способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса

Формула изобретения

1. Способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса, заключающийся в том, что отработанное топливо из тепловых и/или быстрых ядерных реакторов загружают в виде гранул в быстрый гомогенный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, снабженный органами регулирования реактивности и активной зоной контейнерного типа с перфорированным днищем, затем топливо в активной зоне расплавляют и через отверстия в днище контейнера выводят из зоны, снова гранулируют и по циркуляционному контуру опять подают на вход активной зоны, отличающийся тем, что из отработанного топлива извлекают минорные активоиды (МА), гранулируют их, затем равномерно перемешивают гранулы МА с гранулами алюминия и образуют из этих ингредиентов топливную смесь, содержащую 12 - 13,5 ат. %% МА, для первоначальной загрузки быстрого гомогенного реактора, после загрузки этой топливной смеси в активную зону и ее расплавления доводят быстрый гомогенный реактор до критического состояния и производят выжигание МА, из циркуляционного контура производят отгрузку части выгоревшего топлива и удаляют продукты деления, дозагружают активную зону топливной смесью для сохранения ее критичности, а также алюминием, и доводят содержание МА в топливной смеси до 3 - 3,5 ат.%%, после чего поддерживают содержание МА в активной зоне быстрого гомогенного реактора до конца процесса выжигания МА на достигнутом уровне.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что для расплавления топливной смеси в активную зону быстрого гомогенного реактора помещают пусковую тепловыделяющую сборку и/или частично и/или полностью выводят органы регулирования реактивности.

3. Способ по п.1, отличающийся тем, что для расплавления топливной смеси осуществляют нагрев контейнера активной зоны быстрого гомогенного ядерного реактора.

4. Способ по п.1, отличающийся тем, что после извлечения минорных актиноидов из облученного топлива из них и алюминия изготавливают сплав Al + МА, который перед загрузкой в активную зону быстрого гомогенного ядерного реактора гранулируют.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к ядерной технике, в частности, к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из двух и более реакторов.

Известен способ эксплуатации ядерного энергокомплекса, заключающийся в том, что активную зону реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем загружают ядерным топливом из сплава урана с плутонием, нарабатывают из него вторичное ядерное топливо, которое затем используют в реакторе на тепловых нейтронах (Кесслер Г. Ядерная энергетика. Перевод с англ. - М.: Энергоиздат, 1986, с. 182).

К одному из наиболее существенных недостатков данного способа следует отнести необходимость включения в технологическую цепочку изготовления тепловыделяющих элементов для реакторов на тепловых нейтронах химической переработки вторичного топлива с целью удаления из него продуктов деления, т.к. химическая переработка - это технически сложный, дорогостоящий и требующий специальный мер безопасности процесс. К тому же, поскольку химическая переработка производится на специальных химических заводах, возрастают транспортные расходы на перевозку вторичного топлива из хранилищ атомных станций (АЭС) на заводы и обратно и, увеличиваются затраты на соблюдение мер по обеспечению радиационной безопасности при транспортировке.

В процессе работы указанного комплекса, как впрочем и на любом из ныне действующих реакторов, в ядерном топливе образуются один из наиболее радиоактивных и долгоживущих элементов - минорные актиноиды (МА), из-за которых многократно усложняется и без того непростая проблема переработки и захоронения радиоактивных отходов.

В данном комплексе используют гетерогенные реакторы, что еще больше усложняет и удорожает топливный цикл, т.к. помимо заводов для химической переработки вторичного топлива, необходимо иметь в наличии сложную и весьма дорогостоящую автоматизированную линию для производства тепловыделяющих сборок со вторичным топливом, имеющим большую активность и энерговыделение.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к предложенному техническому решению является способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса, заключающийся в том, что отработанное топливо из тепловых и/или быстрых ядерных реакторов загружают в виде гранул в быстрый гомогенный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, снабженный органами регулирования реактивности и активной зоной контейнерного типа с перфорированным днищем, затем топливо в активной зоне расплавляют и через отверстия в днище контейнера выводят из зоны, снова гранулируют и подают по циркуляционному контуру на вход активной зоны (патент РФ N 2031455, кл. G 21 C 1/00, 3/42, 1990).

