УНИЧТОЖАЮЩИЙ ПЛУТОНИЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР С ЖИДКОСОЛЕВЫМ ЯДЕРНЫМ ТОПЛИВОМ (ВАРИАНТЫ) Российский патент 1999 года по МПК G21C1/22 G21C3/54 G21G1/08 

Настоящее изобретение относится к ядерным реакторам с жидким ядерным топливом. В частности, изобретение относится к уничтожающим плутоний жидкосолевому ториевому ядерному энергетическому реактору с жидким ядерным топливом и жидкосолевому реактору-размножителю на основе ускорителя с жидким ядерным бланкетом.

Наиболее близким аналогом заявленного ядерного реактора с жидким ядерным топливом является ядерный реактор на расплавленных солях типа "Фудзи-11", содержащий реакторный корпус с активной зоной, заполненной расплавленной солью, состоящей из фторидов лития, бериллия, тория и делящегося вещества, с размещенными в активной зоне графитовыми замедлителями (см., например, Journal of Nuclear Science and Technology, Vol. 27, N 12, December, 1990, p. 1163-1166).

Наиболее близким аналогом заявленного энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя является электроядерный реактор-размножитель одноструйного типа на основе ускорителя (MSR), содержащий ускоритель, мишель-бланкет из расплавленных фторидов с большим количеством ThF₄ в качестве исходного материала, а также с ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄, или ²³⁹PuF₄ в качестве делящихся веществ, при этом концентрация ThF₄ составляет 17,5 мол. %, а концентрация делящегося вещества - от 0,2 до 1 мол. % (см., например, GB, N 2098788, G 21 G 1/08, 1982, 12 с.).

Другой вариант энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя имеет наиболее близким аналогом электроядерный реактор-размножитель, описанный в GB, N 2098788, G 21 G 1/08, 1982, 12 стр.).

Плутоний, получаемый при переработке отработавших ядерных боеголовок или ядерного топлива, является серьезной социальной и экологической проблемой.

В свете решения вышеуказанной проблемы целью настоящего изобретения является усовершенствование известного реактора (MSR) с жидким ядерным топливом путем изменения топливного цикла и соответствующего незначительного необходимого изменения конструкции реактора для эффективного уничтожения Pu.

Другой целью настоящего изобретения является преобразование известного реактора AMSB в жидкосолевой энергетический реактор-размножитель на основе ускорителя для уничтожения Pu, использующий ²³⁹PuF₃ в качестве ядерного делящегося вещества, путем наработки ценного ²³³U с одновременным уничтожением нежелательного плутония. То есть усовершенствованный реактор представляет собой жидкосолевой одноструйный реактор-размножитель на основе мощного ускорителя, в котором осуществляются химическая обработка ²³³UF₄ жидкосолевой мишени/бланкета для требуемого уменьшения его концентрации и добавление нового ²³⁹PuF₃, таким образом, чтобы увеличивалась наработка ²³³U при одновременном сжигании Pu. Усовершенствованный реактор может быть также использован для получения энергии, достаточной для самообеспечения системы, что сделает его экономичным.

Вышеуказанная первая цель достигается в соответствии с настоящим изобретением при помощи реактора MSR с жидким ядерным топливом, в котором пространство между замедлителями в активной зоне MSR сообщается с устройством сбора урана, это пространство заполнено жидким ядерным топливом, содержащим торий Th и плутоний Pu, уран ²³³U образуется из тория Th, образующийся уран ²³³U отделяется при помощи устройства сбора урана, а на место ²³³U добавляется плутоний Pu, тем самым обеспечивается его сжигание. Устройство сбора урана состоит из сливного резервуара и устройства фторирования. В реакторе соль, содержащая торий Th и плутоний Pu (ядерное топливо), прокачивается по каналам активной зоны. Плутоний Pu подвергается делению для получения энергии. В то же время образующиеся в результате деления нейтроны превращают торий Th в уран ²³³U. Наработанный уран ²³³U фторируется в устройстве сбора урана перед его отделением. Вместо урана ²³³U добавляют плутоний Pu для интенсификации сжигания.

