СПОСОБ УПРАВЛЯЕМОГО ДЕЛЕНИЯ ЯДЕР И ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР Российский патент 2021 года по МПК G21C1/00 G21C5/00 

Область техники

Группа изобретений относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии и полезного применения ядерных реакторов деления.

Предшествующий уровень техники

Из уровня техники известен способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер, (описанный в патенте US 2708656, от 17.03.1955) в котором в качестве делящегося вещества используется природный или обогащенный уран. Процесс деления осуществляется с помощью тепловых нейтронов, образуемых в процессе замедления быстрых нейтронов деления. В качестве замедлителя используют обычную воду, тяжелую воду или графит. Энергия деления ядер преобразуется в тепловую энергию, передаваемую теплоносителю, в качестве которого используют воду или жидкие металлы. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа из-за нерешенной проблемы полезного использования отработанного топлива.

Известен способ получения энергии (RU 2088981 от 01.02.1996), в котором в процессе работы реактора нарабатывается в режиме бриддинга и выжигается Pu-239 на быстрых нейтронах. Облученное топливо выгружают и перерабатывают. При переработке производят выделение образовавшегося при облучении топлива из имеющегося воспроизводящего вещества (U-238) смеси, делящегося вещества (Pu-239) и очищают уран от продуктов деления, затем формируют топливную смесь повторно в ее исходных обогащенных концентрациях. Глубина выгорания определяется величиной исходного обогащения топлива рабочим изотопом с учетом периодического возобновления в открытом топливном цикле. Топливо имеет избыточную критичность состава на тепловых нейтронах. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа, так как в процессе химической переработки облученного топлива часть радионуклидов попадает в окружающую среду.

Известен способ получения энергии (УФН том 163, №8) в котором предлагается реактор на базе нейтронно-делительной волны на быстрых и на тепловых нейтронах реализуемый в концепции реактора с испаряющейся активной зоной. Недостатками являются малая эффективность использования топлива, низкое энерговыделение.

Известен способ управляемого деления ядер котором замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, (Патент RU 2075116 от 30.12.1994) принятый нами за прототип. Способ характеризуется высокой глубиной выгорания делящегося вещества.

К недостаткам относится некоторая сложность процесса.

Из уровня техники также известен реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, принятый нами за прототип содержащий анизотропный замедлитель, выполненный в виде замедляюще-фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов из замедлителя с каналами между ними, делящееся вещество и зону деления с областью тепловых и областью быстрых нейтронов устройство перемещения делящегося вещества, устройство преобразования выделяющейся энергии с контуром теплоносителя (Патент RU 2075116 от 30.12.1994). Реактор характеризуется высокой глубиной выгорания делящегося вещества.

К недостаткам относится некоторая сложность процесса.

В способе и устройстве, принятом за прототип, производят глубокое выжигание ядерного топлива в процессе в процессе периодического нахождения его в области быстрых нейтронов, в области тепловых нейтронов и в зоне охлаждения, при постоянном вводе воспроизводящего ядерного топлива из U²³⁸, Th²³² или их смеси, взамен их выгоревшей части.

Но, для некоторых технических задач необходимо достичь высокого выгорания топлива в исходном его составе без ввода восполняющего воспроизводящего вещества.

Раскрытие изобретений

Задачей, на решение которой направлена заявленная группа изобретений, является разработка способа и ядерного реактора, для получения энергии в процессе управляемого деления ядерного делящегося вещества с высокой глубиной его выгорания.

Техническим результатом, достигаемым при реализации группы изобретений, является упрощение, рост удельной мощности в реакторе, и обеспечение энергетической эффективности, безопасности и экологической приемлемости, что позволяет повысить качество и расширить технические возможности ядерных реакторов и спектр областей их технического применения.

Указанный технический результат достигается в способе управляемого деления ядер в котором замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, характеризующемся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране, глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем, перемещают поток относительно делящегося вещества зоны деления реактора.

