ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР ПОДКРИТИЧЕСКИЙ (ВАРИАНТЫ)
SUBCRITICAL REACTOR (VARIANTS)

Изобретение относится к ядерной технике, а именно: к конструкциям ядерных реакторов на быстрых нейтронах, работающих в подкритическом состоянии (при условии невозможности возникновения ядерной цепной реакции), предназначенных для децентрализованного энергоснабжения городских и сельских районов.
1. Уровень техники
Приведем два определения:
«Ядерный реактор - это устройство, в котором осуществляют управляемую цепную реакцию деления с выделением и отводом тепловой энергии» [1].
«Ядерным реактором называется устройство, в котором осуществляется и поддерживается управляемая цепная реакция деления некоторых тяжелых ядер» [2].
Из обоих определений следует, что в основу ядерных реакторов действующих атомных электростанций заложено применение управляемой цепной реакции деления тяжелых ядер.
В настоящее время известно и применяется два основных типа ядерных реакторов: на тепловых нейтронах с энергиями преимущественно (0,005-0,2) эВ и на быстрых нейтронах с энергиями преимущественно (0,1-10) МэВ.
Реактор на тепловых нейтронах включает в себя активную зону с ядерным топливом, замедлитель быстрых нейтронов и частично теплоноситель для съема тепловой энергии. В конструкции реактора с многоконтурной тепловой схемой первый контур (теплоносителя) может быть полностью отнесен к реактору [1].
К недостаткам ядерного реактора на тепловых нейтронах относятся:
- чрезвычайная сложность управления ядерным реактором, выражающаяся в поддержании его в критическом состоянии в достаточно узком диапазоне физических параметров;
- снижение реактивности за счет шлакования ксеноном и самарием;
- необходимость замены тепловыделяющих элементов по мере выгорания топлива;
- принципиальная возможность аварий ядерных реакторов, основанных на цепной реакции;
- необходимость содержания в реакторе неработающей критической массы [3].
Но если рассматривать получение атомной энергии в исторически длительном периоде, то оказывается, что ядерная энергетика, основанная на ядерных реакторах на тепловых нейтронах, не может обеспечить потребности человека в энергии.
В природном уране содержание изотопа  крайне мало (всего 0,72%), кроме того, он выгорает не полностью (остаточное количество составляет примерно 2%) [4]. А искусственно получаемые делящиеся нуклиды  и  достаточно сложны в производстве для использования в ядерных реакторах на тепловых нейтронах [1].
Однако если взять природный уран, преимущественно содержащий изотоп , то при естественном делении этого изотопа появляются нейтроны с высокой кинетической энергией (от 0,1 до 10 МэВ). Часть рождающихся при делении вторичных нейтронов имеет энергию больше энергии порога деления изотопа , что вызывает деление ядер, в которые попали такие нейтроны. Но их количество недостаточно для поддержания цепной реакции [1]. Кроме того, существуют еще трансмутации, которые представляют собой реакции захвата нейтронов ядрами изотопа  с преобразованием в конце реакции в другие тяжелые ядра, например, в ядро нуклида . Такой механизм с получением ядра нуклида  называется воспроизводством ядерного топлива, которое способно поддерживать цепную реакцию [1, 3, 4]. Подобный реактор называется бридером (размножителем).
По сравнению с реактором на тепловых нейтронах бридер имеет следующие преимущества:
- если реактор на тепловых нейтронах может сжечь (0,5-1,0) % топлива, то в бридере сжигается во много раз больше, что упрощает процесс загрузки топлива и создает в перспективе большой запас топлива, так как при этом первоначально используется изотоп урана , содержащийся в количестве 99,27% в природном уране [1];
- в бридере отсутствует замедлитель, как технический элемент конструкции [1, 3, 4];
- для реакторов-размножителей разработаны ТВЭЛы (тепловыделяющие элементы) с гораздо большей глубиной выгорания топлива (до 10%) [1].
Реакторы на быстрых нейтронах более перспективны, чем реакторы на тепловых нейтронах, но у них также есть свои недостатки. К недостаткам ядерных реакторов на быстрых нейтронах относятся:
- принципиальная возможность аварий ядерных реакторов, основанных на цепной реакции;
- чрезвычайная сложность управления ядерным реактором;
- необходимость содержания в реакторе еще большей неработающей критической массы, чем в реакторе на тепловых нейтронах [3].
Наиболее ярким и опасным недостатком реакторов на быстрых нейтронах следует считать потенциальную возможность перехода в надкритический режим, при котором цепная реакция становится неуправляемой или, по крайней мере, трудно управляемой, что характеризуется, как аварийный режим.