(2) то же для ²³³UF₄ или ²³³UF₄
Вторая цель в соответствии с настоящим изобретением достигается при помощи энергетического реактора AMSB, в котором концентрации ThF₄, ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ и ²³⁹PuF₃ солевой мишени составляют: (1) концентрация ThF₄ составляет 15-20 мол. %; (2) концентрация ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ составляет менее 1 мол. %, поддерживая подкритическое состояние для получения энергии большей, чем потребляемая, количество ²³³UF₄ увеличивается и при необходимости отделяется; и (3) концентрация ²³⁹PuF₃ составляет от 0,4 до 0,8 мол. %. В реакторе жидкосолевая мишень облучается пучком протонов и образующиеся в результате облучения нейтроны поглощаются в Th, нарабатывая ²³³U.

Третья цель в соответствии с настоящим изобретением достигается при помощи энергетического реактора AMSB, в котором концентрации ThF₄, ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ и ²³⁹PuF₃ солевой мишени составляют: (1) концентрация ThF₄ составляет от 15 до 20 мол. %; (2) концентрация ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ составляет от 0,05 до 0,4 мол. %; количество ²³³UF₄ увеличивается и по необходимости отделяется; (3) концентрация ²³⁹PuF₃ составляет от 0,4 до 0,8 мол. %. В реакторе жидкосолевая мишень облучается пучком протонов и образующиеся в результате облучения нейтроны поглощаются в Th, нарабатывая ²³³U.

Поскольку другие трансурановые элементы, такие как Np, Am и Cm, ведут себя аналогично Pu, они могут быть добавлены к плутонию Pu для уничтожения. Вышеуказанные и другие цели, преимущества, способ работы и новые свойства настоящего изобретения будут видны из последующего подробного описания с сопровождающими рисунками, на которых изображено:
на фиг. 1 - продольное сечение ядерного реактора (MSR) с жидким ядерным топливом в соответствии с первым вариантом реализации настоящего изобретения;
на фиг. 2 - поперечное сечение по А-А на фиг. 1;
на фиг. 3 - размеры отдельных зон активной зоны в соответствии с первым вариантом реализации настоящего изобретения;
на фиг. 4 - продольное сечение жидкосолевого энергетического реактора-размножителя на основе ускорителя (AMSB) в соответствии с 4-м вариантом реализации настоящего изобретения;
на фиг. 5 - блок-схема топливного цикла в соответствии с 4-м вариантом реализации настоящего изобретения;
на фиг. 6 - графитовые замедлители.

Вариант 1.

Ниже подробно описан первый вариант реализации настоящего изобретения со ссылками на сопровождающие чертежи. Вариант, показанный на фиг. 1, относится к энергетическому реактору MSR с электрической мощностью 155 МВт (350 МВт тепловой мощности).

Как видно на фиг. 1, энергетический реактор имеет цилиндрический тонкостенный корпус 3, выполненный из Ni-Mo-Cr сплава, расположенный под толстостенными бетонными кожухами 1 и 2. Размеры вышеуказанных частей видны из сравнения с приведенным на фиг. 1 2-метровым масштабом. Реакторный корпус имеет два входа 4 для расплавленной соли, расположенных в его нижней части, и два выхода 5 для расплавленной соли в верхней части корпуса.

Расплавленная соль состоит из ⁷LiF- BeF₂-ThF₄- ²³⁹PuF₃. Молярные проценты ⁷LiF, BeF₂, ThF₄ и ²³⁹PuF₃ составляют 71,7; 16; 12 и 0,3 соответственно.

