ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ
Настоящее описание относится к ядерным реакторам и относящимся к ним способам и устройствам.
ПРЕДШЕСТВУЮЩИЙ УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ
Самоподдерживающаяся ядерная реакция в ядерном топливе в пределах активной зоны ядерного реактора может использоваться для того, чтобы вырабатывать тепло и, в свою очередь, электрическую энергию. В типичных ядерных реакторах на расплавленных солях (иногда называемых MSR) ядерное топливо растворено в расплаве солей. В некоторых предложенных ядерных реакторах на расплавленных солях ядерное топливо включает в себя актиноиды, регенерируемые из отработанного ядерного топлива (иногда называемого SNF или просто отработанным топливом) других реакторов.
КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ СУЩНОСТИ ИЗОБРЕТЕНИЯ
В широком смысле то, что мы описываем здесь, представляет собой способ и устройство ядерного реактора, который использует расплав солей и расщепляющийся материал, который обычно является по меньшей мере частично отработанным топливом из другого реактора, а также замедлитель, выбранный и структурированный так, чтобы вызвать критическую реакцию.
В целом, в одном аспекте устройство включает в себя расщепляющийся материал, расплав солей, а также материал замедлителя, включающий в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или их комбинацию.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Материал замедлителя включает в себя гидрид металла. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида циркония. Материал замедлителя включает в себя ZrH1,6. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида лития. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида иттрия, например, гидрид иттрия (II) (YH2), или гидрид иттрия (III) (YH3), или их комбинацию. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму дейтерида циркония.
Расщепляющийся материал включает в себя по меньшей мере части отработанного ядерного топлива реактора. Расщепляющийся материал включает в себя весь актиноидный вектор отработанного ядерного топлива. Расщепляющийся материал включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо. Расщепляющийся материал включает в себя материалы, отличающиеся от отработанного ядерного топлива. Расщепляющийся материал включает в себя плутоний или уран из списанного оружия. Расщепляющийся материал включает в себя природный уран. Расщепляющийся материал включает в себя новое топливо. Расщепляющийся материал включает в себя обедненный уран. Расщепляющийся материал включает в себя природный уран, обогащенный уран, обедненный уран, плутоний из отработанного ядерного топлива, разбавленный плутоний из избыточных материалов ядерного оружия, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или комбинацию любых двух или более из них. Расщепляющийся материал имеет соотношение обогащенного материала к сырому в диапазоне от 0,01 до 0,25. Расщепляющийся материал включает в себя по меньшей мере один из изотопов U-233, U-235, Pu-239 или Pu-241. Расщепляющийся материал также включает в себя U-238. Расщепляющийся материал также включает в себя торий.
Расплав солей включает в себя фтористую соль. Расплав солей включает в себя солянокислую соль. Расплав солей включает в себя йодистую соль. Расплав солей включает в себя фтористый литий. Фтористый литий обогащен изотопом Li-7 (который имеет более низкое поперечное сечение захвата теплового нейтрона, чем Li-6). Растворимость актиноидов в расплаве солей достаточна для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным. Растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 0,3%. Растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 12%. Растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 20%. Расплав солей по существу не включает в себя бериллия. Расплав солей включает в себя некоторое количество бериллия. Расщепляющийся материал комбинирован с расплавом солей. Расщепляющийся материал и расплав солей отличны от замедлителя. Соль обеспечивает замедление.
В целом, в одном аспекте устройство включает в себя расщепляющийся материал, включающий в себя отработанное ядерное топливо реактора, объединенное с расплавленной солью фтористого лития, которая по существу не содержит бериллия, а также замедлитель из гидрида циркония, который отличается от объединенных расщепляющегося материала и соли.
В целом, в одном аспекте структура замедлителя ядерной реакции включает в себя гидрид или дейтерид и один или более проходов для топливного расплава солей с тем, чтобы он протекал через или/и вокруг структуры, причем структура конфигурируется так, чтобы топливный расплав солей находился в критическом состоянии во время его нахождения в структуре.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Материал замедлителя включает в себя гидрид металла. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида циркония. Материал замедлителя включает в себя ZrH1,6. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида лития. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму гидрида иттрия, например, гидрид иттрия (II) (YH2), или гидрид иттрия (III) (YH3), или их комбинацию. Материал замедлителя включает в себя некоторую форму дейтерида циркония.
Имеется по меньшей мере два таких прохода. Пластины разделены проходами. Имеется по меньшей мере два таких параллельных прохода. Один или более проходов являются трубчатыми. Структура включает в себя трехмерные дискретные элементы структуры, каждый из которых имеет протяженность в каждом из трех измерений, которая меньше, чем протяженность структуры. Дискретные элементы структуры расположены в структуре с проходом или проходами между дискретными структурами или/и внутри дискретных структур. Структура включает в себя шары, или сферы, или гранулы или комбинацию любых двух или более из них, расположенные в трех измерениях. Структура включает в себя интегральный блок материала замедлителя, в котором сформированы проходы. Структура включает в себя набор дискретных элементов. Дискретные элементы являются идентичными.
Структура имеет входной конец и выходной конец, а также проход или проходы, проходящие от входного конца к выходному концу. Структура включает в себя стержни. Стержни включают в себя по меньшей мере одно из цилиндров, круглых стержней, ребристых стержней, спиральных стержней, скрученных спиральных стержней, круглых спиральных стержней, круглого скрученного спирального стержня, стержней с обернутыми проводом прокладками или круглых стержней с обернутыми проводом прокладками, или комбинацию двух или более из них. Структура включает в себя элементы контроля за реакционной способностью, которые являются подвижными относительно структуры.
В целом, в одном аспекте в ядерном реакторе расщепляющийся материал и расплав солей протекают мимо материала замедлителя, который включает в себя один или более гидридов, дейтеридов или комбинацию двух или более из них.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Течение расщепляющегося материала и расплава солей мимо материала замедлителя включает в себя течение расщепляющегося материала и расплава солей как смеси. Смесь протекает через систему удаления продуктов деления. Смесь топлива и расплавленной соли протекает через теплообменник. Расщепляющийся материал включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива. Расщепляющийся материал включает в себя части, но не все актиноиды отработанного ядерного топлива. Расщепляющийся материал включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо.
В целом, в одном аспекте структура замедлителя ядерного реактора сформирована из материала замедлителя, который включает в себя один или более гидридов, дейтеридов или их комбинацию, а также один или более проходов для того, чтобы расщепляющееся топливо протекало через структуру.
В целом, в одном аспекте ядерный реактор включает в себя первичный контур, имеющий активную зону ядерного реактора. Активная зона ядерного реактора включает в себя структуру замедлителя, имеющую материал замедлителя, который включает в себя один или более гидридов, дейтеридов или их комбинацию, а также путь, вдоль которого расщепляющийся материал и расплав солей может вытекать из выходного конца структуры замедлителя в контуре к входному концу структуры замедлителя.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Реактор включает в себя вторичный контур и теплообменник для того, чтобы осуществлять теплообмен между первичным контуром и вторичным контуром. Реактор включает в себя промежуточный контур, вторичный контур, теплообменник для осуществления теплообмена между первичным контуром и промежуточным контуром, а также дополнительный теплообменник для осуществления теплообмена между промежуточным контуром и вторичным контуром. Реактор включает в себя клапан застывания.
В целом, в одном аспекте ядерный реактор выполнен путем соединения структуры замедлителя, включающей в себя материал замедлителя, который включает в себя один или более гидридов, дейтеридов или их комбинацию, с путем, вдоль которого расщепляющийся материал и расплав солей могут вытекать из выходного конца структуры замедлителя к входному концу структуры замедлителя с тем, чтобы сформировать первичный контур.
В целом, в одном аспекте топливо ядерного реактора включает в себя отработанное топливо реактора на легкой воде в расплаве солей, в котором растворимость актиноидов отработанного топлива в расплаве солей достаточна для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Отработанное топливо включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива. Отработанное топливо включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо. Расплав солей по существу не включает в себя бериллия.
В целом, в одном аспекте топливо ядерной реакции формируется путем смешивания отработанного топлива реактора на легкой воде с расплавом солей; растворимость актиноидов отработанного топлива в расплаве солей является достаточной для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным. В некоторых реализациях отработанное топливо включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива; и отработанное топливо включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо. Расщепляющийся материал включает в себя части, но не все актиноиды отработанного ядерного топлива.
В целом, в одном аспекте реактор на легкой воде эксплуатируется, отработанное ядерное топливо получается из реактора на легкой воде, восстановленное отработанное ядерное топливо объединяется с расплавом солей, и реактор на расплаве солей эксплуатируется с использованием восстановленного отработанного ядерного топлива с расплавом солей.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Отработанное ядерное топливо включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива. Отработанное ядерное топливо включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо. Расщепляющийся материал включает в себя части, но не все актиноиды отработанного ядерного топлива.
В целом, в одном аспекте подачи существующего отработанного ядерного топлива сокращаются за счет эксплуатации ядерного реактора на расплаве солей, использующего в качестве топлива отработанное ядерное топливо из другого реактора без какой-либо обработки.
В целом, в одном аспекте электричество генерируется с использованием существующего отработанного ядерного топлива путем эксплуатации ядерного реактора на расплаве солей, использующего в качестве топлива отработанное ядерное топливо из другого реактора без какой-либо обработки.
В целом, в одном аспекте подачи материала ядерного оружия сокращаются за счет эксплуатации ядерного реактора на расплаве солей, использующего в качестве топлива отработанное ядерное топливо из другого реактора без какой-либо обработки.
В целом, в одном аспекте подачи существующего отработанного ядерного топлива сокращаются за счет эксплуатации ядерного реактора на расплаве солей, использующего в качестве топлива отработанное ядерное топливо из другого реактора без какой-либо обработки.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Текучая среда включает в себя расплавленную солевую смесь.
В целом, в одном аспекте предлагается комбинация реактора, который включает в себя ядерное топливо и хладагент в виде расплава солей, который отличен от топлива, и элементов замедлителя, включающего в себя один или более гидридов или дейтеридов.
Реализации могут включать в себя одну или больше следующих особенностей. По меньшей мере один из гидридов включает в себя гидрид металла. Элементы замедлителя включают в себя графит в комбинации с одним или большим количеством гидридов.
В целом, в одном аспекте предлагается комбинация реактора, которая включает в себя ядерное топливо в субкритическом состоянии и обеспечиваемый ускорителем источник нейтронов в непосредственной близости от ядерного топлива, а также элементы замедлителя, включающие в себя один или более гидридов или дейтеридов.
Реализации могут включать в себя одну или более из следующих особенностей. Обеспечиваемый ускорителем источник нейтронов включает в себя мишень из тяжелого металла. Элементы замедлителя находятся в непосредственной близости от мишени из тяжелого металла. Элементы замедлителя находятся в непосредственной близости к ядерному топливу. Топливо включает в себя торий. Топливо включает в себя отработанное ядерное топливо. Топливо включает в себя трансурановые материалы из отработанного ядерного топлива. Топливо включает в себя незначительное количество актиноидов из отработанного ядерного топлива.
Эти и другие аспекты, особенности и реализации могут быть выражены как устройства, способы, композиции, способы ведения бизнеса, средства или стадии выполнения функции, а также другими способами.
Другие аспекты, особенности, реализации и преимущества станут очевидными из следующего описания, а также из формулы изобретения.
КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ
Фиг. 1 представляет собой схематическую диаграмму.
Фиг. 2, 5, 6, 7, 8 и 9 представляют собой виды в разрезе реакторных ядер.
Фиг. 3 представляет собой схематическую диаграмму, связанную с моделированием.
Фиг. 4 представляет собой диаграмму нейтронного потока.
Фиг. 10 представляет собой карту технологического процесса.
Фиг. 11 представляет собой график нейтронных сечений.
ОПИСАНИЕ ПРЕДПОЧТИТЕЛЬНЫХ ВАРИАНТОВ ВОПЛОЩЕНИЯ
Помимо всего прочего, реализации того, что мы описываем здесь, обещают безопасное и относительно дешевое производство электрической энергии с использованием отработанного ядерного топлива (в некоторых случаях без дополнительной обработки) из существующих ядерных реакторов и с использованием элементов технологий ядерных реакторов, которые уже были опробованы или считаются выполнимыми. Ядерный реактор, который мы предлагаем использовать для того, чтобы производить электричество, превращает отработанное топливо в такое состояние, которое намного менее проблематично с экологической точки зрения и с точки зрения перспектив захоронения отходов - ядерные реакции, которые происходят в реакторе, вызывают расщепление в большинстве актиноидов, входящих в отработанное топливо, сокращая их период полураспада. По меньшей мере некоторые реализации того, что мы описываем здесь, модифицируют ранее разработанную технологию реактора на расплаве солей для того, чтобы обеспечить использование отработанного топлива из других реакторов.
По меньшей мере в некоторых из реализаций важная особенность модифицированного реактора на расплаве солей заключается в том, что расплавленная смесь топлива и расплавленной соли включает в себя весь материал, который содержится в отработанном ядерном топливе. Когда мы говорим об отработанном топливе (SNF) или отработанном ядерном топливе, мы подразумеваем весь топливный материал, который находится в отработанной топливной сборке, за исключением материала покрытия, который технически не является частью отработанного топлива. В действительности, по меньшей мере в некоторых из реализаций активная зона ядерного реактора использует все отработанное топливо, не требуя никакого разделения или других манипуляций.