Указанный технический результат достигается также за счет того, что выполняют ядерный реактор, содержащий замедляюще фокусирующую структуру, зону деления, устройство энергосъема, характеризующийся тем, что зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с дистанцирующей решеткой с делящимся веществом зоны деления.

Возможен ядерный реактор, характеризующийся тем, что содержит устройство привода, которое обеспечивает относительное перемещение участка возврата нейтронов замедляюще фокусирующей структуры относительно пластин с делящимся веществом зоны деления.

Возможен ядерный реактор, характеризующийся тем, что устройство энергосъема выполнено в виде контура теплоносителя зоны деления который содержит термосифон с устройством теплообмена размещенном выше зоны деления, устройство сорбционной очистки теплоносителя размещено за устройством теплообмена контура.

Возможен ядерный реактор, характеризующийся тем, что контур теплоносителя выполнен открытым с ускоряющим соплом, имеет емкость с теплоносителем, компрессор, каналы съема энергии с селектирующих пластин, каналы съема энергии с пластин с делящимся веществом зоны деления и каналы съема энергии с ускоряющего сопла.

Сущность данного способа заключается в том, что веществом замедлителя быстрые нейтроны замедляют, передавая их избыточную энергию ядрам его вещества. Затем, нейтроны, попавшие в область захвата по углам и двигающиеся вдоль каналов из глубины замедлителя, выводят в направлении делящегося вещества, причем зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране.

При этом глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем, перемещают поток относительно делящегося вещества зоны деления реактора, снимают энергию деления.

На обогащенном уране активная зона реактора на базе ЗФС энергонапряженная, может иметь небольшие размеры, но полезно используется лишь 1 из 2.5 нейтронов.

Особый интерес представляет работа реактора на дешевом обедненном уране.

У исходного обедненного урана выход нейтронов при делении ядер достигает величины: η_tn = 0.74, η_fn = 1.12. Но базой является то, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из ²³⁸U в нем идет наработка ²³⁹Pu с высоким сечением его деления, и равновесная концентрация ²³⁹Pu, в долговременных составах, мала. (13). А выход нейтронов из топливного состава формируемого в этом случае на тепловых нейтронах, мал, но положителен:

Это является не недостатком, а преимуществом данного реактора, поскольку при эффективном возврате тепловых нейтронов нет необходимости бессмысленно выжигать нейтроны системой СУЗ для обеспечения его безопасной работы.

Ввод исходного делящегося вещества с концентрацией близкой или несколько меньшей, чем концентрация ²³⁵U в природном уране позволяет в процессе начальной стадии работы реактора сформировать состав для последующей длительной работы с высокой глубиной выгорания топлива в нем - долговременный стационарный состав.

Так, например, при условном режиме CANDU (когда исходный состав природный уран, внешняя зона отсутствует, ЗФС полностью возвращает быстрый поток нейтронов, тепловыми) при стартовом составе 0.5% по ²³⁵U, в таблице 1 показан состав, сформированный в режиме долговременной работы при потоке нейтронов: F_f = 3.7⋅10¹³ см-²с-¹, F_t = 10¹³ см-²с-¹, F_act = 1, N_full/N_act = 1.

Таблица 1 Стационарный состав на базе обедненного урана

F_t = 10¹³ см-²с-¹, F_f = 10¹³ см-²с-¹, N_full/N_act = 1

Изотоп ²³⁸U ²⁴²Pu ²⁴⁰Pu ²³⁹Pu ²⁴³Am ²³⁶U ²⁴⁴Cm Содержание, % 98.010 0.879 0.315 0.282 0.231 0.092 следы

Выход нейтронов из состава: η_t = 1.075 на тепловых и η_f =1.368 на быстрых нейтронах динамика его формирования показана на фиг. 4.

