ядерный реактор на основе многослойных плоскопараллельных структур

Формула изобретения

Ядерный реактор, функционирующий в рабочем режиме с участием интенсивного потока ускоренных ионов, отличающийся тем, что он выполнен из последовательно расположенных и примыкающих друг к другу трех основных блоков, из которых первый представляет собой генератор быстрых нейтронов, включающий источник ионов дейтерия с энергией ионов 150 200 кэВ и облучаемую этими ионами дейтерийсодержащую мишень большой площади, второй, являющийся усилителем направленного потока быстрых нейтронов, состоит из цепи примыкающих друг к другу плоскостями многослойных плоскопараллельных каскадов, включающих каждый, считая от генератора, пластину-поглотитель тепловых нейтронов и примыкающего к ней конечного числа "действующих пар", представляющих собой последовательно расположенные и примыкающие друг к другу плоскостями пластину-замедлитель быстрых нейтронов и пластину с делящимся веществом, причем число "действующих пар" в каскаде определяется степенью обогащения используемого во втором блоке урана и заданным для второго блока коэффициентом усиления направленного потока быстрых нейтронов в каждом каскаде, а третий блок, являющийся собственно реактором, состоит из цепи, примыкающих друг к другу плоскостями многослойных плоскопараллельных каскадов, включающих каждый, считая от второго блока, пластину-поглотитель тепловых нейтронов и примыкающего к ней конечного числа "действующих пар", представляющих собой последовательно расположенные и примыкающие друг к другу плоскостями пластину-замедлитель быстрых нейтронов и пластину с делящимся веществом, причем число "действующих пар" в каждом каскаде определяется степенью обогащения урана, используемого в третьем блоке, и требованием близости к единице значения коэффициента усиления направленного потока быстрых нейтронов в каждом каскаде, а общее число каскадов в третьем блоке определяется заданной мощностью реактора в целом.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерного реакторостроения и может быть использовано для получения электрической энергии.

Известен ядерный реактор классического типа, предназначенный для получения электрической энергии [1] Реактор содержит структуры для замедления быстрых нейтронов, поглощения медленных нейтронов и для ядерного деления урана.

Недостатком реактора является возможность разгона реактора при нарушениях систем механической регулировки мощности реактора.

Наиболее близким техническим решением к заявляемому устройству является энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов, получаемых от линейного ускорителя протонов с энергией протонов в несколько сотен мегаэлектронвольт и токе пучка протонов в несколько сотен миллиампер [2]

Недостатком устройства является использование для "подсветки" дорогого в сооружении (500 млн. долларов) и сложного в эксплуатации линейного ускорителя протонов, забирающего к тому же до 10% мощности АЭС.

Целью настоящего изобретения является значительное упрощение системы "подсветки" реактора ионами и упрощение конструкции собственно реактора при полном исключении риска разгона реактора.

Поставленная цель достигается тем, что реакторная система выполняется в виде трех примыкающих друг к другу блоков, из которых первый представляет собой генератор быстрых нейтронов, включающий стационарный источник ионов дейтерия амперного диапазона [3, 4] и обучаемую при энергии ионов 150-200 кэВ дейтерийсодержащую мишень большой площади. Второй, усилительный, и третий, собственно реакторный, блоки состоят из цепи примыкающих друг к другу плоскостями многослойных плоскопараллельных каскадов, включающих каждый, считая от генератора, пластину поглотитель тепловых нейтронов и примыкающее к ней конечное число "действующих пар", представляющих собой последовательно расположенные и примыкающие друг к другу плоскостями пластину замедлитель быстрых нейтронов и пластину с делящимся веществом. Число пар в каскаде зависит от степени обогащения используемого урана-238 изотопом урана-235.

В таблице приведены значения коэффициентов К умножения направленного потока быстрых нейтронов в каждой "действующей паре" в зависимости от числа "действующих пар" в каскаде n и желаемого усиления направленного потока быстрых нейтронов в одном каскаде W (для n₁W4).

Отметим, что приведенные в таблице значения К вполне обеспечиваются при использовании слабо обогащенного урана-238. Вопрос о возможности использования в этой системе природного урана пока не ясен, т.к. получающиеся значения К для этого случая находятся на границах возможного даже при больших n.

