Изобретение относится к ядерной энергетике и может быть использовано при решении проблемы ядерного ожигания оружейного плутония и урана-235 с получением полезной энергии.
Известна энергетическая ядерная установка (ЭЯУ), содержащая канальный ядерный реактор РЕМК-1000. Активную зону этого реактора можно представить состоящей из 117 идентичных подкритических полиячеек, связанных по нейтронному потоку. Полиячейки в совокупности образуют активную зону канального реактора в критическом состоянии [1]
Недостатком известной ЭЯУ является ее низкая ядерная безопасность, связанная с возникновением положительной обратной связи по нейтронному потоку между полиячейками.
Наиболее близким техническим решением является ЭЯУ, содержащая по крайней мере один ускоритель и одну подкритическую и размножающую нейтроны ячейку, выполненную в виде размещенного в защитном боксе цилиндрического бланкета, расположенного вокруг нейтронопроизводящей мишени, взаимодействующей с пучком ионов от ускорителя с энергией порядка 1 ГэВ, паропроизводящую установку и электрогенератор [2]
Недостатком этого решения является большая энергонапряженность размножающей нейтроны ячейки, что приводит к снижению надежности и ядерной безопасности ЭЯУ.
Техническим результатом предложения является повышение ядерной безопасности ЭЯУ путем понижения энергонапряженности отдельной размножающей нейтроны ячейки путем секционирования нейтронными вентилями ее активной зоны и использования ускорителей с пониженной энергией ионов при сохранении суммарной мощности ЭЯУ.
Сущность изобретения состоит в том, что в ЭЯУ, содержащую по крайней мере один ускоритель и одну подкритическую и размножающую нейтроны ячейку, выполненную в виде размещенного в защитном боксе цилиндрического бланкета, расположенного вокруг нейтронопроизводящей мишени, взаимодействующей с пучком ионов от ускорителя, а бланкет разделен на размножающие нейтроны секции по крайней мере одним кольцевым нейтронным вентилем, обеспечивающим поглощение потока нейтронов из размножающей секции в соседнюю по направлению к мишени в 10-1000 раз.
Сущность изобретения состоит также в том, что нейтронный вентиль выполнен в виде расположенных в направлении от мишени сплошных слоев поглотителя тепловых нейтронов и замедлителя быстрых нейтронов.
Сущность изобретения состоит также в том, что число нейтронных вентилей в одной ячейке не превышает пяти.
На фиг. представлена функциональная схема ЭЯУ для случая, когда предложенная ЭЯУ содержит шесть энергетических блоков, в каждом из которых предусмотрен ускоритель, а активная зона каждой ячейки секционирована одним нейтронным вентилем. Размножающая нейтроны ячейка 1 выполнена в виде подкритического бланкета 2 с расположенной в его центре нейтронопроизводящей мишенью 3, секционированного нейтронным вентилем 4 и заключенного в соответствующий защитный бокс 5. Каждая мишень 3 связана с соответствующим ускорителем дейтонов 6. Каждая ячейка 1 связана с входным 7 и выходным 8 коллекторами. Выходной коллектор 8 через теплообменник-парогенератор 9 и главный циркуляционный насос 10 связан с входным коллектором 7. Теплообменник-парогенератор 9 связан с блоком турбин 11 и генератором 12 электрической энергии.
Каждый из нейтронных вентилей 4 выполнен в виде сплошного кольцевого цилиндра и состоит из поглотителя тепловых нейтронов, например, бора толщиной 2-5 см и замедлителя быстрых нейтронов, например углерода толщиной 30-50 см, причем первым по отношению к мишени 3 устанавливается слой поглотителя тепловых нейтронов.
ЭЯУ работает следующим образом.
Каждый из ускорителей 6 производит пучок ионов, например дейтонов, с энергией в диапазоне (20-200) МэВ, которыми облучают соответствующую мишень 3 (литиевую или бериллиевую), рождающую поток первичных нейтронов, которые размножаются в первой (центральной) секции каждого из шести подкритических бланкетов 2 и через нейтронный вентиль 4 попадают во вторую (периферийную), также подкритическую, размножающую секцию бланкета 2. Размножающие секции бланкета 2 изготавливаются по реакторным технологиям и имеют спектр нейтронов достаточно жесткий, чтобы нейтроны с минимальным поглощением проходили через вентиль 4 в направлении от мишени 3. В обратном направлении, к центру бланкета 2, прохождение нейтронов ослабляется в 10-1000 раз, поскольку работает структура вентиля 4: последовательное замедление и захват нейтронов. Каждая секция бланкета 2 работает в подкритическом режиме с эффективным коэффициентом размножения Кэф=0,90-0,97, максимальная величина которого определяется условиями ядерной безопасности. Таким образом, образовавшиеся от мишени 3 нейтроны умножаются в первой размножающей нейтроны секции бланкета 2 с коэффициентом умножения Ку=1/(1-Кэф), а скорость генерации нейтронов деления n1 в первой секции бланкета 2:
n1=1˙ Ky ˙Kпр, н/с, где I ток пучка ускоренных дейтонов;
Кпр коэффициент преобразования дейтонов в нейтроны.
