ЯДЕРНОЕ ТОПЛИВО ДЛЯ РЕАКТОРА С РАСПЛАВЛЕННОЙ АКТИВНОЙ ЗОНОЙ
NUCLEAR FUEL FOR REACTOR WITH MOLTEN ACTIVE ZONE

Область применения
Создание последующих поколений энергетических ядерных реакторов (ЯР) с активной зоной (АЗ) из расплавленных сред, способных обеспечить:
- высокую безопасность при более глубоком выгорании делящихся ядер,
- исключение больших затрат на производство и сертификацию твердотельных тепловыделяющих элементов и сборок,
- увеличение коэффициента воспроизводства (КВ) делящихся ядер,
- возможность создания технологий короткого, замкнутого, эффективного ядерно-топливного цикла (ЯТЦ),
- максимальную выдержку образующихся радионуклидов деления (РНД) в интенсивных потоках нейтронов в АЗ с целью их трансмутации в стабильные изотопы,
- повышение температуры АЗ на выходе теплоносителя для более эффективного преобразования тепловой энергии в электрическую,
- возможность корректировки изотопного и массового состава ядерного топлива (ЯТ) без остановки реактора, тем самым повышения коффициента использования установленной мощности (КИУМ).
Уровень технических решений и их недостатки
2
Известны попытки создания ЯР с гомогенной мобильной активной зоной. Ядерным топливом для этих целей могут служить жидкие, сравнительно легкоплавкие сплавы урана и плутония, например с висмутом. Такие ЯР обеспечили бы получение высокопотенциального тепла с температурой теплоносителя 700-1000°С, а стало быть, и более высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую. Но реализовать эти выгоды трудно из-за низкой растворимости урана в висмуте (например, при 700°С урана - 2,77 мас.%; плутония - 8,8 мас.%). Использование суспензии UBi в уран-висмутовом сплаве не дало положительных результатов (А.Алами, П.Ажерон. Отвод и преобразование тепла в ядерных реакторах. М., Госатомиздат, 1961). Для реакторов на быстрых нейтронах предлагалось использовать в АЗ жидкий сплав плутоний-церий-никель (А.С.Кофинберри, Н.Ф.Сиверинг и др. (Докл. №Р/212 на Третьей Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, 1964).
В 1963 г. известнейшим профессором Клаусом Фуксом с сотрудниками института ядерных исследований (Россендорф, ГДР) был предложен проект псевдогомогенного ЯР на быстрых нейтронах, в котором в качестве ЯТ и одновременно теплоносителя должен служить расплав щелочного металла - натрия со взвешенным в нем диоксидом урана. Изобретение выгодно отличалось от предыдущих тем, что для его реализации даже тогда был выбор материалов, обеспечивающих длительный ресурс эксплуатации ЯР с температурой в АЗ 500-600°С.
Этот проект наиболее подходит в качестве прототипа предлагаемого нами изобретения, которое относится к поискам новых поколений энергетических ЯР, способных постепенно вытеснять отживающие свой век энергетические ЯР с твердотельными ТВЭЛами. Основным недостатком ЯТ в предлагаемом реакторе следует считать очень большую разницу плотности расплавленного щелочного металла и диоксида урана, что требует для поддержания устойчивости суспензии энергичной турбулизации ее потоков в теплообменном контуре (на это указывал и сам профессор К.Фукс).
Описание изобретения
Нами предлагается использовать в АЗ ЯР псевдогомогенную систему: изоморфную смесь нитридов урана и циркония, диспергированную в свинце, при температурах 1000-1200°С. При выбранной рабочей температуре плотности свинца и твердой фазы изоморфного нитрида следует сделать одинаковыми, что достигается подбором отношения масс мононитридов урана и циркония (UN:ZrN). Это делает ее устойчивой и предотвращает расслоение топливной системы.
Очень важно, что предлагаемое ЯТ хорошо совместимо с нитридом алюминия - AlN, имеющим сравнительно высокую теплопроводность (примерно, как у стали Х18Н9Т), разлагающимся при t>2400°C. Это пока что лучший материал для футеровки АЗ, заполняемой жидким, содержащим нитриды ЯТ.
Предварительные расчеты по 26 групповому методу разделения нейтронов по их энергиям показали достаточно приемлемые результаты для использования предлагаемого ЯТ при рабочих температурах 1000°С и выше.
Например:
2
235
3
235
20
238
21
21
21
22
При температуре 1000°С для устойчивой в расплавленном свинце изоморфной суспензии ZrUN найдено минимальное обогащение урана по делящемуся изотопу U равным 15,9%. В этом случае число ядер в 1 см АЗ будет: U- 4,410; U- 2,310; Zr - 4,010; N - 6,810 Pb - 2,510.
235
Критическая масса цилиндрической АЗ при диаметре, равном высоте (D=H=408 см), по U составит 6115 кг.
235
Полная загрузка АЗ (в кг) будет: UN - 6465
238
UN - 31581
ZrN - 25050
Pb - 308743
Всего 371839 кг.
Средняя энергия нейтронов в АЗ=110 КэВ.
239
Коэфф. воспроизводства Pu только в АЗ KB~0,67.
Принимая во внимание приемлемый результат лишь одного из сочетаний концентрации топливной взвеси смешанных нитридов урана и циркония в свинце со степенью изотопного обогащения урана, считаем обоснованной полезность и выгодность практического использования предлагаемого ядерного топлива.