ТЕПЛОВЫДЕЛЯЮЩИЙ ЭЛЕМЕНТ С ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ

Предлагаемая полезная модель относится к ядерной технике, в частности, к конструкции тепловыделяющих элементов ядерного реактора.
Известно, что в результате работы реактора в ядерном топливе накапливаются продукты деления («осколки»), обладающие высокими сечениями поглощения нейтронов.
Это приводит к уменьшению реактивности реактора, и в случае замкнутого топливного цикла, - к необходимости периодической переработке облученного ядерного топлива с целью регенерации делящихся материалов.
В настоящее время применяют замкнутый ядерный цикл, в котором применяют разные методы регенерации облученного ядерного топлива
Известен способ регенерации облученного ядерного топлива Пурэкс-процесс.
Пурэкс-процесс представляет собой химическую переработку, включающую полное растворение топлива, селективную экстракцию урана и плутония трибутилфосфатом, которая обеспечивает их высокую очистку от продуктов деления, и последующее отверждение жидких высоко активных отходов.
Однако, недостатками Пурэкс-процесс являются:
- необходимость переработки количества жидких радиоактивных отходов (ЖРО);
- низкая радиационная стойкость органического экстрагента.
В последнее время многие ученые занимаются усовершенствованием способа регенерации облученного ядерного топлива.
Следует заметить, что в связи с предстоящим увеличением средней глубины выгорания и переходом на уран - плутониевое топливо удельная активность перерабатываемых растворов резко увеличивается, что приводит к быстрому разрушению экстрагента.
В связи с этим возникает необходимость перехода на безводные, в основном, высокотемпературные, методы переработки ОЯТ, менее чувствительные к радиационным полям.
Поэтому дальнейшее развитие ядерной энергетики требует создания не только экономичных и безопасных реакторов, но и адекватной технологии переработки облученного ядерного топлива с рециклом урана, плутония и других актиноидов.
А усовершенствованные технологии переработки ОЯТ должны базироваться преимущественно на неводных процессах с минимальным количеством радиоактивных отходов и удовлетворять требованиям нераспространения делящихся материалов.
Известен тепловыделяющий элемент ядерного реактора, содержащий герметичную оболочку, ядерное топливо в виде цилиндрических таблеток, набранных в столб по длине оболочки и удерживаемых в заданном положении фиксатором в виде разрезных втулок. Оболочка тепловыделяющего элемента выполнена из сплава циркония, коэффициент линейного расширения которого меньше коэффициента линейного расширения ядерного топлива (см. Ф.Г.Решетников и др. "Разработка, производство и эксплуатация тепловыделяющих элементов энергетических реакторов", кн.2, М.: Энергоатомиздат, 1995, с.210).
Однако, известная конструкция не экономична и в ней не используют кинетическую энергию «осколков».
Известен тепловыделяющий элемент с ядерным топливом, содержащий корпус, размещенный в нем керн из делящихся элементов, окруженный металлической оболочкой и металлическую матрицу (см. заявка РФ №97107408 по кл. кл. G21C 3/20, 1999 г)
Недостатками обладает теми же недостатками, что и описанное выше решение.
Наиболее близкой по технической сущности к предлагаемому решению является тепловыделяющий элемент с ядерным топливом, содержащий
герметичный корпус, теплопроводную матрицу и размещенные в ней топливные гранулы (см. патент РФ №2154312 по кл. G21C 3/20, 1999 г.)
Недостатками известного решения являются
Задачей, решаемой полезной моделью, является создание конструкции тепловыделяющего элемента с ядерным топливом, в которой процесс регенерации облученного ядерного топлива происходит за счет кинетической энергии «осколков» путем физического отделения оставшихся топливных частиц от материала матрицы, содержащей все продукты деления.