Кроме того, по меньшей мере в некоторых из реализаций важная особенность заключается в том, что некоторая форма гидрида циркония (ZrHx, где x может изменяться от 1 до 4) используется в качестве замедлителя. В некоторых случаях замедлитель из гидрида циркония используется в качестве части элементов, которые формируют неподвижную активную зону ядерного реактора. В некоторых случаях замедлитель из гидрида циркония используется в подвижных элементах замедлителя, которые могут вставляться в активную зону ядерного реактора и удаляться из активной зоны ядерного реактора. В некоторых случаях замедлитель из гидрида циркония используется как в неподвижной активной зоне ядерного реактора, так и в элементах замедлителя. Гидрид циркония может быть более эффективным, чем другие замедлители при производстве нейтронов, имеющих подходящие энергетические уровни для того, чтобы обеспечить критичность отработанного топлива внутри активной зоны ядерного реактора, что, в противном случае, было бы невозможным. В некоторых случаях неподвижные или/и подвижные элементы замедлителя могут состоять из одного или более гидридов. В некоторых случаях элементы могут состоять из одного или более дейтеридов. В некоторых случаях элементы могут состоять из комбинации гидридов или дейтеридов.
Хотя некоторые из реализаций, которые мы описываем здесь, рассматривают комбинации реакторов на расплаве солей, которые используют отработанное топливо и высокоэффективные замедлители, такие как гидрид циркония, в некоторых реализациях может оказаться необязательным включать все эти особенности вместе в одном и том же оборудовании.
Фиг. 1 представляет собой схематичную диаграмму примерной атомной электростанции 100, которая включает в себя ядро 106 ядерного реактора в первичном контуре 102. Расплавленная (жидкая) смесь 103 топлива и расплавленной соли циркулирует 105 непрерывно в первичном контуре 102, включая прохождение через активную зону 106 ядерного реактора. Первичный контур заряжен достаточным количеством смеси топлива и расплавленной соли для того, чтобы заполнить контур, включая активную зону ядерного реактора. Часть смеси топлива и расплавленной соли, которая в данный момент времени находится в активной зоне ядерного реактора, находится в критической конфигурации, вырабатывая тепло. (Топливо, которое вышло из активной зоны ядерного реактора и находится в остальной части контура, не находится в критической конфигурации). В то время как смесь топлива и расплавленной соли находится в этой критической конфигурации в активной зоне ядерного реактора, нейтроны вызывают расщепление в актиноидах, вырабатывая тепло и превращая актиноиды в продукты деления.
Соль (иногда мы используем просто слово «соль» взаимозаменяемо с терминами «смесь топлива и расплавленной соли» или «топливо») проходит через первичный контур с большим массовым расходом - в некоторых реализациях этот расход составляет приблизительно 800 килограммов в секунду. В некоторых реализациях расход может быть выше, чем 800 килограммов в секунду, или ниже, чем 800 килограммов в секунду. Соль перемещается быстро, потому что расщепляющиеся в активной зоне 106 ядерного реактора актиноиды образуют в соли большое количество тепла, которое должно быть быстро перемещено в теплообменник 112.
Поскольку соль перемещается так быстро, только небольшая часть актиноидов расщепляется в активной зоне ядерного реактора во время каждого прохода через контур. Актиноиды, однако, проходят через активную зону ядерного реактора много раз. В некоторых случаях после 10-летней циркуляции через активную зону ядерного реактора, например, приблизительно 30% данного начального количества актиноидов может быть превращено в продукты деления.
Актиноиды, растворенные в смеси 103 топлива и расплавленной соли, могут быть самыми разнообразными актиноидами и комбинациями актиноидов и могут происходить из разнообразных источников и комбинаций источников. В некоторых реализациях, например, актиноиды могут быть из отработанного ядерного топлива 139, производимого существующими ядерными реакторами 143. В некоторых реализациях актиноиды происходят из списанного оружия 152 и включают в себя плутоний и/или уран. В некоторых примерах источники могут включать в себя природный уран 155. В некоторых примерах источники могут включать в себя обедненный уран 159 (оставшийся от процесса обогащения). В некоторых примерах источники могут включать в себя новое топливо 157 (которое может охватывать уран, обогащенный до U-235, или смесь сырого тория и расщепляющегося вещества, такого как U-233, U-235, Pu-239 или Pu-241). В некоторых примерах источники могут включать в себя комбинацию любых двух или более из нового топлива 157, списанного оружейного плутония или урана 152, природного урана 155, обедненного урана 159 или отработанного ядерного топлива 139.
Распределение энергетических уровней нейтронов в активной зоне ядерного реактора влияет на эффективность, с которой происходит расщепление актиноидов в смеси топлива и расплавленной соли в ядре.
Нейтронное сечение является мерой вероятности определенной реакции, когда нейтрон взаимодействует (например, сталкивается) с ядром. Например, сечение поглощения нейтронов измеряет вероятность того, что нейтрон будет поглощен ядром конкретного изотопа, если он попадет на это ядро. Каждый изотоп имеет уникальный набор нейтронных сечений, которые изменяются как функция кинетической энергии падающего нейтрона.
Распределение кинетических энергий в нейтронной совокупности устройства представляется, например, нейтронным энергетическим спектром. Нейтроны, образующиеся во время реакции деления, имеют в среднем начальные кинетические энергии в "быстрой" области нейтронного энергетического спектра. Быстрые нейтроны имеют кинетические энергии больше, чем, например, 10 кэВ. Надтепловые нейтроны имеют кинетические энергии, например, от 1 эВ до 10 кэВ. Тепловые нейтроны имеют кинетические энергии, например, составляющие приблизительно 0,025 эВ. В контексте ядерных реакторов под тепловыми нейтронами более широко понимаются нейтроны с кинетическими энергиями ниже, например, 1 эВ.
В некоторых реализациях желательно, чтобы активная зона ядерного реактора (включающая в себя смесь топлива и расплавленной соли в ядре) имела нейтронный энергетический спектр, включающий в себя большую совокупность тепловых нейтронов, потому что во многих случаях тепловые нейтроны гораздо легче индуцируют расщепление в актиноидах, чем это делают быстрые нейтроны. Уменьшение совокупности тепловых нейтронов в активной зоне ядерного реактора уменьшает скорость расщепления актиноидов в активной зоне ядерного реактора.
Выбор солей, которые будут использоваться для смеси топлива и расплавленной соли, зависит, помимо всего прочего, от влияния, которое соль может оказывать на энергетические уровни нейтронов внутри смеси.
Несколько различных факторов должны быть учтены при выборе композиции солей для реактора на расплаве солей. Важными соображениями являются: растворимость тяжелых ядер в соли (в большинстве случаев, чем выше растворимость, тем лучше), нейтронное сечение захвата изотопов, составляющих соль (в большинстве случаев, чем ниже сечение захвата, тем лучше), и замедляющая способность изотопов, составляющих соль (в большинстве случаев, чем выше способность к замедлению, тем лучше).
Растворимость тяжелых нуклидов зависит от химического состава соли (например, фтористый литий имеет более высокую растворимость тяжелых нуклидов, чем фтористый калий). В некоторых реализациях предпочтительными солевыми композициями являются композиции с более высокой растворимостью тяжелых нуклидов. В соответствии с нашим исследованием, несколько солевых композиций (подробно описанных в следующем разделе) имеют растворимость тяжелых нуклидов, достаточно высокую для того, чтобы позволить смеси топлива и расплавленной соли в активной зоне ядерного реактора оставаться критичной. То, насколько велика должна быть растворимость, зависит от топлива, которое используется. При модельных расчетах, основанных на модели с десятью кольцами из ZrH1,6 (которые будут более подробно обсуждены позже) при использовании нового топлива, обогащенного до 20% содержания U-235, растворимость тяжелых нуклидов, равная 0,35%, была достаточной. Ранее предложенная конструкция бридерного реактора на расплаве солей планировала использовать соль с 12% содержанием тяжелых нуклидов. Используя весь вектор актиноидов отработанного топлива в описанной здесь системе, мы оцениваем потребность в растворимости по меньшей мере в 20%. Все проценты выражены в % мол.
Нейтронное сечение захвата зависит от изотопного состава конкретных одного или более компонентов соли. Изотоп Li-7 имеет меньшее нейтронное сечение захвата, чем изотоп Li-6, и поэтому вероятно будет лучшим литиевым изотопом для фтористого лития, когда он используется. Ожидается, что хлоридные соли в большинстве случаев будут менее полезными, чем фторидные соли, потому что хлор состоит главным образом из изотопа Cl-35, который имеет высокое значение нейтронного сечения захвата. Как будет объяснено в последующих разделах, в солях, которые рассматриваются для использования, другой компонент может выгодно включать в себя более легкие элементы, такие как литий, которые имеют большую способность к замедлению, чем более тяжелые элементы, такие как хлор.
В некоторых реализациях смесь 103 топлива и расплавленной соли включает в себя расплавленную галоидную соль (например, LiF-(тяжелый нуклид)Fx). В предыдущих и последующих химических формулах тяжелый нуклид может быть, например, лантаноидом, или может быть актиноидом, или может быть некоторой их комбинацией. Существует по меньшей мере три общих класса галоидных солей, которые могут использоваться в реакторах на расплаве солей: могут использоваться хлоридные соли, могут использоваться фторидные соли и могут использоваться йодидные соли, либо может использоваться комбинация любых двух или более из них. В некоторых реализациях могут быть преимущества в использовании фторидных солей в системе 100 ядерного реактора. (Как упоминалось ранее, например, изотоп Cl-35, который имеет естественную распространенность в природных хлоридных солях, равную 75,55%, имеет высокое значение нейтронного сечения захвата теплового нейтрона. Соответственно, хлоридная соль уменьшает количество тепловых нейтронов в нейтронном энергетическом спектре активной зоны ядерного реактора.)
Подходящие солевые композиции могут включать в себя каждую из следующих, взятых индивидуально, а также комбинации любых двух или более из них: LiF-(тяжелый нуклид)Fx, NaF-BeF2-(тяжелый нуклид)Fx, LiF-NaF-(тяжелый нуклид)Fx, NaF-KF-(тяжелый нуклид)Fx, и NaF-RbF-(тяжелый нуклид)Fx. Примерные композиции, использующие эти разновидности, могут включать в себя каждую из следующих или комбинации любых двух или более из них: 8,5% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 34% мол. NaF - 57,5% мол. BeF2, 12% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 76% мол. NaF - 12% мол. BeF2, 15% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 25% мол. NaF - 60% мол. BeF2, 22% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 33% мол. LiF - 45% мол. NaF, 22% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 78% мол. LiF, 25% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 48,2% мол. NaF - 26,8% мол. KF, 27% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 53% мол. NaF - 20% мол. RbF, 27,5% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 46,5% мол. NaF - 26% мол. KF и 30% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 50% мол. NaF - 20% мол. KF.
Хотя соль с высокой растворимостью тяжелого нуклида является полезной, другие соображения, кроме растворимости тяжелого нуклида, также должны быть приняты во внимание. Композиция с самым высоким молярным процентом (тяжелый нуклид)Fx не обязательно является самой желательной. Например, композиция 30% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 50% мол. NaF - 20% мол. KF имеет более высокую концентрацию тяжелого нуклида, чем композиция 22% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 78% мол. LiF, но композиция 22% мол. (тяжелый нуклид)Fx - 78% мол. LiF может быть лучше, потому что литий во второй соли имеет более высокую способность к замедлению, чем натрий или калий в первой соли. Более легкие элементы, такие как литий, имеют более высокую способность к замедлению, чем более тяжелые элементы, такие как натрий.
В некоторых реализациях смесь 103 топлива и расплавленной соли включает в себя соль фторида лития, содержащую растворенные тяжелые нуклиды (LiF-(тяжелый нуклид)Fx). В некоторых реализациях смесь LiF-(тяжелый нуклид)Fx может содержать до, например, 22% мол. (тяжелый нуклид)Fx. Литий является очень легким элементом, и его способность к замедлению может сделать его нейтронно-выгодным для реактора с тепловым спектром нейтронов. Li-7, в частности, имеет желательные нейтронные свойства. Li-6 имеет значительно более высокое нейтронное сечение поглощения тепловых нейтронов (941 барн), чем Li-7 (0,045 барн). Поглощение нейтронов литием уменьшает реакционную способность реактора, потому что нейтроны, поглощенные литием, становятся недоступными для расщепления актиноидов. Как таковой в некоторых реализациях литий в соли может быть обогащен так, чтобы он имел высокую долю изотопа Li-7, что снижает тенденцию смеси топлива и расплавленной соли к поглощению тепловых нейтронов.
В некоторых реализациях бериллий может быть добавлен к расплавленным галоидным солям для того, чтобы понизить температуры плавления солей. В некоторых реализациях смесь 103 топлива и расплавленной соли включает в себя бериллиево-литиевую фторидную соль, содержащую растворенные тяжелые ядра (LiF-BeF2-(тяжелый нуклид)Fx). Присутствие бериллия в смеси топлива и расплавленной соли может, однако, уменьшить эффективность обогащения Li-7, потому что в (n,α) реакциях с Be-9 образуется Li-6. Поэтому в некоторых реализациях бериллий к расплаву солей не добавляется. В некоторых реализациях добавляется уменьшенное количество бериллия.
В дополнение к этому, добавление бериллия может уменьшить растворимость актиноидов в соли. Поскольку ядерного топлива в килограмме отработанного ядерного топлива содержится меньше, чем в килограмме нового топлива, может потребоваться более высокая концентрация актиноида для того, чтобы сделать систему 101 ядерного реактора критичной. Полное удаление BeF2 из соли может увеличить растворимость актиноида в соли с 12,3% до 22%, что достаточно для того, чтобы позволить смеси топлива и расплавленной соли достичь критичности без первоначальной обработки отработанного ядерного топлива, чтобы увеличить соотношение расщепляющихся компонентов к топливному сырью (например, путем удаления урана). В некоторых реализациях получающееся увеличение растворимости актиноида позволяет атомной электростанции 100 использовать в качестве топлива весь вектор отработанного ядерного топлива. В некоторых реализациях также может использоваться смесь отработанного ядерного топлива или его части, объединенная с другими элементами топлива.