В процессе работы реактора в ходе захвата топливным составом быстрых и тепловых нейтронов и последующих β-распадов идет последовательное выгорание (деление) всех образующихся в процессе работы актинидов. Зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с дистанцирующей решеткой с делящимся веществом зоны деления.

В реакторе шаг пластин замедляюще- фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов совпадает с шагом тепловыделяющих элементов.

Сформированный селектирующими пластинами ЗФС поток тепловых нейтронов имеет расходимость (до 5'-10'), при высокой плотности потока. Он, между пластин, расширяясь глубоко проникает в активную зону реактора до взаимодействия с делящимся веществом и до взаимодействия с наработанным плутонием-239 и с другими актинидами. В результате увеличивается обратный пробег рожденных быстрых нейтронов из глубины активной зоны реактора, растет эффективное отношение размеров быстрой зоны реактора к тепловой зоне. При этом идет наработка плутония-239, растут характерные размеры активной зоны, общая масса делящегося вещества в реакторе и ресурс работы реактора.

Важно, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из ²³⁸U или ²³²Th в нем идет наработка ²³⁹Pu или ²³³U с высоким сечением их деления, но из-за реального соотношения их сечений захвата и деления на тепловых нейтронах равновесные концентрации этих изотопов в долговременных составах, малы. и

В то же время, равновесные концентрации этих изотопов при облучении исходных делящихся веществ быстрыми нейтронами много больше:

и

То есть, основное деление идет при взаимодействии с тепловыми нейтронами реактора, а наработка делящихся изотопов должна идти при взаимодействии с быстрыми нейтронами этого реактора поэтому увеличение обратного пробега быстрых нейтронов, увеличивает наработку плутония-239. Реактор содержит устройство привода, которое обеспечивает относительное перемещение участка возврата нейтронов замедляюще фокусирующей структуры относительно пластин с делящимся веществом зоны деления. При этом поток тепловых нейтронов последовательно перемещается с участков, где идет выгорание наработанного плутонием-239, на участки где идет его наработка.

Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде дисковых пластин, селектирующие пластины участка возврата нейтронов замедляюще фокусирующей структуры выполнены секторами колец профилированы и ориентированы в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления.

Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде плоских пластин, селектирующие пластины участка возврата нейтронов замедляюще фокусирующей структуры выполнены соосно оси реактора и ориентированы в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления.

Возможен вариант, когда устройство энергосъема выполнено в виде контура теплоносителя зоны деления который содержит термосифон с устройством теплообмена размещенном выше зоны деления, устройство сорбционной очистки теплоносителя размещено за устройством теплообмена контура. Возможно применение термоэлектирических энергопреобразователей.

В качестве теплоносителя активной зоны реактора может быть использован гелий, натрий и широкий класс других жидких и газообразных веществ. Желательно чтобы при этом сечение рассеяния ими нейтронов было мало и вещество не являлось замедлителем, чтобы спектр выходящих из активной зоны нейтронов не был «серым».

При работе реактора с относительно тонкостенными пластинами с делящимся веществом и с защитным покрытием при рабочей температуре возможна диффузия и выход продуктов деления из материала. Целесообразна их последующая концентрация в сорбенте чтобы уменьшить их концентрацию в активной зоне и в теплоносителе.

При этом собственно устройство сорбционной очистки теплоносителя может быть размещено за устройством теплообмена контура, как вне активной зоны реактора, так и в ней для трансмутации накапливаемых в сорбенте осколков деления актинидов.

Теплоноситель движется вдоль поверхности пластин с делящимся веществом. При этом если область высокого энерговыделения является тонкой, а энергосъем ведется вдоль всей области энерговыделения, то максимальное энерговыделение в подобном устройстве, может быть крайне высоким.