Использование в указанном энергетическом комплексе быстрого гомогенного реактора с жидкометаллическим теплоносителем позволяет исключить из процесса производства вторичного топлива химическую переработку и упростить технологию изготовления тепловыделяющих элементов.

Однако и у данного комплекса есть недостатки. Один из самых существенных недостатков заключается в том, что этот комплекс не позволяет сжигать находящиеся во вторичном топливе минорные актиноиды (нептуний, америций, кюрий), поэтому отмеченный способ не решает, хотя бы частично, проблему экологической безопасности ядерной энергетики.

Кроме того, в данном комплексе при работе быстрого реактора накапливается избыточное топливо, содержащее плутоний, а также летучие и газообразные продукты деления. В свете прекращения гонки вооружений рост количества плутония нежелателен, потому что неясно, во-первых, где и как можно надежно захоронить наработанный плутоний, и, во-вторых, каким образом обеспечить - в свете международных договоров - его нераспространение, т.е. сохранность все увеличивающейся массы плутония.

Что же касается продуктов деления (ПД), то их присутствие в циркуляционном контуре ведет - из-за сложности удержания газообразных веществ вообще и большой протяженности контура в частности - к опасности попадания ПД за пределы атомной станции.

Задачей, на решение которой направлено заявляемое изобретение, является повышение безопасности ядерной энергетики и, в том числе, экологической безопасности.

Технический результат, достигаемый с помощью настоящего изобретения, заключается в уничтожении (сжигании) высокорадиоактивных и долгоживущих продуктов облучения ядерного топлива - минорных актиноидов, снижения массы наработанного плутония и радиоактивных отходов, подлежащих захоронению.

Указанный технический результат достигается тем, что в способе эксплуатации ядерного энергетического комплекса, заключающемся в том, что отработанное топливо из тепловых и/или быстрых реакторов загружают в виде гранул в быстрый гомогенный реактор с жидкометаллическим теплоносителем, снабженный органами регулирования реактивности и активной зоной контейнерного типа с перфорированным днищем, затем топливо в активной зоне расплавляют и через отверстия в днище контейнера выводят из зоны, снова гранулируют и по циркуляционному контуру опять подают на вход активной зоны, из отработанного топлива извлекают минорные актиноиды (МА), гранулируют их, затем равномерно перемешивают гранулы МА с гранулами алюминия и образуют из этих ингредиентов топливную смесь, содержащую 12-13,5 ат.%% МА, для первоначальной загрузки быстрого гомогенного реактора, после загрузки этой топливной смеси в активную зону и ее расплавления доводят быстрый гомогенный реактор до критического состояния и производят выжигание МА, из циркуляционного контура производят отгрузку части выгоревшего топлива и удаляют продукты деления, дозагружают активную зону топливной смесью (для сохранения критичности реактора), а также алюминием, и доводят содержание МА в топливной смеси до 3-3,5 ат.%%, после чего поддерживают содержание МА в активной зоне быстрого гомогенного реактора до конца процесса выжигания МА на достигнутом уровне, кроме того, для расплавления топливной смеси в активную зону быстрого гомогенного ядерного реактора помещают пусковую тепловыделяющую сборку и/или частично и/или полностью выводят из активной зоны органы регулирования реактивности, кроме того, для расплавления топливной смеси осуществляют нагрев контейнера активной зоны быстрого гомогенного ядерного реактора, кроме того, после извлечения МА из облученного топлива из них и алюминия изготавливают сплав Al+MA, который перед загрузкой в активную зону быстрого гомогенного ядерного реактора гранулируют.

