряд последующих отражений.

И если угол внешнего поверхностного отражения нейтронов равен φ_s, а радиус кривизны поверхности равен ≈ R, то длина хорды, по которой движется отраженный нейтрон, будет L_s ≈ R·sin(φ_s), а расстояние между хордой и поверхностью канала, будет h_s ≈ R· (1 - cos(φ_s)). А поэтому величина φ_s преимущественно влияет на количество отражений уже отселектированных структурой нейтронов от поверхности каналов до выхода из них.

Можно также показать, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции K_sel может быть представлен, как .

Здесь поверхность селектирующей пластины ЗФС задается в координатах (x,y). Где R´_x – производная изменения радиуса кривизны R селектирующей пластины вдоль ее длины, и y´_x – производная профиля селектирующей пластины вдоль ее длины.

Важно, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции K_sel не зависит от φ_s, но при этом существенно определяется кривизной селектирующих пластин.

Для примера, если поверхность пластины формирующей канал может быть описана как парабола , при p = 0.005 м, то радиус кривизны этой параболы может быть представлен, как , и если пластина имеет длину около L_p = 150 мм, то радиус ее кривизны на краю достигает R = 3 м. И при этом соответственно увеличивается длина траектории нейтронов между отражениями до L_s ≤ 2 см, причем ширина пристеночного потока отселектированных нейтронов h_s ≤ 0.01 мм, остается узкой, что определяет высокую плотность потока нейтронов в нем.

Изменяется вдоль длины канала и коэффициент эффективности захвата нейтронов в процесс селекции K_sel , при длине области селекции в 150 мм, он на значительной части его длины он больше чем K_sel ≥10, или ∆φ_s ≥ 10·φ_s, что существенно влияет на рост эффективности селекции нейтронов одиночной пластиной структуры.

В этом случае можно оценить плотность пристеночного потока нейтронов выходящего из одиночной пластины ЗФС, как .

Считая, для примера, что плотность диффузного потока тепловых нейтронов в структуре, например, равна n₀ = 5×10¹³ см^-2сек^-1 , а K_sel ≈ 20, получим при толщине потока h_s ≈ 0.01 мм, что K_s ≈ 60, и что плотность пристеночного потока нейтронов выходящих из одиночного канала селектирующей структуры, выросла до n_out ≈ 1.2×10¹⁶ см^-2сек^-1.

Замедление быстрых нейтронов происходит в глубине ЗФС и поток нейтронов, которые вернулись в зону деления, является тепловым. В спектре нейтронов тепловой активной зоны промежуточные нейтроны отсутствуют. Сформированные потоки тепловых нейтронов направляют на делящееся вещество.

В результате деления выделяется ядерная энергия, и рождаются быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, пройдя сквозь делящееся вещество, частично взаимодействуют с ним и уходят в замедляюще-селектирующую структуру где их термализуют на его веществе, селектируют и вновь направляют в виде узкого плотного потока тепловых нейтронов на делящееся вещество. Цикл их жизни замыкается.

В качестве теплоносителя внутри блоков замедляющее фокусирующих структур (ЗФС) реактора может быть использован гелий, натрий и широкий класс других жидких и газообразных веществ. Желательно чтобы при этом сечение рассеяния ими нейтронов было мало и вещество не являлось замедлителем, чтобы спектр выходящих из активной зоны нейтронов не был «серым».

Зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с пористыми фитилями с делящимся веществом зоны деления.

В реакторе шаг пластин замедляюще- фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов кратен с шагом тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ).

Сформированный селектирующими пластинами ЗФС поток тепловых нейтронов имеет расходимость (до 5´- 10´), при высокой плотности потока. Он, между пластин, расширяясь глубоко проникает в активную зону реактора до взаимодействия с делящимся веществом и до взаимодействия с наработанным плутонием-239 и с другими актинидами.

В результате увеличивается обратный пробег рожденных быстрых нейтронов из глубины активной зоны реактора, растет эффективное отношение размеров быстрой зоны реактора к тепловой зоне. При этом идет наработка плутония-239, растут характерные размеры активной зоны, общая масса делящегося вещества в реакторе и ресурс работы реактора. Важно, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из ²³⁸U или ²³²Th в нем идет наработка ²³⁹Pu или ²³³U с высоким сечением их деления, но из-за реального соотношения их сечений захвата и деления на тепловых нейтронах равновесные концентрации этих изотопов в долговременных составах, малы. и

В то же время, равновесные концентрации этих изотопов при облучении исходных делящихся веществ быстрыми нейтронами много больше:

и

То есть, основное деление идет при взаимодействии с тепловыми нейтронами реактора, а наработка делящихся изотопов должна идти при взаимодействии с тепловыми и быстрыми нейтронами этого реактора, поэтому увеличение обратного пробега быстрых нейтронов, увеличивает наработку плутония-239.

Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде дисковых пластин, селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры выполнены кольцевыми, профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра дисков.

Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде профилированных пластин, причем селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки пластин максимально близкие к ним с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра дисков.

При работе реактора с относительно тонкостенными пластинами с делящимся веществом при рабочей температуре возможна диффузия и выход продуктов деления из материала. Целесообразна их последующая концентрация в сорбенте, их поглотителе размещенном в общих корпусах с делящимся веществом в наиболее холодной его части.

Теплоноситель движется вдоль поверхности пластин с делящимся веществом. При этом если область высокого энерговыделения является тонкой, а энергосъем ведется вдоль всей области энерговыделения, то максимальное энерговыделение в подобном устройстве, может быть крайне высоким.

Рассматривая конструкцию реактора, прежде всего, отметим, что наличие ЗФС позволяет отдельно рассматривать высокоэнергичные процессы в активной зоне реактора и относительно низкотемпературные процессы в ЗФС реактора.

Возможен ядерный реактор, характеризующийся тем, что устройство энергосъема совместно с зонами деления и с замедляюще фокусирующими структурами, которые охватывают зоны деления каждого из них, выполнены в виде группы из одного или более единых протяженных треугольных, прямоугольных или гексагональных модулей, причем устройство энергосъема модулей выполнено в виде контуров теплоносителя которые содержат размещенные выше зоны деления термосифоны с устройством теплообмена, при этом модули, объединены с линиями теплоносителя второго контура.

Предлагается к разработке базовый модульный реактор как основа АЭС или АТЭС.

Основой реактора являются базовые модули, содержащие в общем корпусе модуля активную зону модуля со сборкой кольцевых ТВЭЛ, теплообменное устройство первого контура, перекачивающий насос и систему контроля включая элементы СУЗ.

В области активной зоны базовый модуль со сборкой кольцевых ТВЭЛ с внешней стороны охвачен гексагональной ЗФС выполненной в отдельном корпусе и направляющей замедленные и отселектированные тепловые нейтроны обратно в активную зону.

Базовый модуль совместно с кольцевой ЗФС, в целом представляют собой соосную протяженную реакторную сборку, имеющую снаружи стороны треугольную, квадратную или гексагональную форму (многогранники плотно замощающие объем корпуса реактора) с одинаковыми внешними размерами.

Совокупность помещенных в общий корпус, например, гексагональных базовых модулей совместно с внешне гексагональными ЗФС – реакторных сборок, в количестве 1, 7, 19…, образуют варианты плотно заполненных модульных реакторов. Где (1,6,12,24, 6*( n -1)…) – количество базовых модулей в слое, здесь n- номер слоя в корпусе реактора.

Процесс управления реактором может быть многоканален:

1) это, прежде всего управление процессами селекции в ЗФС;

2) управление отношением объемов быстрой зоны реактора к объему тепловой зоны реактора уменьшением зоны возврата в пакете ЗФС и увеличением глубины ввода тепловых нейтронов до взаимодействия, в зону деления;

3) обычное поглощение избыточных, с точки зрения процесса деления, нейтронов, на поглотителе в аварийном режиме работы реактора; поглощение избыточных нейтронов возможно также и в дополнительных фокусных областях устройства формирования направленного потока нейтронов;

6) управление эффективностью теплосъема при температурной зависимости процесса;

7) управление перемещением ЗФС и зоны локализации областей тепловых нейтронов в делящемся веществе.

Краткое описание фигур чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, гди е:

на фиг. 1. – Схематический вид базового модуля реактора глубокого выгорания топлива.

на фиг. 2. – Разрез элементов базового модульного реактора

на фиг. 3. – Схематический вид модульного реактора глубокого выгорания топлива.

на фиг. 4. – Изменение критичности состава при стартовом составе с 0.5% по ²³⁵U.

на фиг. 5. – Динамика изменения некоторых основных актинидов состава

Реактор деления содержит анизотропно-структурированную замедляющее- селектирующую структуру (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов 1, включающую замедляющее вещество 2, профилированные пластины для селекции нейтронов 3, каналы теплоносителя системы энергосъема 4, участок перехвата нейтронов ЗФС 5, участок возврата нейтронов ЗФС 6, активная зона (зона деления) реактора 7, пластины активной зоны реактора 8, теплоноситель 9, контур теплоносителя активной зоны в виде термосифона 10, устройство теплообмена 11, сорбционный поглотитель летучих выделений 12, экранирующие модули ЗФС 13, элементы системы СУЗ 14, корпус дискового ТВЭЛ 15, секторный топливный элемент дискового ТВЭЛ 16, пористый фитиль испарения конденсата 17, стенка зоны деления модуля 18.

