СПОСОБ ПОЛУЧЕНИЯ ТЕПЛОВОЙ ЭНЕРГИИ ПРИ ДЕЛЕНИИ ЯДЕР ТЯЖЕЛЫХ ЭЛЕМЕНТОВ МЕДЛЕННЫМИ НЕЙТРОНАМИ Российский патент 1997 года по МПК G21C1/00 G21C1/04 G21C1/00 G21C1/02 

Изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами.

Известен способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов U-235 или U-233 медленными нейтронами уранториевый цикл, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию [1]
Известен также способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов U-235 и Pu-239 медленными нейтронами уран-плутониевый цикл, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию [2] прототип.

Недостатками известных способов являются:
1) при работе атомных реакторов с уран-плутониевым ядерным топливным циклом происходит накопление плутония в отработанном топливе в количествах, значительно превышающих уровень накопления в военной промышленности;
2) наряду с этим образуется значительное количество других высокоактивных отходов;
3) затраты на вывод из эксплуатации громоздких атомных реакторов составляют от 30 до 100% от первоначальных капитальных затрат на создание атомной станции.

Решаемой технической задачей в соответствии с изобретением является создание способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, свободного от указанных недостатков с достижением технического результата в отношении практического предотвращения воспроизводства делящегося материала.

В качестве кратких сведений, раскрывающих сущность изобретения следует отметить, что достигаемый технический результат обеспечивают с помощью предложенного способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, включающего стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию. Технический результат достигают тем, что в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m₁ которых в каждой порции первоначально загружаемого топлива, выбирают по отношению к содержанию m₂ в ней примесей в пределах 1≅(m₁+m₂)/m₁≅1,05. Удельную энергонапряженность э1 топлива поддерживают по отношению к максимально допустимым значениям его энергонапряженности э2 в пределах 0,35≅э1/э2≅0,65.

Реакцию деления для каждой порции в первый раз загружаемого в реактор топлива осуществляют поэтапно в n циклов, число которых для одной порции топлива выбирают в пределах 2≅n≅5. В каждом из циклов реакции доводят содержание m₃ подлежащих удалению из топлива осколков деления по отношению к количеству m₄ топлива в реакторе до значения в пределах 0,8≅m₃/m₄≅0,99. После этого извлекают из реактора топливо или часть m₅ его в пределах 1,2≅(m₅+m₄)/m₄≅2 и направляют на радиохимическую переработку и изотопное обогащение, преимущественно на каскаде центробежных машин, очищая его до содержания m₆ посторонних примесей в нем в пределах 1≅(m₆+m₅)/m₅≅1,05. Вновь загружают переработанное топливо в реактор и при необходимости дозагружают реактор первоначальным исходным топливом и так далее осуществляют реакцию деления, поддерживая максимальное количество m₇ в реакторе делящегося материала в пределах 1≅(m₇+m₈)/m₈≅1,05, где m₈ общее количество находящегося в реакторе топлива.

При изложении сведений, подтверждающих возможность осуществления изобретения целесообразно более детально описать предложенный способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами. При описании способа нецелесообразно детально останавливаться на известных из опубликованных данных особенностях выполнения его операций, в частности, охарактеризованных выше. Детально целесообразно остановиться только на отличительных существенных особенностях осуществления операций предложенного способа, которые удобно проиллюстрировать с помощью описания примеров практического осуществления предложенного способа.

Пример 1.

В водо-водяных реакторах корабельного типа в соответствии с предложенным способом используют в качестве ядерного топлива высокообогащенный уран-235, практически не содержащий изотоп урана-238, с изотопным обогащением не менее 99,9% Для ускорения использования указанного топлива на первом этапе необходимо сохранить (не увеличивать) удельную энергонапряженность ТВЭЛ и топливных сборок на уровне достигнутых показателей при использовании ядерного топлива в реакторах корабельного типа с изотопным обогащением, например, 45-55% по U-235.

