РЕАКТОР-КОНВЕРТЕР НА ТЕПЛОВЫХ НЕЙТРОНАХ

Полезная модель относится к ядерным реакторам на тепловых нейтронах.
Известен жидкосолевой канальный реактор на тепловых нейтронах с расплавом фтористых солей урана и тория с воспроизводством ядерного топлива. [Материалы Международной научно-технической конференции "Канальные реакторы: проблемы и решения" Москва, 2004 г.;
[www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/presentations/session2/44_Kotov_NRC_RK.ppt;
http://www.nikiet.ru/rus/conf/19oct2004/programme/session2/44_Kotov_NRC_RK.doc].
Указанный реактор обладает следующими недостатками.
1. Высокая активность оборудования и трубопроводов первого контура.
2. Непроизводительное поглощение нейтронов продуктами деления.
3. Низкая плотность топлива, высокое обогащение.
4. Необходимость в системе переработки топлива с изотопным разделением.
5. Разомкнутый топливный цикл.
Наиболее близким по технической сущности предлагаемой полезной модели является натрий-графитовый реактор SGR (штат Небраска, США) [П.А.Петров. Ядерные энергетические установки Госэнергоиздат. М. 1958. стр.209]:
Реактор на тепловых нейтронах канального типа, состоит из корпуса низкого давления, с размещенной в корпусе активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и замедлителя, с установленными в центральные отверстия колонн замедлителя технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ).
В качестве топлива в реакторе применен металлический уран, легированный молибденом, с обогащением до 3% и коэффициентом воспроизводства около 0.7. Графитовый замедлитель состоит из шестигранных блоков, заключенных в циркониевые оболочки толщиной 0,9 мм. Оболочки защищают графит от пропитывания его натрием. Собранные в сборки стержневые тепловыделяющие элементы имеют оболочки из нержавеющей стали толщиной 0,25 мм. Хороший тепловой контакт между сердечником и оболочкой достигается посредством заполнения зазоров жидким Na или Na-K. В верхней части оболочки с учетом теплового расширения оставлено пространство, заполняемое
гелием, что обеспечивает проверку герметичности оболочек посредством гелиевого течеискателя. Корпус реактора и опорные конструкции выполнены из нержавеющей стали. Теплоноситель подается в нижнюю часть корпуса реактора и оттуда движется кверху по трубам технологических каналов и зазорам шириной 11,25 мм между графитовыми блоками. Расход натрия по каналам регулируется дроссельными устройствами в соответствии с тепловой мощностью каналов, что обеспечивает одинаковость температуры натрия на выходе из каналов. Для циркуляции натрия применены вертикальные центробежные насосы с уплотнениями из охлажденного до отвердения натрия.
Указанный реактор обладает следующими недостатками.
1. Нержавеющая сталь, используемая в реакторе в качестве оболочки твэл, ограничивается максимальной температурой 650°С по работоспособности в контакте с твердым урановым топливом.
2. Защитная циркониевая оболочка графитовых блоков, используемых в реакторе в качестве замедлителя, неустойчивого к пропитке натрием, является паразитным поглотителем нейтронов.
3. Твердое металлическое урановое топливо, используемое в реакторе, в процессе работы накапливает в себе продукты деления, являющиеся поглотителями нейтронов, что не дает возможности осуществить самообеспечение реактора топливом путем конвертирования урана - 238 в плутоний (достигаемый коэффициент воспроизводства не превышает 0,7), влечет за собой эффекты отравления реактора, а при расплавлении топлива в аварийной ситуации - к выходу из него накопившихся газообразных продуктов деления и всплеску реактивности.
4. Кристаллическая решетка твердого металлического урана подвержена аллотропическим и радиационным изменениям, что приводит к формоизменению топливного стержня и препятствует достижению высокой температуры топлива и теплоносителя.
5. Герметичная конструкция оболочки твэл не позволяет удалять поступающие в нее из топлива газообразные продукты деления, что ведет к повышению давления под оболочкой в процессе эксплуатации, а при расплавлении топлива - к разрушению оболочки.
6. Натрий, температура кипения которого (883°С), ниже температуры плавления урана (1132°С), ограничивает его пригодность для работы с расплавленным уран-
плутониевым топливом в качестве теплоносителя. Активация натриевого теплоносителя и загрязнение его продуктами коррозии, образующимися при контакте с металлическими поверхностями из нержавеющей стали и циркония приводит к высокой радиоактивности оборудования и трубопроводов реактора.