Существует еще разновидность реакторов, называемых «подкритическими», (неспособных самостоятельно поддерживать цепную реакцию) [2, 5]. Особенностью таких реакторов является наличие внешних источников нейтронов, таких, как ускоритель заряженных частиц или генератор заряженных частиц, которые в совокупности с мишенью обеспечивают направленный поток нейтронов.
Так лауреатом Нобелевской премии К. Руббиа (Италия) проводятся работы по созданию подкритического реактора с ториевым топливом с использованием ускорителя частиц. Однако существуют технические трудности с производством ториевого топлива (на основе изотопа ) [2].
В патенте [5] в качестве источника нейтронов описан нейтронный генератор, состоящий из источника ионов дейтерия амперного диапазона и облучаемой ионами дейтерия с энергиями (150-200) кэВ дейтерий содержащей мишени большой площади. В качестве ядерного топлива используется изотоп , обогащенный изотопом .
Сам реактор представляет собой установленные перпендикулярно потоку нейтронов пары пластин, первая пластина в каждой паре является замедлителем быстрых нейтронов, вторая - собственно ядерное топливо. Такой реактор можно условно считать реактором на тепловых нейтронах, делящимся веществом в котором является изотоп . Как следует из описания [5], ответ на вопрос о возможности применения природного урана в таком реакторе не ясен.
Использование ускорителей в качестве источников нейтронов является очень дорогостоящим решением. Использование генераторов типа описанного в [5] дешевле, но при этом весьма дорогостоящим является обогащение пластин с топливом на основе природного урана.
Следует отметить одну немаловажную деталь: в основном все разрабатываемые ядерные реакторы рассчитаны на большую мощность и являются реакторами промышленного применения. Даже если реактор предназначен для малой атомной электростанции, конструктивно он не отличается от реакторов на большую мощность, хотя ее мощность по вырабатываемому электрическому току составляет не менее 0,1 МэВ. И если он рассчитан для децентрализованных систем энергоснабжения, то при этом он рассчитан на целый район [2].
Известен принципиально иной маломощный реактор для миниэлектростанций децентрализованного энергоснабжения по патентам на изобретения RU №2167458 и RU №2169402 [6, 7]. В нем используют урановый материал из отработанных стержней ядерных реакторов, превращаемый в гранулы из композита оксида урана со связующим веществом. Протекающая мимо радиоактивного вещества вода подвергается радиолизу и ионизируется. Затем ионизированная вода подвергается электролизу с выделением водорода и кислорода в виде гремучей смеси. Гремучая смесь смешивается с воздухом и подается в газовую турбину внутреннего сгорания с турбогенератором. Вырабатываемая электроэнергия используется для бытовых нужд. Однако подобный реактор взрывоопасен из-за использования гремучей смеси и его применение в местах проживания людей недопустимо, что усложняет его использование.
2. Сущность изобретения Сущность изобретения заключается в том, что предлагается конструкция ядерного реактора, которая обеспечивает получение тепловой энергии при условии не поддержания ядерной цепной реакции, а подготовительные операции формирования ядерного топлива экономически эффективнее известных в ядерной технике.
3. Технический результат
3.1 Технический результат, достигаемый с помощью ядерного
реактора по п. 1
Технический результат достигается тем, что предлагается ядерный реактор подкритический с активной зоной, содержащей ядерное топливо в виде нуклидов с тяжелыми ядрами и источник быстрых нейтронов с кинетической энергией преимущественно более 1 МэВ, при этом масса ядерного топлива в реакторе меньше критической массы, обеспечивающей поддержание цепной реакции в делящемся веществе, исходным ядерным топливом является природный уран, содержащий преимущественно изотоп , толщина ядерного топлива в направлении вылета нейтронов из источника составляет не менее 0,1 м, а активная зона окружена отражателем.
При столкновении быстрого нейтрона с изотопом  возможны два варианта событий [8]. В первом из них происходит захват нейтрона с последующим делением на крупные осколки и выделением энергии в виде тепла. Во втором происходит захват нейтрона с последующей трансмутацией нуклида  в нуклид [4].
Наработка нуклидов  приводит к тому, что нейтроны все чаще будут сталкиваться с ядрами нуклидов, которые делятся нейтронами любых кинетических энергий [1] с выделением энергии в виде тепла.
Конечно, количество энергии, вырабатываемой таким реактором значительно меньше, чем вырабатывают действующие в настоящее время промышленные реакторы. Но и потребители децентрализованного энергоснабжения требуют значительно меньшей энергии. Например, это может быть один жилой дом.