Во время работы смесь 103 топлива и расплавленной соли заполняет активную зону 106 ядерного реактора. Некоторые из свободных нейтронов от реакций деления в активной зоне 106 ядерного реактора могут индуцировать деление в других атомах топлива в активной зоне 106 ядерного реактора, а другие нейтроны от реакции деления могут быть поглощены нетопливными атомами или вылететь из активной зоны 106 ядерного реактора. Смесь топлива и расплавленной соли в активной зоне ядерного реактора может находиться в критическом или самоподдерживающемся состоянии, когда количество нейтронов, образующихся в активной зоне 106 ядерного реактора, равно или существенно равно количеству потерянных нейтронов (например, вследствие деления, поглощения или вылета из системы (например, "утечки")). В критическом состоянии ядерная реакция является самоподдерживающейся.
В некоторых случаях нахождение смеси топлива и расплавленной соли в активной зоне ядерного реактора в критическом состоянии определяется главным образом тремя факторами: ядерными свойствами смеси топлива и расплавленной соли, свойствами материалов, использованных для изготовления активной зоны 106 ядерного реактора, и геометрическим расположением смеси топлива и расплавленной соли и других материалов в активной зоне ядерного реактора. Комбинация этих трех факторов, прежде всего, определяет распределение нейтронов в пространстве и энергии в активной зоне 106 ядерного реактора и, тем самым, скорость реакций, происходящих в активной зоне 106 ядерного реактора. Активная зона 106 ядерного реактора может быть спроектирована так, чтобы поддерживать смесь топлива и расплавленной соли в активной зоне ядерного реактора в критическом состоянии путем подбора смеси, геометрического расположения и материалов так, чтобы скорость образования нейтронов точно или приблизительно равнялась скорости потери нейтронов.
Обычно U-235 и Pu-239 имеют большее нейтронное сечение в энергетической области тепловых нейтронов, чем в энергетической области быстрых нейтронов, то есть эти ядра более легко расщепляются тепловыми нейтронами, чем быстрыми нейтронами.
Нейтронный захват является другой возможной ядерной реакцией и может произойти между ядром U-238 и нейтроном. В реакции нейтронного захвата ядро поглощает нейтрон, который попадает на него, но не испускает повторно этот нейтрон и не подвергается делению.
В некоторых случаях наиболее эффективные энергии нейтронов для того, чтобы превратить U-238 в Pu-239, находятся в надтепловой области. Pu-239, расщепляющийся изотоп, образуется, когда ядро U-238 захватывает нейтрон и превращается в ядро U-239, которое подвергается бета-распаду до Np-239, который в свою очередь подвергается бета-распаду до Pu-239. Оптимальный энергетический диапазон для преобразования U-238 в U-239 (и, в конечном счете, в Pu-239) определяется нейтронными сечениями U-238. На Фиг. 11 нейтронное сечение 1102 деления U-238 меньше, чем нейтронное сечение 1104 захвата для всех энергий ниже приблизительно 1 МэВ, что означает, что нейтрон с кинетической энергией ниже 1 МэВ имеет большую вероятность быть захваченным ядром U-238, чем вероятность вызвать расщепление ядра U-238. Вероятность захвата нейтрона относительно вероятности расщепления (вертикальный интервал между двумя графиками) является наибольшей в диапазоне от приблизительно 5 эВ до 10 КэВ. Это - хороший диапазон для преобразования U-238 в Pu-239.
Тепловые и надтепловые нейтронные спектры, необходимые для некоторых реализаций, могут быть достигнуты путем введения замедляющих материалов. В некоторых реализациях замедляющие материалы могут, например, быть введены в элементы активной зоны ядерного реактора. В некоторых реализациях замедляющие материалы могут вставляться в активную зону 106 ядерного реактора и удаляться из активной зоны 106 ядерного реактора. В некоторых реализациях может использоваться комбинация этих двух подходов. В некоторых реализациях замедляющие элементы смещают нейтронные спектры так, чтобы они имели более полезные характеристики, путем, например, уменьшения энергии нейтронов в смеси топлива и расплавленной соли.
Эффективность замедления ηmod материала определяется как среднее логарифмическое уменьшение энергии нейтрона на одно столкновение ξ, умноженное на макроскопическое сечение рассеивания ∑s и деленное на макроскопическое сечение поглощения ∑a, как представлено в уравнениях 1.1 и 1.2.
В уравнении 1.1 E0 представляет собой кинетическую энергию нейтрона перед столкновением с ядром, E представляет собой кинетическую энергию нейтрона после столкновения с ядром, и A представляет собой атомную массу ядра.
Как обозначено уравнением 1.1, нейтроны обычно теряют меньшую часть своей кинетической энергии, когда они рассеиваются на ядрах с большей атомной массой. Наоборот, нейтроны обычно теряют большую часть своей кинетической энергии, когда они рассеиваются на ядрах с меньшей атомной массой (например, на углероде, водороде, литии). Низкая атомная масса ядер означает, что нейтрон должен подвергнуться меньшему количеству столкновений с замедлителем, чтобы замедлиться до конкретной энергии.
Каждый раз, когда нейтрон сталкивается с ядром, существует конечная вероятность того, что нейтрон будет захвачен этим ядром. Как правило, нейтронный захват в нетопливном материале, таком как замедлитель, должен быть минимизирован, потому что он не может привести к расщеплению. Чтобы уменьшить нейтронный захват, замедлитель с более высокой эффективностью замедления должен иметь низкое значение нейтронного сечения захвата и низкую атомную массу. Низкое значение нейтронного сечения захвата означает, что для каждого столкновения с замедлителем вероятность захвата нейтрона является низкой.
Активные зоны некоторых систем ядерных реакторов в качестве замедлителя используют графит. В некоторых реализациях активная зона 106 ядерного реактора использует материал замедлителя, который имеет более высокую эффективность замедления, чем у чистого графита.
В некоторых реализациях некоторая форма гидрида циркония (например, ZrH1,6) может использоваться в качестве замедлителя в активной зоне 106 ядерного реактора вместо графита или в некоторых реализациях в дополнение к графиту. ZrH1,6 является кристаллической формой гидрида циркония с гранецентрированной кубической симметрией. Существуют другие фазы гидрида циркония (ZrHx, где x может изменяться от 1 до 4), и физические свойства гидрида циркония изменяются в других фазах. В некоторых реализациях замедлитель из гидрида циркония может быть в форме твердого монокристалла. В некоторых реализациях может использоваться порошкообразная форма гидрида циркония, включающая в себя мелкие кристаллы. В некоторых реализациях мелкие кристаллы могут быть сформованы в твердые формы (используя, например, один или любую комбинацию из следующих процессов: спекание кристаллов, связывание кристаллов с использованием связующего агента, такого как каменноугольная смола, или любой другой подходящий процесс).
Гидрид циркония имеет большую способность к замедлению, чем графит, потому что он имеет высокую плотность ядер водорода. Водородные ядра в гидриде циркония приблизительно в 12 раз легче, чем углеродные ядра в графите. Следуя уравнению 1.1, нейтрону обычно требуется меньше столкновений с гидридом циркония для достижения тепловых энергий, чем это было бы в случае с графитом. В некоторых реализациях использование гидрида циркония вместо чистого графита в активной зоне 106 ядерного реактора может увеличить количество нейтронов в тепловом и надтепловом энергетических диапазонах.
Использование гидрида циркония в качестве замедлителя может также обеспечить выгоду увеличения скорости, с которой U-238 превращается в Pu-239. Это увеличение может позволить системе 101 ядерного реактора функционировать в качестве так называемого ядерного реактора-конвертера путем выработки расщепляющегося Pu-239 с той же самой или существенно с той же самой скоростью, с которой потребляются делящиеся и расщепляющиеся актиноиды. Хотя второстепенные актиноиды, например, актиноиды, отличающиеся от урана или плутония, более легко расщепляются быстрыми нейтронами, они по-прежнему могут расщепляться в таких реализациях с использованием нейтронного спектра, который присутствует в активной зоне 106 ядерного реактора.
Другие типы замедлителей индивидуально и в комбинации могут использоваться в качестве замедлителя в стационарной активной зоне 106 ядерного реактора, или в подвижных замедляющих элементах, или и там, и там. Например, могут использоваться любые подходящие комбинации любых двух или более из графита, гидрида циркония, дейтерида циркония или других замедляющих материалов.
В некоторых реализациях материал замедлителя имеет высокую плотность легких атомных ядер (например, водорода, дейтерия, лития и т.д., индивидуально или в любых комбинациях любых двух или более из них). Концентрация водорода в ZrH равна 1,6 атомов водорода на один атом циркония. Дополнительные или другие материалы, или их комбинации, с аналогичными или более высокими плотностями водорода могут использоваться в качестве материала замедлителя. Другие замедляющие материалы могут включать в себя любой из следующих индивидуально или в любой комбинации: гидриды других металлов, дейтериды металлов, а также материалы с низким значением атомной массы в твердой форме (например, твердый литий). В некоторых реализациях дейтерид циркония может быть более эффективным, чем гидрид циркония, потому что дейтерий имеет намного меньшее сечение поглощения нейтронов, чем водород. В частности, результаты нашего компьютерного моделирования показывают, что следующие материалы могут быть эффективными замедлителями в нашей конструкции активной зоны ядерного реактора: гидрид циркония (ZrH1,6 и ZrH2), гидрид иттрия (II) (YH2), гидрид иттрия (III) (YH3) и гидрид лития (LiH). Эти материалы могут использоваться индивидуально или в любой комбинации двух или более из них.
В некоторых реализациях уровнем реакционной способности в активной зоне 106 ядерного реактора можно управлять, используя один или более подвижных замедляющих элементов, например замедляющих стержней. Замедляющие элементы могут изменять тепловые и надтепловые нейтронные спектры при их вставлении в активную зону 106 ядерного реактора и удалении из активной зоны 106 ядерного реактора. В некоторых реализациях эти замедляющие материалы могут быть в форме стержней, блоков, пластин или других конфигураций, используемых индивидуально или в любой комбинации.
Замедляющие стержни могут быть изготовлены из гидрида циркония, дейтерида циркония, графита, используемых индивидуально, или из любого другого подходящего материала или комбинации материалов. Стержни могут иметь разнообразные формы, размеры и конфигурации и могут использовать большое разнообразие подходов для их введения и удаления из активной зоны ядерного реактора.
В контексте контроля за реакционной способностью в некоторых реализациях замедляющий стержень может означать элемент, выполненный из замедляющего материала, который может быть вставлен или извлечен из активной зоны ядерного реактора. В некоторых реализациях замедляющие стержни могут быть подвижными относительно корпуса активной зоны 106 ядерного реактора так, чтобы замедляющие стержни могли быть полностью или частично извлечены из активной зоны 106 ядерного реактора. В некоторых примерах система 101 ядерного реактора является субкритической, когда замедляющие стержни частично или полностью извлечены из активной зоны 106 ядерного реактора. Реакционная способность увеличивается путем частичного или полного введения замедляющих стержней до тех пор, пока реактор не станет критичным. Реактор может быть заглушен путем извлечения замедляющих стержней.
В некоторых реализациях использование гидрида циркония (и возможно других гидридов и дейтеридов) в качестве материала замедлителя может позволить системе 101 ядерного реактора функционировать полностью на отработанном ядерном топливе. В некоторых реализациях использование таких материалов может позволить системе 101 ядерного реактора частично функционировать на отработанном ядерном топливе. В некоторых реализациях гидрид циркония может использоваться для того, чтобы сделать, например, более эффективным реактор на расплаве солей тория. В некоторых реализациях использование гидрида циркония может сделать реактор на расплаве солей тория более нейтронно-эффективным, потому что эффективность замедления гидрида циркония больше, чем эффективность замедления графита. Использование гидрида циркония в ториевом реакторе - реакторе, который превращает торий в расщепляющийся U-233, - может уменьшить необходимое количество топлива, может улучшить использование топлива, может уменьшить необходимый размер активной зоны ядерного реактора или может достичь комбинации перечисленного.
В некоторых реализациях желательно окружить замедляющий материал материалом, который является более стойким к химической коррозии, чем замедляющий материал, например, используя на замедляющем стержне из гидрида циркония покрытие либо из графита, либо из композита карбида кремния (либо их комбинацию). Включение такого покрытия снижает вероятность индуцированного коррозией разложения замедляющего материала. В различных реализациях материал покрытия может иметь низкое значение сечения поглощения нейтронов, может быть нейтронным замедлителем или может иметь комбинацию этих и других свойств. В некоторых примерах покрытие может быть предусмотрено на частях активной зоны ядерного реактора. В некоторых примерах покрытие может быть предусмотрено на частях замедляющих стержней. В некоторых примерах покрытие может быть предусмотрено и там, и там.
В некоторых реализациях могут произойти дифференциальное вспучивание или усадка материалов, составляющих активную зону 106 ядерного реактора. Например, гидрид циркония, графит или другие материалы замедлителя в активной зоне 106 ядерного реактора будут подвергнуты облучению большими нейтронными потоками, что может привести к объемному вспучиванию или усадке. В случаях, когда в активной зоне 106 ядерного реактора используются и графит, и гидрид циркония, графит и гидрид циркония могут испытывать существенно различающиеся количества объемного вспучивания или усадки. В некоторых реализациях могут быть обеспечены зазоры на стыках графита и гидрида циркония для того, чтобы предотвратить (или уменьшить тенденцию) разрушение графитового покрытия от такого вспучивания или усадки и непосредственный контакт гидрида циркония со смесью топлива и расплавленной соли.
В некоторых реализациях активная зона 106 ядерного реактора может быть спроектирована с зазорами на стыках между различными типами материалов, например, для того, чтобы защититься от ущерба вследствие дифференциального вспучивания или усадки. В некоторых реализациях зазоры могут быть заполнены инертным газом, например гелием, для того, чтобы уменьшить химическое взаимодействие между материалами.