Размножающая секция создается с большой утечкой нейтронов через боковую поверхность и вентиль 4 так, чтобы коэффициент передачи нейтронов из предыдущей в последующую секцию Кn был не менее 0,1 такая часть нейтронов поступает на возбуждение (размножение) последующей секции бланкета, где размножается с соответствующим Кэф этой секции. Следовательно, скорость генерации нейтронов n2 во второй секции бланкета 2 будет
n2=n1 ˙Ky ˙Кn=I ˙Ky2 ˙Kn ˙Кпр, н/с
Таким образом, каждый из секционированных нейтронными вентилями 4 бланкетов 2 работает как умножитель нейтронов от мишени 3 с существенно большим коэффициентом умножения нейтронов, чем для обычного односекционного бланкета, причем каждая секция бланкета 2 имеет заданную величину Кэф, определяемую требованиями ядерной безопасности установки.
Теплоноситель, охлаждающий бланкет 2, по трубам выходного коллектора 8 поступает в теплообменник-парогенератор 9, где частично испаряется и приводит в действие блок турбин 11, запускающий генератор электрической энергии 12. Конденсат после конденсаторов турбин 11 через главный циркуляционный насос 10 вновь подается через трубы входного коллектора 7 в каждую из ячеек 1.
название | год | авторы | номер документа |
---|---|---|---|
ЭНЕРГЕТИЧЕСКАЯ ЭЛЕКТРОЯДЕРНАЯ УСТАНОВКА | 1993 |
|
RU2035072C1 |
УСКОРИТЕЛЬНЫЙ КОМПЛЕКС ДЛЯ ТРАНСМУТАЦИИ ОТХОДОВ ЯДЕРНОГО ПРОИЗВОДСТВА | 1993 |
|
RU2034414C1 |
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ И ЭЛЕМЕНТНОГО СОСТАВА СБОРКИ, СОДЕРЖАЩЕЙ ДЕЛЯЩЕЕСЯ ВЕЩЕСТВО | 1994 |
|
RU2130653C1 |
МИШЕННЫЙ УЗЕЛ ДЛЯ ИМПУЛЬСНОГО ЛИНЕЙНОГО РЕЗОНАНСНОГО УСКОРИТЕЛЯ ИОНОВ | 1993 |
|
RU2033708C1 |
ЯДЕРНОЕ ЭНЕРГЕТИЧЕСКОЕ УСТРОЙСТВО | 1996 |
|
RU2107340C1 |
БЛАНКЕТ ТЕРМОЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2016 |
|
RU2633373C1 |
СПОСОБ ОПРЕДЕЛЕНИЯ ЯДЕРНО-ФИЗИЧЕСКИХ ПАРАМЕТРОВ СБОРКИ, СОДЕРЖАЩЕЙ ДЕЛЯЩЕЕСЯ ВЕЩЕСТВО | 1990 |
|
RU1766196C |
ПОДКРИТИЧЕСКИЙ ИСТОЧНИК НЕЙТРОНОВ | 1999 |
|
RU2159968C1 |
СПОСОБ ИЗГОТОВЛЕНИЯ ТРЕКОВЫХ МЕМБРАН | 1993 |
|
RU2047285C1 |
СПОСОБ КОНТРОЛЯ РЕАКТИВНОСТИ В ПОДКРИТИЧЕСКОЙ СБОРКЕ | 2002 |
|
RU2218615C2 |
Использование: ядерная энергетика. Сущность изобретения: установка содержит по крайней мере один ускоритель и одну подкритическую и размножающую нейтроны ячейку, выполненную в виде размещенного в защитном боксе цилиндрического бланкета, расположенного вокруг нейтронопроизводящей мишени, взаимодействующей с пучком ионов ускорителя. Бланкет разделен на размножающиеся нейтроны секции по крайней мере одним кольцевым нейтронным вентилем. Поглощение потока нейтронов вентилем из размножающей секции в соседнюю по направлению к мишени составляет 10 - 1000 раз. 2 з.п. ф-лы, 1 ил.
Аппарат для очищения воды при помощи химических реактивов | 1917 |
|
SU2A1 |
Богословский А.В | |||
Производство ядерного топлива с использованием ускорителей | |||
Атомная техника за рубежом | |||
М.: Энергоиздат, 1981, N 7, с.2-8. |
Авторы
Даты
1995-05-10—Публикация
1993-04-27—Подача