2
В качестве исходного ядерного топлива использован природный уран, преимущественно содержащий изотоп . В некоторых работах [1] изотоп  называют топливным сырьем. Причина заключается в том, что из изотопа  нарабатывают изотоп , который впоследствии используется, как ядерное топливо. В данном случае изотоп  используется для получения тепла наравне с появляющимся впоследствии изотопом , поэтому мы оба изотопа называем ядерным топливом. В природном уране содержится 99,27% изотопа , 0,72% изотопа , 0,006% изотопа . Для того, чтобы использовать природный уран в предлагаемом реакторе достаточно сформировать его в виде цилиндрических слоев. В то время, как для действующих ядерных реакторов на тепловых нейтронах используют обогащенный уран с содержанием изотопа  до 4,4% [1, 4, 5, 9], для ядерных реакторов на тепловых и быстрых нейтронах используют искусственно полученные химические соединения (например, UO [8, 9]), изготавливают тепловыделяющие элементы (ТВЭЛ) и тепловыделяющие сборки (ТВС) [8, 9].
В действующих конструкциях ядерное топливо в виде многочисленных таблеток диаметром 7,57 мм высотой 20 мм помещается в трубку ТВЭЛа с наружным диаметром 9,1 мм из циркония легированного ниобием или нержавеющей стали толщиной 0,65 мм. Высота активной части ТВЭЛа примерно равна 3,8 м [9]. ТВЭЛы собираются в сборку ТВС.
Таким образом, только в вертикальном направлении незначительная часть нейтронов проходит почти через непрерывный слой ядерного топлива. Поскольку нейтроны в таблетке вылетают в произвольных направлениях, то большая часть нейтронов, которая проходит ядерное топливо в таблетке без взаимодействия, проникает в конструкционные материалы и только после этого может достигнуть ядерного топлива соседних ТВЭЛов.
В предлагаемом реакторе нейтроны, вылетающие из излучателей, проходят через непрерывный слой (толщиной более 0,1 м) ядерного топлива, что повышает вероятность столкновения нейтронов с ядрами изотопа . Если же нейтрон пролетит через толщу ядерного топлива не столкнувшись с ядрами урана, то он с большой вероятностью отразится от слоя отражателя и опять полетит сквозь непрерывный слой ядерного топлива. Многократное прохождение нейтронов через слой ядерного топлива приведет к тому, что значительная часть нейтронов столкнется с ядрами изотопа , что либо приведет к делению ядра, либо к трансмутации в ядро изотопа , а потом и с наработанными ядрами изотопа  с их обязательным делением. Подобное формирование ядерного топлива (в виде цилиндрических слоев) гораздо проще и экономичнее ТВЭЛов и ТВС, применяемых в известных ядерных реакторах.
Главным достоинством предлагаемого реактора является то, что его конструкция обеспечивает невозможность возникновения цепной ядерной реакции и лавинообразного возрастания числа делящихся ядер. Для доказательства этого положения рассмотрим причины возникновения цепной ядерной реакции.
В основе возникновения цепной ядерной реакции лежит явление самовоспроизводства нейтронов. Цепная реакция это экзоэнергетическая ядерная реакция, которая возбуждается одним нейтроном, а в результате ее осуществления возникает больше двух высокоэнергетичных вторичных нейтронов. Один из вторичных нейтронов продолжает начатую цепь, а остальные образуют новые цепи, которые снова ветвятся. Полное количество нейтронов растет в геометрической прогрессии.
Возникновению цепной реакции препятствуют процессы, приводящие к обрывам цепей (за счет потери и поглощения нейтронов). Если число обрывов цепей больше, чем их порождений, цепная реакция затухает. Если число образующихся новых цепей больше, чем обрывов, цепная реакция развивается [1].
Промежуток времени от рождения до поглощения нейтрона называется временем жизни. Среднее время жизни нейтронов одного поколения обозначим буквой «τ». Если предположить, что все нейтроны одного поколения рождаются и поглощаются одновременно, давая жизнь следующему поколению, то коэффициент размножения  можно представить в виде [8]:
Где n - плотность нейтронов;
t - отсчетное значение текущего времени.
∞
∞
∞
Критическое состояние (установившаяся цепная реакция) характеризуется условием «K=1». В надкритическом состоянии «K>1» цепная реакция лавинообразно возрастает, ее возникновение начинается немедленно и без внешнего воздействия, так как всегда имеется свободный нейтрон, первым начинающий цепной процесс. Если «K<1», состояние системы называется подкритическим (цепная реакция затухает) [1, 8].
Для конечной делящейся среды (например, для изотопа ) условие критичности должно учитывать тот факт, что не все нейтроны, рожденные в результате деления ядер, будут поглощены в этой среде. Часть этих нейтронов вылетит за границу активной зоны и не сможет участвовать в цепном процессе.