Альтернативно или в дополнение к подвижным замедляющим элементам в некоторых случаях в активной зоне 106 ядерного реактора могут использоваться подвижные стержни регулирования мощности. Стержни регулирования мощности могут удалять нейтроны из системы путем захвата нейтронов, которые попадают на них. Например, могут использоваться стержни регулирования мощности, которые используются в твердотопливных реакторах, или другие типы стержней регулирования мощности, или их комбинации. Реакционная способность может быть увеличена путем извлечения стержней регулирования мощности из активной зоны 106 ядерного реактора. Реакционная способность может быть уменьшена путем введения стержней регулирования мощности в активную зону 106 ядерного реактора.
В некоторых реализациях те же самые или подобные эффекты могут быть достигнуты в некоторых случаях при использовании системы управления отражателем. В некоторых примерах могут использоваться как система отражателя, так и стержни регулирования мощности. В некоторых примерах систем управления отражателем подвижные листы из поглощающего или замедляющего материала (или их комбинация) могут находиться между внутренней областью активной зоны 106 ядерного реактора и отражателем вокруг внутренней области. Листами можно управлять (например, поднимать, опускать, поворачивать или манипулировать иным образом) для того, чтобы увеличить или уменьшить количество нейтронов, отраженных во внутреннюю область активной зоны 106 ядерного реактора. Отражатель 205 может быть внутри корпуса 203 ядерного реактора, снаружи корпуса ядерного реактора, или и там, и там.
В некоторых реализациях совместно или вместо методик, описанных выше, реакционной способностью можно управлять путем регулировки скорости, с которой дополнительное топливо добавляется к смеси топлива и расплавленной соли в первичном контуре 102. В некоторых случаях реакционной способностью можно управлять путем регулировки скорости, с которой ненужные материалы удаляются из смеси топлива и расплавленной соли в первичном контуре 102. В некоторых реализациях может использоваться комбинация регулировки скорости добавления топлива и скорости удаления отходов. По мере того, как топливо потребляется в активной зоне ядерного реактора, реакционная способность топливно-соляной смеси уменьшается. В конечном счете, без добавления топлива или без удаления отходов, или и без того, и без другого смесь топлива и расплавленной соли перестает быть критичной, и генерация тепла останавливается. Путем добавления топлива и удаления отходов с подходящей скоростью реакционная способность может быть поддержана на подходящем уровне.
В некоторых реализациях соотношение расщепляющихся компонентов и топливного сырья может быть слишком низким для поддержания критичности во времени. В таких случаях, в дополнение или вместо методик, описанных выше, реакционной способностью можно управлять путем частичного или полного введения или удаления твердотопливных элементов. Введение твердотопливного элемента, который имеет более высокую концентрацию расщепляющихся компонентов, чем смесь топлива и расплавленной соли, может увеличить реакционную способность в реакторе. Наоборот, удаление такого элемента уменьшает реакционную способность реакторного устройства. Такие твердотопливные элементы могут принимать форму окисных топливных стержней, таких как топливные стержни, используемые в обычных реакторах, или металлических топливных стержней, или пластин металлического топлива, или гранул, содержащих расщепляющийся материал, или комбинации любых двух или более из перечисленного. Расщепляющееся топливо может включать в себя любое из, или комбинацию любых двух или более из обогащенного урана (20%-ый U-235), обедненного урана, природного урана, актиноидного материала из отработанного топлива, оружейного материала, тория и ядерного топлива, или любую их комбинацию с любым другим расщепляющимся материалом.
В некоторых случаях твердотопливный элемент может включать в себя таблетки расщепляющегося материала, окруженного материалом покрытия. В различных реализациях материал покрытия может включать в себя металл или металлический сплав, подобный или тот же самый, который используется в обычных реакторах, или металл или металлический сплав, такой как Hastelloy, который не поддается коррозии в расплаве солей, или любой другой подходящий металл или металлический сплав, или замедляющий материал, такой как графит, или гидрид циркония, или гидрид иттрия, или любую комбинацию двух или более из вышеперечисленного.
В некоторых случаях твердотопливные элементы могут быть полностью вставлены на протяжении всего времени работы и могут заменяться, периодически или иным образом, точно так же, как это делается в обычных реакторах. В таких реализациях твердотопливные элементы могут обеспечить больше реакционной способности, чем одна только смесь топлива и расплавленной соли. Это позволяет реактору функционировать с топливно-соляной смесью, которая имеет более низкую концентрацию тяжелых ядер, позволяет реактору функционировать с топливно-соляной смесью, которая имеет более низкое соотношение расщепляющихся материалов и топливного сырья, или обеспечивает более высокую степень выгорания - меру того, сколько топливного материала подверглось расщеплению, - топлива в смеси топлива и расплавленной соли, или любую комбинацию перечисленных выгод.
В некоторых случаях твердотопливные элементы, удаленные из реактора на расплаве солей, могут содержать большое количество долгоживущих тяжелых ядер, аналогично отработанному топливу из обычных реакторов. В некоторых реализациях эти использованные топливные элементы могут быть затем смешаны с расплавом солей для использования в качестве смеси топлива и расплавленной соли в реакторе на расплаве солей. В некоторых случаях эти использованные топливные элементы могут быть помещены во временное хранилище или отправлены в долговременное сооружение для ликвидации отходов.
Если важной целью работы реакторов на расплавах солей является сокращение запасов отработанного топлива, использование реакторов на расплавах солей, которые включают в себя твердотопливные элементы, может быть выгодным, если в процессе работы больше актиноидных отходов разрушается, чем производится заново такими реакторами. Если главной целью является выработка электроэнергии, количество произведенных актиноидных отходов может представлять меньший интерес.
Фиг. 2 представляет собой схематическое поперечное сечение примерной конфигурации 200 активной зоны ядерного реактора, используемой в численном моделировании. Численное моделирование использовалось для проверки способности к достижению критичности в реакторе на расплаве солей, использующем в качестве топлива только отработанное ядерное топливо, растворенное в расплаве фтористого лития. Для численного моделирования использовалась система SCALE, разработанная Окриджской Национальной Лабораторией. В реализации, показанной на Фиг. 2, активная зона ядерного реактора моделировалась как ряд из десяти концентрических цилиндров 204 замедлителя (которые мы иногда называем кольцами) с равными радиальными промежутками, корпус 203 активной зоны был сделан из сплава Hastelloy, и смесь 202 топлива и расплавленной соли находилась в зазорах между кольцами замедлителя. (Фиг. 2 также показывает отражатель 205.) Концентрические кольца использовались в численном моделировании для простоты компьютерного моделирования. В различных контекстах выгодными или оптимальными могут быть другие разнообразные типы конфигураций активной зоны ядерного реактора.
Цилиндры, использованные при моделировании, имели высоту 3 м.
В численном моделировании корпус активной зоны ядерного реактора из сплава Hastelloy имел толщину 5 см и внутренний радиус 1,5 м. Каждое из десяти концентрических колец из гидрида циркония имело толщину 5 см. Топливно-соляная смесь LiF-(тяжелый нуклид)Fx помещалась в зазорах величиной 9 см между кольцами из гидрида циркония и между самым внешним кольцом замедлителя и стенкой корпуса активной зоны ядерного реактора. Корпус активной зоны ядерного реактора окружен нейтронным отражателем 205. В этом моделировании использовался отражатель из гидрида циркония (ZrH1,6). Могут также использоваться дополнительные или другие отражатели (например, из графита или из дейтерида циркония), индивидуально или в комбинациях.
Таблица 1 показывает данные материалов, использованные при численном моделировании.
(В следующем обсуждении ссылки на инструментальные средства моделирования являются ссылками на публикацию Oak Ridge National Laboratory, "SCALE: A Modular Code System for Performing Standardized Computer Analyses for Licensing Evaluations", (2009).) Изотопный состав отработанного ядерного топлива из примерного реактора на легкой воде был рассчитан при помощи графического интерфейса пользователя ORIGEN-ARP, который является аналитической последовательностью системы SCALE, которая вычисляет неустановившиеся концентрации материалов с использованием кода истощения ORIGEN-S и предварительно вычисленных наборов нейтронных сечений для общеизвестных конструкций реакторов. В данном случае сборка Westinghouse 17Ч17, нормализованная к 1 метрической тонне урана с начальным обогащением 4,2%, была исчерпана до 50 ГВт-д/ттм (гигаватт-дней на метрическую тонну тяжелого металла), и изотопные концентрации из выходного файла ORIGEN использовались для вычисления массового процента (% мас.) для каждого актиноидного изотопа в отработанном топливе (продукты деления были исключены). Таблица 2 показывает изотопный состав отработанного ядерного топлива, использованный для численного моделирования.
Последовательность TRITON-NEWT в системе SCALE использовалась для того, чтобы проанализировать модель активной зоны ядерного реактора, показанную на Фиг. 2 и описанную выше. В этой последовательности управляющий модуль TRITON используется для вызова по порядку функциональных модулей BONAMI, WORKER, CENTRM, PMC и NEWT. Модуль BONAMI выполняет вычисления Бондаренко на основе эталонных библиотечных нейтронных сечений для того, чтобы учесть энергетические эффекты самоэкранировки; модуль WORKER форматирует и передает данные между другими модулями; модуль CENTRM использует как точечные, так и мультигрупповые ядерные данные для вычисления непрерывного потока энергетических нейтронов путем решения транспортного уравнения Больцмана с использованием дискретных ординат; модуль PMC берет непрерывный поток энергетических нейтронов из модуля CENTRM и вычисляет усредненные по группе нейтронные сечения; и модуль NEWT выполняет двухмерный расчет в дискретных ординатах для того, чтобы определить коэффициент размножения для системы. Затем выполняется коррекция осевого изгиба для того, чтобы учесть осевую утечку нейтронов.
Фиг. 3 представляет собой диаграмму вычислительной сетки 300, использованной в численном моделировании. Для сокращения времени вычислений моделировалась только одна четверть (квадрант) активной зоны ядерного реактора. Это не влияло на получающийся коэффициент размножения из-за симметрии активной зоны ядерного реактора. Как показано на Фиг. 3, круговая область, ограниченная внешним краем 303 корпуса активной зоны, была поделена на ячейки сеткой 301 размером 30×30; область отражателя 305, которая заполняет оставшуюся площадь системы размером 210 см на 210 см, была поделена на ячейки сеткой 307 размером 20×20. Отражающие граничные условия использовались на нижней и левой сторонах, и вакуумные граничные условия использовались на верхней и правой сторонах. Для расчета осевого изгиба высота активной зоны ядерного реактора была установлена в 300 см без отражения с обеих сторон. В использованной коррекции осевого изгиба принимались вакуумные граничные условия сверху и снизу от области активной зоны ядерного реактора. В модуле NEWT для расчета переноса в дискретных ординатах использовался квадратурный набор восьмого порядка.
В соответствии с численным моделированием был вычислен коэффициент размножения (отношение вырабатываемых нейтронов к потерянным), равный 1,043. Это значение указывает на то, что реакционной способности более чем достаточно для того, чтобы достигнуть критичности, используя в качестве топлива весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива без какой-либо обработки для улучшения вектора актиноидов (например, без удаления части или всего урана).
Использованное численное моделирование может быть модифицировано так, чтобы оно включало в себя нейтронные расчеты с более высокой точностью, оптимизированные или улучшенные конфигурации материалов, полную трехмерную модель, которая учитывает отражение выше и ниже активной зоны ядерного реактора, а также другие модификации. Такие модификации могут потенциально привести к численному моделированию, которое указывает на значительно более высокий избыток реакционной способности.
Как упоминалось ранее, в некоторых реализациях материал замедлителя (например, гидрид циркония и другие упомянутые материалы) может быть несовместимым с топливно-соляной смесью в активной зоне ядерного реактора. В некоторых реализациях между материалом замедлителя и топливно-соляной смесью может использоваться плакирующий материал. Графит совместим с некоторыми типами расплава солей и является также нейтронным замедлителем. Численное моделирование, использующее гидрид циркония в качестве материала замедлителя, было модифицировано и повторено с графитовыми поверхностями с обеих сторон каждого кольца из гидрида циркония. При численном моделировании использовалось графитовое покрытие толщиной 1 см с обеих сторон каждого кольца из гидрида циркония. Соответственно, каждое кольцо состояло по толщине на 1 см из графита, на 3 см из гидрида циркония и еще на 1 см из графита. Численное моделирование показало, что эта модификация не приводит к значительному снижению реакционной способности. Коэффициент размножения для этой модифицированной системы составил 1,01, что означает снижение коэффициента размножения на 0,03 из-за добавления графитового покрытия.
В некоторых случаях, когда коррозионные процессы являются медленными, по меньшей мере по сравнению с некоторыми эксплуатационными аспектами системы 101 ядерного реактора, предотвращение контакта между топливно-соляной смесью и потенциально несовместимым с ней материалом замедлителя может быть достигнуто с помощью тонкого покрытия (например, графитового покрытия толщиной в несколько миллиметров). В некоторых реализациях могут использоваться такие материалы, как кристаллы карбида кремния, или композиты SiC-SiC, или их комбинации.
В некоторых реализациях материалы покрытия могут иметь одно или любую комбинацию двух или больше из следующих свойств: устойчивость к коррозии в расплавленных галоидных солях, низкие значения нейтронных сечений, а также способность сохранять механическую и материальную целостность при установившихся рабочих температурах и давлениях реактора. Может быть желательным сохранять материал покрытия настолько тонким, насколько это возможно, потому что более тонкий слой материала покрытия поглощает меньше нейтронов. В зависимости от используемого материала толщина покрытия будет, вероятно, колебаться приблизительно от одного миллиметра до одного сантиметра.