Реакторный корпус 3 имеет также расположенный внутри графитовый отражатель 6. В реакторном корпусе 3 расположены также перемещаемые в центральной части 1 активной зоны 7 при помощи привода 9 вверх и вниз графитовые управляющие стержни 8. В зоне I расположены закрепленные графитовые замедлители 10, как показано на фиг. 1 и фиг. 2. Замедлители имеют около 2 м в длину и снабжены верхним и нижним опорными креплениями каждый.

Каждый замедлитель 10 в центральной части 1 имеет гексагональную форму и образован шестью длинными узкими ромбическими пластинами 11 таким образом, чтобы между замедлителями обеспечивалось определенное свободное пространство при помощи, например, выступов. Пористость замедлителя 10 составляет от 6 до 8%, предпочтительно 7%, а объемная доля графита составляет от 92 до 94%, предпочтительно 93%. В окружающей зоне II, расположенной с внешней стороны центральной части 1, размещены графитовые замедлители 13. Замедлители 13 обозначены белым цветом на фиг. 2. Пористость замедлителей 13 составляет от 8 до 12%, предпочтительно 10%, а объемная доля графита составляет от 88 до 92%, предпочтительно 90%.

Имеются также сходные графитовые замедлители 14 общей толщиной от 30 до 50 см в зоне воспроизводства III, расположенной с внешней стороны окружающей зоны II. Каждый из замедлителей 14 имеет гексагональную форму и образован девятью длинными узкими ромбическими пластинами 15 таким образом, чтобы между замедлителями обеспечивалось определенное свободное пространство 16 при помощи, например, выступов. Пористость замедлителя 14 составляет от 30 до 34%, предпочтительно 32%, а объемная доля графита составляет от 66 до 70%, предпочтительно 68%.

На фиг. 3 показаны размеры графитового отражателя 6 в реакторном корпусе 3 и размеры зон I, II и III в активной зоне 7.

В реакторный корпус 3 устанавливают графитовые замедлители 10, 13 и 14 прежде, чем производится уплотнение сваркой. Это означает, что единственной движущейся частью является привод 9 управляющих стержней 8 в центре реакторного корпуса 3. Суммарное количество топливной соли, включая расположенную вне активной зоны, составляет 12,1 м³ или 40,5 тонн. Сюда входят 530 кг ²³⁹Pu и 1,75 тонн Th. Центральная часть активной зоны 7 связана через трубу 19 с нижней частью расположенного внизу сливного резервуара 20. В свою очередь нижняя часть сливного резервуара 20 соединена трубопроводом 21 с устройством фторирования 22. Нижняя часть устройства фторирования 22 также соединена с питательной трубкой 23 для подачи гелия и фтора. Устройство фторирования 22 имеет расположенный вверху выход 24 для гелия, фтора и UF₆.

Далее приведено описание работы энергетического реактора.

Соль, состоящая из химически стабильных, находящихся при нормальном давлении фторидов ⁷Li-ВеF₂-ThF₄-²³⁹PuF₃, подается в активную зону 7 через входы 4. Соль прокачивается через свободные пространства 12 и 16 между замедлителями 10, 13 и 14 вверх до выходов 5. Если какой-либо из управляющих стержней 8 опускают в зону I активной зоны 7 приводом 9, поглощение нейтронов уменьшается. В результате плотность нейтронов увеличивается, так что ядерная реакция может быть усилена по сравнению с обычными ядерными реакторами.

В результате реакции плутоний Pu делится с выделением энергии и образованием нейтронов. Часть нейтронов поглощается в Th, превращающемся в ²³³U. Коэффициент воспроизводства составляет около 90%. В процессе работы инертные газы, включающие Kr и XE, образующиеся в результате деления, не растворяются в соли, около 99% из них отделяется от газового объема и удаляется из реактора.

По мере необходимости производят добавку топливной соли ⁷LiF-²³⁹PuF₃ в солевой резервуар. По мере добавки загрязненная топливная соль удаляется для поддержания постоянства объема в резервуаре.