Так для примера, если: ширина пристеночного потока отселектированных нейтронов, а значит и толщина энергонапряженного слоя составляет h_s ≤ 0.1 мм;

- перепад температур на теплоносителе ΔT_max = 100 К;

- коэффициент конвективной теплоотдачи от поверхности α_max = 10000 Вт/м²К;

То есть при этом, максимальное выделение энергии и энергосъем в тонком слое делящегося вещества, снимаемые с его поверхности, может достигать величины:

. Что в высоконапряженном ядерном реакторе при узких направленных потоках тепловых нейтронов до 3×10¹⁶ см^-2сек^-1, возможно.

Поэтому возможен вариант, когда устройство энергосъема выполнено так что, контур теплоносителя выполнен открытым с ускоряющим соплом, имеет емкость с теплоносителем, компрессор, каналы съема энергии с селектирующих пластин, каналы съема энергии с пластин с делящимся веществом зоны деления и каналы съема энергии с ускоряющего сопла. В этом случае ядерный реактор является источником энергии ракетного ядерного двигателя. Теплоносителем может быть водород или гелий что позволяет увеличить удельный импульс и удельную тягу двигателя.

Возможно использование воздуха.

Для этого замедлитель выполняют структурированным и анизотропным в виде пакета протяженных профилированных пластин, с каналами между ними. Для чего замедляюще-селектирующая структура выполнена в виде группы изогнутых пластин переменной кривизны, причем таких, что образованные между ними криволинейные каналы на краях участков с минимальной кривизной ориентированы в направлении тепловыделяющих элементов, выполненных в виде плоских пластин с протекающим между ними теплоносителем. При этом активная зона реактора выполнена анизотропной с каналами между пластин с делящимся веществом, замедляюще фокусирующая структура содержит селектирующие пластины ориентированные в каналы между пластин с делящимся веществом активной зоны.

Возможность реализации способа обусловлена тем, что поведение нейтронов в замедлителе, вне замедлителя и на границе раздела сред существенно различаются.

Прежде всего, обратим внимание на то, что для полного внешнего отражения нейтронов от поверхности необходимо, чтобы поперечная компонента кинетической энергии нейтрона касательно двигающегося вдоль поверхности была меньше средней потенциальной энергии отталкивания нейтронов в среде, которая может быть определена и как граничная энергия нейтронов в среде.

Угол полного внешнего отражения нейтронов определяется отношением граничной скорости нейтрона v_гр на поверхности вещества к скорости v₀ = 2200 м/с тепловых нейтронов реактора .

Можно представить следующую таблицу для граничной энергии E_гр, граничной длины волны λ_гр, и поперечной граничной скорости нейтронов v_гр для разных веществ на поверхности замедлителя:

Таблица 2

Вещество E_гр, нэВ λ_гр, нм v_гр, м/с Al 0.54 123 3.22 Cu 1.68 69.8 5.67 C (графит плотность 2 г/см³) 1.73 68.7 5.67 Be 2.43 58 6.81 BeO (2.9 г/см³) 2.62 55.8 7.08 D₂O (1.105 г/см³) 1.66 70.2 5.63 Нерж. сталь 1Х18Н10Т 1.82 67.0 5.90 Стекло 0.9 95.3 4.15 Свинец 0.87 96.9 4.08

Этот угол равен ϕ_s = 10' для поверхности из графита, ϕ_s = 12' для поверхности из бериллия, ϕ_s = 10.7' для поверхности из железа, ϕ_s = 11.5' для поверхности из никеля и ϕ_s = 5.0' для поверхности из аллюминия. Угол полного отражения нейтронов можно увеличить снижением температуры замедлителя вплоть до 4.2K, или увеличить до единиц градусов нанесением на поверхность суперзеркальных покрытий.

Суперзеркала представляют собой структуры из слоев с различными оптическими потенциалами, нанесенными на какую либо подложку. Например, это может быть многослойная система из широкого барьера и тонких периодических слоев из FeCo-Si.

Можно записать и условия отражения нейтронов через показатель преломления нейтронов на поверхности вещества:

Где: ; - дебройлевская длина волны нейтрона со скоростью v_n;

N - концентрация ядер; b - длина когерентного рассеяния ядер вещества; μ - магнитный момент нейтрона; B - магнитная индукция поля действующего на нейтрон внутри ферромагнетика; E - энергия нейтрона.