Для того чтобы проиллюстрировать изменения в нейтронном энергетическом спектре, вызванные использованием гидрида циркония в качестве замедлителя вместо графита, то же самое численное моделирование было повторено с использованием графитовых колец вместо колец из гидрида циркония. Фиг. 4 представляет собой диаграмму 400, показывающую графики смоделированных нейтронных энергетических спектров в двух различных активных реакторных зонах. График 402, помеченный надписью "Кольца из ZrH1,6" на диаграмме 400, основан на численном моделировании конфигурации активной зоны реактора, показанной на Фиг. 2, которая включала в себя гидрид циркония в качестве материала замедлителя. График 404, помеченный надписью "Графитовые кольца" на диаграмме 400, основан на численном моделировании конфигурации активной зоны реактора, показанной на Фиг. 2, которая включала в себя графитовый замедлитель вместо гидрида циркония, показанного на Фиг. 2. Графики, показанные на диаграмме 400, являются полными энергетическими спектрами нейтронов для всей активной зоны для обоих случаев численного моделирования. Полный нейтронный поток был нормализован до величины 1×1015 н/см2-с в обоих случаях численного моделирования.
Сравнение графиков, показанных на диаграмме 400, посредством примера иллюстрирует некоторые из преимуществ использования гидрида циркония в качестве замедлителя. Как показано на диаграмме 400, численное моделирование показывает, что использование гидрида циркония в качестве материала замедлителя дает приблизительно в десять раз большее количество нейтронов в тепловом диапазоне, чем в системе с замедлителем из графита. В соответствии с результатами численного моделирования коэффициент размножения для системы с замедлителем из графита составил 0,358, что значительно ниже критического уровня, тогда как коэффициент размножения для системы с замедлителем из гидрида циркония составил 1,043, что выше критического уровня.
Конструкция активной зоны ядерного реактора, использованная в численном моделировании, посредством примера иллюстрирует некоторые аспекты рабочих характеристик гидрида циркония в качестве материала замедлителя. Эти аспекты рабочих характеристик, или дополнительные или различные эксплуатационные параметры, могут быть достигнуты путем использования других конструкций активной зоны ядерного реактора. В различных реализациях существуют почти неограниченные способы расположения материалов (например, гидридного или дейтеридного замедлителя, смеси топлива и расплавленной соли и корпуса из сплава Hastelloy).
Одним конструкционным параметром для достижения критичности реактора является отношение топлива к замедлителю, выраженное как отношение объема топлива к объему замедлителя, которое не зависит от геометрического расположения материалов. Оптимальное, улучшенное или иначе предпочтительное значение отношения топлива к замедлителю потенциально может быть идентифицировано, и такое значение может определить всю конструкцию активной зоны ядерного реактора.
Формула с шестью коэффициентами (уравнение 1.3) описывает факторы, используемые для определения реакционной способности (и, следовательно, критичности) системы ядерного реактора:
В уравнении 1.3 величина k называется "коэффициент размножения нейтронов" и также может быть определена как количество нейтронов в одном поколении, деленное на количество нейтронов в предыдущем поколении. Величина η называется "коэффициентом воспроизводства" и определяется как количество нейтронов, образовавшихся в результате расщепления, на один случай поглощения в топливе. Величина f называется "коэффициентом теплового использования" и определяется как вероятность того, что для данного случая поглощения нейтрона его поглощение происходит в актиноидном материале. Величина p называется "вероятность резонансного выхода" и определяется как доля нейтронов деления, которые делают энергетический переход из быстрых в тепловые без поглощения. Величина ε называется "коэффициент быстрого деления" и определяется как отношение общего количества нейтронов деления к количеству нейтронов деления, образующихся при тепловом делении. Величина PFNL называется "вероятность быстрой неутечки" и определяется как вероятность того, что быстрый нейтрон не будет утекать из системы. Величина PTNL называется "вероятность тепловой неутечки" и определяется как вероятность того, что тепловой нейтрон не будет утекать из системы. В большинстве случаев системы с высоким значением отношения площади поверхности к объему имеют более высокие значения PFNL и PTNL.
Если значение k меньше 1, система определяется как субкритическая. Субкритическая система не может поддерживать ядерную реакцию. Если значение k равно 1, система определяется как критическая. Критическая система находится в установившемся состоянии, и количество образующихся нейтронов точно равняется количеству потерянных нейтронов. Если значение k больше 1, система определяется как надкритическая. В надкритической системе количество нейтронов, образуемых актами деления ядра, увеличивается по экспоненте.
Реакционная способность ρ ядерного реактора определяется как отклонение реактора от критического состояния и описывается уравнением 1.4:
Фиг. 1, 2, 5, 6, 7, 8 и 9 показывают возможные конфигурации активных зон ядерного реактора и особенности различных реализаций. Может использоваться большое разнообразие этих и других конфигураций активных зон ядерного реактора и особенностей, а также их комбинации.
Фиг. 5 представляет собой поперечное сечение примерной призматической конфигурации 500 активной зоны ядерного реактора. В некоторых реализациях призматической конфигурации топливно-соляная смесь течет (в направлении, перпендикулярном к плоскости бумаги) через трубчатые каналы 502 в гексагональных блоках, или в квадратных блоках, или в треугольных блоках, или в имеющих другую форму блоках 504 (или в комбинации любых двух из них) из замедляющего материала.
Пример призматической конфигурации 500 активной зоны ядерного реактора с шагом 505 каналов - интервалом между центром одного канала и центром смежного канала, равным 1,26 см, радиусом 507 каналов, равным 0,500 см, и длиной 300 см был промоделирован с использованием системы SCALE. Коэффициент размножения k для этой системы составил 1,0489.
В одном варианте активной зоны ядерного реактора, в котором диаметр составляет 300 сантиметров и высота составляет 300 сантиметров, объем составляет приблизительно 21,2 кубических метра. В этой реализации в активной зоне ядерного реактора содержится приблизительно 30000 таких гексагональных каналов. В некоторых полезных реализациях открытый объем активной зоны ядерного реактора (то есть объем, не занятый некоторой комбинацией замедлителей, покрытия, замедляющих стержней или стержней регулирования мощности) полностью заполнен топливно-соляной смесью. Объем и отношение площади поверхности к объему влияют на значения членов PFNL и PTNL формулы с шестью коэффициентами, как описано в предыдущем разделе, и, в свою очередь, влияют на критичность. В большинстве случаев изменение геометрии активной зоны ядерного реактора изменяет значения членов в формуле с шестью коэффициентами.
В примере, проиллюстрированном на Фиг. 5, каждый из гексагональных блоков 504 содержит один трубчатый канал 502. В некоторых реализациях каждый гексагональный блок 504 может содержать более одного трубчатого канала 502. В некоторых реализациях большие блоки замедляющего материала могут содержать много трубчатых каналов 502. В некоторых реализациях могут использоваться комбинации двух или более из таких типов гексагональных блоков.
Примерная конфигурация активной зоны ядерного реактора (см. Фиг. 2), использованная при численном моделировании, описанном выше, использует магистральную конфигурацию. В реализациях, которые включают в себя магистральную конфигурацию, смесь топлива и расплавленной соли течет через активную зону ядерного реактора от одного конца 111 (см. Фиг. 1) к другому концу 115 (см. Фиг. 1) в областях (зазорах) 202 между пластинами 204 из замедляющего материала. Пластины 204 могут включать в себя секции замедляющего материала в любой подходящей форме. Магистральная конфигурация может включать в себя изогнутые пластины (например, как показано на Фиг. 2), или плоские пластины, или их комбинацию, а также любой из большого разнообразия других типов геометрии пластин.
В некоторых реализациях пластины могут группироваться вместе в сборках замедлителя. В некоторых реализациях множественные сборки могут быть объединены в единую активную зону ядерного реактора. В некоторых аспектах такие сборки замедлителя могут быть подобны топливным сборкам, используемым в твердотопливных реакторах.
Фиг. 6 показывает поперечное сечение примерной гранулированной конфигурации 600 для стационарных (но не постоянных) элементов замедлителя активной зоны ядерного реактора. В некоторых реализациях такой гранулированной конфигурации смесь топлива и расплавленной соли течет через зазоры 603 вокруг гранул 602 из замедляющего материала по мере того, как она пересекает активную зону ядерного реактора от одного конца до другого. Гранулы 602 могут иметь сферическую (как показано на Фиг. 6) или любую другую подходящую (например, нерегулярную) геометрию, или комбинацию сферической и несферической геометрии. Один пример гранулированной конфигурации 600 активной зоны ядерного реактора был смоделирован в системе SCALE. В этом моделировании сферические гранулы (упакованные таким образом, что их центры образуют регулярную прямоугольную решетку с шагом между центральными точками, равным диаметру сфер, в отличие от Фиг. 6. Такая схема упаковки известна как "квадратная разбивка") с радиусами 4 см дают значение коэффициента размножения, равное 1,0327.
Фиг. 7 показывает поперечное сечение примерной конфигурации 700 стержней для стационарных элементов замедлителя активной зоны ядерного реактора. В реализациях конфигурации 700 стержней смесь топлива и расплавленной соли течет через зазоры 703 вокруг стержней 702 из замедляющего материала. Стержни 702 могут быть простыми цилиндрами, или стержни 702 могут иметь другую форму. В единой активной зоне ядерного реактора могут также использоваться наборы стержней, имеющих различные формы. Например, стержни 702 могут быть любыми из кольцевых стержней; или ребристых стержней; или спиральных стержней; или скрученных спиральных стержней; или кольцевых спиральных стержней; или кольцевых скрученных спиральных стержней; или плотно упакованных стержней с обернутыми проводом прокладками; или плотно упакованных кольцевых стержней с обернутыми проводом прокладками, или другими типами стержней; или могут быть любой комбинацией двух или более из таких форм. Один пример конфигурации 700 активной зоны ядерного реактора со стержнями, в котором радиус стержней составлял 0,5075 см и шаг стержней - интервал между центром одного стержня и центром смежного стержня - составлял 1,26 см, был смоделирован в системе SCALE. Коэффициент размножения для этой реакторной системы составил 1,0223.
В некоторых реализациях каждый стержень может включать в себя полый внутренний канал. Такие стержни называются кольцевыми стержнями. Смесь топлива и расплавленной соли, или, возможно, текучий хладагент для регулирования температуры замедлителя, может протекать через полый внутренний канал стержней. Один пример конфигурации активной зоны ядерного реактора с кольцевыми стержнями, с топливно-соляной смесью, протекающей через канал в каждом замедляющем стержне, а также протекающей через пространство снаружи стержней, был смоделирован в системе SCALE. Внутренний радиус каждого стержня составлял 0,05 см, внешний радиус каждого стержня составлял 0,53 см, а шаг стержней составлял 1,26 см. Коэффициент размножения для этой реакторной системы составил 1,0235. В смоделированном примере смесь топлива и расплавленной соли течет и внутри, и снаружи кольцевых стержней. В примерах, в которых смесь топлива и расплавленной соли течет снаружи, а другой, нерадиоактивный хладагент течет внутри каждого стержня, цель нерадиоактивного хладагента заключается в том, чтобы предотвратить перегрев кольцевого стержня. Такой подход может использоваться, если кольцевой стержень изготовлен из материала, который нельзя нагревать выше определенной максимальной температуры.
В данной активной зоне ядерного реактора также возможно использовать любую комбинацию двух или более пластинчатых элементов, гранулированных элементов и стержневых элементов, и даже других видов элементов и их комбинаций. Среди принципов, которые могут определять геометрическую конфигурацию и выбор элементов, будет требование того, чтобы активная зона ядерного реактора имела низкое значение отношения площади поверхности к объему для того, чтобы поддерживать значения членов PTNL и PFNL формулы с шестью коэффициентами настолько высокими, насколько это возможно.
Фиг. 8 представляет собой вид сбоку на поперечный разрез примерной активной зоны 800 ядерного реактора, которая включает в себя реализацию опускной камеры 802. Опускная камера 802 в этом примере формирует цилиндрический канал или рукав вокруг активной зоны ядерного реактора и позволяет смеси топлива и расплавленной соли входить и протекать через активную зону ядерного реактора. Фиг. 8 показывает общее направление потока через активную зону 800 ядерного реактора. Смесь топлива и расплавленной соли входит в активную зону ядерного реактора через область входа 804 и протекает через цилиндрический проход 806 опускной камеры 802 в нижнюю камеру 808. Из нижней камеры 808 смесь топлива и расплавленной соли протекает через рабочую область 810 в верхнюю область 814. Из верхней области 814 смесь топлива и расплавленной соли вытекает из активной зоны ядерного реактора через выходную область 816.
В некоторых реализациях рабочая область может быть определена как часть активной зоны ядерного реактора, которая не является опускной камерой. В некоторых конфигурациях вместо использования опускной камеры смесь топлива и расплавленной соли напрямую входит в активную зону ядерного реактора снизу активной зоны ядерного реактора и вытекает сверху активной зоны ядерного реактора. В некоторых конфигурациях вместо использования опускной камеры смесь топлива и расплавленной соли напрямую входит в активную зону ядерного реактора с одной стороны активной зоны ядерного реактора и вытекает из другой стороны активной зоны ядерного реактора.
В некоторых реализациях рабочая область 810 включает в себя стационарные элементы 812 замедлителя, включающие в себя материал замедлителя. Опускная камера 802 может подвергать смесь топлива и расплавленной соли воздействию нейтронов, которые в противном случае могли бы вылететь из активной зоны ядерного реактора. Как таковое использование опускной камеры 802 может уменьшить утечку нейтронов и тем самым увеличить скорость преобразования ядер топливного сырья в расщепляющиеся ядра. Опускная камера 802 может включать в себя замедляющий материал. Опускная камера 802 может использоваться с любой из описанных нами примерных конфигураций активной зоны ядерного реактора, а также с другими.