Изобретение поясняется схематическим чертежом реакторной системы. При этом на чертеже опущены важные, но не относящиеся к принципиальному строению данной реакторной системы узлы, такие как ионопроводный узел для проведения ионного потока от источника ионов до мишени, устройство самой мишени, защитные устройства и система отбора мощности из реактора.

Источник ионов дейтерия 1 облучает ионным потоком 2 дейтерийсодержащую мишень 3 большой площади. К мишени примыкает первый каскад 4 усилителя направленного потока быстрых нейтронов своей пластиной-поглотителем 5, к которой в свою очередь примыкают n₁ (на чертеже n₁ 2) "действующих пар" каскада, состоящих каждая из пластины-замедлителя 6 и пластины с делящимся веществом 7. К последнему N-му каскаду усилителя 8 примыкает первый каскад 9 собственно реактора своей пластиной-поглотителем 10, к которой в свою очередь примыкают n₂ (на чертеже n₂ 2) "действующих пар", состоящих каждая из пластины-поглотителя 11 и пластины с делящимся веществом 12 (при другой степени обогащения урана), причем каскады реактора исполнены так, что величина усиления на каждом каскаде близка к единице. Число каскадов М собственно реактора определяется заданной полной мощностью реактора.

Реактор работает следующим образом. Интенсивный поток ионов дейтерия, полученный от ионного источника, облучает дейтерийсодержащую мишень большой площади, к которой примыкает первый каскад усилителя направленного потока быстрых нейтронов. Первый каскад усилителя и последующие его каскады исполнены таким образом, что на выходе каждого каскада величина направленного потока быстрых нейтронов превышает соответствующую величину на входе каскада. После прохождения N каскадов и достижения заданной общей величины усиления в усилителе направленный поток быстрых нейтронов поступает в первый каскад собственно реактора. Каскады реактора исполнены таким образом, что величина указанного потока примерно сохраняется на всем протяжении цепи из М числа каскадов, которое определяется заданной мощностью реактора. Отбор мощности производится от каждого каскада реактора.

Например, при начальном токе ионов дейтерия 1 А, энергии дейтонов 150-200 кэВ и вероятности реакции Д-Д при бомбардировке дейтерийсодержащей мишени 10^-7 [5, 6] полный поток быстрых нейтронов, поступающих в первый каскад усилителя, можно принять 310¹¹н/с. Задавая площадь пластин усилителя равной 2,5 м², получим плотность направленного потока быстрых нейтронов 1,210⁷н/с см². Полагая усилитель исполненным так, что W 2 и используя 22 каскада, получим на выходе усилителя плотность направленного потока быстрых нейтронов 5 10¹³н/см²сек. Пропуская такой поток через каскады собственно реактора (W 1), получим, что в каждом каскаде будет выделяться мощность 35 тыс. кВт. Соответственно при использовании 20 каскадов полная мощность реактора составит 700 тыс.кВт.

Поддержание постоянной мощности реактора, учитывая постепенное выгорание активного вещества, может быть обеспечено, в частности, постепенным увеличением интенсивности потока ионов из ионного источника.

Очевидно, что выключение источника ионов немедленно уменьшает поток ионов на много порядков, что полностью исключает риск разгона реактора.

Литература.

1. "Канальный ядерный энергетический реактор". Москва, Атомиздат, 1980. Доллежаль Н.А. Емельянов И.Я.

2. "Энергетический подкритический ядерный реактор с подсветкой пучком ускоренных протонов". Препринт И.Ф.В.Э. N 94-29. Протвино И.Ф.В.Э. 1994. Адо Ю.М. Крючков В.П. Лебедев В.Н.

3. "Стационарный инжектор пучка протонов с током 1 А и энергией 100 кэВ". Атомная энергия. Т. 49, вып. 5, 1980. Ковальский Г.А. и др.

4. "Устройство для формирования интенсивных ионных пучков". Авт. свид. СССР N 663254, кл. Н 05 Н 5/02, 1979 г. Ковальский Г.А.

5. "Генератор НГ-150". Приб. и техн. эксперимента N 5, 1979 г. Герасимов Е.И.

6. "Управляемые термоядерные реакции". Москва, Физматгиз, 1968, с. 12. Арцимович Л.А.