7. Материалы, применяемые в активной зоне реактора - нержавеющая сталь, цирконий, натрий, прослойка Na-K в твэле, легирующая добавка молибдена в уране имеют высокие сечения поглощения нейтронов и не позволяют достичь коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора ядерным топливом.
Задачей полезной модели является создание реактора-конвертора на тепловых нейтронах с жидкометаллическим уран-плутониевым топливом, работающего со средним коэффициентом воспроизводства, достаточным для самообеспечения топливом, свободного от вышеперечисленных недостатков:
Технический результат от использования полезной модели заключается в том, что в предложенной конструкции реактора используют низкообогащенную смесь сырьевых и делящихся изотопов урана и плутония с содержанием делящихся изотопов не превышающим его значений в отработавшем ядерном топливе (ОЯТ) легководных реакторов, в связи с чем реактор не требует производств внешнего замкнутого топливного цикла.
По завершении жизненного цикла реактора оставшееся в нем топливо перегружается в другой реактор для дальнейшего дожигания.
Разработанный реактор позволяет использовать для производства энергии существующие ресурсы урана и плутония, включая ОЯТ
Поставленная задача решается следующим образом:
Реактор-конвертер на тепловых нейтронах канального типа, состоящий из корпуса низкого давления, с размещенной в корпусе активной зоной, состоящей из вертикальных колонн бокового отражателя и замедлителя, с установленными в центральные отверстия колонн замедлителя технологическими каналами (ТК) для протока теплоносителя и размещенными в них тепловыделяющими сборками (ТВС) с тепловыделяющими элементами (ТВЭЛ).
Корпус низкого давления реактора, выполнен из конструкционной стали, защищенной изнутри композитным материалом на основе нитрида бора и заполнен жидкометаллическим теплоносителем в который погружена активная зона, внутренний объем ТВЭЛ ТВС, размещенных в технологических каналах замедлителя, заполнен
металлическим уран-плутониевым топливом, верхние концы ТВЭЛ объединены в накопители продуктов деления ТВС, концы ТВЭЛ выполнены сообщающимися с полостью ТВС, последняя выполнена сообщающейся с открытой полостью над топливом, находясь с ней под общим давлением, при этом в реакторе при работе используют жидкометаллическое уран-плутониевое топливо, а корпус низкого давления заполнен жидкометаллическим теплоносителем литием - 7.
11
15
Замедлитель и отражатель выполнены из композитного материала на основе нитрида бора с изотопным составом ВN, упрочненного дискретными ультрадисперсными кристаллами β-SiC на поверхности углеродных дискретных волокон, при следующем соотношении компонентов:
11
l5
BN - 95-80% oб.
β-SiC - 5-20% об.
Верхние концы ТВЭЛ в ТВС соединены с накопителем, полость которого через отверстие в ТК сообщена с полостью газовой подушки реактора и находится с ней под общим давлением, через которую осуществляют непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления при неизменном давлении в ТВС, при этом накопитель выполнен с возможностью аккумулирования остальных продуктов деления, поглощающих нейтроны.
Выполнение реактора-конвертера обеспечивает достижение коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора топливом.
- Термически и радиационно-стойкий композитный материала на основе нитрида бора с температурой плавления ~2400°С, значительно превышающей температуру плавления урана (1132°С), по своим замедляющим свойствам не уступает графиту. В состав композита входят ультрадисперсные кристаллы β-SiC, не ухудшающие нейтронно-физические характеристики композита и обеспечивающие его длительную работоспособность в контакте с одной стороны с расплавленным металлическим уран-плутониевым топливом, а с другой стороны с жидкометаллическим теплоносителем - литием;
- Оболочка твэл из композитного материала на основе нитрида бора позволяет использовать в реакторе жидкометаллическое уран-плутониевое топливо, обладающее максимальной плотностью и максимальным выходом нейтронов.
Жидкометаллическое уран-плутониевое топливо в процессе ядерных превращений очищается (саморафинируется) от продуктов деления за счет их естественного
всплытия из активной зоны реактора, что позволяет экономить нейтроны и осуществить самообеспечение реактора топливом путем конвертирования урана-238 в плутоний.
- В конструкции ТВС концы ТВЭЛ, через которые производится непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления, сообщаются с полостью ТВС, которая в свою очередь сообщается с газовой подушкой реактора и находится с ней под общим давлением, исключая повышение давления в ТВС.
- Непрерывное удаление газообразных и испаряющихся продуктов деления исключает всплеск реактивности и эффекты отравления реактора.
