ДВУХЖИДКОСТНЫЙ РЕАКТОР - ВАРИАНТ С ЖИДКИМ МЕТАЛЛИЧЕСКИМ ДЕЛЯЩИМСЯ МАТЕРИАЛОМ (DFR/m) Российский патент 2024 года по МПК G21C3/52 

Изобретение относится к ядерному реактору, работающему по принципу двухжидкостного реактора со специальной смесью жидких металлических делящихся материалов в качестве жидкого топлива в жидкостном топливопроводе.

ПРЕДПОСЫЛКИ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Двухжидкостный реактор (Dual Fluid Reaktor, DFR), известный из EP 2 758 965 В1, представляет собой новый тип ядерного высокотемпературного реактора на быстрых нейтронах, который, в отличие от всех других концепций реакторов для атомных электростанций, работает с двумя отдельными жидкостными контурами. Эти два жидкостных контура включают контур первичного теплоносителя, состоящего из жидкого металла, для высокоэффективного отведения высокой плотности мощности, выделяющейся в ходе реакции деления, и контур жидкого делящегося материала для оптимального использования и переработки делящегося материала, при этом передача тепла от жидкого делящегося материала к теплоносителю осуществляется через систему труб в зоне деления в активной зоне реактора. Таким образом, создается высокоэффективный, пассивно-безопасный по своей сути адиабатический реактор для атомной электростанции, характеризующийся энергоотдачей, которая больше чем на порядок превышает этот показатель для предыдущих типов атомных электростанций. При этом состав жидкого делящегося материала не уточняется. Доступны два варианта: расплав солей или жидкометаллическая смесь.

В случае солевого расплава оптимальный состав состоит из трихлоридов актиноидов. Благодаря высокой теплопередающей способности жидкометаллического теплоносителя можно отводить из активной зоны реактора высокую тепловую мощность ядерной цепной реакции. Разбавление соли актиноида не требуется. Это отличает DFR от известного реактора с расплавом солей (Molten Salt Reactor, MSR), где расплав солей одновременно обеспечивает делящийся материал и перенос тепла, и поэтому должен быть разбавлен. Следовательно, в случае MSR рассматриваются солевые эвтектики с низкой концентрацией актиноидов, что приводит к более низкой удельной плотности мощности и увеличению проблем, связанных с коррозией.

Однако, неразбавленный трихлорид актиноидов также имеет недостатки. Стехиометрия 1:3 уже представляет собой разбавление концентрации актиноида, что приводит к снижению нейтронной экономики также за счет умеренного эффекта относительно легкого хлора. Другим значительным недостатком является низкая теплопроводность соли, что оказывает существенное влияние на теплопередачу к трубчатым оболочкам, однако, также на распределение тепла внутри соли. Этому необходимо противодействовать, прокачивая расплав соли через активную зону реактора со скоростью, которая обеспечивает возникновение в жидкости турбулентности. Из-за этого также ограничивается плотность мощности. Кроме того, существенно усложняется непрерывная переработка делящегося материала с целью удаления продуктов деления.

При применении жидкометаллической жидкой смеси в качестве делящегося материала проблема теплопроводности решается непосредственно, как уже описано в EP 2758 965 В1. Делящийся материал больше не требуется перекачивать, и плотность мощности может быть увеличена, как и рабочая температура. Однако разработка подходящей жидкометаллической смеси является очень сложной задачей.

Уран и, тем более, торий имеют слишком высокие точки плавления для работы атомной электростанции. Поэтому требуется снизить по меньшей мере температуру солидуса путем добавления других металлов с достаточно благоприятными нейтронными свойствами. Получаемый многокомпонентный сплав не обязательно должен быть эвтектическим. Даже когда температура ликвидуса превышает рабочую температуру, смесь в такой кашеобразной фазе достаточно хорошо перекачивается.

Применение жидкометаллических смесей в качестве делящихся материалов уже было предметом исследований в прошлом. Использовались свинец и, особенно, висмут с их низкими температурами плавления. При этом, актиноиды должны быть растворены, что приводит к очень низкой концентрацию актиноидов в сочетании с соответствующими недостатками, более выраженными, чем в случае расплавов солей. Это могло бы снизить нейтронную экономику и, как следствие, эффективность трансмутации такого реактора.

Исследования безопасности специальных реакторов на твердом делящемся материале подсказали другой путь. Например, в ядерных реакторах предыдущих типов применение твердого металлического делящегося материала рассматривалось уже на ранних стадиях (I поколение), и были проведены соответствующие эксперименты. При эксплуатации топливных элементов с металлическим делящимся материалом было обнаружено, что при выгорании он деформируется, образуя пустоты и трещины. Это, в свою очередь, снижает теплопередачу и ведет к деформации трубчатых оболочек. Поэтому было принято решение использовать поддоны с керамическими оксидными делящимися материалами, несмотря на низкую теплопроводность. В США для интегрального реактора на быстрых нейтронах (Integral Fast Reaktor, IFR) снова были вынуждены применить металлический делящийся материал. Там проблемы решались за счет того, что делящийся материал занимал меньший объем, чем имеющийся в трубчатых оболочках. Таким образом, уже присутствующие в них полости были заполнены жидким натрием.