Фиг. 8 показывает опускную камеру 802, окружающую рабочую область 810. В некоторых реализациях активная зона ядерного реактора может включать в себя опускную камеру, имеющую другую конфигурацию. Например, активная зона ядерного реактора может включать в себя опускную камеру в центре активной зоны ядерного реактора. В таких примерах поступающая смесь топлива и расплавленной соли может протекать через опускную камеру в центре активной зоны ядерного реактора и затем протекать через активную область, где вырабатывается большая часть тепла. Для того чтобы улавливать нейтроны, которые могут утечь из активной зоны ядерного реактора (чтобы увеличить значения членов PTNL и PFNL формулы с шестью коэффициентами), может быть использовано большое разнообразие других конфигураций опускной камеры. Например, чем шире опускная камера, тем меньше потери нейтронов, но тем больше нужно соли для заполнения реактора.
Фиг. 9 представляет собой диаграмму примерной активной зоны 900 ядерного реактора, которая включает в себя реализацию зоны 902 воспроизводства. Зона 902 воспроизводства может использоваться с любой из описанных нами конфигураций активной зоны ядерного реактора, а также с другими конфигурациями. В некоторых реализациях зона 902 воспроизводства является в целом цилиндрической и окружает внутреннюю область 904 активной зоны ядерного реактора. В некоторых реализациях зона 902 воспроизводства и внутренняя область 904 имеют различные отношения топлива к замедлителю. Отношение топлива к замедлителю в различных областях может быть отрегулировано, например, так, чтобы увеличить преобразование топливного сырья в расщепляющиеся материалы. В некоторых реализациях может быть несколько зон, имеющих различные соответствующие отношения топлива к замедлителю. Одним таким примером является активная зона ядерного реактора с относительно низким замедлением в центральной зоне, с несколько более высоким замедлением в промежуточной зоне и с самым высоким замедлением во внешней зоне. Это позволяет нейтронному спектру оставаться быстрым в центральной области и все больше смещаться в тепловую область в радиальном направлении.
В примере, показанном на Фиг. 9, отношение топлива к замедлителю выше в зоне 902 воспроизводства, чем во внутренней области 904. Во внутренней области 904 смесь топлива и расплавленной соли протекает через каналы 906 в блоках 908 материала замедлителя. В зоне 902 воспроизводства смесь топлива и расплавленной соли протекает через каналы 910 другого размера (в данном случае большего размера) в блоках 912 материала замедлителя. В некоторых реализациях внутренняя область может иметь более высокое отношение топлива к замедлителю, чем зона воспроизводства.
Возможно большое разнообразие конфигураций, размеров и форм пластин, сборок пластин, а также агрегатов сборок пластин (которые мы в широком смысле можем называть геометрией пластин замедлителя). В качестве одного простого примера, пластины или группы пластин могут быть скручены, например, для того, чтобы улучшить термогидравлические характеристики активной зоны ядерного реактора, или для других целей. Соотношения между критичностью (и другими показателями качества для активной зоны ядерного реактора) и большое разнообразие параметров, связанных с геометрией пластин замедлителя (а также с температурой и т.д.), являются сложными и обычно не поддаются выражению явными формулами. Для того чтобы идентифицировать реализуемые и выгодные конфигурации пластин замедлителя, может использоваться компьютерное моделирование.
Фторидные соли имеют высокую объемную теплоемкость по отношению к некоторым другим реакторным хладагентам, как показано в таблице 3 ниже.
Относительная способность хладагентов к теплопереносу для переноса 1000 МВт тепла с повышением температуры хладагента на 100°C
Из-за этой высокой теплоемкости компоненты первичного контура 102 (например, трубопровод, клапаны и теплообменник, отбрасывая активную зону ядерного реактора) могут иметь меньшие внутренние диаметры, чем компоненты, используемые в системе с другими хладагентами, потому что количество тепла на единицу объема, которое может быть перенесено топливно-соляной смесью из активной зоны ядерного реактора к теплообменнику, гораздо больше.
Система 101 ядерного реактора может обеспечить преимущества в плане безопасности. Физика конструкций, таких как описанные в предыдущих разделах, дает им много возможностей безопасности, которые уменьшают вероятность некоторых сценариев аварий. Например, реакционная способность в активной зоне 106 ядерного реактора может быть потенциально увеличена случайным выбросом замедляющего стержня или стержня регулирования мощности. Если такое увеличение реакционной способности (безотносительно причины) происходит в надкритической системе, температура в активной зоне ядерного реактора и в первичном контуре быстро повышается. Одна или более особенностей могут быть включены в активную зону 106 ядерного реактора для того, чтобы компенсировать непреднамеренное увеличение реакционной способности.
Например, смесь топлива и расплавленной соли имеет положительный коэффициент температурного расширения. Следовательно, когда температура топливно-соляной смеси увеличивается, соль расширяется и плотность топлива уменьшается, автоматически приводя к понижению реакционной способности. Это расширение может также вызывать вывод части смеси топлива и расплавленной соли из активной зоны 106 ядерного реактора, и уменьшенное количество топлива в активной зоне ядерного реактора может понизить реакционную способность.
В случаях, когда активная зона 106 ядерного реактора функционирует с большой долей U-238 в топливе, эффект Допплеровского расширения также может вызвать понижение реакционной способности. Этот эффект может произойти, когда большой тепловой резонанс U-238 увеличивается с увеличением температуры. Скорости поглощения нейтронов увеличиваются в более широком резонансе U-238, и концентрации нейтронов ниже резонанса уменьшаются, приводя к снижению скоростей тепловых реакций и реакций полного расщепления и, соответственно, к уменьшению реакционной способности. В дополнение или вместо этих пассивных возможностей безопасности, стержни регулирования мощности или стержни аварийного гашения могут быть вставлены, а стержень замедлителя может быть удален, или может быть осуществлена комбинация этих действий для того, чтобы заглушить цепную реакцию, например, в течение нескольких секунд.
Система 101 ядерного реактора может также обеспечить дополнительные преимущества безопасности. Некоторые ядерные реакторы полагаются на действия оператора, внешнюю подачу электроэнергии или активные системы обеспечения безопасности для того, чтобы предотвратить повреждения в аварийных сценариях. Например, некоторые системы ядерных реакторов непрерывно перекачивают хладагент по активной зоне ядерного реактора для того, чтобы предотвратить расплавление. В таких обычных системах ядерных реакторов насосы функционируют от внешнего электропитания, которое является отдельным от самого реактора. Устройства резервного питания (например, большие дизель-генераторы и батареи) используются в таких ядерно-энергетических системах для того, чтобы гарантировать насосам постоянное электропитание. Однако, возможно, что все резервные системы в таких обычных ядерных реакторах могут одновременно выйти из строя (например, из-за обычных причин).
Хотя в некоторых реализациях система 101 ядерного реактора может включать в себя одну или комбинацию двух или более из таких мер обеспечения активной безопасности, система 101 ядерного реактора может также или вместо этого обеспечить безопасность без опоры на такие меры. Например, система 101 ядерного реактора может обеспечить пассивную безопасность, не полагаясь на меры активной безопасности. Пассивно безопасные ядерные реакторы не требуют действий оператора или электроэнергии для безопасного отключения, например, при аварии или в других условиях. Смесь топлива и расплавленной соли в системе 101 ядерного реактора не требует дополнительного хладагента. Если система 101 ядерного реактора теряет внешнее электропитание, смесь топлива и расплавленной соли вытекает из активной зоны ядерного реактора через клапаны 118 застывания в подсистему 120 вспомогательной емкости.
В некоторых реализациях система 101 ядерного реактора может обеспечить экологические преимущества. Отработанное ядерное топливо из некоторых реакторов включает в себя два широких класса материалов: актиноиды и продукты деления. Многие из продуктов деления в отходах, производимых некоторыми реакторами, имеют короткие периоды радиоактивного полураспада и значительную радиоактивность в течение только нескольких сотен лет. Многие из актиноидов в отходах, производимых некоторыми реакторами, могут быть значительно радиоактивными вплоть до 100000 лет.
Система 101 ядерного реактора может использовать в качестве топлива актиноиды в отработанном ядерном топливе из других реакторов. Путем индуцирования расщепления в актиноидах в отработанном ядерном топливе из других реакторов большинство отходов, производимых системой 101 ядерного реактора, состоит из продуктов деления. Чем дольше отработанное ядерное топливо находится в первичном контуре ядерного реактора, тем больше процент актиноидов, которые могут быть превращены в продукты деления. Как таковая система 101 ядерного реактора может снизить уровни радиоактивных материалов, имеющих большие периоды полураспада, которые, в противном случае, существовали бы в отработанном ядерном топливе, и тем самым снижает период полураспада отходов, производимых другими системами ядерных реакторов (например, до сотен лет), уменьшая таким образом потребность в постоянных могильниках радиоактивных отходов (таких, например, как гора Юкка). Продукты деления, которые имеют более короткие периоды полураспада, могут безопасно храниться над землей до тех пор, пока их радиоактивность не упадет до незначительных уровней.
В некоторых реализациях система 101 ядерного реактора может обеспечить преимущества в выработке электроэнергии. В некоторых реализациях система 100 атомной электростанции может преобразовывать высокоактивные ядерные отходы, производимые обычными ядерными реакторами, в существенные поставки электроэнергии. Например, в то время как некоторые системы ядерных реакторов используют только приблизительно 3% потенциальной энергии деления ядра в данном количестве урана, система 101 ядерного реактора может использовать больше остающейся энергии в некоторых случаях. Чем дольше отработанное ядерное топливо находится в ядерном реакторе, тем больший процент остающейся энергии может быть использован. В качестве иллюстративного примера, реальное развертывание системы 101 ядерного реактора может потенциально использовать существующие запасы ядерных отходов для того, чтобы удовлетворять мировую потребность в электроэнергии в течение нескольких десятилетий.
Как показано на Фиг. 1, удаление 114 компонентов продукта деления из первичного контура 102 может включать в себя большое разнообразие систем, компонентов и методик. Продукты деления образуются непрерывно в системе 101 ядерного реактора по мере расщепления актиноидов. Такие продукты деления могут действовать как нейтронные яды в активной зоне 106 ядерного реактора. Такие продукты деления могут быть удалены из смеси топлива и расплавленной соли процессом шлакования галоидных соединений. Шлакование галоидных соединений используется в промышленных масштабах в течение многих десятилетий как периодический процесс. Процесс шлакования галоидных соединений в некоторых случаях может гарантировать, что реактор останется критичным.
В некоторых реализациях компонент 114 удаления продукта деления включает в себя порт 123 в трубопроводе первичного контура, который обеспечивает удаление партии 119 расплавленной смеси топлива и соли. В некоторых реализациях эта расплавленная смесь топлива и соли затем обрабатывается с использованием шлакования 131 галоидных соединений. В некоторых случаях свежая смесь 121 топлива и расплавленной соли затем добавляется в первичный контур через, например, тот же самый порт, чтобы компенсировать удаленный объем соли. В некоторых реализациях процесс шлакования галоидных соединений может быть автоматизирован, например, чтобы сделать его действующим блоком в системе 101 ядерного реактора. В таких реализациях смесь топлива и расплавленной соли, по мере того как она протекает через трубопровод первичного контура, проходит через компонент 114 удаления продукта деления, где происходит процесс шлакования галоидных соединений. Для удаления отходов и перезарядки первичного контура возможны также и другие конструкции.
В некоторых реализациях один или более клапанов застывания могут управлять потоком жидкости между первичным контуром 102 и подсистемой 120 вспомогательной емкости. В некоторых примерах эти клапаны застывания изготовлены из галоидной соли, которая активно и непрерывно охлаждается так, чтобы соль находилась в твердой форме, позволяя им оставаться закрытыми во время нормального функционирования. В случае аварийного сценария, который приводит к потере внешнего или резервного электропитания, клапаны застывания больше не будут активно охлаждаться. Когда галоидная соль, из которой состоит клапан застывания, больше активно не охлаждается, соль плавится и клапан открывается, обеспечивая вытекание смеси топлива и расплавленной соли из первичного контура 102 в пассивно охлаждаемый бак-хранилище 117 подсистемы 120 вспомогательной емкости.
В некоторых реализациях клапаны застывания 118 и пассивно охлаждаемый бак-хранилище 117 могут использовать большое разнообразие компонентов, материалов и методик для того, чтобы обеспечить вспомогательную емкость для смеси топлива и расплавленной соли из первичного контура 102. В некоторых реализациях подсистема 120 вспомогательной емкости непосредственно включает в себя емкость 117, которая может безопасно хранить смесь топлива и расплавленной соли из первичного контура 120. Геометрия емкости 117 такова, что смесь топлива и расплавленной соли, содержащаяся в емкости, не может достичь критичности. Например, емкость 117 может быть сконструирована таким образом, что смесь топлива и расплавленной соли, втекающая в нее, имеет большое отношение площади поверхности к объему. Смесь топлива и расплавленной соли в некритической конфигурации может оставаться холодной благодаря, например, естественной конвекции и теплопроводности, не требуя дополнительного активного охлаждения.
Для первичного контура 102 может использоваться любой подходящий трубопровод. Трубопровод первичного контура 102 переносит смесь топлива и расплавленной соли. В первичном контуре 102 тепло образуется в активной зоне 106 ядерного реактора, когда актиноиды подвергаются расщеплению после нейтронной бомбардировки. Фотоны, нейтроны и более мелкие ядра, образующиеся в ходе ядерной реакции, могут сообщить энергию смеси 103 топлива и расплавленной соли, нагревая ее. Смесь топлива и расплавленной соли переносит тепло из активной зоны 106 ядерного реактора. Например, насосы 108a перемещают смесь топлива и расплавленной соли по трубопроводу первичного контура 102 через активную зону 106 ядерного реактора к теплообменнику 112.