После выгорания ядерного топлива в первом цикле, его выгружают из реактора и направляют на радиохимическую переработку для очистки от осколков деления. Выделенный уран подвергают разделению от изотопов урана-232, 234, 236 и 236 на каскаде центробежных машин, выполненном при необходимости в радиохимическом исполнении с биологической защитой от радиации. Количество перерабатываемого высокообогащенного урана невелико (примерно в 15 раз меньше по урану, чем из реакторов с уранплутониевым циклом), поэтому это не приводит к большому удорожанию переработки. Практически чистый моноизотоп U-235 используют для изготовления топлива второго и последующих циклов до полного "сжигания", а следовательно и полного замыкания ядерного топливного цикла. Выделенные неделящиеся изотопы U-232 и Pu-238 могут быть использованы для изготовления радиоизотопных источников тепла и в связи с этим полезно использованы в промышленности. Из-за существенного уменьшения перерабатываемого отработавшего ядерного топлива, отсутствия высокофонового плутония и трансплутониевых элементов, продукты деления могут быть надежно многобарьерно укупорены, сохранены или использованы в качестве радиоизотопных источников.

Пример 2.

В водо-водяных реакторах корабельного типа в соответствии с предложенным способом используют в качестве ядерного топлива низкофоновый плутоний, высвобождаемый от применения в военных программах, накопленный высокофоновый плутоний уран-плутониевого ядерного топливного цикла атомной энергетики или их смеси. Также для ускорения использования указанного топлива необходимо сохранить (не увеличить) удельную энергонапряженность ТВЭЛ и топливных сборок на уровне достигнутых показателей при использовании ядерного топлива в реакторах корабельного типа.

После выгорания ядерного топлива в первом цикле, его выгружают из реактора и направляют на радиохимическую переработку для очистки от осколков деления. Выделенный плутоний используют для изготовления топлива второго и последующего циклов. Для полного сжигания всего накопленного плутония в военных программах и при осуществлении уран-плутониевого цикла атомной энергетики потребуется, на определенном этапе, осуществить очистку отработанного топлива от неделящихся изотопов Pu-240 и 242 на каскаде центробежных машин, выполненном в радиохимическом исполнении с биологической защитой от радиации. Выделенный неделящийся изотоп Pu-238 может быть использован для изготовления радиоизотопных источников, а неделящиеся изотопы Pu-240, 242 и продукты деления надежно многобарьерно укупорены для долговременного хранения.

Вышеописанные отличия дают основание сделать вывод о новизне данного технического решения, а совокупность испрашиваемых притязаний о ее изобретательском уровне, что доказывается также вышеприведенным детальным описанием предлагаемых объектов. Приведенные примеры подтверждают также соответствие предложенного способа критерию промышленная применимость. Достигаемый технический результат, как показали данные экспериментов и охарактеризованные выше материалы, может быть реализован только взаимосвязанной совокупностью всех существенных признаков предлагаемых объектов, отраженных в формуле изобретения. Нижние и верхние значения предлагаемых пределов были получены на основе статистической обработки результатов экспериментальных исследований, анализа и обобщения их и известных из опубликованных источников данных.

Кроме вышеуказанных достоинств использование ядерного топливного цикла без воспроизводства делящегося материала обеспечивает следующие преимущества перед уран-плутониевым топливным циклом:
1) исключается наработка и накопление в хранилищах больших количеств высокофонового плутония и урана, загрязненного изотопами урана-232 и 236;
2) ядерный топливный цикл замыкается при полном "сжигании" делящегося изотопа с использованием реактора на тепловых нейтронах;
3) на разделительных заводах с экологически чистой центробежной технологией выводится из топливного цикла на его начальной стадии практически весь уран-238, 232, 234 и (содержание урана-235 в отвале 0,08%);
4) уран-238, 234, и 236 в виде металла может экологически и ядерно безопасно храниться как обычный тяжелый металл до возникновения потребности в нем или использоваться уже в настоящее время, например, для изготовления хладостойких сплавов для железнодорожных рельсов и других целей;
5) радиохимическая переработка малых количеств отработавшего ядерного топлива с более простым изотопным составом (отсутствует высокофоновый плутоний и трансплутониевый элементы) приводит к существенному сокращению технологической схемы и соответствующему удельному сокращению газообразных, жидких и твердых отходов. Технология переработки интерметаллидного высокообогащенного уран-плутониевого отработавшего топлива освоена в России в промышленном масштабе;
6) удельный расход урана-235 не превышает таковой при использовании открытого уран-плутониевого топливного цикла;
7) себестоимость электроэнергии более, чем в 2 раза ниже, чем при использовании уран-плутониевого ядерного топливного цикла;
8) полностью используется весь высокообогащенный уран от военных программ без потери работы разделения, в отличие от уран-плутониевого топливного цикла, в котором при разубоживании высокообогащенного до низкообогащенного теряется вся затраченная ранее работа разделения;
9) в России не потребуется дополнительного строительства заводов по добыче, изотопному обогащению, изготовлению и переработке ядерного топлива и изготовлению ядерных реакторов.