- Теплоноситель литий-7, с температурой кипения и теплоемкостью, превышающими температуру плавления и теплоемкость металлического уран-плутониевого топлива, позволяет эффективно отводить тепло от расплава топлива и при градиенте температур топлива и теплоносителя не менее 150-300°С создавать условия для образования защитной гарнисажной пленки твердого металлического топлива на внутренней поверхности оболочки ТВЭЛ, снижающей скорость взаимодействия расплава с оболочкой ТВЭЛ.
- Наведенная активность лития-7 при облучении нейтронами незначительна, а отсутствие металлических поверхностей в активной зоне и взаимодействия лития с композитом на основе нитрида бора не ведет к образованию продуктов коррозии.
11
15
- Поскольку в состав материалов активной зоны, кроме топлива, входят только литий-7 и композит на основе нитрида бора ВN, то паразитное поглощение нейтронов сведено к минимуму и создаются условия для достижения коэффициента воспроизводства, достаточного для самообеспечения реактора ядерным топливом.
- Самообеспечение реактора топливом с соответствующим коэффициентом воспроизводства достигается за счет материалов активной зоны, атомного отношения замедлитель/топливо.
Схематическое устройство реактора представлено на рис.1, где 1 - биологическая защита, 2 - пробка топливного канала, 3 - газовая подушка, 4 - теплоноситель - литий-7, 5 - шахта реактора, 6 - страховочный корпус, 7 - корпус низкого давления реактора, 8 - активная зона, 9 - опорная конструкция активной зоны 8, 10 - тепловыделяющая сборка (ТВС), 11 - технологический канал, 12 - отражатель, 13 - замедлитель, 14 - накопитель продуктов деления тепловыделяющей сборки, 15 канал СУЗ.
Корпус 7 низкого давления реактора, выполненный из конструкционной стали, защищенной изнутри композитным материалом на основе нитрида бора, заполнен жидкометаллическим теплоносителем 4 в который погружена активная зона 8, образованная замедлителем 13 с размещенными в нем технологическими каналами 11, каналами системы управления и защиты 15 и отражателем 12, установленными на опорную конструкцию 9. В технологических каналах 11 размещены ТВС ТВЭЛ 10. ТВЭЛ представляет собой тигель с глухим нижнем дном и открытым верхним концом, внутренний объем ТВЭЛ заполнен металлическим уран-плутониевым топливом находящимся при работе реактора в расплавленном состоянии при температуре 700-1150°С. Верхние концы ТВЭЛ объединяются в накопителе продуктов деления ТВС 14, сообщаются между собой и газовой полостью 3 реактора, заполненной инертным газом и находятся при одинаковом давлении.
Контроль параметров активной зоны осуществляется с помощью датчиков, установленных в измерительные каналы (на рис.1 не показаны).
В процессе работы реактора из расплавленного топлива 10 непрерывно выделяются газообразные и испаряющиеся продукты деления, удаляемые затем газоочисткой. Остальные продукты деления выносятся естественными конвективными потоками за счет разницы атомных весов в верхнюю часть ТВЭЛ - накопитель ТВС 14 в район верхнего отражателя 12 и удерживаются там в течение всего времени эксплуатации реактора, обеспечивая тем самым однородный и неизменный состав топлива в пределах активной зоны.
Таким образом, с помощью предлагаемого изобретения решаются основные проблемы традиционной ядерной энергетики:
- ядерная безопасность обеспечивается естественной безопасностью реактора, отсутствием высокого давления теплоносителя первого контура, низкой стартовой избыточной реактивностью, однородным составом топлива в установившемся режиме эксплуатации, отсутствием ядерно-опасных работ при работе реактора, высокой тепловой инерцией активной зоны, отсутствием отходов топлива;
- радиационная безопасность обеспечивается отсутствием наведенной активности теплоносителя лития-7, низкой запасенной активностью топлива, непрерывной эвакуацией газообразных, испаряющихся и других продуктов деления из активной зоны, отсутствием радиационно-опасных производств по переработке и рафинированию топлива;
- практически полное использование делящихся компонентов топлива снимает существующие проблемы отработавшего ядерного топлива: длительное хранение, переработку и захоронение;
- экономичность и конкурентоспособность энергоблока обеспечивается простотой конструкции реактора и технологических схем, дешевизной используемого топлива, простотой и многообразием использования ресурсов урана, низкими капитальными и эксплуатационными затратами, высокими маневренностью, КИУМ и КПД;
- низкое стартовое обогащение, однородный состав топлива в установившемся режиме эксплуатации, отсутствие перегрузок реактора, замкнутый топливный цикл без внешних производств и расширенного воспроизводства топлива естественным образом решают проблему нераспространения ядерного оружия.