способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами
Классы МПК: | G21C1/00 Реакторы G21C1/04 реакторы на тепловых нейтронах G21C1/00 Реакторы G21C1/02 реакторы на быстрых нейтронах, те реакторы, не использующие замедлители |
Автор(ы): | Карелин Александр Иванович, Курносов Владимир Александрович, Карелин Владимир Александрович, Шпунт Лев Борисович, Завадский Михаил Игоревич, Хандорин Геннадий Петрович, Петров Эрнест Леонидович |
Патентообладатель(и): | Карелин Александр Иванович, Курносов Владимир Александрович, Карелин Владимир Александрович, Шпунт Лев Борисович, Завадский Михаил Игоревич, Хандорин Геннадий Петрович, Петров Эрнест Леонидович |
Приоритеты: |
подача заявки:
1995-04-18 публикация патента:
27.08.1997 |
Использование: изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами. Сущность изобретения: в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m1 которых в каждой порции первоначально загужаемого топлива, выбирают по отношению к содержанию m2 в ней примесей в пределах 1
(m1+m2)/m1
1,05. Удельную энергонапряженность э1 топлива поддерживают по отношению к максимально допустимым значениям его энергонапряженности э2 в пределах 0,35
э1/э2
0,65. Реакцию деления для каждой порции в первый раз загружаемого в реактор топлива осуществляют поэтапно в n циклов, число которых для одной порции топлива выбирают в пределах 2
n
5. В каждом из циклов реакции доводят содержание m3 подлежащих удалению из топлива осколков деления по отношению к количеству m4 топлива в реакторе до значения в пределах 0,8
m3/m4
0,99. После этого извлекают из реактора топливо или часть m5 его в пределах 1,2
(m5+m4)/m4
2 и направляют на радиохимическую переработку и изотопное обогащение преимущественно на каскаде центробежных машин, очищая его до содержания m6 посторонних примесей в нем в пределах 1
(m6+m5/m5
1,05. Вновь загружают переработанное топливо в реактор и при необходимости дозагружают реактор первоначальным исходным топливом и так далее осуществляют реакцию деления, поддерживая максимальное количество m7 в реакторе делящегося материала в пределах 1
(m7+m8/m8
1,05, где m8 общее количество находящегося в реакторе топлива.
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
Формула изобретения
Способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию, отличающийся тем, что в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m1 которых в каждой порции первоначально загружаемого топлива выбирают по отношению к содержанию m2 в ней примесей в пределах 1![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
Описание изобретения к патенту
Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами. Известен способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов U-235 или U-233 медленными нейтронами уранториевый цикл, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию [1]Известен также способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов U-235 и Pu-239 медленными нейтронами уран-плутониевый цикл, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию [2] прототип. Недостатками известных способов являются:
1) при работе атомных реакторов с уран-плутониевым ядерным топливным циклом происходит накопление плутония в отработанном топливе в количествах, значительно превышающих уровень накопления в военной промышленности;
2) наряду с этим образуется значительное количество других высокоактивных отходов;
3) затраты на вывод из эксплуатации громоздких атомных реакторов составляют от 30 до 100% от первоначальных капитальных затрат на создание атомной станции. Решаемой технической задачей в соответствии с изобретением является создание способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, свободного от указанных недостатков с достижением технического результата в отношении практического предотвращения воспроизводства делящегося материала. В качестве кратких сведений, раскрывающих сущность изобретения следует отметить, что достигаемый технический результат обеспечивают с помощью предложенного способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, включающего стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию. Технический результат достигают тем, что в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m1 которых в каждой порции первоначально загружаемого топлива, выбирают по отношению к содержанию m2 в ней примесей в пределах 1
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
![способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, патент № 2088980](/images/patents/384/2088007/8773.gif)
1) исключается наработка и накопление в хранилищах больших количеств высокофонового плутония и урана, загрязненного изотопами урана-232 и 236;
2) ядерный топливный цикл замыкается при полном "сжигании" делящегося изотопа с использованием реактора на тепловых нейтронах;
3) на разделительных заводах с экологически чистой центробежной технологией выводится из топливного цикла на его начальной стадии практически весь уран-238, 232, 234 и (содержание урана-235 в отвале 0,08%);
4) уран-238, 234, и 236 в виде металла может экологически и ядерно безопасно храниться как обычный тяжелый металл до возникновения потребности в нем или использоваться уже в настоящее время, например, для изготовления хладостойких сплавов для железнодорожных рельсов и других целей;
5) радиохимическая переработка малых количеств отработавшего ядерного топлива с более простым изотопным составом (отсутствует высокофоновый плутоний и трансплутониевый элементы) приводит к существенному сокращению технологической схемы и соответствующему удельному сокращению газообразных, жидких и твердых отходов. Технология переработки интерметаллидного высокообогащенного уран-плутониевого отработавшего топлива освоена в России в промышленном масштабе;
6) удельный расход урана-235 не превышает таковой при использовании открытого уран-плутониевого топливного цикла;
7) себестоимость электроэнергии более, чем в 2 раза ниже, чем при использовании уран-плутониевого ядерного топливного цикла;
8) полностью используется весь высокообогащенный уран от военных программ без потери работы разделения, в отличие от уран-плутониевого топливного цикла, в котором при разубоживании высокообогащенного до низкообогащенного теряется вся затраченная ранее работа разделения;
9) в России не потребуется дополнительного строительства заводов по добыче, изотопному обогащению, изготовлению и переработке ядерного топлива и изготовлению ядерных реакторов. Таким образом вышеуказанные преимущества предложенного способа без воспроизводства делящегося материала, его осуществления на базе ядерных реакторов корабельного типа позволяют устранить все нерешенные проблемы уран-плутониевого цикла и обеспечить безопасную эксплуатацию и развитие атомной энергетики во всех странах мира в ближайшие, по крайней мере, 100-150 лет.
Класс G21C1/04 реакторы на тепловых нейтронах
Класс G21C1/02 реакторы на быстрых нейтронах, те реакторы, не использующие замедлители