В некоторых реализациях трубопровод первичного контура 102 может быть стойким как к коррозионному повреждению от расплавленных галоидных солей, так и к радиационному повреждению от ядерных реакций. В некоторых случаях коррозия может быть уменьшена или минимизирована в сплавах, которые имеют высокое содержание никеля, таких как Hastelloy-N или Hastelloy-X. Эти сплавы могут функционировать при температурах вплоть до 704°C. Для систем, использующих более высокие температуры, в трубопроводах, клапанах и теплообменниках первичного контура могут использоваться композиты SiC-SiC, или углерод-углеродные композиты, или их комбинация. В некоторых реализациях возможно удерживать смесь топлива и расплавленной соли в первичном контуре 102 при приблизительно атмосферном давлении. Поддержание системы при приблизительно атмосферном давлении уменьшает механическое напряжение, которому подвергается система.
В некоторых реализациях теплообменник 112 может включать в себя большое разнообразие структур, компонентов или подсистем для передачи тепловой энергии между первичным контуром 102 и вторичным контуром 104. В некоторых реализациях теплообменник 112 переносит тепловую энергию от первичного контура 102 к вторичному контуру 104, а вторичный контур 104 использует газообразный гелий в обычной газотурбинной системе в цикле Брайтона. Некоторые типы теплообменников (например, разработанные авиационной промышленностью) содержат буферные газовые зоны 83 для лучшего разделения газов, которые могут диффундировать через теплообменник. Такая буферная газовая зона может использоваться в системе 101 ядерного реактора для того, чтобы уменьшить миграцию трития из первичного контура 102 во вторичный контур 104.
В некоторых реализациях благородные металлы могут собираться в первичном контуре 102 сменными металлическими губками 85 с большой площадью поверхности. Использование таких материалов может уменьшить степень отложения благородных металлов на поверхностях, контактирующих с расплавленной топливно-соляной смесью. Желательно уменьшить такое отложение, поскольку отложение благородных металлов на теплообменнике 112 может изменить его теплообменные свойства.
В некоторых реализациях система 101 ядерного реактора может включать в себя промежуточный контур, который содержит нерадиоактивный расплав солей или любую другую подходящую рабочую жидкость. Промежуточный контур может поддерживаться при давлении немного выше, чем давление в первичном контуре 102. По существу, если имеется неплотное соединение между промежуточным контуром и первичным контуром, перепад давления может препятствовать тому, чтобы радиоактивная смесь топлива и расплавленной соли вошла в промежуточный контур.
В некоторых реализациях вторичный контур содержит подходящую рабочую жидкость, такую как гелий, двуокись углерода или пар, или комбинацию двух или более из них, которые не являются такими коррозионно-активными, как расплавленная галоидная соль, и не содержат радиоактивных материалов. Поскольку вторичный контур не подвергается значительной коррозии или радиационному повреждению, имеется больше свободы в выборе материалов для трубопровода вторичного контура, чем для трубопровода первичного контура. Трубопровод вторичного контура может быть сконструирован из подходящего материала, такого как нержавеющая сталь.
Цикл Брайтона может использовать гелий, двуокись углерода или другую подходящую текучую среду. В некоторых реализациях вторичный контур 104 может использовать паровой цикл, такой как цикл Ранкина, или комбинированный цикл, который включает в себя сборку тепловых двигателей, которые используют один и тот же источник тепла. Цикл Ранкина представляет собой способ преобразования тепла в механическую работу, который обычно используется на угольных, газовых, нефтяных и атомных электростанциях. Цикл Брайтона представляет собой альтернативный способ преобразования тепла в механическую работу, который также использует горячую сжатую рабочую жидкость, такую как гелий или двуокись углерода. Гелиевый цикл Брайтона имеет то преимущество, что в некоторых случаях тритий может быть промыт (удален) из гелия с большей легкостью, чем он может быть удален из воды. Цикл Брайтона может также работать при более высоких температурах, что обеспечивает более высокую термодинамическую эффективность при преобразовании тепла в механическую работу. При выборе термодинамического цикла для вторичного контура 104 могут быть рассмотрены дополнительные или различные факторы. Использование турбин с незамкнутым циклом Брайтона хорошо разработано в авиации и в электростанциях, работающих на природном газе. Гелиевые турбины с замкнутым циклом Брайтона были продемонстрированы в лабораторном масштабе.
В некоторых реализациях возможно напрямую использовать высокотемпературное технологическое тепло, вырабатываемое реактором. Это высокотемпературное технологическое тепло может использоваться, например, для производства водорода, или для опреснения воды, или в центральном теплоснабжении, или в любой комбинации двух или более из перечисленных применений.
В некоторых реализациях компонент 116 скруббера трития вторичного контура 104 может включать в себя большое разнообразие устройств, компонентов и методик. В реакторе на расплаве солей тритий может быть мобильным. Например, тритий может легко диффундировать через смесь топлива и расплавленной соли и через теплообменник 112 во вторичный контур 104. Такой тритий может быть удален с помощью скруббера (например, непрерывно, периодически или иным образом) из вторичного контура 104, например, для того, чтобы предотвратить попадание трития в окружающую среду.
В некоторых реализациях система 101 ядерного реактора получает отработанное ядерное топливо 139 из другой системы 143 ядерного реактора. Например, отработанные таблетки 147 ядерного топлива из другой системы ядерного реактора могут быть отделены от металлического покрытия. Таблетки затем могут быть растворены в расплавленной галоидной соли 145 для зарядки первичного контура. В некоторых случаях с отработанным ядерным топливом можно проводить различные манипуляции, прежде чем объединить его с расплавленной фторидной солью. Например, топливная сборка может механически дробиться и встряхиваться для того, чтобы отделить большую часть отработанного топлива от металлического покрытия. После того как большая часть металлического покрытия отделена от отработанного топлива, некоторое остаточное количество металлического покрытия может остаться на отделенном топливе. Тогда может быть применен подходящий растворитель для того, чтобы растворить либо топливо, либо покрытие, либо и то, и другое. Топливо и материалы покрытия могут быть более легко разделены, когда они находятся в растворенном состоянии.
В некоторых реализациях смесь топлива и расплавленной соли образуется с использованием галоидной соли 149 (например, LiF), которая еще не содержит радиоактивного материала. Галоидная соль помещается в сосуд с мешалкой и нагревается до расплавления в печи 151. Когда соль расплавится, отработанные таблетки 147 ядерного топлива добавляются к расплаву соли, и компоненты смешиваются до тех пор, пока актиноиды из таблеток отработанного топлива не растворятся в соли, чтобы сформировать смесь топлива и расплавленной соли. Смесь топлива и расплавленной соли затем добавляется в первичный контур через порт на стороне первичного контура. В некоторых реализациях компьютерное моделирование может определить концентрации актиноидов и продуктов деления в смеси топлива и расплавленной соли после добавления смеси топлива и расплавленной соли в первичный контур. Такое компьютерное моделирование может, в свою очередь, использоваться для того, чтобы предсказать энергетический спектр нейтронов в активной зоне 106 ядерного реактора. В некоторых случаях после такого компьютерного моделирования циклы загрузки и разгрузки топлива в реакторе могут быть отрегулированы так, чтобы гарантировать оптимальный нейтронный спектр в активной зоне 106 ядерного реактора.
В некоторых реализациях топливо, используемое в топливно-соляной смеси, может включать в себя отработанное ядерное топливо из других реакторов, как уже упоминалось. Отработанное ядерное топливо обычно доступно в сборках, которые были удалены из существующего реактора 143 и включают в себя полые корпуса (покрытие) из другого материала, которые заполнены отработанным ядерным топливом в форме таблеток. В некоторых реализациях сборки могут быть изменены путем удаления покрытия, чтобы освободить таблетки отработанного топлива. Когда мы говорим о необработанном отработанном ядерном топливе, однако, мы не рассматриваем удаление покрытия как обработку отработанного ядерного топлива. Когда мы говорим, что отработанное ядерное топливо является необработанным, мы подразумеваем, что ничего не было сделано (например, химически, или реактивно, или посредством разделения), чтобы изменить состав отработанного ядерного топлива, которое было внутри корпуса. В некоторых реализациях весь этот необработанный вектор отработанного ядерного топлива используется в реакторе. В некоторых реализациях химическая, реактивная или разделительная обработка может быть применена к отработанному ядерному топливу перед тем, как оно будет использовано в реакторе. Например, мы можем удалить продукты деления из отработанного ядерного топлива. Удаление продуктов деления из отработанного ядерного топлива не изменяет актиноидный вектор отработанного ядерного топлива. В некоторых случаях весь вектор необработанного отработанного ядерного топлива, либо весь актиноидный вектор, либо актиноидный вектор после дополнительной обработки (например, удаления U-238) может быть смешан с другими источниками актиноидов, как обсуждается в другом месте, в разнообразных пропорциях или смесях. Таким образом, отработанное ядерное топливо, которое выходит из реактора, имеет небольшую долю продуктов деления и большую долю актиноидов. Из "необработанного" отработанного ядерного топлива не удаляется ни один из этих продуктов деления или актиноидов. Если продукты деления (но не актиноиды) удаляются, то, что остается, представляет собой "весь актиноидный вектор отработанного топлива". Если некоторые из актиноидов (например, U-238) удаляются, то, что остается, может быть названо обработанным топливом, которое содержит по меньшей мере части отработанного ядерного топлива из реактора. Вы можете тогда взять любое из этих трех (необработанное топливо, весь актиноидный вектор отработанного топлива или обработанное топливо) или комбинацию любых двух или более из них, а также можете смешать их с другими источниками актиноидов.
Фиг. 10 представляет собой карту технологического процесса, показывающую пример процесса 1000 для обработки ядерных материалов. Примерный процесс 1000 включает в себя операции, выполняемые множеством объектов. В частности, как показано на Фиг. 10, аспекты примерного процесса 1000 могут быть выполнены операторами систем 1002 легководных реакторов, операторами систем 1004 реакторов на расплаве солей, службами 1006 электроснабжения, а также предприятиями 1008 по переработке отходов. В некоторых реализациях процесс 1000 может включать в себя дополнительные или другие операции, которые выполняются показанными объектами или различными типами объектов.
В некоторых реализациях система 1002 реактора на легкой воде может включать в себя типичный легководный ядерный реактор или другой тип системы ядерного реактора. Система 1002 реактора на легкой воде получает ядерное топливо 1003 и генерирует мощность за счет реакции ядерного топлива. Выходная мощность 1022 реакции ядерного топлива может быть преобразована в электроэнергию и передана в компанию 1006 электроснабжения. Компания 1006 электроснабжения может распределять выходную мощность 1022 потребителям 1007 в виде электроэнергии. Например, компания 1006 электроснабжения может использовать энергосистему для того, чтобы распределять электроэнергию. В некоторых случаях компания 1006 электроснабжения может преобразовывать, улучшать или иным образом изменять выходную мощность 1022 к подходящему формату для распределения по энергосистеме.
Система 1002 реактора на легкой воде производит отработанное ядерное топливо 1020 в качестве побочного продукта ядерной реакции, которая генерирует выходную мощность 1022. В некоторых реализациях отработанное ядерное топливо 1020 из системы 1002 реактора на легкой воде может быть передано в систему 1004 реактора на расплаве солей. В некоторых реализациях, как объяснялось ранее, система 1004 реактора на расплаве солей функционирует полностью на отработанном ядерном топливе 1020 без дополнительных манипуляций, за исключением удаления любого покрытия. Например, система 1004 реактора на расплаве солей может использовать отработанное ядерное топливо, имеющее по существу материальный состав отходов, производимых системой 1002 реактора на легкой воде. В некоторых реализациях система 1004 реактора на расплаве солей может получать дополнительные или другие типы материалов, включая дополнительные или другие типы топлива. Например, система 1004 реактора на расплаве солей может получать топливные материалы из запасов ядерного оружия, или из хранилищ ядерных отходов, или из комбинации этих и других источников, как было упомянуто ранее. В некоторых реализациях свежее ядерное топливо может быть в различных соотношениях объединено с отработанным ядерным топливом.
В некоторых реализациях система 1004 реактора на расплаве солей может включать в себя систему 101 ядерного реактора, изображенную на Фиг. 1, или другой тип системы ядерного реактора, выполненной с возможностью сжигания отработанного ядерного топлива 1020. Система 1004 реактора на расплаве солей может быть расположена на одной площадке с системой 1002 реактора на легкой воде, или с предприятием 1008 по переработке отходов, или с комбинацией любых двух или более из этих и других типов систем и установок. Система 1004 реактора на расплаве солей генерирует мощность за счет реакции отработанного материала ядерного топлива, смешанного с расплавом солей. Выходная мощность 1024 от реакции смеси топлива и расплавленной соли может быть преобразована в электроэнергию и передана в компанию 1006 электроснабжения. Компания 1006 электроснабжения может распределять выходную мощность 1024 потребителям 1007 в виде электроэнергии. В некоторых случаях компания 1006 электроснабжения может преобразовывать, улучшать или иным образом изменять выходную мощность 1024 к подходящему формату для распределения по энергосистеме.
Система 1004 реактора на расплаве солей производит отходы 1026 в качестве побочного продукта ядерной реакции, которая генерирует выходную мощность 1024. В некоторых реализациях отходы 1026 от системы 1004 реактора на расплаве солей могут быть переданы предприятию 1008 по переработке отходов. Предприятие 1008 по переработке отходов может обрабатывать, сохранять или иным образом управлять отходами 1026, произведенными реактором 1004 на расплаве солей. В некоторых реализациях отходы 1026 включают в себя значительно более низкий уровень радиоактивных материалов с большим периодом полураспада, чем отработанное ядерное топливо 1020. Например, система 1004 реактора на расплаве солей может производить отходы, которые главным образом включают в себя продукты деления, имеющие короткий период полураспада по сравнению с актиноидами.