Следовательно, существует граничный объем конечной делящейся среды, называемый критическим объемом, и масса делящихся веществ в критическом объеме, называемая критической массой. При наличии в активной зоне реактора делящегося вещества в объеме и массе меньше критических поддержание цепной реакции невозможно.
Известно, что атомы изотопа  могут делиться только нейтронами высокой кинетической энергии (более 1 МэВ). Такие атомы изотопа  по отношению к делению являются пороговыми и не могут самостоятельно поддерживать цепную реакцию деления [1]. Однако цепную реакцию деления могут поддерживать атомы изотопа . Если массу исходного ядерного топлива в виде природного урана выбрать количественно меньшей критической массы для атома изотопа , то даже в самом крайнем случае трансмутации всех атомов изотопа  в атомы изотопа  цепная реакция все равно не осуществится.
Вышеизложенное является доказательством достижения технического результата, для реакторов с использованием в качестве ядерного топлива природного урана .
Докажем, что в качестве ядерного топлива для предлагаемого в данном изобретении ядерного реактора, альтернативно может использоваться природный торий .
Технический результат достигается тем, что предлагается ядерный реактор с активной зоной, содержащей ядерное топливо в виде нуклидов с тяжелыми ядрами и источник быстрых нейтронов с кинетической энергией преимущественно более 1 МэВ, при этом масса ядерного топлива в реакторе меньше критической массы, обеспечивающей поддержание цепной реакции в делящемся веществе, исходным ядерным топливом является природный торий, содержащий преимущественно изотоп , толщина ядерного топлива в направлении вылета нейтронов из источника составляет не менее 0,1 мм, а активная зона окружена отражателем.
Проведем сравнение основных свойств природного урана  и природного тория :
- также как и атомы природного урана, атомы природного тория могут делиться только в результате воздействия нейтронов высокой энергии (более 1 МэВ) [1];
- также как и атомы природного урана, атомы природного тория подвержены реакции трансмутации, в результате которой появляются искусственные нуклиды , делящиеся тепловыми нейтронами, также как и нуклиды [1];
- так как нуклиды  и  близки по геометрическим размерам и делятся под воздействием нейтронов высоких энергий (более 1 МэВ), они имеют близкое по значению эффективное сечение топлива, а из этого следует, что с учетом наличия отражателя при толщине слоя топлива более 0,1 м для большинства нейтронов осуществится столкновение с одним из атомов топлива в виде природного тория.
Из проведенного сравнения свойств природных урана и тория следует, что при замене в независимом п. 1 природного урана природным торием ядерный реактор, описанный в п. 1 будет подкритическим при условии использования массы ядерного топлива меньшей критической массы для нуклида , получающегося в процессе реакции трансмутации. Из этого следует равноценность применения для реактора по п. 1 природного урана  и природного тория .
2
Целесообразно в качестве источника быстрых нейтронов использовать радий-бериллиевую смесь в виде химического соединения RaBr. Это соединение известно более пятидесяти лет и известные технологии позволяют придать излучателю необходимую форму [10].
Целесообразно в качестве источника быстрых нейтронов использовать устройство, состоящее из излучателя ионов или заряженных частиц и мишени. Такое устройство позволяет получить направленный поток нейтронов с требуемым конкретным значением средней кинетической энергии с небольшим разбросом вокруг средней.
Целесообразно активную зону ядерного реактора выполнить коаксиальной конструкции с источником быстрых нейтронов в центре в форме системы отдельных излучателей радиально направленных наружу по радиусам цилиндрических слоев и концентрического цилиндрической формы объема ядерного топлива вокруг системы излучателей, состоящего из нескольких слоев ядерного топлива по высоте цилиндра, разделенных между собой пространством для перемещения теплоносителя. Коаксиальная конструкция позволяет равномерно распределить излучатели в отношении ядерного топлива без образования застойных зон, в которые затруднено попадание нейтронов.
Для повышения вероятности столкновения нейтронов с топливными ядрами целесообразно обеспечить вращение названных слоев ядерного топлива по часовой или против часовой стрелки вокруг центральной оси коаксиальной активной зоны. Экономически более целесообразно привести во вращение систему излучателей по часовой или против часовой стрелки, так как они имеют меньшую массу и компактнее размещены вокруг оси вращения. Механически более целесообразно связать слои ядерного топлива и систему излучателей системой передачи, чтобы система излучателей вращалась однонаправлено с одновременно вращающимися слоями ядерного топлива или разнонаправлено.
С целью улучшения снятия тепла в слои ядерного топлива целесообразно встроить дополнительные трубы для перемещения теплоносителя.
В связи с достаточной распространенностью в природе целесообразно отражатель выполнить из природного свинца.