С другой стороны, высокотемпературная топливная соль, выводимая из реактора, циркулирует по двум солевым контурам. Первый теплообменник передает тепло от топливной соли к расплавленной соли второго контура NaBF₄-NaF с молярными процентами 92 и 8. В свою очередь второй теплообменник передает тепло от соли к воде для производства водяного пара. Водяной пар вращает турбину для производства электроэнергии. Получаемый КПД составляет около 43% в надкритическом состоянии.

Уран ²³³U, образующийся при поглощении части образовавшихся нейтронов торием Th, подвергают фторированию в сливном резервуаре 20 и устройстве фторирования 22 каждый год или каждые два года. Это необходимо для отделения ²³³U топливной соли и его сбора. Собранный ²³³U может быть использован в качестве топлива в других обычных ядерных энергетических реакторах на расплавненных солях.

Обработанное топливо возвращают в реактор. Перед возвращением в реактор к топливу добавляют Pu или его аналоги, за счет чего расходуется Pu и нарабатывается ²³³U.

При отделении ²³³U можно также отделять другие вещества, образующиеся в результате деления, методами дистилляции, окисления-осаждения, жидкометаллического контактного экстрагирования так же, как и вышеуказанным методом фторирования. Это может увеличить эффективность использования нейтронов и предотвратить коррозию. Скорость отделения веществ зависит от экономики всей ядерной энергетической установки.

Первоначальная загрузка ²³⁹Pu составляла около 530 кг. При ежегодной добавке Th в количестве 146 кг и Pu в количестве 26 кг в течение 2-х лет было сожжено 250 кг Pu.

Через 2 года выгоревшая соль была удалена в сливной резервуар. В обрабатывающий резервуар ввели смесь газов фтора и гелия. В результате было отделено около 170 кг ²³³U в виде газа UF₆.

Соль была возвращена в реактор и перед пуском реактора в нее добавили около 220 кг Pu.

В течение 20 лет реактор способен уничтожить около 2,3 тонн Pu и наработать около 1,5 тонн ²³³U.

Вариант 2.

Для уничтожения Pu из отработавшего топлива легководных реакторов, содержащего ²³⁹Pu, ²⁴⁰Pu, ²⁴¹Pu и ²⁴²Pu в соотношении 56,5 : 25,3 : 13,2 : 5,0, использовался небольшой энергетический реактор на расплавленных солях (MSR) электрической мощностью в 1000 МВт (тепловой мощностью 250 МВт) с топливной солью, содержащей ⁷LiF-BeF₂-ThF₄-PuF₃. Молярные проценты ⁷LiF, BeF₂, ThF₄ и PuF₃ составляют 71,81; 16; 12 и 0,19 соответственно.

Размеры реактора составляют около 6 м в диаметре и 5 м в высоту. Размеры активной зоны и зоны воспроизводства составляют около 4,6 м в диаметре и 3,7 м в высоту. Выходная удельная мощность реактора составила в среднем около 4 кВт-час/литр.

Первоначальная загрузка Pu составила около 390 кг. После добавления Pu в количестве около 320 кг и Th в количестве около 220 кг после работы в течение 1000 дней сгорело около 240 кг Pu.

После 1000 дней работы выгоревшая соль перед фторированием удаляется в сливной резервуар. В результате в виде UF₆ было отделено около 190 кг ²³³U. После этого соль возвращалась в реактор с добавлением в нее до пуска реактора около 280 кг Pu.

За 20 лет реактор способен уничтожить около 1,7 тонн Pu и наработать около 1,4 тонны ²³³U.

Как следует из вышеуказанного, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением обладает следующими свойствами.

(1) Реактор может сжечь большое количество Pu. Образующийся из Th ²³³U может быть отделен по мере необходимости так, что в среднем может сохраниться на 10% меньшее количество ²³³U, чем количество Pu.

