ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава

Формула изобретения

1. Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава со свинцовым теплоносителем, непосредственно контактирующим с активной зоной и циркулирующим в первичном теплообменном контуре, отличающийся тем, что исходное ядерное топливо состоит из хлорида калия и тетрахлорида урана, обогащенного по урану-235 до 24%.

2. Реактор по п.1, отличающийся тем, что внутренняя полость его активной зоны цилиндрическая, переходящая в конусообразную.

3. Реактор по п.1, отличающийся тем, что активная зона опоясана через стенку из нитрида алюминия цилиндрическим слоем теплоносителя, вводимого тангенциально и вступающего в непосредственный контакт с топливным солевым расплавом в нижней части активной зоны.

4. Реактор по п.1, отличающийся тем, что толстостенный цилиндр жидкого свинца является частью радиационной защиты.

Описание изобретения к патенту

Область применения

Изобретение относится к новым поколениям энергетических реакторов на быстрых нейтронах (БР), которыми давно пора вытеснять действующие тепловые реакторы с твердотельными тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ) и тепловыделяющими сборками (ТВС). При этом в корне упрощается весь до сего времени по-настоящему не замкнутый ядерно-топливный цикл (ЯТЦ). Поискам наиболее безопасных, экологичных и экономичных концепций энергетических ядерных реакторов посвящено предлагаемое решение - устройство БР.

Уровень техники

Еще на Второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии (Женева, 1958) было опубликовано о разработках тепловых реакторов с активной зоной (АЗ) в виде расплавленных фторидов (доклад Х.Мак-Ферсона и др. №605). В 1965 г. в Окриджской национальной лаборатории достиг критичности реактор MSRE-10 на тепловых нейтронах с АЗ в виде расплава Li ⁷F-BeF₂-ThF₄ -UF₄. Этот же расплав циркулировал в качестве теплоносителя. Очень полезный длительный опыт эксплуатации этого реактора убедительно подтвердил многие преимущества использования солевых расплавов в качестве ядерного топлива (ЯТ).

Основные из преимуществ:

* беспредельная радиационная стойкость полностью ионизированного расплава ЯТ. Даже самые жесткие - и -излучения способны вызвать лишь некоторые лабильные изменения структур, существенно не меняющие их свойства,

* внутренняя безопасность, обусловленная отрицательным коэффициентом реактивности при повышении температуры,

*возможность периодической оптимизации изотопного и массового состава ЯТ без остановки реактора,

* давления над жидкосолевым ЯТ мало отличаются от атмосферного,

* отпадает необходимость производства ТВЭЛов и ТВС,

* на упомянутом ЯР MSRE-10 был достигнут достаточно высокий для реакторов на тепловых нейтронах коэффициент воспроизводства делящихся ядер (КВ), равный 1,05 - 1,07.

К серьезному недостатку этого реактора следует отнести использование фторидного расплава, содержащего делящийся материал, в качестве теплоносителя. В этом случае циркулирующее ЯТ заполняет коммуникации и насосы. Содержание его в теплообменных системах может в 2-3 раза превышать необходимое для поддержания цепной реакции в АЗ. Высокая радиоактивность направляемого в теплообменный контур солевого расплава требует дополнительных мер защиты, в том числе и от потока какой-то доли запаздывающих нейтронов, покидающих АЗ.

С учетом сказанного, можно отдать предпочтение реактору, в котором солевое топливо находится только в АЗ. Конструкция такого реактора запатентована Беттисом Е.С. в 1966 г. (E.S. Bettis, Fused - Salt - Fueled, Molten - Metal - Cooled Power breeder system, patent US 3262856, 26 Juli, 1966). Это тепловой реактор - размножитель, в котором теплоноситель - жидкий свинец непосредственно контактирует с материалом АЗ (Li⁷ F - 68%, BeF ₂ - 31%, UF₄ - 1%) и зоны воспроизводства (Li⁷ F -71%, ThF₄ - 29%). На поверхности жидкого свинца «плавают» разделенные между собой АЗ и зона воспроизводства (ЗВ). Для теплосъема свинец прокачивают через обе зоны. Конструкция реактора сильно осложнена значительным количеством в АЗ графитового замедлителя и трубок для циркуляции свинцового теплоносителя.