Так как газы легко поддаются сжатию целесообразно отражатель выполнить в виде сосуда, наполненного газом под высоким давлением, при этом газ может быть подобран из числа взрывобезопасных и широко распространенных в природе.
Целесообразно выбрать газ из числа имеющих многоатомную молекулу, так как молекулы многоатомных газов имеют отдельные участки, вращающиеся в разные стороны, что увеличивает отражательную способность газа (в части отражения нейтронов).
Так как выделяемая ядерным реактором энергия пропорциональна числу поглощенных нейтронов, то целесообразно снабдить активную зону устройством, позволяющим пространственно смещать источник излучения и ядерное топливо относительно друг друга, изменяя поток нейтронов, проникающих в ядерное топливо, и, тем самым, изменяющее количественно вырабатываемую энергию. Это дает возможность управлять подачей энергии потребителям и значительно экономить энергию, точнее - ядерное топливо, потому что потребление энергии в течение суток индивидуальными потребителями крайне неравномерно.
3.2 Технический результат, достигаемый с помощью ядерного реактора по п. 11.
Технический результат достигается тем, что предлагается ядерный реактор с активной зоной, содержащей ядерное топливо в виде нуклидов с тяжелыми ядрами и источник быстрых нейтронов с кинетической энергией преимущественно более 1 МэВ, при этом масса ядерного топлива равна или больше критической массы, обеспечивающей поддержание ядерной реакции в делящемся веществе, ядерный реактор снабжен системой контроля тепловой мощности активной зоны, конструкция активной зоны выполнена так, что источник быстрых нейтронов и ядерное топливо обеспечены устройством для пространственного смещения относительно друг друга, исходным ядерным топливом является природный уран, содержащий преимущественно изотоп , толщина слоя ядерного топлива в направлении вылета нейтронов из источника составляет не менее 0,1 м, а активная зона окружена отражателем.
2
Под воздействием потока названных быстрых нейтронов изотоп  частично претерпевает деление на крупные осколки, а частично в результате трансмутации приводит к появлению изотопа , который может делиться, как быстрыми нейтронами, так и тепловыми. Для повышения вероятности столкновения нейтронов с ядрами нуклидов толщина ядерного топлива выбирается оптимальной, большей 0,1 м, нейтроны, прошедшие всю толщину ядерного топлива не поглощенными ядрами изотопов  и  в большей части отражаются от отражателя и опять оказываются в ядерном топливе, что увеличивает вероятность их поглощения. При делении ядер изотопов  и  выделяется тепло, достаточное для децентрализованного энергообеспечения. В то же время формирование активной зоны с ядерным топливом из природного урана значительно проще и экономичнее производимых сегодня ТВЭЛов и ТВС, требующих, как правило, обогащения, получения химических соединений (типа UO), изготовления трубок из циркония легированного ниобием и др.
Ядерный реактор по п. 11 применяют, как правило, тогда, когда тепла, выделяемого одним реактором по п. 1 недостаточно, и ядерное топливо в активной зоне в виде изотопа  используют по массе количественно равным или превышающим критическую массу для изотопа . Для того, чтобы предотвратить развитие цепной ядерной реакции, необходимо оснастить реактор системой контроля тепловой мощности активной зоны и устройством для пространственного смещения ядерного топлива и источника быстрых нейтронов относительно друг друга.
Известна схема измерений энерговыделения ТВС с помощью детекторов нейтронного потока, называемых детекторами прямого заряда [9]. Если энерговыделение достигает критического уровня, устройство для источника быстрых нейтронов и ядерного топлива смещает их относительно друг друга, часть нейтронов не попадает в ядерное топливо и развитие ядерной цепной реакции прекращается. По принципу работы такой реактор относится к подкритическим. Наличие в ядерном реакторе устройства, позволяющего пространственно смещать источник излучения нейтронов и ядерное топливо относительно друг друга, обеспечивает возможность регулирования вырабатываемой энергии. Это позволяет управлять подачей энергии потребителям и экономить энергию, точнее, экономнее расходовать ядерное топливо.
Вышеизложенное является доказательством достижения технического результата.
Докажем, что в качестве ядерного топлива для предлагаемого в данном изобретении ядерного реактора, альтернативно может использоваться природный торий .
Технический результат достигается тем, что предлагается ядерный реактор с активной зоной, содержащей ядерное топливо в виде нуклидов с тяжелыми ядрами и источник быстрых нейтронов с кинетической энергией преимущественно более 1 МэВ, при этом масса ядерного топлива равна или больше критической массы, обеспечивающей поддержание ядерной реакции в делящемся веществе, ядерный реактор снабжен системой контроля тепловой мощности активной зоны, конструкция активной зоны выполнена так, что источник быстрых нейтронов и ядерное топливо обеспечены устройством для пространственного смещения относительно друг друга, исходным ядерным топливом является природный торий, содержащий преимущественно изотоп , толщина слоя ядерного топлива в направлении вылета нейтронов из источника составляет не менее 0,1 м, а активная зона окружена отражателем.