Возможны нейтронные поляризующие суперзеркала, например, из CoFe(V)TiZr, эффективность отражения нейтронов, которыми, зависит от величины и направления наложенного на зеркало магнитного поля.

Существенно то, что нейтрон, выходящий из поверхности вещества получает дополнительную энергию равную E_гр и при этом получает дополнительную поперечную скорость равную v_гр отклоняющую траекторию от поверхности, а нейтрон входящий в вещество, теряет эти энергию и скорость. Поэтому плоский протяженный равномерный канал не обладает селектирующими нейтроны свойствами. По этой же причине не обладает такими свойствами и протяженный канал, имеющий постоянную кривизну его поверхности, если при этом величина граничной энергии на поверхности постоянна.

Для того чтобы щелевой канал получил способность селективно захватывать движущиеся в нем нейтроны, он должен иметь переменную, спадающую к его выходу кривизну этой поверхности. Или с другой стороны, радиус кривизны этой поверхности или граничная энергия на ней должны непрерывно расти в направлении выхода из канала.

В этом случае в структуре, в каждой точке профилированной поверхности канала существует область захвата нейтронов по углам K_sel Δϕ_s (смотри рис. 2).

И потому подобная поверхность обладает способностью захватывать и выводить в выделенном направлении нейтроны как на всей плоскости селектирующей нейтроны пластины, так и во всем объеме анизотропной селектирующей структуры замедлителя. Кроме того важно, что весь этот поток обладает малым разбросом по углам, и он имеет на выходе высокую плотность потока нейтронов в тонком пристеночном слое h_s каждой селектирующей пластины.

И в резко анизотропной структуре ЗФС в виде пакета селектирующих пластин, у каждого нейтрона после рассеяния есть вероятность попасть в угловую область захвата нейтронов, какой-либо из селектирующих пластин внутри пакета структуры. Результатом движения нейтронов у поверхности пластин, радиус кривизны R которых гладко растет, является серия последовательных отражений: пристеночный нейтрон, первый раз отразившись от поверхности пластины, испытывает ряд последующих отражений.

Важно, что при рассеянии нейтронов на ядрах замедлителя, в среднем, угол отклонения нейтронов от исходной траектории близок к прямому углу.

Рассматривая селекцию нейтронов замедляющее - селектирующей структурой с криволинейными каналами селекции, прежде всего, обратим внимание на закономерности определяющие отражение нейтронов от поверхности этих каналов. И если угол внешнего поверхностного отражения нейтронов равен ϕ_s, а радиус кривизны поверхности равен ≈ R, то длина хорды, по которой движется отраженный нейтрон, будет L_s ≈ R·sin(ϕ_s), а расстояние между хордой и поверхностью канала, будет h_s ≈ R· (1 - cos(ϕ_s)).

А поэтому величина ϕ_s преимущественно влияет на количество отражений уже отселектированных структурой нейтронов от поверхности каналов до выхода из них.

Можно также показать, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции K_sel может быть представлен, как . Здесь поверхность селектирующей пластины ЗФС задается в координатах (x,y). Где R'_x - производная изменения радиуса кривизны R селектирующей пластины вдоль ее длины, и y'_x - производная профиля селектирующей пластины вдоль ее длины.

Важно, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции K_sel не зависит от ϕ_s, но при этом существенно определяется кривизной селектирующих пластин.

Для примера, если поверхность пластины формирующей канал может быть описана как парабола , при p = 0.005 м, то радиус кривизны этой параболы может быть представлен, как , и если пластина имеет длину около L_p = 150 мм, то радиус ее кривизны на краю достигает R = 3 м. И при этом соответственно увеличивается длина траектории нейтронов между отражениями до L_s ≤ 2 см, причем ширина пристеночного потока отселектированных нейтронов h_s ≤ 0.01 мм, остается узкой, что определяет высокую плотность потока нейтронов в нем.