Осуществление группы изобретений

Работа устройства рассмотрена на примере варианта, показанного на фиг. 1, 2, 3.

Быстрые нейтроны реактора, термализуют в анизотропно-структурированной замедляющее- фокусирующей структуре (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов 1 на замедляющем веществе 2, выполненном в виде профилированных пластин для селекции нейтронов 3. формируя диффузное поле тепловых нейтронов. Энергия торможения быстрых нейтронов снимается теплоносителем протекающим по каналам теплоносителя системы энергосъема ЗФС 4. Тепловые нейтроны, после замедления сепарируют по углам их распространения, на профилированных пластинах для селекции нейтронов 3 и при этом выделяют их потоки, двигающиеся в направлении минимальной кривизны поверхности пластин. Замедляюще фокусирующая структура содержит участки перехвата нейтронов ЗФС 5 размещенные в торцевых областях ЗФС для уменьшения потерь нейтронов и участки возврата нейтронов ЗФС 6 направленные в активную зону реактора 7. Пластины с делящимся веществом (ТВЭЛ) активной зоны реактора 8 и профилированные пластины для селекции нейтронов 3 выполнены с равным или кратным шагом, так, чтобы потоки тепловых нейтронов селектированные ЗФС были направлены на пластинами с делящимся веществом 8 или в зазоры между ними. Пластины с делящимся веществом ТВЭЛ размещены внутри дискового корпуса 15, в виде секторных топливных элементов дискового ТВЭЛ 16, совместно с сорбционным поглотителем летучих выделений 12. Снаружи активная зона реактора содержит внешнюю стенку зоны деления модуля 18. Между дисковыми корпусами 15 ТВЭЛ размещен пористый фитиль испарения конденсата 17. Теплоноситель 9 контура теплоносителя активной зоны 10 выполненного в виде термосифона протекая через нагретый пористый фитиль испарения конденсата 17 снимает энергию выделяющуюся при делении, полученный пар перегревается.

И затем перегретый пар поднявшись по контуру теплоносителя активной зоны в виде термосифона 10, конденсируясь передает энергию через устройство теплообмена 11 внешним устройствам энергопреобразования. Экранирующая модули ЗФС 13 перехватывают нейтроны и возвращает их в основные ЗФС модулей, они служит для уменьшения потерь нейтронов, перехватывая ту их часть, которая не захвачена основной ЗФС. Система СУЗ 14 служат для управления работой реактора.

Для начала внимательнее рассмотрим конструкцию и работу активной зоны реактора и дисковых ТВЭЛ.

Кольцевой тонкостенный, дисковый ТВЭЛ может быть выполнен толщиной 1-3 мм, из металлического U, или из микрокапсул UC_2, или из UO₂. Для исключения попадания осколков деления в теплоноситель он помещен в защитном корпусе 15. Что при размерах, например, дискового ТВЭЛ≈Ø200хØ300 эквивалентно полной мощности энерговыделения в ТВЭЛ в 1.4 кВт. В периферийной зоне защитного корпуса ТВЭЛ 15 в области низких температур, размещен поглотитель осколков деления в газовой фазе 12, выполненный, например, из пористых гидридов металла.

Расстояние между соседними дисковыми ТВЭЛ 0.5 мм. Вода в струйном или микрокапельном виде впрыскивается на периферии диска между соседними ТВЭЛ в этом варианте в количестве 1.6 л/час. В этой области размещен пористый металлический фитиль тепловой трубы. На испарение расходуется 1.1 кВт энергии.

Пар в зазоре на выходе в центральный канал прогревается до температуры 370 ⁰С и выше и выходит из зазора со скоростью ≈ 5м/с. Реактор допускает регулировку рабочего давления пара регулировой скорости подачи конденсата в активную зону реактора.

Совместно с регулировкой потока нейтронов системой СУЗ управление скоростью подачи конденсата в активную зону позволяет динамично управлять работой реактора в широком диапазоне режимов его работы.

При рабочей мощности модуля реактора в 1 МВт активная зона модуля содержит ≈ 700 дисковых ТВЭЛ. А высота активной зоны блока составляет ≈ 1.4м. Что может быть базой реактора малой мощности с высокой глубиной выгорания топлива.