Проведем сравнение основных свойств природного урана  и природного тория :
- также как и атомы природного урана, атомы природного тория могут делиться только в результате воздействия нейтронов высокой энергии (более 1 МэВ) [1];
- также как и атомы природного урана, атомы природного тория подвержены реакции трансмутации, в результате которой появляются искусственные нуклиды , делящиеся тепловыми нейтронами, также как и нуклиды[1];
- так как нуклиды  и  близки по геометрическим размерам и делятся под воздействием нейтронов высоких энергий (более 1 МэВ), они имеют близкое по значению эффективное сечение топлива, а из этого следует, что с учетом наличия отражателя при толщине слоя топлива более 0,1 м для большинства нейтронов осуществится столкновение с одним из атомов топлива в виде природного тория.
Еще одним критерием выполнимости п. 11 является то, что масса используемого ядерного топлива должна быть равна или более критической массы, обеспечивающей поддержание цепной реакции в делящемся веществе. Ядерное топливо в активной зоне в виде изотопа  используют по массе количественно равным или превышающим критическую массу для изотопа . Количественно критические массы для изотопов  и  не равны между собой. Но это не принципиально: п. 11 требует фактическое выполнение требования соответствия между массой топлива и критической массой безотносительно к количественному значению критической массы. Принципиальным является наличие системы контроля тепловой мощности активной зоны и устройства для пространственного смещения друг относительно друга источника быстрых нейтронов и ядерного топлива, срабатывающего тогда, когда тепловая мощность активной зоны достигает предельного нормируемого значения. Устройство пространственно разводит источник быстрых нейтронов относительно ядерного топлива, тем самым, снижая количество нейтронов, попадающих в ядерное топливо.
Из проведенного сравнения свойств природных урана и тория следует, что при замене в независимом п. 11 природного урана природным торием ядерный реактор, описанный в п. 11 будет подкритическим при условии использования массы ядерного топлива большей или равной критической массы для нуклида , получающегося в процессе реакции трансмутации и наличия системы контроля тепловой мощности активной зоны и устройства для пространственного смещения друг относительно друга источника быстрых нейтронов и ядерного топлива и их своевременным пространственным смещением при приближении реактора к критическому состоянию. Из этого следует равноценность применения для реактора по п. 1 природного урана  и природного тория .
Количество природного тория по разведанным залежам примерно в 3-5 раз превышает количество природного урана [8].
2
Целесообразно в качестве источника быстрых нейтронов использовать радий-бериллиевую смесь в виде химического соединения RaBr. Это соединение известно более пятидесяти лет и известные технологии позволяют придать излучателю необходимую форму [10].
Целесообразно в качестве источника быстрых нейтронов использовать устройство, состоящее из излучателя ионов или заряженных частиц и мишени. Такое устройство позволяет получить направленный поток нейтронов с требуемым конкретным значением средней кинетической энергии с небольшим разбросом вокруг средней.
Целесообразно активную зону ядерного реактора выполнить коаксиальной конструкции с источником быстрых нейтронов в центре в форме системы отдельных излучателей радиально направленных наружу по радиусам цилиндрических слоев и концентрического цилиндрической формы объема ядерного топлива вокруг системы излучателей, состоящего из нескольких слоев ядерного топлива по высоте цилиндра, разделенных между собой пространством для перемещения теплоносителя. Коаксиальная конструкция позволяет равномерно распределить излучатели в отношении ядерного топлива без образования застойных зон, в которые затруднено попадание нейтронов. Коаксиальное исполнение позволяет также легко и просто смещать названный источник и ядерное топливо относительно друг друга по вертикали.
Для повышения вероятности столкновения нейтронов с топливными ядрами целесообразно обеспечить вращение названных слоев ядерного топлива по часовой или против часовой стрелки вокруг центральной оси коаксиальной активной зоны. Экономически более целесообразно привести во вращение систему излучателей по часовой или против часовой стрелки, так как они имеют меньшую массу и компактнее размещены вокруг оси вращения. Механически более целесообразно связать слои ядерного топлива и систему излучателей системой передачи, чтобы система излучателей вращалась однонаправлено с одновременно вращающимися слоями ядерного топлива или разнонаправлено.
С целью улучшения снятия тепла в слои ядерного топлива целесообразно встроить дополнительные трубы для перемещения теплоносителя.
В связи с достаточной распространенностью в природе целесообразно отражатель выполнить из природного свинца.
