ТОПЛИВО ЭНЕРГЕТИЧЕСКОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С АКТИВНОЙ ЗОНОЙ В ВИДЕ СОЛЕВОГО РАСПЛАВА ДЛЯ КОНВЕРСИИ ТОРИЯ-232 В УРАН-233 Российский патент 2013 года по МПК G21C3/42 

Предлагаемое решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (AЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.

Известен патент №2344500, зарегистрированный в Госреестре РФ 20.01.2009 г. на изобретение «Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава» (опубликовано 20.01.2009. Бюл. №2), в котором исходное топливо представляет собой простую систему - эквимолярную смесь хлоридов калия и обогащенного по изотопу 235 урана. За счет потоков быстрых нейтронов при делении ядер U-235 идут реакции конверсии ядер U-238 в ядра Рu-239.

При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается заменить исходное ЯТ в прототипе на КСl-MgCl₂-ThCl₄-PuCl₃.

Технический результат и раскрытие изобретения заключается в том, что, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ будет использоваться получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в AЗ.

В качестве конкретного примера реализации предлагаем использовать в опытном ЯР на БН, мощностью 400 МВт (эл.) исходный состав ЯТ (мас.%):

КСl-24+MgCl₂-16+ThCl₄-30+PuСl₃-30 с плотностью 2,53 г/см³ при рабочей температуре 550-560°С.

Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем - свинцом - и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической AЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем AЗ - V_АЗ=4578120 см³, а масса AЗ - М_АЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава AЗ содержится:

тория 1385 кг.

плутония 1544 кг.

Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВ_АЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2.

Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см³. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами A^З (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см³, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВ_АЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.

Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория в уран-233, отличающееся составом предлагаемого исходного солевого расплава, мас.%:
хлорид калия 24
хлорид магния 16
тетрахлорид тория 30
трихлорид плутония 239-30
с плотностью 2,53 г/см³ при температуре 550-560°С.