Сущность изобретения поясняется при помощи теплогидравлической схемы быстрого гомогенного ядерного реактора с жидкометаллическим теплоносителем, представленной на фиг. 1.

Быстрый гомогенный ядерный реактор содержит активную зону 1 контейнерного типа. Стенки контейнера 2 могут быть сделаны охлаждаемыми "чистым" натрием, циркулирующим по отдельному контуру (на чертеже не показан).

В контейнер 2 помещены пусковая сборка 3 и органы регулирования реактивности 4.

В днище 5 контейнера 2 выполнены отверстия 6 и под днищем 5 расположена газовая камера 7, которая при работе реактора заполняется каким-нибудь нейтральным газом, например аргоном, заканчивающаяся бассейном 8 для натрия.

Газовая камера 7 соединена с устройством 9 для подачи "чистого" газа и - через трубопровод 10 - с устройством для очистки от газообразных и летучих продуктов деления 11.

Бассейн 8 через дисперсный теплообменник 12 сообщен с вихревым гидроцклоном 13, соединенным с активной зоной 1, и с помощью трубопровода 14, который снабжен нормально открытым клапаном 15, - с промежуточным теплообменником 16.

За промежуточным теплообменником 16 следует коллектор низкого давления 17, который сообщен с камерой для сбора натрия 18 над активной зоной 1 и - через циркуляционный насос 19 - с коллектором высокого давления 20, к которому подключены впрыски 21 контура циркуляции топлива и других устройств.

Для ввода топлива в контур циркуляции на трубопроводе 22, ведущем от коллектора высокого давления 20 к бункеру 23 со "свежим" топливом, соединенным с дисперсным теплообменником 12, установлен вентиль 24.

Выгоревшее топливо удаляют в бункер 25 для складирования отработанного топлива по трубопроводу (на чертеже не обозначен), "врезанному" в циркуляционный контур на участке между дисперсным теплообменником 12 и вихревым гидроциклоном 13.

К бункеру 25 также протянут байпасный трубопровод 26 с нормально закрытым клапаном 27.

Ядерный энергетический комплекс эксплуатируют следующим образом.

В процессе эксплуатации или по завершении кампании какого-либо из ядерных реакторов на быстрых или тепловых нейтронах из них выгружают частично или полностью выгоревшее топливо. Из входящих в состав этого топлива компонентов отделяют (например, в плавильной ванне) минорные актиноиды, которые затем гранулируют для получения гомогенного топлива в "холодном" твердом состоянии и для транспортировки топлива теплоносителем. Здесь же или непосредственно перед загрузкой топлива в гомогенный быстрый реактор гранулы МА равномерно перемешивают с гранулами алюминия (Al) и получают топливную смесь, содержащую 12-13,5 ат.%% МА, остальное - Al, для первоначальной загрузки в быстрый гомогенный реактор с жидкометаллическим теплоносителем.

Такой состав топливной смеси обусловлен тем, что при значении содержания МА меньшей 12 ат. % топливная смесь в объеме активной зоны не достигает критичности, тогда как при значении МА больше 13,5 ат.% реактивность становится чрезмерно высокой, что ведет к неоправданному усложнению и удорожанию системы управления и защиты реактора.

Чтобы сократить число операций по получению топлива нужного состава, проводимых непосредственно на промплощадке атомной станции, процесс изготовления топливной смеси может быть произведен в заводских условиях. В этом случае сначала изготавливают сплав Al+MA, содержащий 12-13,5 ат.%% MA, остальное - Al, а затем его гранулируют.

Тогда перед пуском реактора контейнер 2 активной зоны 1 заполняют гранулами топливной смеси MA+Al, содержащими 12-13,5 ат.%% MA, остальное - Al.

Ввод топлива в контур циркуляции производится гидравлическим способом путем открытия вентиля 24. Топливо из бункера 22 потоком натрия подается в дисперсный теплообменник 12, а из него - в активную зону 1, после чего вентиль 24 закрывается.