Так как газы легко поддаются сжатию целесообразно отражатель выполнить в виде сосуда, наполненного газом под высоким давлением, при этом газ может быть подобран из числа взрывобезопасных и широко распространенных в природе.
Целесообразно выбрать газ из числа имеющих многоатомную молекулу, так как молекулы многоатомных газов имеют отдельные участки, вращающиеся в разные стороны, что увеличивает отражательную способность газа (в части отражения нейтронов).
3.3 Технический результат, достигаемый с помощью ядерного реактора по п. 22
Технический результат, достигается тем, что предлагается ядерный реактор, представляющий собой совокупность двух или более ядерных реакторов по п.п. 1 или 11, каждый из которых окружен последовательными слоями замедлителя и отражателя. Реактор по п. 22 применяется в том случае, если для обеспечения потребности в энергии отдельных реакторов по п. 1 или п. 11 недостаточно. Так как отражатель конкретного реактора не обеспечивает стопроцентное отражение всех нейтронов, достигших отражателя, то часть из них окажется за пределами наружной границы отражателя. С некоторой вероятностью эти нейтроны могут проникнуть в соседний реактор, что может привести к изменению критичности (к переходу в критический режим). Чтобы этого не произошло, необходимо ограничение дальнейшего распространения таких нейтронов.
Попадая в слой замедлителя, такие нейтроны замедлятся и перейдут в разряд тепловых нейтронов, которые отразятся от последующего слоя отражателя и вернуться в слой замедлителя. Ввиду короткого срока жизни нейтронов (примерно 15 минут [8]), они вскоре прекратят свое существование. Таким образом, возникновение цепной ядерной реакции за счет проникновения нейтронов из соседних ядерных реакторов будет предотвращено. Ядерные реакторы по п.п. 1 и 11 выполнены подкритическими, используют в виде исходного топлива природный уран со всеми преимуществами его формирования. Что и доказывает достижение технического результата.
2
Экономически целесообразно в качестве замедлителя использовать легкую воду, преимущественно содержащую вещество с химической формулой «НO», широко распространенную в природе [1, 8, 9].
Целесообразно выходы теплоносителя со всех реакторов из совокупности объединить в общий первый контур тепловой схемы, что позволит сделать более экономичным устройство для преобразования тепловой энергии в электрическую.
4. Примеры выполнения
Предлагаемое изобретение поясняется примерами выполнения, представленными на чертежах:
- Фиг. 1 - схематическое изображение слоя ядерного топлива;
- Фиг. 2 - схематическое изображение ядерного реактора по п. 1.
На Фиг. 1 показан цилиндрический слой ядерного топлива 1 с радиальной толщиной «Δr>0,1 м» и разделительными головками 2, обеспечивающими пространство для распространения теплоносителя между соседними цилиндрическими слоями ядерного топлива. Разделительная головка в простейшем случае представляет выделяющуюся над цилиндрическим слоем ядерного топлива верхнюю часть штока, ввинченного или забитого в предварительно подготовленное отверстие в цилиндрическом слое ядерного топлива.
На Фиг. 2 показан кожух 3, в котором помещена активная зона, видимая в вырезе на чертеже и состоящая из цилиндрических слоев ядерного топлива 1 с разделительными головками 2 и коаксиально с установленными в центре излучателями 5 названного источника быстрых нейтронов, с радиальными направлениями 6, в которых устанавливаются излучатели 5, не показанные на данном чертеже, вокруг активной зоны размещен отражатель 4.
С помощью расчета покажем один из возможных вариантов применения. Расчет является оценочным и не претендует на высокую точность.
По данным [10] спрессованный радий-бериллиевый излучатель имеет на 1 г «Ra» выход нейтронов равный приблизительно:
Подставляя известные значения, получаем количество излучаемых нейтронов на 10 г «Ra»:
Для дальнейшего расчета воспользуемся формулой для описания процесса выведения нейтронов из коллимированного пучка [10]:
0
Где n - интенсивность нейтронов в падающем пучке (изначальная);
n - интенсивность в пучке (сохраняющаяся);
3
N - число атомов мишени (топлива) на 1 см толщиной «х»;
-24
2
σ - эффективное сечение топлива (для «» оно составляет примерно 1 барн=10 см при энергии нейтронов свыше 1 МэВ) [1, 4].
Будем считать, что расчет ведется по достижении некоторого стабильного состояния, при котором большинство попаданий нейтронов в ядра атомов топлива будет приводить к поглощению нейтронов с дальнейшим делением (имеется в виду, что будет существовать множество ядер мутировавших в изотоп ). Так как в нашем случае по определению все вылетающие нейтроны попадают в объем, занимаемый топливом, условием коллимированности пучка можно пренебречь. Число атомов топлива будем рассчитывать по формуле:
3
Где ρ=18,7 г/см - плотность природного урана [11];
μ=238 г/моль - масса 1 г/моля изотопа  [12];
a
23
N=6,023⋅10⋅1/моль - число Авогадро.