Изменяется вдоль длины канала и коэффициент эффективности захвата нейтронов в процесс селекции K_sel , при длине области селекции в 150 мм, он на значительной части его длины (см. рис 2) он больше чем K_sel ≥ 10, или Δϕ_s ≥ 10·ϕ_s, что существенно влияет на рост эффективности селекции нейтронов одиночной пластиной структуры.

В этом случае можно оценить плотность пристеночного потока нейтронов выходящего из одиночной пластины ЗФС, как .

Считая, для примера, что плотность диффузного потока тепловых нейтронов в структуре, например, равна n₀ = 5×10¹³ см^-2сек^-1 , а K_sel ≈ 20, получим при толщине потока h_s ≈ 0.01 мм, что K_s ≈ 60, и что плотность пристеночного потока нейтронов выходящих из одиночного канала селектирующей структуры, выросла до n_out ≈ 1.2×10¹⁶ см^-2сек^-1.

Замедление быстрых нейтронов происходит в глубине ЗФС и поток нейтронов, которые вернулись в зону деления, является тепловым. В спектре нейтронов тепловой активной зоны промежуточные нейтроны отсутствуют.

Сформированные узкие высокоплотные потоки тепловых нейтронов направляют на делящееся вещество, в результате чего в нем идут процессы, захвата деления, тепловых нейтронов и рассеяния нейтронов. В результате деления выделяется ядерная энергия, и рождаются быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, пройдя сквозь делящееся вещество, частично взаимодействуют с ним и уходят в замедляюще-селектирующую структуру где их термализуют на его веществе, селектируют и вновь направляют в виде узкого плотного потока тепловых нейтронов на делящееся вещество. Цикл их жизни замыкается.

Реализация способа возможна в ядерном реакторе, содержащем замедляюще фокусирующую структуру, зону деления, устройство энергосъема, характеризующемся тем, что зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с дистанцирующей решеткой с делящимся веществом зоны деления.

Процесс управления реактором может быть многоканален:

1) это, прежде всего управление процессами селекции в ЗФС;

2) управление отношением объемов быстрой зоны реактора к объему тепловой зоны реактора уменьшением зоны возврата в пакете ЗФС и увеличением глубины ввода тепловых нейтронов до взаимодействия, в зону деления;

3) обычное поглощение избыточных, с точки зрения процесса деления, нейтронов, на поглотителе в аварийном режиме работы реактора; поглощение избыточных нейтронов возможно также и в дополнительных фокусных областях устройства формирования направленного потока нейтронов;

6) управление эффективностью теплосъема при температурной зависимости процесса;

7) управление перемещением зоны локализации областей тепловых нейтронов в делящемся веществе.

Краткое описание фигур чертежей

Сущность изобретения поясняется чертежами, где:

на фиг. 1. - схематический вид реактора глубокого выгорания топлива.

на фиг. 2. - схематический вид реактора ракетного двигателя.

на фиг. 3. - селектирование нейтронов в криволинейном канале селекции.

на фиг. 4. - Динамика изменения критичности состава на обедненном уране.

Реактор деления содержит анизотропно-структурированную замедляющее- селектирующую структуру (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов 1, включающую замедляющее вещество 2, профилированные пластины для селекции нейтронов 3, каналы теплоносителя системы энергосъема 4, участок перехвата нейтронов ЗФС 5, участок возврата нейтронов ЗФС 6, активная зона реактора 7, пластины активной зоны реактора 8, теплоноситель 9, контур теплоносителя активной зоны в виде термосифона 10, устройство теплообмена 11, устройство сорбционной очистки теплоносителя 12, экранирующая ЗФС рубашка 13, элементы системы СУЗ 14, бак с теплоносителем 15, компрессор 16, сопло двигателя 17.

Осуществление группы изобретений

Работа устройства рассмотрена на примере варианта, показанного на фиг. 1.