Технический результат в предлагаемой полезной модели достигают созданием тепловыделяющего элемента с ядерным топливом, содержащего герметичный корпус, теплопроводную матрицу и размещенные в ней топливные гранулы, в котором, согласно полезной модели, гранулы выполнены в виде микросфер, каждая из которых снабжена оболочкой, предназначенной для поглощения продуктов деления, причем диаметр каждой микросферы равен длине пробега осколков деления в ее материале, а оболочка имеет толщину равную ½ длины пробега осколков в ее материале, и выполнена из металла или сплава, имеющего температуру плавления ниже температуры плавления материала микросфер, при этом в качестве теплопроводной матрицы используют металл с температурой плавления ниже температуры плавления материала оболочки.
В предлагаемой полезной модели геометрические параметры гранул (микросфер), их материал и материал оболочки обеспечивают полное пространственное разделение и удержание в оболочке всех нелетучих продуктов деления независимо от их химических свойств.
Изготовления гранул в виде микросфер из делящихся материалов на основе оксидов или других соединений является оптимальной геометрической формой, позволяющей максимально использовать делящийся материал
В предлагаемой полезной модели использование легкоплавкого материала матрицы обеспечивает не только необходимый теплообмен, но также равномерное и плотное распределение топливных кернов внутри тепловыделяющего элемента с ядерным топливом
Предлагаемая полезная модель позволяет вообще отказаться от химической переработки ОЯТ и проводить окончательное разделение «осколков» и делящегося материала метод последовательной фракционной плавки.
Проведенные патентные исследования показали, что не известны технические решения с указанной совокупностью существенных признаков, в аналогичных тепловыделяющих элементах с ядерным топливом, т.е. предлагаемое решение соответствует критерию «новизна».
Считаем, что сведений, изложенных в материалах заявки, достаточно для практического осуществления предлагаемого изобретения.
Сущность предлагаемой полезной модели поясняется нижеследующим описанием и чертежами где
На фиг 1. - показан тепловыделяющий элемент с ядерным топливом.
На фиг 2 разрез А-А фиг 1
Тепловыделяющий элемент с ядерным топливом содержит герметичный корпус 1, теплопроводную матрицу 2 и размещенные в ней топливные гранулы, выполненные в виде микросфер 3.
Каждая микросфера 3 снабжена оболочкой 4, предназначенной для поглощения продуктов деления.
Диаметр каждой микросферы 3 равен длине пробега осколков деления в ее материале.
Оболочка 4 имеет толщину равную ½ длины пробега осколков в ее материале и выполнена из металла или сплава, имеющего температуру плавления ниже температуры плавления материала микросфер.
В качестве теплопроводной матрицы 2 используют металл с температурой плавления ниже температуры плавления материала
оболочки.
Известно, что при каждом акте деления U-235 высвобождается энергия в количестве 200 МэВ. На долю осколков деления приходится 162 МэВ. Следовательно, кинетическая энергия каждого из разлетающихся в противоположные стороны «осколков» в среднем составляет около 81 МэВ.
Обладая такой энергией, каждый «осколок» успевает пролететь определенное расстояние прежде, чем его кинетическая энергия полностью превратиться в тепловую.
Существует понятие, «средняя длина пробега осколков деления» в определенной среде, λf, величина, зависящая от плотности этой среды (см. таблицу 1.)
Материал
И
ИО<sub>2</sub>
UAI<sub>3</sub>
Сплав Zr
λf, МКМ
6,8
9,4
4,5
12,3
Отсюда следует, что если создать условия, при которых:
Диаметр микросфер топливного материала не превышает минимального значения длины пробега продуктов деления в этом материале: Dтч<λf min.
Кратчайшее расстояние между частицами делящегося материала составит величину не менее максимальной длины пробега продуктов деления в материале матрицы: d>λf max,
то после окончания кампании облучения топлива будем иметь следующий результат:
Все образовавшиеся продукты деления окажутся за пределами топливных микросфер 3 в слое материала оболочки 4 толщиной не менее максимальной длины пробега продуктов деления в этой среде (часть газообразных продуктов деления может выйти дальше в газовую полость твэла).
