способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом

Формула изобретения

Способ создания активной зоны ядерного реактора с жидким топливом, например расплавом фторидов металлов, содержащего внутри корпуса выше активной зоны напорную камеру жидкого топлива, дно которой перфорировано отверстиями, стержневую систему аварийной защиты активной зоны и систему отвода тепла ядерной реакции посредством циркуляции инертного газа, например гелия, с последующей передачей тепла в теплообменниках, размещенных внутри корпуса, для утилизации, отличающийся тем, что активную зону создают потоком струй жидкого топлива, при этом упомянутый поток струй образуют посредством отверстий в дне упомянутой камеры и отводят на свободный уровень жидкого топлива.

Описание изобретения к патенту

Изобретение относится к области ядерной энергетики и может быть использовано в ядерных установках, например, для трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избыточных оружейных ядерных материалов.

Известен способ трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избытка оружейных ядерных материалов, путем использования подкритической электроядерной установки с жидкосолевым бланкетом, управляемой ускорителем протонов. См. Новиков В.М. и др. “Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы” М., Энергоатомиздат, 1990, стр. 34-37. Этот способ принят в качестве прототипа настоящего изобретения.

Его аналогами служат следующие технические решения:

- Furukawa К, е.а. “ Thorium Molten-Salt Nuclear Energy Synergetics” - J.Nucl.Sci. Tech., 1990, v.27, N12, p.p.1157-1178;

- Ohmichi,“ Accelerator molten salt breeder” - J.Nucl.Sci. Tech. 1981, v.18, p.p.79-85

В аналогах в качестве жидкого топлива использован расплав фторидных солей, подвергаемый бомбардировке пучком протонов от ускорителя.

Осуществимость таких реакторов подтверждена экспериментально.

Прототип и аналоги имеют следующие недостатки:

- Техническая сложность и высокая стоимость осуществления. Проблематичным, требующим новых технологий и материалов, является обеспечение долговечности конструкций корпуса и протоновода в области ввода пучка протонов в расплав, что обусловлено высокими радиационными повреждениями материалов, газовыделением, температурами и тепловыделениями (порядка 1,5 кВт/см³) при необходимости обеспечения высокой герметичности по отношению к полости ускорителя. Для достижения приемлемой эффективности известного способа необходим разгон пучка протонов до энергии 1 ГэВ при силе тока 100 мА, что может обеспечить линейный ускоритель протонов длиной около одного километра, стоимость которого по разным оценкам колеблется от 0,5 до 1 млрд. долларов США.

- Пониженная безопасность известного способа, что обусловлено относительно большим объемом агрессивного расплава фтористых солей внутри корпуса и во внешнем контуре электроядерной установки.

Цель настоящего изобретения состоит в устранении отмеченных недостатков известного способа.

Задача изобретения - обеспечение технического упрощения и понижение стоимости известного способа трансмутации радиоактивных отходов при одновременном повышении безопасности.

Технический результат изобретения следующий:

- Техническое упрощение и снижение стоимости реализации способа трансмутации радиоактивных отходов за счет отказа от применения ускорителя протонов и традиционной конструкции активной зоны.

- Повышение безопасности способа за счет резкого уменьшения объема жидкого топлива, что обусловлено созданием активной зоны потоком струй топлива и применением инертного газа для передачи тепла ядерной реакции при осуществлении контактного теплообмена на струях.

- Возможность останова /пуска ядерной реакции простым выключением/ включением насосов топлива, что наряду со стержнями аварийной защиты надежно блокирует возможность возникновения реактивностной аварии при полном обесточивании.

- Эффективные контроль и управление ядерной реакцией, спектром энергии нейтронов и скоростью трансмутации за счет отбора отработавшего и добавки свежего топлива необходимого состава.

- Простой вывод из действия путем обесточивания насосов топлива, охлаждения корпуса реактора посредством естественной циркуляции окружающей среды, с последующим замораживанием топлива внутри реактора.

Новизна изобретения состоит в том, что активную зону создают потоком струй жидкого топлива, причем упомянутый поток струй образуют посредством отверстий в напорной камере на входе в активную зону и отводят на свободный уровень жидкого топлива на выходе активной зоны. Отвод тепла ядерной реакции деления из активной зоны производят посредством охлаждения потока струй жидкого топлива гелием. Все объемы жидкого топлива в корпусе ядерного реактора, кроме объема активной зоны, всегда поддерживают в подкритическом состоянии за счет размещения в них вытеснителей, сильно поглощающих нейтроны, например блоков карбида бора в стальных оболочках.

Предложенный способ реализуют следующим образом. В разогретый до необходимой температуры корпус реактора, заполненный гелием, и содержащий в центральной части стакан активной зоны с расположенной над ним напорной камерой с перфорированным дном, а также герметичные электронасосы жидкого топлива, газодувки и теплообменники, подают извне жидкое топливо необходимого состава до такого уровня, чтобы ходовые части насосов топлива оказались затопленными, а давление гелия повысилось до установленной величины.

Проверяют уровень подкритичности образовавшегося внутри корпуса реактора объема жидкого топлива (не мене 2%). Проверяют, что все стержни аварийной защиты реактора введены на всю глубину в объем активной зоны и обеспечивают ее подкритичность.

Включают поочередно все насосы жидкого топлива и подают последнее в напорную камеру, создавая струйный поток жидкого топлива в объеме подкритической активной зоны.

Поочередно включают все газодувки гелия.

В созданном таким образом изотермическом состоянии реактора при циркуляции жидкого топлива и гелия, с подкритической активной зоной и включенной системой поддержания жидкого топлива в горячем состоянии производят все необходимые контрольные и настроечные работы.

После этого посредством постепенного извлечения стержней аварийной защиты из объема активной зоны осуществляют вывод активной зоны на заданный уровень мощности и вводят в работу систему отвода тепла от теплообменников с целью утилизации тепла.

В процессе дальнейшей работы реактора контролируется и регулируется извне состав жидкого топлива с целью оптимизации трансмутации радиоактивных отходов, в том числе избытка оружейных ядерных материалов.