Это означает, что коэффициент сжигания по отношению к общему количеству ядерных делящихся материалов может составить от 85 до 95%.

(2) Для того, чтобы использовать Pu не только в качестве сжигаемого топлива, но и использовать образующиеся в результате деления нейтроны, осуществляют превращение Th в ²³³U, не оставляя последний в большом количестве в реакторе. Это означает, что количество сжигаемого ²³³U невелико, большая его часть может быть собрана для использования в других реакторах. Так как коэффициент воспроизводства в заявленном реакторе составляет около 0,81, расходуемый Pu практически полностью превращается в ²³³U (70-90%).

(3) Кроме того, реактор может вырабатывать электроэнергию. Выработка энергии может прерываться на время проведения процесса отделения ²³³U, который осуществляют каждые 3-5 лет. Может быть использован байпас для осуществления отделения в процессе работы реактора.

(4) Изменение реакции не слишком значительно, поскольку происходит регенерация большей части потребляемых ядерных делящихся веществ в виде ²³³U. Таким образом, управление и обслуживание реактора не сложны.

Вариант 3.

Для увеличения наработки ²³³U удельной тепловой мощности изменяют все значения, приведенные в примере 2.

Размеры реактора составляют около 5,4 м в диаметре и 4,8 м в высоту. Размеры активной зоны и зоны воспроизводства составляют около 3,8 м в диаметре и 3,2 м в высоту. Молярные проценты ²³⁹PuF₃ составляют вначале 0,21. Начальная загрузка Pu составляет около 319 кг. После 1000 дней работы сгорело около 197 кг Pu. Наработка ²³³U за этот период составила около 242 кг.

В течение 20 лет реактор способен уничтожить около 1,44 т Pu и наработать около 1,77 т ²³³U.

Вариант 4.

Ниже подробно описан четвертый вариант реализации настоящего изобретения со ссылками на фиг. 4 и 5. Четвертый вариант реализации представляет собой энергетический реактор-размножитель, используемый совместно с ускорителем для воспроизводства ²³³U. Используемая в мишени/бланкете соль представляет собой смесь расплавленных металлических солей ⁷LiF-ВеF₂-ThF₄-²³³UF₄- ²³⁹PuF₃. Концентрации ⁷LiF, BeF₂, ThF₄, ²³³UF₄ и ²³⁹PuF₃ составляют 6,4; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах соответственно. Общее количество соли составляет около 100 м³.

Солевая мишень 31 подается в выполненное из Ni сплава реакционное устройство 32 реактора AMSB (реактор-размножитель на расплавленных солях на основе ускорителя), показанное на фиг. 4. Реакционное устройство 32, выполненное в форме перевернутого конуса, имеет графитовый отражатель 33 и графитовый кожух 34, расположенный между стенками устройства и отражателем. Верхняя крышка 35 также изнутри снабжена графитовым кожухом 36. В центре верхней крышки 35 расположен сквозной канал 37 для пучка протонов 38. Пучок протонов 38 направляется тремя отклоняющими магнитами 39 на солевую мишень 31. На фиг. 4 показаны также ловушка паров 40 и нейтронный защитный экран 41.

В процессе работы осуществляют завихрение солевой мишени 31 в реакционном устройстве 32. Пучок протонов 38 падает на область эксцентричного центра вихря.

Нейтроны, образующиеся в результате облучения падающим пучком протонов, вызывают деление ²³⁹Pu, загруженного для сжигания. Деление вызывает генерацию нейтронов. Часть ²³⁹Pu уничтожается также в результате протонного скалывания.

Большая часть образовавшихся нейтронов поглощается Th для наработки ²³³U. Поскольку наработанный ²³³U немедленно отделяется для сохранения низкого обогащения, он не уничтожается в результате деления. Таким образом может быть увеличена наработка ²³³U.

В процессе ядерных реакций выделяется большое количество тепла, особенно в процессе реакции деления. Тепло может быть использовано для выработки электроэнергии.