Быстрые нейтроны реактора, термализуют в анизотропно-структурированной замедляющее- фокусирующей структуре (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов на замедляющем веществе 2, выполненном в виде профилированных пластин для селекции нейтронов 3 формируя диффузное поле тепловых нейтронов. Энергия торможения быстрых нейтронов снимается теплоносителем протекающим по каналам теплоносителя системы энергосъема ЗФС 4. Тепловые нейтроны, после замедления сепарируют по углам их распространения, на профилированных пластинах для селекции нейтронов 3 и при этом выделяют их потоки, двигающиеся в направлении минимальной кривизны поверхности пластин. Замедляюще фокусирующая структура содержит участки перехвата нейтронов ЗФС 5 размещенные в торцевых областях ЗФС для уменьшения потерь нейтронов и участки возврата нейтронов ЗФС 6 направленные в активную зону реактора 7. Пластины с делящимся веществом активной зоны реактора 8 и профилированные пластины для селекции нейтронов 3 выполнены с равным или кратным шагом, так, чтобы потоки тепловых нейтронов селектированные ЗФС были направлены в зазоры между пластинами с делящимся веществом 8. Теплоноситель 9 контура теплоносителя активной зоны 10 выполненного в виде термосифона снимает энергию выделяющуюся при делении и затем передает ее через устройство теплообмена 11 внешним устройствам энергопреобразования. Контур теплоносителя активной зоны 10 содержит устройство сорбционной очистки теплоносителя 12, компрессор (не показан). Экранирующая ЗФС рубашка 13, также выполненная в виде ЗФС, служит для уменьшения потерь нейтронов, перехватывая ту их часть, которая не захвачена основной ЗФС. Система СУЗ 14 служат для управления работой реактора, устройство перемещения зоны локализации областей тепловых нейтронов, в делящемся веществе не показаны.

При реализации реактора как устройства энергообеспечения ЯРД контур теплоносителя содержит бак с теплоносителем 15, за ним стоит компрессор 16, на выходе размещено сопло двигателя 17 преобразующее энергию нагретого в зоне деления реактора теплоносителя в скорость потока.

Для замедления и селекции тепловых нейтронов всем объемом структуры необходимо, чтобы: , где σ_s и σ_a - сечения рассеяния и поглощения нейтронов; N_s - число последовательных перерассеяний теплового нейтрона на ядрах вещества до поглощения; ω - угол расходимости селектированного потока вдоль плоскости селекции. Для графита: В пределе тепловой нейтрон может быть отселектирован в выделенном направлении и пройти через фокусную ее область за время жизни до 1.3⋅10³/300 ≈ 4 раз (технологическое альбедо 4).

Длина селекции нейтронов в структуре:

Расстояние между пластинами, при котором весь вошедший в торец быстрый поток термализован и вышел обратно тепловым: .

В базовом варианте ЗФС может быть выполнена в виде:

- конструкции в виде пакета замедляющее-селектирующих элементов из графита с теплоносителем из гелия-4 в каналах между ними и содержащей во внешней кольцевой полости теплоноситель из тяжелой воды,

- варианта включающего выполнение замедляющее-селектирующих элементов из дейтерированного фторопласта-40 - (CF₂-CF₂-CD₂-CD₂)n (радиационная стойкость материала до 10⁸ рад) с теплоносителем из гелия-4 в каналах между ними.

При этом длина торможения быстрых реакторных 1 МэВных нейтронов структурой составляет (в зависимости от вещества из которого она выполнена) от 8 см до 16 см.

Принимаем, как и в эксперименте, профиль пластин селективных элементов в виде части эллипсов, оси которых: а = 300 мм, b = 30 мм, а максимум эффективности селекции K_sel = 15, лежит на участке длины от 10 до 200 мм.