Таким образом вышеуказанные преимущества предложенного способа без воспроизводства делящегося материала, его осуществления на базе ядерных реакторов корабельного типа позволяют устранить все нерешенные проблемы уран-плутониевого цикла и обеспечить безопасную эксплуатацию и развитие атомной энергетики во всех странах мира в ближайшие, по крайней мере, 100-150 лет.

Использование: изобретение относится к области атомной энергетики и может быть использовано в качестве способа получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами. Сущность изобретения: в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m₁ которых в каждой порции первоначально загужаемого топлива, выбирают по отношению к содержанию m₂ в ней примесей в пределах 1≅(m₁+m₂)/m₁≅1,05. Удельную энергонапряженность э1 топлива поддерживают по отношению к максимально допустимым значениям его энергонапряженности э2 в пределах 0,35≅э1/э2≅0,65. Реакцию деления для каждой порции в первый раз загружаемого в реактор топлива осуществляют поэтапно в n циклов, число которых для одной порции топлива выбирают в пределах 2≅n≅5. В каждом из циклов реакции доводят содержание m₃ подлежащих удалению из топлива осколков деления по отношению к количеству m₄ топлива в реакторе до значения в пределах 0,8≅m₃/m₄≅0,99. После этого извлекают из реактора топливо или часть m₅ его в пределах 1,2≅(m₅+m₄)/m₄≅2 и направляют на радиохимическую переработку и изотопное обогащение преимущественно на каскаде центробежных машин, очищая его до содержания m₆ посторонних примесей в нем в пределах 1≅(m₆+m₅/m₅≅1,05. Вновь загружают переработанное топливо в реактор и при необходимости дозагружают реактор первоначальным исходным топливом и так далее осуществляют реакцию деления, поддерживая максимальное количество m₇ в реакторе делящегося материала в пределах 1≅(m₇+m₈/m₈≅1,05, где m₈ общее количество находящегося в реакторе топлива.

Способ получения тепловой энергии при делении ядер тяжелых элементов медленными нейтронами, включающий стимулирование реакции деления ядер в реакторе с выделением в нем тепловой энергии, ее отвод и утилизацию, отличающийся тем, что в атомных реакторах в качестве ядерного топлива используют делящиеся изотопы преимущественно высокообогащенного урана-235 или плутония-239, массовое содержание m₁ которых в каждой порции первоначально загружаемого топлива выбирают по отношению к содержанию m₂ в ней примесей в пределах 1 ≅ (m₁ + m₂) / m₁ ≅ 1,05, удельную энергонапряженность э₁ топлива поддерживают по отношению к максимально допустимым значениям его энергонапряженности э₂ в пределах 0,35 ≅ э₁ / э₂ ≅ 0,65, реакцию деления для каждой порции в первый раз загружаемого в реактор топлива осуществляют поэтапно в n циклов, число которых для одной порции топлива выбирают в пределах 2 ≅ n ≅ 5, в каждом из циклов реакции доводят содержание m₃ подлежащих удалению из топлива осколков деления по отношению к количеству m₄ топлива в реакторе до значения в пределах 0,8 ≅ m₃ / m₄ ≅ 0,99, после чего извлекают из реактора топливо или часть m₅ его в пределах 1,2 ≅ (m₅ + m₄) / m₄ ≅ 2 и направляют на радиохимическую переработку и изотопное обогащение преимущественно на каскаде центробежных машин, очищая его до содержания m₆ посторонних примесей в нем в пределах 1 ≅ (m₆ + m₅) / m₅ ≅ 1,05, вновь загружают переработанное топливо в реактор и при необходимости дозагружают реактор первоначальным исходным топливом и так далее осуществляют реакцию деления, поддерживая максимальное количество m₇ в реакторе делящегося материала в пределах 1 ≅ (m₇ + m₈) / m₈ ≅ 1,05, где m₈ общее количество находящегося в реакторе топлива.