СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА Российский патент 1995 года по МПК G21C1/00 G21C3/42 

Изобретение относится к ядерной технике, в частности к способу эксплуатации ядерного энергокомплекса, состоящего из быстрых и тепловых реакторов.

Известен способ производства топлива из природного урана в зоне воспроизводства быстрого реактора с последующей передачей этого топлива в тепловые реакторы [1].

Недостатками этого способа с точки зрения дальнейшего использования топлива в тепловых реакторах являются накопление в нем продуктов деления, а также радиационные повреждения в металле покрытий твэлов и корпусов тепловыделяющих сборок.

Наиболее близким по технической сущности и достигаемому результату к предложенному техническому решению является способ эксплуатации ядерного энергокомплекса, заключающийся в том, что активную зону реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем загружают первоначально ядерным топливом из сплава урана с плутонием и нарабатывают из него вторичное ядерное топливо, затем выгружают вторичное топливо из реактора на быстрых нейтронах и используют его в реакторе на тепловых нейтронах [2].

Недостатками данного способа являются необходимость химической переработки вторичного топлива с целью удаления из него продуктов деления и изготовления тепловыделяющих элементов для реакторов на тепловых нейтронах, ее сложность и высокая стоимость.

Химическая переработка производится на специальных химических заводах, транспортировка на которые высокоактивного топлива из быстрых реакторов значительно удорожает стоимость топлива для тепловых реакторов из-за необходимости тщательного соблюдения радиационной безопасности при транспортировке и переработке. По этому способу природный уран прежде чем попасть в реактор на быстрых нейтронах проходит специальную обработку, очехловку и сборку в кассеты, которые и загружают в реактор, что также удорожает стоимость вторичного топлива.

Целью изобретения является повышение экономичности и экологичности комплекса путем упрощения технологии изготовления топлива для реактора на тепловых нейтронах.

Цель достигается тем, что по способу эксплуатации ядерного энергетического комплекса, заключающемуся в том, что активную зону реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем загружают первоначально ядерным топливом из сплава урана с плутонием и нарабатывают из него вторичное ядерное топливо, затем выгружают вторичное топливо из реактора на быстрых нейтронах и используют его в реакторе на тепловых нейтронах, в активной зоне реактора на быстрых нейтронах используют ядерное топливо в виде расплава, а часть наработанного вторичного топлива в количестве не меньшем, чем необходимо для поддержания запаса реактивности в тепловом реакторе, без химической переработки перегружают в активную зону теплового реактора, одновременно при этом активную зону реактора на быстрых нейтронах догружают необходимым количеством сырьевого материала, а также тем, что, в реакторе на быстрых нейтронах жидкое ядерное топливо после активной зоны гранулируют и отделяют от жидкометаллического теплоносителя, а затем снова подают в активную зону.

Предлагаемый способ эксплуатации ядерного энергокомплекса реализуется следующим образом. В активную зону гомогенного реактора на быстрых нейтронах загружают неочехлованное металлическое топливо в виде, например, гранул, таблеток и т.д., причем при первоначальной загрузке в качестве топлива можно использовать обогащенный уран или сплав урана с плутонием, догрузка производится обедненным или природным ураном. Твердое топливо подается в активную зону реактора, где плавится, затем гранулируется при выходе из активной зоны, сепарируется от жидкометаллического теплоносителя, затем снова подается в активную зону.

Работу реактора поддерживают в режиме высокой наработки, при котором реактивность растет во времени, и по достижении реактивностью определенного значения осуществляют процесс перегрузки топлива без остановки реактора. Процесс перегрузки состоит в отгрузке избыточного топлива гидравлическим путем из топливного циркуляционного контура и догрузки необходимого количества сырьевого материала. Окончание перегрузки определяется снижением реактивности до нуля.

Отгруженное топливо в виде гранул используется в качестве ядерного топлива в реакторах на тепловых нейтронах. Из гранул путем засыпки их в твэльные трубки и виброуплотнения изготавливают твэлы, а из них тепловыделяющие сборки. Кроме этого, гранулы могут использоваться в тепловых реакторах и без предварительной очехловки, например, в виде кипящего слоя в каналах с замедлителем. Возможны и другие варианты.

Заявленный способ эксплуатации ядерного энергетического комплекса из быстрых и тепловых реакторов позволяет по сравнению с известными способами значительно повысить экономичность эксплуатации. Повышение экономичности достигается за счет устранения из технологической цепочки процесса химической переработки наработанного топлива, которая в силу своей сложности требует для осуществления наличия специализированного завода со сложными радиационнобезопасными технологическими цепочками и не менее сложными улавливающими и очистными устройствами. Кроме того, предложенный способ эксплуатации позволяет экономить средства на транспортировке высокоактивных материалов за счет изъятия из технологической цепочки завода по химической переработке топлива. Использование гомогенного реактора позволяет получать и применять ядерное горючее без очехловки, что также достаточно весомо экономит средства. К этому можно добавить экономию, получаемую за счет непрерывной работы реактора как в процессе его загрузки, так и выгрузки наработанного ядерного топлива. Все это удешевляет процесс производства тепла и электроэнергии, а также улучшает экологичность ядерного энергокомплекса.

Использование: в комплексе, состоящем из ядерных реакторов как на быстрых, так и на тепловых нейтронах. Сущность изобретения: активную зону быстрого реактора с жидкометаллическим теплоносителем первоначально загружают топливом из сплава урана с плутонием, причем используют его в виде расплава, нарабатывая из него вторичное ядерное топливо. Затем часть выгруженного из быстрого реактора вторичного топлива в количестве не меньшем, чем необходимо для поддержания запаса реактивности, без химической переработки загружают в активную зону теплового реактора. Одновременно активную зону быстрого реактора загружают необходимым количеством сырьевого материала. По варианту способа жидкое ядерное топливо после активной зоны быстрого реактора гранулируют и отделяют от жидкометаллического теплоносителя, а затем снова подают в активную зону. 1 з.п. ф-лы.

1. СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО КОМПЛЕКСА, заключающийся в том, что активную зону реактора на быстрых нейтронах с жидкометаллическим теплоносителем загружают первоначально ядерным топливом из сплава урана с плутонием и нарабатывают из него вторичное ядерное топливо, затем выгружают вторичное топливо из реактора на быстрых нейтронах и используют его в реакторе на тепловых нейтронах, отличающийся тем, что, с целью повышения экономичности и экологичности комплекса путем упрощения технологии изготовления топлива для реактора на тепловых нейтронах, в активной зоне реактора на быстрых нейтронах используют ядерное топливо в виде расплава, а часть наработанного вторичного топлива в количестве не меньшем, чем необходимо для поддержания запаса реактивности в тепловом реакторе, без химической переработки перегружают в активную зону теплового реактора, одновременно при этом активную зону реактора на быстрых нейтронах догружают необходимым количеством сырьевого материала. 2. Способ по п.1, отличающийся тем, что, с целью повышения экологичности комплекса путем упрощения транспортировки радиоактивного топлива, в реакторе на быстрых нейтронах жидкое ядерное топливо после активной зоны гранулируют и отделяют от жидкометаллического теплоносителя, а затем снова подают в активную зону.