Недостатков описанного решения (прототипа) можно избежать, если перейти на использование быстрых нейтронов. Однако высокая концентрация ионов фтора в расплаве приведет к существенному замедлению нейтронов настолько, что спектр нейтронов вряд ли можно отнести к быстрым.

Раскрытие изобретения

Предлагаемый нами ЯР должен работать на хлоридном топливе и быстрых нейтронах с энергией образования их в реакциях деления урана-235, т.е. более одного МэВ. Использование хлоридов в качестве ядерного топлива целесообразно, т.к. изотопы хлора, по сравнению с фтором, заметно хуже замедляют нейтроны, что приведет к большему сохранению спектра быстрых нейтронов и в конечном счете к повышению коэффициента воспроизводства делящихся ядер плутония - 239. Использование хлоридов дает еще и другие выгоды: хлоридные расплавы представляют собой готовый электролит, и впоследствии его можно реализовать в коротком топливном цикле (КТЦ) переработки расплавленного оборотного ядерного топлива (ОЯТ), используя разнообразные достаточно хорошо освоенные безводные методы высокотемпературной электрохимии, сокращающие объем и активность отходов.

В качестве примера конструктивного решения предлагаем схематическое описание быстрого опытного реактора мощностью 400 МВт _эл (БОРС-400) с исходным наполнением АЗ солевым расплавом KCl-UCl₄. В контакте с теплоносителем - свинцом установится равновесие: 2U⁴⁺+Pb=2U ³⁺+Pb²⁺, a

точнее: 2UCl ₆ ^2-+Pb+2Cl^- =2UCl₅ ^2-+PbCl ₄ ^2-, в результате чего солевая система становится четырехкомпонентной: KCl-UCl₄ -UCl₃-PbCl₂, в которой содержится при 24% обогащении урана (мас.%): K - 4,7; U ²³⁵-11,5; U²³⁸- 36,7; Pb - 9,6; Cl - 37,5. При температуре в АЗ 750°С плотность этого ионного расплава составит 3,1 г/см³.

Приблизительные расчеты показали, что реактор достигнет критичности, т.е. может начаться цепная реакция при диаметре и высоте АЗ, равных двум метрам. Масса АЗ составит 19500 кг. Из них урана 9400 кг (из которого U²³⁵=2246 кг). Если принять, что преобразование тепла в электрическую энергию будет с кпд=34%, энергонапряженность в АЗ составит 187,4 кВт/литр. Это сравнительно скромная величина. В некоторых действующих реакторах она достигает 500-700 кВт/л. Внутренняя безопасность реактора обеспечивается формой его АЗ. Из цилиндрической она переходит в коническую. При несанкционированном «разгоне» (например, из-за недостаточной интенсивности отвода тепла) и увеличении объема расплава он станет заполнять объем конической части и реактивность из-за того, что больше нейтронов будут покидать АЗ, понизится.

Реактор должен быть выполнен из высокопрочных материалов, обладающих радиационной стойкостью, а там, где они контактируют с расплавленными солями АЗ и свинцовым теплоносителем, - хорошей совместимостью при нагреве до 1000°С. Для футеровки внутренних полостей БРС нами предлагается новый материал - нитрид алюминия, технология производства которого разработана в УГТУ - УПИ. AlN обладает хорошей теплопроводностью, устойчив до 2400°С.

Другая особенность БРС заключается в том, что предусмотрено два контура теплосъема: основной - тракт свинцового теплоносителя с температурой на входе 400°С и на выходе 750°С, вспомогательный - тракт азота, циркулирующего в предусмотренной для этого «рубашке» с температурой на входе 200°С и на выходе 700°С. Этот тракт используется и для начального разогрева АЗ подачей нагретого до 700°С азота. В теплоэнергетической части отбираемое от носителей тепло можно использовать совместно.

Ядерным топливом в виде хлоридов АЗ пополняется периодически не чаще, чем через месяц. Поскольку КВ больше единицы, в состав ЯТ должен вводиться U²³⁸ в виде обедненного (отвального) урана.

Расход U²³⁵ составит примерно 1200 г/сутки, а воспроизводство Pu²³⁹ более 1300 г/сутки.