Более подробно, солевая мишень 31 выводится через выход 43 в нижней части реакционного устройства 32 при помощи главного насоса 42. Затем соль 31 передает тепло вторичной жидкости 45 в теплообменнике 44. Затем соль 31 прокачивается по основному трубопроводу 46 через регулирующий клапан 47 перед возвращением на вход 48 в верхней части реакционного устройства 32. В ходе работы вторичная жидкость 45 используется в генераторе G на фиг. 5 для выработки электроэнергии. Часть соли 31 ответвляется по мере необходимости в байпас 51 насосом 50. Она может быть подвергнута фторированию при помощи системы химической обработки 52, показанной в левой части фиг. 5, для отделения. При помощи фторирования и дистилляции системой химической обработки 52 отделяют ²³³UF₆ от соли 31, сохраняя низкое обогащение ²³³U. Избыток соли 31 возвращается в резервуар 54 через сливной трубопровод 53. Газ ²³³UF₆, отделенный системой химической обработки 52, немедленно подается в резервуар топливной соли 55, где он восстанавливается и растворяется в виде ²³³U. Топливная соль, обработанная как указано выше, подается в ядерные энергетические реакторы деления на расплавленных солях, показанные на фиг. 5, (см. заявку Японии N 60-272165) для использования в качестве топлива.

Вся соль 31 по мере необходимости очищается устройством циклической обработки 60. Это означает, что обработка в резервуаре топливной соли 55 или в устройстве циклической обработки 60 осуществляется с такой частотой, что вся соль обрабатывается около двух раз в год. Причина этого заключается в том, что обогащение ядерных делящихся веществ должно быть сведено до уровня ниже 10%. В то же время по мере необходимости могут быть отделены такие газы, как тритий.

Поскольку количество таких составных частей, как ThF₄, PuF₃, значительно уменьшается, они по мере необходимости добавляются как эвтектические соли с ⁷LiF для поддержания вышеупомянутого состава. Аналогично ²³³UF₆, отделенный устройством циклической обработки 60, отводится в резервуар топливной соли 55.

Если в заявленном ядерном реакторе деления используется пучок протонов 38 мощностью, например, 1 ГэВ или 300 mA, количество сжигаемого и уничтожаемого плутония составляет около 310 кг в год. Наработка ²³³U составляет около 730 кг в год. Поскольку производительность реакторной системы по ²³³U составляет около 750 кг, его количество удваивается приблизительно каждые 1,03 года. Это означает, что реактор-размножитель высоко эффективен.

Вариант 5.

Приведенные в варианте 4 концентрации ⁷LiF, BeF₂, ThF₄, ²³³UF₄ и ²³⁹PuF₃ изменяются от 64; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах до соответственно 64, 18, 16,9, 0,4 и 0,7 соответственно. Общее количество сжигаемого и уничтожаемого Pu составляет около 385 кг в год. Наработка ²³³U составляет 785 кг в год. Он удваивается за 3,8 года.

Вариант 6.

Приведенные в варианте 4 концентрации ⁷LiF, BeF₂, ThF₄, ²³³UF₄ и ²³⁹PuF₃ изменяются от 64; 18; 17,2; 0,1 и 0,7 в молярных процентах соответственно до 64, 18, 16,7, 0,6 и 0,7. Общее количество сжигаемого и уничтожаемого Pu составляет около 470 кг в год. Наработка ²³³U составляет 840 кг в год. Он удваивается приблизительно за 3,6 года.

Экономика ядерного реактора деления в соответствии с настоящим изобретением может быть оценена следующим образом.