При рабочей мощности реактора в 10 МВт и при размещении в корпусе реактора группы из 7 реакторных сборок включающих базовые модули, мощность каждого базового модуля содержащего ≈ 1000 дисковых ТВЭЛ, составляет ≈ 1.4 МВт. А высота активной зоны блока составляет ≈ 2м.

Перегретый пар температурой 370 ⁰С или больше на выходе активной зоны по центральному каналу образованному совокупностью дисковых ТВЭЛ со скоростью ≈ 50 м/с и по трубопроводу движется к теплообъменнику связи контуров расположенному выше активной зоны в общем корпусе базового блока. Там он, конденсируясь, передает энергию теплоносителю второго контура для последующего полезного использования энергии в турбине при получении электроэнергии или теплоснабжении. Рабочее давление во втором контуре может быть много больше 10 атм.

Конденсат пара образующегося в теплообменнике 1-го контура 11 затем насосом (не показан) подается в активную зону деления реактора и затем вновь впрыскивается в пароформирующие фитили между дисковыми ТВЭЛами. Поскольку перепад высот в базовом блоке составляет до 5м, то перепад давления в подающих трубках достигает до 0.5 атм. и подача конденсата в зазоры может обеспечиваться и при остановленных центробежных насосах при работе реактора в режиме тепловой трубы.

ЗФС выполнена в отдельном корпусе, охватывает в области активной зоны базовый модуль со сборкой кольцевых ТВЭЛ с внешней стороны. Замедляюще фокусирующая структура это устройство с высокой эффективностью возврата тепловых нейтронов из диффузного облака в ЗФС обратно в активную зону реактора в виде направленного их потока создает условия для работы на обедненном уране с высокой глубиной выгорания.

Рассматривая конструкцию реактора, прежде всего, отметим, что наличие ЗФС позволяет отдельно рассматривать высокоэнергичные процессы в активной зоне реактора и относительно низкотемпературные процессы в ЗФС реактора.

Эти процессы включают термализацию исходных быстрых нейтронов в тепловые нейтроны, сепарацию тепловых нейтронов, и их возврат ориентированный структурой ЗФС в фокусной области.

Поскольку сечения взаимодействия тепловых нейтронов с делящимся веществом, а поэтому и эффективность выгорания топлива растут с уменьшением температуры, поэтому для снижения температуры тепловых нейтронов, система охлаждения ЗФС должна быть независимой, отдельной. И из-за высокой анизотропности ее структуры и наличия каналов дрейфа нейтронов, с газовым теплоносителем с газом под давлением, с применением He, или N2, или CO2 со своим отдельным устройством теплообмена.

Устройство теплообмена ЗФС на схеме реактора не показано.

Кроме цилиндрических участков ЗФС ориентирующих поток тепловых нейтронов на элементы ТВЭЛ в активную зону, ЗФС содержит размещенные выше и ниже активной зоны экранирующие участки ЗФС.

Конструкция реакторного блока представляет собой осесимметричную структуру с активной зоной реактора в приосевой области и охватывающую ее ЗФС.

Между ними находится внутренняя стенка активной зоны, разделяющая и герметизирующей их объемы. ЗФС содержит в своей структуре пакет замедляющее-селектирующих элементов имеющих клиновидный серповидный вид в профиле сечения и выполненные кольцевой формы, снаружи охватывающих активную зону базового модуля. Материал пластин ЗФС, как вариант, включает углерод, дейтерий, кислород и фтор.

В базовом варианте ЗФС может быть выполнена в виде:

- конструкции в виде пакета замедляющее-селектирующих элементов из графита с газовым теплоносителем из в каналах между ними и содержащей в дополнительной кольцевой полости водород содержащие вещества.

- варианта включающего выполнение замедляющее-селектирующих элементов из дейтерированного фторопласта-40 - (CF₂ –CF₂ –CD₂ –CD₂ )n (радиационная стойкость материала до 10⁸ рад ) с газовым теплоносителем в каналах между ними.

Рассмотрим вопрос оптимальной степени обогащения фторопласта-40 дейтерием

Таблица 1

Параметр
Обогащение % (D/(H+D))	0	75	80	85	90	95	97.5	100
N=σs/σa	185	293	324	371	453	625	812	1234
% (N-Nout)N	28	103	125	158	214	334	464	757
Тех альбедо N/Nout	1.28	2.0	2.2	2.6	3.1	4.3	5.6	8.6
Пробег до рассеяния λs (мм)	0.48	1.1	1.2	1.3	1.47	1.7	1.77	1.9
Длина торможения (см)	4.85	11	12.1	13.2	14.8	16.7	17.8	19
Длина диффузии (см)	3.8	10.8	12.4	14.7	18.1	23.9	29.2	39
Длина селекции (см)	1.9	7.6	8.3	9.1	10.2	11.5	12.3	13.1

При N_out= 144 оптимальный диапазон обогащения состава дейтерием составляет 75% - 90%. В этом случае достигается высокий уровень технологического альбедо и эффективности возврата тепловых нейтронов в активную зону реактора и при этом малы длина торможения быстрых нейтронов, длина их селекции и относительно небольшие размеры пластин ЗФС.