Селекция радионуклидов деления (РНД) начинается с пуском реактора. Изотопы криптона и ксенона отводятся вместе с азотом, заполняющим пространство над зеркалом АЗ. Смесь охлаждается; известными методами термодиффузии из нее выделяют криптон и ксенон, фиксируя их на криосорбентах для хранения до спада активности.

Важные электрохимические процессы, протекающие на границе расплава АЗ - свинец, строго обусловлены окислительно-восстановительным потенциалом а это значит, что ионы элементов, потенциал выделения которых электроположительнее потенциала перезаряда четырехвалентного урана до трехвалентного, восстанавливаются до металлического состояния и растворяются в свинце либо образуют в нем суспензию. К таким элементам среди РНД относятся изотопы: ниобия, молибдена, технеция, рутения, родия, палладия и серебра. Доля изотопов этих металлов составляет около 25 мас.% от всех продуктов деления. Их переход из солевой фазы в металлическую значительно снижает уровень радиоактивности ядерного топлива АЗ и позволяет извлекать эти ценные металлы при периодическом рафинировании свинцового теплоносителя.

Что касается электроотрицательных РНД, остающихся в солевой фазе, полезна длительная задержка их в интенсивных нейтронных потоках АЗ ( 4·0¹⁵ нейтр./см ²·с). Захватывая нейтроны, через один-два -распада они становятся стабильными. Самый интересный пример сказанного: ₅₅Cs¹³⁷ , имеющий период полураспада более 30 лет, приобретая нейтрон, переходит в ₅₅Cs¹³⁸ , у которого период полураспада всего 33 мин и который трансмутирует в стабильный ₅₆ Ba¹³⁸ . Подобные трансмутации происходят с ₃₈ Sr⁹⁰, ₄₀Zr ⁹⁵, ₅₃J¹²⁹ и другими изотопами - РНД. Трансмутация существенно снизит уровень радиоактивности отходов (РАО) при переработке ЯТ.

Решаемая задача

Резкое улучшение экономических показателей использования энергии делящихся ядер за счет увеличения степени их выгорания и коэффициента использования установленной мощности (КИУМ) БР за счет отсутствия необходимости остановок для замены ЯТ.

Технические результаты

Повышение безопасности ЯР; увеличение кпд с ростом температуры теплоносителя; сокращение времени оборота ЯТ (оно не «остывает» и не выдерживается годами в бассейнах, сухих хранилищах и т.п.); сокращение объема и радиоактивности отходов.

Приложение 1. Схема предлагаемого устройства солевого реактора на быстрых нейтронах (БРС)

Обозначения к схеме БРС:

АЗ - активная зона (расплав хлоридной системы)

ТН - свинцовый теплоноситель

1 - футеровка из нитрида алюминия

2 - герметичный шлюз для загрузки ядерного топлива

3 - герметичный шлюз для вывода ОЯТ

4 - вывод газов (азота, криптона, ксенона)

5 - подача теплоносителя - свинца

6 - вывод ТН к теплообменникам

7 - подача чистого азота в пространство над АЗ

8 - ввод и вывод чистого азота

9 - отвод технического азота к теплообменникам

10 - радиационная защита и теплоизоляция

11 - корпус реактора

12 - подача технического азота для охлаждения (нагрева)

13 - фундамент

14 - отбор свинца для рафинирования

Приложение 2. Сопоставление прототипа с предлагаемым решением

Вид изобретения: ядерный реактор - устройство для преобразования энергии деления ядер урана в тепловую.

Прототип: Е.С.Беттис, патент США 3262856, 26.07.1966 г.

Признак	Прототип	Предлагаемое решение
1. Энергия нейтронов	Тепловые	Быстрые
2. Состав ядерного топлива (ЯТ)	Смесь фторидов лития (Li 7) и урана	Смесь хлоридов калия и урана
3. Температура в АЗ	400 - 500°С	700 - 800°С
4. Состав зоны воспроизводства (ЗВ)	Смесь фторидов лития (Li 7) и тория	Не предусмотрена
5. Материал футеровки полостей	Сплавы на основе никеля	Нитрид алюминия
6. Теплоноситель первичного контура	Свинец	Свинец
7. Способ теплосъема	Циркуляция через трубки и непосредственный контакт расплава фторидов АЗ со свинцом	Циркуляция свинца в полости, непосредственный контакт расплава хлоридов АЗ со свинцом и отвод тепла азотом