Другие реализации находятся в области охвата следующих пунктов формулы изобретения.
Например, в некоторых случаях действия, перечисленные в пунктах формулы изобретения, могут быть выполнены в другом порядке и все равно могут достичь желаемых результатов. В дополнение к этому, процессы, изображенные на сопутствующих чертежах, не обязательно требуют конкретного показанного порядка или последовательного порядка для того, чтобы достичь желаемых результатов. В некоторых случаях мы описали отдельные или множественные устройства для элементов систем для выполнения различных функций. Во многих случаях ссылки на единственное число должны интерпретироваться как ссылки на множественное число и наоборот.
В некоторых реализациях системы и способов, которые мы описали здесь, операторами реакторов на расплавах солей будут электроэнергетические компании. Электроэнергетическая компания, которая эксплуатирует реактор на расплаве солей, может иметь собственный реактор на расплаве солей или может арендовать его у другой компании/объекта. Если электроэнергетическая компания имеет и эксплуатирует свой собственный реактор на расплаве солей, она с большой долей вероятности финансирует постройку реактора на расплаве солей. Если реактор на расплаве солей сдается в аренду оператору, то, скорее всего, постройку реактора на расплаве солей финансирует изготовитель реактора.
В некоторых реализациях электроэнергетическая компания может эксплуатировать легководные реакторы, которые производят отработанное ядерное топливо, которое может затем использоваться в качестве топлива для реакторов на расплавах солей, либо электроэнергетическая компания может получать плату за то, что она забирает отработанное ядерное топливо у другого объекта/компании и использует это отработанное ядерное топливо в качестве топлива для реакторов на расплавах солей. В некоторых реализациях предполагается, что отработанное ядерное топливо будет обрабатываться (например, для удаления из него покрытия) на площадке реактора на расплаве солей, и с большой долей вероятности электроэнергетическая компания, которая эксплуатируют реакторы на расплавах солей, также будет обрабатывать отработанное ядерное топливо. В этом случае электроэнергетическая компания будет покупать галоидную соль у производителя соли и затем смешивать ее с обработанным отработанным ядерным топливом для того, чтобы создать смесь топлива и расплавленной соли для использования в реакторе на расплаве солей. Альтернативно, отдельная компания может получать плату от электроэнергетической компании или от правительственного учреждения за сбор отработанного ядерного топлива и смешивание этого отработанного ядерного топлива с галоидной солью, купленной у производителя соли, и затем продавать смесь топлива и расплавленной соли операторам реакторов на расплавах солей.
В некоторых примерах отходы, произведенные реакторами расплава солей, собираются за плату правительственным агентством, которое наблюдает за постоянным удалением отходов. Эти отходы могут перерабатываться (например, остекловываться) в такую форму, которая подходит для помещения в долговременное хранилище радиоактивных отходов. Если немедленное захоронение отходов недоступно (как это в настоящее время происходит во всех странах), отходы могут храниться на месте до тех пор, пока долговременное хранилище радиоактивных отходов не станет доступным, или они могут быть собраны за плату правительственным учреждением или третьей стороной для краткосрочного хранения до тех пор, пока долговременное хранилище радиоактивных отходов не станет доступным.
Те же самые концепции использования гидридов или дейтеридов, таких как гидриды металлов, в качестве замедляющего материала, которые мы описали в контексте реактора на расплаве солей, могут быть применены, например, в охлаждаемых реакторах на расплавах солей или в системах ядерных реакторов, инициируемых ускорителем высокой энергии. Охлаждаемые реакторы на расплавах солей используют различное топливо и хладагенты, тогда как реакторы на расплавах солей используют топливо, которое смешано с хладагентом. Охлаждаемые реакторы на расплавах солей могут иметь топливные элементы, которые имеют по существу любую форму; вероятными формами являются стержни или гранулы. Солевой хладагент, который не содержит топливного материала, протекает вокруг этих топливных элементов. Предыдущие конструкции охлаждаемых реакторов на расплавах солей предлагали использовать графит в качестве замедлителя. Эти конструкции могут быть изменены для того, чтобы использовать гидридные или дейтеридные замедлители, например, замедлители из гидрида металла, вместо или в дополнение к графитовым замедлителям. Замедлители из гидрида металла для использования в охлаждаемых реакторах на расплавах солей могут принимать любую из форм, описанных выше для использования в реакторах на расплавах солей.
Другое возможное применение гидридных или дейтеридных замедлителей заключается в системах ядерных реакторов, инициируемых ускорителем высокой энергии (accelerator driven systems, ADS). В ADS нейтроны образуются в результате процесса, известного как выброс элементарных частиц из ядер, когда протонный пучок из ускорителя высокой энергии направлен на мишень из тяжелого металла. Когда мишень из тяжелого металла окружена ядерным топливом, выброшенные из ядра нейтроны могут индуцировать расщепление в ядерном топливе, что в свою очередь производит еще больше нейтронов. Поскольку ядерное топливо находится в субкритической конфигурации, ядерная цепная реакция не может поддерживаться без выброшенных из ядра нейтронов, производимых ускорителем. Это означает, что реактор может быть заглушен простым выключением ускорителя. Такая система называется системой ядерного реактора, инициируемого ускорителем высокой энергии.
Системы ADS могут использоваться для того, чтобы разрушить актиноидные отходы (например, отработанное ядерное топливо из обычных реакторов, обедненный уран, избыточный оружейный материал). Гидридный или дейтеридный замедлитель (например, из гидрида металла) может быть полезным, поскольку он замедляет высокоэнергетические нейтроны, выброшенные из ядра, до энергий, которые более эффективны для преобразования или расщепления окружающего актиноидного топлива. Также были предложены системы ADS на тории. Такие устройства используют выброшенные из ядра нейтроны и последующие нейтроны расщепления для того, чтобы преобразовать торий-232 в протактиний-233, который быстро распадается до расщепляющегося урана-233. Преобразование тория-232 в уран-233 наиболее эффективно с тепловыми нейтронами. Гидридные или дейтеридные замедлители могут использоваться в таких системах ADS на тории для того, чтобы смягчить энергетический спектр нейтронов для более эффективного размножения U-233 из тория.
Для обоих типов систем ADS может быть выгодным поместить гидридные или дейтеридные замедлители вокруг мишени из тяжелого металла для того, чтобы снизить энергию выброшенных из ядра нейтронов. Особенно в системах ADS на тории может быть выгодно включать такие замедлители не только вокруг мишени, но также и в окружающей зоне ядерного топлива, поскольку вся система требует мягкого нейтронного спектра для оптимального производства U-233.
| название | год | авторы | номер документа |
|---|---|---|---|
| РЕАКТОР НА РАСПЛАВАХ СОЛЕЙ | 2018 |
|
RU2767781C2 |
| ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА РАСПЛАВАХ СОЛЕЙ | 2014 |
|
RU2644393C2 |
| КОНСТРУКЦИОННЫЙ МАТЕРИАЛ ДЛЯ РЕАКТОРОВ НА РАСПЛАВАХ СОЛЕЙ | 2020 |
|
RU2799708C2 |
| ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ С ИСПОЛЬЗОВАНИЕМ ДВУХФАЗНОЙ МЕТАЛЛИЧЕСКОЙ СИСТЕМЫ | 2013 |
|
RU2529638C1 |
| ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКИМ МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/m) | 2019 |
|
RU2811776C2 |
| ДВУХФЛЮИДНЫЙ РЕАКТОР | 2012 |
|
RU2608082C2 |
| СПОСОБ ЭКСПЛУАТАЦИИ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА В ТОРИЕВОМ ТОПЛИВНОМ ЦИКЛЕ С НАРАБОТКОЙ ИЗОТОПА УРАНА U | 2016 |
|
RU2634476C1 |
| ТВЭЛ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА | 2000 |
|
RU2170956C1 |
| ДВУХФЛЮИДНЫЙ РЕАКТОР НА РАСПЛАВЛЕННЫХ СОЛЯХ | 2010 |
|
RU2486612C1 |
| МЕТАЛЛИЧЕСКОЕ ТОПЛИВО В ВИДЕ ЧАСТИЦ, ИСПОЛЬЗУЕМОЕ ДЛЯ ВЫРАБОТКИ ЭЛЕКТРОЭНЕРГИИ, СИСТЕМЫ ПЕРЕРАБОТКИ, А ТАКЖЕ НЕБОЛЬШИЕ МОДУЛЬНЫЕ РЕАКТОРЫ | 2010 |
|
RU2538952C2 |
Изобретение относится к устройству ядерного реактора. Устройство включает в себя комбинацию расщепляющегося материала, расплава солей и материала замедлителя, включающего в себя один или более гидридов, один или более дейтеридов или комбинацию двух или более из них. Расщепляющийся материал включает природный, обогащенный, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный оружейный плутоний, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или их комбинацию. Технический результат – возможность эффективного управления спектральными характеристиками и критичностью реактора. 3 н. и 14 з.п. ф-лы, 11 ил., 3 табл.
1. Ядерный реактор, содержащий:
расщепляющийся материал,
расплав солей и
материал замедлителя, включающий в себя гидрид циркония (ZrHx), в котором x находится в диапазоне от 1 до 4.
2. Ядерный реактор по п. 1, в котором материал замедлителя включает в себя ZrH1,6, в частности, в котором гидрид циркония находится в кристаллической форме.
3. Ядерный реактор по п. 1, в котором материал замедлителя дополнительно содержит форму гидрида лития.
4. Ядерный реактор по п. 1, в котором материал замедлителя дополнительно содержит форму гидрида иттрия, в частности, в котором форма гидрида иттрия включает в себя гидрид иттрия(II) (YH2), гидрид иттрия(III) (YH3) или их комбинацию.
5. Ядерный реактор по п. 1, в котором материал замедлителя дополнительно содержит форму дейтерида циркония.
6. Ядерный реактор по п. 1, в котором расщепляющийся материал включает в себя природный уран, обогащенный уран, обедненный уран, плутоний или уран из отработанного ядерного топлива, разбавленный плутоний из избыточных материалов ядерного оружия, торий и расщепляющийся материал, трансурановый материал или комбинацию любых двух или более из них; в частности, в котором расщепляющийся материал имеет соотношение обогащенного материала к сырому в диапазоне от 0,01 до 0,25.
7. Ядерный реактор по п. 1, в котором расплав солей включает в себя фтористый литий, в частности, в котором фтористый литий обогащен изотопом Li-7.
8. Ядерный реактор по п. 1, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей достаточна для того, чтобы позволить расщепляющемуся материалу стать критичным, в частности, в котором растворимость актиноидов в расплаве солей составляет по меньшей мере 0,3 мол. %, более конкретно по меньшей мере 12 мол. % или более конкретно по меньшей мере 20 мол. %.
9. Способ работы ядерного реактора, включающий в себя этапы, на которых:
в ядерном реакторе обеспечивают протекание расщепляющегося материала и расплава солей мимо материала замедлителя, который включает в себя гидрид циркония (ZrHx), в котором x находится в диапазоне от 1 до 4.
10. Способ по п. 9, в котором течение расщепляющегося материала и расплава солей мимо материала замедлителя включает в себя течение смеси топлива и расплавленной соли через активную зону ядерного реактора, причем смесь топлива и расплавленной соли включает в себя расщепляющийся материал и расплав солей.
11. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя весь вектор актиноидов отработанного ядерного топлива.
12. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя части, но не все актиноиды отработанного ядерного топлива.
13. Способ по п. 9, в котором расщепляющийся материал включает в себя необработанное отработанное ядерное топливо.
14. Ядерный реактор, содержащий:
первичный контур, включающий в себя:
активную зону ядерного реактора, включающую в себя структуру замедлителя, имеющую материал замедлителя, который включает в себя гидрид циркония (ZrHx), причем x находится в диапазоне от 1 до 4, и
путь, вдоль которого расщепляющийся материал и расплав солей может вытекать из выходного конца структуры замедлителя в контуре к входному концу структуры замедлителя.
15. Реактор по п. 14, включающий в себя вторичный контур и теплообменник для того, чтобы осуществлять теплообмен между первичным контуром и вторичным контуром.
16. Реактор по п. 14, включающий в себя промежуточный контур, вторичный контур, теплообменник для осуществления теплообмена между первичным контуром и промежуточным контуром, а также дополнительный теплообменник для осуществления теплообмена между промежуточным контуром и вторичным контуром.
17. Реактор по п. 14, также включающий в себя клапан застывания, в частности, в котором клапан застывания управляет потоком между первичным контуром и подсистемой вспомогательной емкости, более конкретно между первичным контуром и пассивно охлаждаемым баком-хранилищем подсистемы вспомогательной емкости.
| Способ задержки роста усталостных трещин в деталях | 1976 |
|
SU596638A1 |
| Устройство для измерения коротких промежутков времени | 1938 |
|
SU56382A1 |
| Двухкаскадный умножитель нейтронов | 1979 |
|
SU786619A1 |
| US 6707871 B1, 16.03.2004 | |||
| US 3277565 A1, 11.10.1966 | |||
| РЕГУЛИРУЮЩИЙ СТЕРЖЕНЬ ЯДЕРНОГО РЕАКТОРА НА БЫСТРЫХ НЕЙТРОНАХ | 1997 |
|
RU2122245C1 |
| WO 2010129836 A1, 11.11.2010 | |||
| БЛИНКИН В.Л | |||
| и др | |||
| Жидкосолевые ядерные реакторы | |||
| Москва, Атомиздат, 1978, с | |||
| Способ использования делительного аппарата ровничных (чесальных) машин, предназначенных для мериносовой шерсти, с целью переработки на них грубых шерстей | 1921 |
|
SU18A1 |
| ЗАМЕДЛИТЕЛЬ НЕЙТРОНОВ НА ОСНОВЕ ГИДРИДА ЦИРКОНИЯ | 2009 |
|
RU2400836C1 |