3
Число Авогадро появляется в формуле (3) не случайно, а возникает вследствие требования: число атомов топлива рассматривается на 1 см толщиной «х». Откуда появляется следующая формула:
Где S - площадь окна выходного отверстия излучателя.
2
Так при «х=100 см» площадь окна должна быть равна «S=0,01 см», а сторона квадратного окна - 0,1 см.
Подставляя известные значения в формулы (2) и (3), получаем:
дел
Отсюда, число атомов, захвативших нейтроны и подвергнувшихся делению «n», составит:
дел
0
6
n=n-n=3,846⋅10
Можно считать, что среднее энергопотребление в одной квартире на четырех человек составит в месяц 120 кВт. Пересчитаем это значение энергопотребления на единицу измерения «Вт⋅с»:
Известно, что энергия деления одного ядра изотопа  примерно составляет [1]:
дел
-11
Е ≈ 200 МэВ=3⋅10 Вт⋅с
При делении других тяжелых ядер с массовыми числами «А=(230-240) на ядра осколки (А≈100) значение энерговыделения в процессе деления примерно такое же [1].
Если предположить, что источник быстрых нейтронов в активной зоне состоит из 10000 названных излучателей, то энергия, получаемая в 1 с, будет равна:
изл
-11
6
E=10000⋅3⋅10⋅3,846⋅10=1,1538 Вт⋅с
Число квартир, которые будет обеспечивать электроэнергией такой реактор, будет равно:
Пять таких реакторов обеспечат электроэнергией девятиэтажный одноподъездный дом.
Основное преимущество подобного энергоснабжения заключается в управлении вырабатываемой энергией и подаче потребителю энергии с минимальным превышением, что обеспечивается работой автоматики и изменением взаиморасположения ядерного топлива и излучателей нейтронов, регулирующее поток (число) нейтронов, попадающих в ядерное топливо.
Производство предлагаемого реактора не создает технически трудноразрешимых проблем. Известны ядерные реакторы, работающие на природном уране и использующие в качестве замедлителя и теплоносителя «тяжелую воду» (на основе дейтерия). В этих реакторах природный уран употребляется в виде таблеток в ТВЭЛах [8]. Размеры таблеток: наружный диаметр - 7,57 мм, высота - 20 мм, центральное отверстие - 2,35 мм [9]. Изготовление цилиндрических слоев с толщиной более 0,1 м из природного урана принципиально проще.
2
Технология изготовления излучателей из смеси «Be» с «RaBr» давно известна [10] и также не представляет собой технически трудновыполнимой задачи.
5. Список литературы
1. М.X. Ибрагимов «Атомная энергетика. Физические основы», М., «Высшая школа», 1987 г.
2. В.Г. Родионов «Энергетика. Проблемы настоящего и возможности будущего», М., ЭНАС, 2010 г.
3. О.Д. Казачковский «Реакторы на быстрых нейтронах в ядерной энергетике» в сборнике «Ядерная и термоядерная энергетика будущего» под редакцией В.А. Чуянова, М., Энергоатомиздат, 1987 г.
4. В.И. Матвеев, Ю.С. Хомяков «Техническая физика быстрых реакторов с натриевым теплоносителем», М., Издательский дом МЭИ, 2012 г.
5. Патент на изобретение RU №2082225 «Ядерный реактор на основе многослойных плоскопараллельных структур» от 25.05.95, МПК: G21С 1/00 и G21D 1/00.
6. Патент на изобретение RU №2167458 «Ядерный реактор», МПК: G21D 7/02.
7. Патент на изобретение RU №2169402 «Ядерный реактор», МПК: G21D 7/02.
8. В.А. Апсэ, А.И. Ксенофонтов и др. «Физико-технические основы современной ядерной энергетики. Перспективы и экологические аспекты», М., Издательский дом ИНТЕЛЛЕКТ, 2014 г.
9. А.М. Афров, С.А. Андрушечко и др. «ВВЭР-1000: физические основы эксплуатации, ядерное топливо, безопасность», М., ЛОГОС, 2006 г.
10. Л. Кертис «Введение в нейтронную физику», М., Атомиздат, 1965 г.
11. А.Г. Чертов, А.А. Воробьев, М.В. Федоров «Задачник по физике с примерами решения задач и справочными материалами», М., Издательство «Высшая школа», 1973 г.
12. «Физический энциклопедический словарь» под редакцией А.М. Прохорова, М., «Советская энциклопедия», 1983 г.