Диффузионная длина тепловых нейтронов в веществе ЗФС ≈ 68 см, но при этом существенно, что, - число последовательных перерассеяний теплового нейтронов на ядрах вещества до захвата селектирующей структурой и вывода, мало:.

И в результате длина селекции (размеры области ЗФС) в которой, идет захват нейтронов структурой - . Принимаем длину (ширину) селектирующих пластин - L_plast = 200 мм, тогда, толщина селектированного пристеночного потока, h_s ≈13 мк, а его фазовая плотность - ,

при потоке в реакторе .

При эффективной работе быстрый, входящий в ЗФС и выходящий из него тепловой потоки нейтронов сохраняются, но для этого шаг между селектирующими пластинами в приосевой области должен быть: .

При работе на обогащенном уране активная зона реактора на базе ЗФС может иметь небольшие размеры и мощность, но полезно используется лишь 1 из 2.5 нейтронов.

Особый интерес представляет работа реактора на дешевом обедненном уране.

Базой является то, что равновесная концентрация ²³⁹Pu при долговременном облучении ²³⁸U тепловыми нейтронами, к которой стремится процесс c_Pu239=0.27% а критичность стремится к η_t=1.058.

При этом, размещенная в приосевой области ЗФС сборка плоских ТВЭЛ должна иметь диаметр сравнимый, как минимум с удвоенной диффузионной длиной тепловых нейтронов в веществе сборки, например, - для сборки из UO₂.

При этом выполнение активной зоны реактора анизотропной с каналами между пластин с делящимся веществом, когда замедляюще фокусирующая структура содержит селектирующие пластины ориентированные в каналы между пластин с делящимся веществом активной зоны, позволяет увеличить характерные размеры активной зоны.

Таким образом, что при этом, увеличивается обратный пробег быстрых нейтронов из глубины активной зоны реактора, растет эффективное отношение размеров быстрой зоны реактора к тепловой зоне. При этом идет наработка плутония, растут характерные размеры активной зоны, общая масса делящегося вещества в реакторе и ресурс работы реактора.

Изобретение относится к способу управляемого деления ядер и реактору для его осуществления. Замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов и проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления. Зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U, сравнимой или меньшей концентрации в природном уране, глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия, увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем, перемещают поток относительно делящегося вещества зоны деления реактора. Реактор содержит замедляюще фокусирующую структуру, зону деления, устройство энергосъема, причем зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки, имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с дистанцирующей решеткой с делящимся веществом зоны деления. Техническим результатом является упрощение, рост удельной мощности в реакторе и обеспечение энергетической эффективности, безопасности и экологической приемлемости, расширение технических возможностей ядерных реакторов и спектр областей их технического применения. 2 н. и 3 з.п. ф-лы, 4 ил., 2 табл.

1. Способ управляемого деления ядер, в котором замедляют быстрые нейтроны и формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, отличающийся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией ²³⁵U, сравнимой или меньшей концентрации в природном уране, глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия, увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем, перемещают поток относительно делящегося вещества зоны деления реактора.

2. Ядерный реактор, содержащий замедляюще фокусирующую структуру, зону деления, устройство энергосъема, отличающийся тем, что зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки, имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с дистанцирующей решеткой с делящимся веществом зоны деления.

3. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что содержит устройство привода, которое обеспечивает относительное перемещение участка возврата нейтронов замедляюще фокусирующей структуры относительно пластин с делящимся веществом зоны деления.

4. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что устройство энергосъема выполнено в виде контура теплоносителя зоны деления, который содержит термосифон с устройством теплообмена, размещенным выше зоны деления, устройство сорбционной очистки теплоносителя размещено за устройством теплообмена контура.

5. Ядерный реактор по п.2, отличающийся тем, что контур теплоносителя выполнен открытым с ускоряющим соплом, имеет емкость с теплоносителем, компрессор, каналы съема энергии с селектирующих пластин, каналы съема энергии с пластин с делящимся веществом зоны деления и каналы съема энергии с ускоряющего сопла.