233
239
241
Все нуклиды, образовавшиеся в результате взаимодействия нейтронов с ядрами изотопов, находящихся в топливных частицах, и последующего β-распада (U, Pu, Am изотопы кюрия и др.) практически не выйдут за пределы топливных частиц, поскольку энергия отдачи продуктов β-распада несравнимо меньше энергии продуктов деления.
В результате процесс разделения делящегося материала и продуктов деления сведется к чисто физическому отделению оставшихся топливных частиц от материала оболочки, содержащей все продукты деления.
Проведенные авторами расчетные оценки коэффициента размножения элементарных ячеек активной зоны быстрого реактора с цилиндрическими тепловыделяющими элементами с ядерным топливом, охлаждаемыми различными типами теплоносителей (Не, Na, Pb-Bi) с объемной долей (30-35)% подтверждают потенциальную возможность практической реализации предлагаемой полезной модели.
При этом, в регенерированном топливе можно оставить до 5% образовавшихся в реакторе продуктов деления.
Был изготовлен и опробован опытный образец предлагаемой полезной модели и получены следующие результаты:
2
2
2
6
Для сборки конструкции сначала изготовляют топливные гранулы 3 из UО или (UО-PUО) сферической формы диаметром 9 мкм, например, методом термогидролиза UF с наложением электрического поля в условиях пссвдоожиженного слоя (Прусаков В.Н., Н.М.Троценко, Загнитько А.А., «Фторидно-дистилляционный рецикл облученного ядерного топлива» Препринт, РНЦ «КИ» ИЭА-6262/13, Москва, 2003)
4
4
3
4
Затем наносят на них оболочку 4, выполненную, из материала с более низкой температурой плавления и подходящим ядерными и плотностными характеристиками, например, циркониевого сплава с температурой плавления 810-860°С и толщиной не менее 6,5 мкм. Состав материала оболочки, например, может состоять из хлоридов циркония (ZiCl), титана (TiCl), железа (FeCl) и меди (CuCl)
Микросферические топливные гранулы 3, равномерно покрытые циркониевым сплавом 4, засыпают в корпус 1, традиционного для быстрых реакторов цилиндрического тепловыделяющего элемента с ядерным топливом, (изготовленного, например, из ферритной стали ЭП-450), занимая в среднем около 60% по объему. После этого матричный сплав 2 с более низкой температурой плавления (например, сплав на основе свинца) вводят в корпус 1 в расплавленном виде. с наложением электрического поля в условиях псевдоожиженного слоя (см. В.В.Макаров, А.С.Скотников и др. «Водные методы получения микросферического керамического топлива», Труды конференции по реакторному материаловедению, Алушта, 1978 г., т.4, с.276-278)
Объем газовой полости 5 в верхней части тепловыделяющего элемента с ядерным топливом выбирают на основе анализа количества газообразных продуктов деления, вышедших из гранул в процессе работы.
После окончания процесса облучения тепловыделяющего элемента с ядерным топливом оставшиеся топливные частицы, циркониевый сплав, содержащий продукты деления, материал матрицы и оболочку тепловыделяющего элемента с ядерным топливом разделяют методом последовательной фракционной плавки, в том числе с использованием остаточного энерговыделения.
Проведенные испытания опытного образца еще раз доказали преимущества полезной модели:
- упрощает технологию сепарации продуктов деления,
- процессы регенерации топлива в предлагаемой конструкции легче поддаются автоматизированному дистанционному управлению.
- наилучшим образом удовлетворяет требованиям нераспространения делящиеся материалы, поскольку регенерированные топливные материалы: торий, уран, плутоний, нептуний, америций и кюрий в процессе переработки ОЯТ не разделяются.
- высокоактивные отходы легко отверждаются и хранятся в наиболее компактной форме - в виде металлического сплава.
- высокоактивные отходы не содержат актиноидов (наиболее опасных долгоживущих альфа-излучающих радионуклидов), что существенно упрощает их последующее хранение и переработку.
- отсутствуют жидкие радиоактивные отходы.