Тогда требования к материалу ЗФС по соотношениям сечений взаимодействия для торможения быстрых нейтронов и их селекции могут быть выполнены.

При этом длина торможения быстрых реакторных 1 МэВных нейтронов структурой составляет (в зависимости от вещества из которого она выполнена) от 11 см до 15 см.

Диффузионная длина тепловых нейтронов в веществе ЗФС меньше 18 см, но при этом существенно, что, – число последовательных перерассеяний тепловых нейтронов на ядрах вещества до захвата селектирующей структурой, мало:.

И в результате длина селекции (размеры области ЗФС) в которой, идет захват нейтронов структурой - , что резко до этой величины уменьшает область распространения диффузного облака тепловых нейтронов в ней.

Принимаем, как и в эксперименте, профиль пластин селективных элементов в виде части эллипсов, оси которых: а = 300 мм, b = 15 мм, а максимум эффективности селекции K_sel = 30, лежит на участке длины от 10 до 200 мм.

Считая, что диаметр внешней стенки активной зоны реакторной части блока составляет 370мм, примем размер между противоположными стенками гексагональной по наружному размеру замедляющее фокусирующей структуры L_блок=700мм (Ø870мм).

Для эффективной работы, когда быстрый, входящий в ЗФС и выходящий из него тепловой потоки нейтронов сохраняются, шаг между селектирующими пластинами в приосевой области должен быть не больше: .

Исходя из шага дисковых ТВЭЛ, в 2мм, шаг между кольцевыми селектирующими пластинами ЗФС принять в 1мм размещенными так чтобы поток отселектированных тепловых нейтронов входил либо в зазор между дисками, либо в тело ТВЭЛ.

Тогда в связи с тем, что диффузионная длина тепловых нейтронов в веществе активной зоны реактора составляет L_U=2.7см, то при принятом профиле дисковых ТВЭЛ выгорание топлива идет либо во внешней части реактора либо в приосевой части АЗ.

А при этом быстрыми нейтронами облучается, по меньшей мере, вдвое больший ее объем, что способствует наработке и выгоранию ²³⁹Pu в процессе работы и росту глубины выгорания топлива. Внешний корпус реактора в варианте 10МВт мощности охватывает пакет из 7 гексагональных базовых модулей совместно с внешне гексагональными ЗФС. Между внешним корпусом и пакетом базовых модулей с целью максимального снижения диффузионных потерь нейтронов, расположен слой внешних защитных блоков ЗФС 13.

На выходе базовые модули объединены по входу и по выходу системой общих коллекторов направляющих полученный на теплообменниках пар 2-го контура для передачи его конечным потребителям для тепло- или электропроизводства.

Конструкция допускает независимую работу базовых модулей и их замену.

1. Способ получения энергии при делении ядер, в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, отличающийся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U, сравнимой или меньшей концентрации в природном уране, поток тепловых нейтронов вводят по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, снимают энергию деления теплоносителем, так что по этим каналам вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации.

2. Ядерный реактор, содержащий замедляюще фокусирующую структуру, зону деления с делящимся веществом, устройство энергосъема с теплообменным устройством, отличающийся тем, что зона деления не содержит замедлителей, делящееся вещество в виде пластин совместно с поглотителем летучих выделений помещено внутрь корпусов, в зазорах между которыми размещены пористые фитили испарения конденсата, которые соединены с теплообменным устройством, с одной стороны через линию отвода пара, а с другой стороны соединены с ним через линию ввода конденсата.

3. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что устройство энергосъема совместно с зонами деления и с замедляюще фокусирующими структурами, которые охватывают зоны деления каждого из них, выполнены в виде группы из одного или более единых протяженных треугольных, прямоугольных или гексагональных модулей, причем устройство энергосъема модулей выполнено в виде контуров теплоносителя, которые содержат размещенные выше зоны деления термосифоны с устройством теплообмена, при этом модули объединены с линиями теплоносителя второго контура.

4. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что делящееся вещество зоны деления выполнено в виде дисковых пластин, селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры выполнены кольцевыми, профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра дисков.

5. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что делящееся вещество зоны деления выполнено в виде профилированных пластин, причем селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки пластин, максимально близкие к ним.