Контур охлаждения (на чертеже не показан) контейнера 2 активной зоны 1 может быть снабжен, например, электронагревателем (на чертеже не показан). Горячий натрий, нагретый электронагревателем, подается к контейнеру 2 и через стенки нагревают и расплавляет гранулы топлива. Первоначальное расплавление топлива можно обеспечить также с помощью пусковой сборки 3 и/или органов регулирования реактивности 4, которые могут полностью и/или частично выводиться из активной зоны 1.

Расплавленное в активной зоне 1 топливо через отверстия 6 в днище 5 контейнера 2 вытекает тонкими струями в газовую камеру 7, заполненную аргоном, где под действием силы тяжести струи топлива разрываются на капли. Капли жидкого топлива падают в натриевый бассейн 8, гранулируются без использования какого бы то ни было вспомогательного оборудования и нагревают натрий. Высокая температура жидкого топлива и большая поверхность струй и капель жидкого топлива способствует эффективному выходу газовых и летучих продуктов деления в газовой камере 7. Подключение к ней системы очистки от газовых и летучих продуктов деления 11 позволяет существенно повысить уровень безопасности быстрого реактора и ядерного энергокомплекса в целом.

Из бассейна 8 гранулы топлива потоком натрия вновь через дисперсный теплообменник 12 выносятся к вихревому гидроциклону 13, где они отделяются от нагретого натрия, который уходит в промежуточный теплообменник 16 и там отдает тепло во второй контур.

Гранулы же топлива вместе с небольшой частью натрия (объемные доли топлива и теплоносителя примерно равны) опускаются (через камеру для сбора натрия 18) до верхней части активной зоны 1, ограниченной уровнем расплавленного топлива, и входят в расплавленное топливо активной зоны 1. Натрий, как более легкая фракция (натрий в несколько раз легче топлива), всплывает и отводится из камеры 18 в коллектор низкого давления 17, а гранулы топлива под действием силы тяжести движутся по активной зоне 1 сверху вниз и расплавляются.

Из промежуточного теплообменника 16 охлажденный натрий через коллектор низкого давления 17 поступает на циркуляционный насос 19, из него - в коллектор высокого давления 20, а оттуда натрий поступает на впрыски 21 контура циркуляции топлива и других устройств и в частности бункера 23 для подпитки реактора "свежим" топливом.

По мере необходимости топливо с выгоревшими МА и содержащее твердые и, частично, газообразные и летучие продукты деления отводят в бункер 25, для чего нормально закрытым клапаном 27 открывают трубопровод 26 и нормально открытым клапаном 15 перекрывают трубопровод 14, в результате чего натрий выносит топливные гранулы в бункер 25 для складирования отработанного топлива (откуда оно может быть отправлено на переработку), после чего клапаны 15 и 27 приводятся в нормальное состояние.

В процессе работы быстрого гомогенного реактора происходит не только подпитка реактора "свежим" топливом начального состава и удаления ПД, но и образование в активной зоне более эффективных с точки зрения создания критичности делящихся изотопов урана и плутония. Поэтому, чтобы обеспечить равновесный состав топлива в активной зоне 1, содержание МА в нем постепенно снижают до 3-3,5 ат.%% MA, а высвобождающийся от МА объем активной зоны 1 заполняют алюминием.

При таком составе топливной смеси реактор выходит на стационарный режим работы с избыточной реактивностью близкой к нулю. Дальнейшее снижение содержания в МА топливе, т.е. менее 3 ат.%%, ведет к тому, что топливная смесь в объеме активной зоны не достигает критичности, тогда как при содержании МА больше 3,5 ат.%% появляется высокая избыточная реактивность, которая ведет к снижению безопасности реактора.

После того, как топливная смесь достигает указанного равновесного состава, т.е. содержания МА 3-3,5 ат.%%, эксплуатация гомогенного быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем может продолжаться до сжигания всех накопленных на данный момент в запасе актиноидов.