Выработка энергии составляет около 800 или 1200 МВт (эл.) в вариантах 5 и 6 соответственно. Хотя это не точно и при этом производится большое количество продуктов ядерных реакций. Около 600 МВт (эл.) потребляется в самой реакторной системе, остающиеся 200 и 600 МВт (эл.) могут быть проданы. Если цена энергии составляет 10 иен за квт-час, суммарная стоимость продажи составит 44 биллиона иен в год. Это значительно превышает все издержки, составляющие 20-30 биллионов иен в год.

В соответствии с настоящим изобретением ядерный реактор способен вырабатывать электроэнергию не только в количестве, необходимом для полного самообеспечения системы, но также и окупить затраты на сооружение, управление и обслуживание.

Реакторная установка может быть использована в качестве энергетической установки. Тем не менее ее основной задачей является не выработка энергии, а наработка топлива ²³³U и использование Th в качестве источника.

Кроме того, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением может эффективно нарабатывать ценный ²³³U при одновременном эффективном уничтожении Pu, создающего множество сложных социальных и экологических проблем.

Кроме того, ядерный реактор деления в соответствии с настоящим изобретением может нарабатывать ²³³U и одновременно приносить прибыль от продажи электроэнергии, тогда как обычные реакторы-размножители на основе ускорителя имеют слишком высокую стоимость.

Изобретение относится к ядерным реакторам с жидкосолевым ядерным топливом. Технический результат, достигаемый при реализации изобретения, заключается в обеспечении возможности уничтожения плутония, получаемого при переработке отработавших ядерных боеголовок или ядерного топлива, а также и других трансурановых элементов с одновременной наработкой ²³³U. Для достижения указанного результата используют жидкосолевой ядерный энергетический реактор, содержащий устройство для сбора наработанного ²³³U, сообщающееся с активной зоной и выполненное с возможностью периодического отделения от активной зоны, или энергетический реактор - размножитель одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, в качестве делящегося материала которой используют ²³⁵PuF₃. 3 с. и 3 з.п.ф-лы, 6 ил.

1. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, содержащий активную зону, замедлители, расположенные в активной зоне со свободным пространством между ними, заполненным жидким ядерным топливом, содержащим Th и Pu, для наработки урана ²³³U, отличающийся тем, что содержит устройство сбора наработанного урана, сообщающееся с активной зоной и выполненное с возможностью периодического, по мере необходимости, отделения от активной зоны. 2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что любой из трансурановых элементов, таких, как Np, Am и Cm, являются добавками к плутонию Рu. 3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что устройство сбора урана включает сливной резервуар и устройство фторирования. 4. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, выполненный в виде энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, состоящую из расплавленных фторидов с большим количеством ThF₄ в качестве исходного материала, с концентрацией 15 - 20 мол.%, а также с ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ в качестве делящихся веществ с поддерживающей подкритическое состояние концентрацией менее 1 мол. %, солевая мишень выполнена с возможностью облучения пучком протонов, получения нейтронов и их поглощения в Th, отличающийся тем, что в качестве делящегося вещества дополнительно используется ²³⁹PuF₃ с концентрацией 0,4 - 0,8 мол.%. 5. Ядерный реактор с жидкосолевым ядерным топливом, выполненный в виде энергетического реактора-размножителя одноструйного типа на расплавленных солях на основе ускорителя, содержащий солевую мишень, состоящую из расплавленных фторидов с большим количеством ThF₄ в качестве исходного материала, с концентрацией ThF₄ 15 - 20 мол.%, и выполненную с возможностью облучения пучком протонов, образования нейтронов и их поглощения в Th, а также ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ c концентрацией менее 1 мол.% в качестве делящихся веществ, отличающийся тем, что в качестве делящихся веществ дополнительно используют ²³³PuF₃ с концентрацией 0,4 - 0,8 мол.%, а также ²³³UF₄ или ²³⁵UF₄ c концентрацией 0,05 - 0,4 мол.%. 6. Ядерный реактор по п.4 или 5, отличающийся тем, что любой из трансурановых элементов, таких, как Np, Am и Cm являются добавками к плутонию Рu.