Вне зависимости от конкретной смеси делящихся материалов были проведены исследования аварийных сценариев, когда делящийся материал перегревался, и его влияние на материалы трубчатых оболочек становилось очевидным. В случае металлического делящегося материала это может привести к его расплавлению. Таким образом, то, как расплавленный делящийся материал затем действует на материалы трубчатых оболочек, также было предметом исследований. Превращающийся в жидкость уран начинал растворять трубчатые оболочки, обычно сделанные из сплавов нержавеющих сталей в реакторах на быстрых нейтронах, в результате чего элементы, входящие в состав сплавов стали, растворялись в разной степени. Более детальное изучение этих свойств растворения и образующихся при этом смесей металлов позволило определить характеристики эвтектических смесей урана и тория с химическими элементами из нержавеющей стали. В качестве основы для смесей жидких металлических делящихся материалов для такого реактора, как DFR, используются бинарные эвтектики: 1. уран/хром (80 ат.% U, 20 ат.% Cr); 2. уран/марганец (80 ат.% U, 20% Mn); 3. торий/железо (70 ат.% Th, 30 ат.% Fe).

Однако применение таких эвтектическ в реакторах с жидким делящимся материалом никогда не рассматривалось, и до сих пор не принималось во внимание. Это связано с тем, что такой вопрос никогда не возникал, поскольку единственным вариантом реактора с жидким делящимся материалом был упомянутый выше MSR. Благодаря изобретению DFR ситуация коренным образом меняется, поскольку здесь также можно рассматривать жидкий металлический делящийся материал.

ЗАДАЧА И ОБЪЕКТ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Как указывалось выше, трудно определить состав подходящей смеси жидких металлических делящихся материалов. Поэтому задача изобретения состоит в создании жидкого металлического делящегося материала для двухжидкостного реактора, характеризующегося высокой теплопроводностью, высокой плотностью актиноидных нуклидов, высокой плотностью мощности и высокой рабочей температурой, который позволяет осуществлять непрерывную выгрузку в двухжидкостном реакторе и, таким образом, может быть использован в качестве топлива в топливопроводе двухжидкостного реактора.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Эта задача решена посредством использования смеси расплавленных металлов на основе преобладающей доли актиноидов, в частности, эвтектик актиноидов, для различных режимов работы и циклов воспроизводства в DFR, как описано далее.

Было обнаружено, что многокомпонентные сплавы или образующиеся многокомпонентные сплавы необязательно должны быть эвтектическими.

В основе изобретения лежат исследования, которые были проведены для аварийных сценариев, когда делящийся материал перегревался, и его влияние на материал трубчатых оболочек становилось очевидным. В случае металлического делящегося материала, это может привести к его расплавлению. Недостатком является то, что, например, превращающийся в жидкость уран начинает растворять трубчатые оболочки, обычно сделанные из сплавов нержавеющих сталей в случае реакторов на быстрых нейтронах, в результате чего элементы, входящие в состав сплавов стали растворяются в разной степени.

Согласно изобретению на основе этих свойств растворения можно было бы найти смеси металлов, которые являются подходящими, преимущественными, частично эвтектическими смесями, предпочтительно, тория, урана и плутония с химическими элементами, входящими в состав сталей, такими как железо, хром или марганец.

Применение эвтектики в реакторах с жидким делящимся материалом до сих пор не рассматривалось, поскольку единственным вариантом реактора с жидким делящимся материалом был упомянутый выше MSR. Однако настоящее изобретение допускает использование эвтектической смеси актиноидов и многокомпонентных сплавов с высоким содержанием актиноидов в качестве смесей жидких металлических делящихся материалов в двухжидкостном реакторе (DFR).

Известны двухжидкостные реакторы (см. EP 2 758 965 B1), характеризующиеся, например, наличием первого канала для непрерывной подачи жидкого топлива в пространство активной зоны корпуса реактора и удаления из него, при этом упомянутый первый канал входит в корпус активной зоны реактора через впуск, проходит через пространство активной зоны, где цепные ядерные реакции могут протекать в критическом или докритическом режиме, и снова выходит из корпуса активной зоны реактора через выпуск, и второго канала для жидкого теплоносителя, который расположен так, что теплоноситель из второго канала поступает через впуск в упомянутый корпус активной зоны реактора, омывает первый трубопровод и выходит из корпуса активной зоны реактора через выпуск.

Следовательно, предметом изобретения является двухжидкостный реактор (DFR), который в качестве жидкого топлива в жидкостном топливопроводе содержит жидкие смеси металлов с высоким содержанием актиноидов в виде смеси жидких металлических делящихся материалов.

Предпочтительно, доля не являющихся актиноидами металлов в смеси составляет максимум 31 ат.%, а доля актиноидов составляет по меньшей мере 69 ат.%. Максимально возможное отклонение составляет 1%.

В одном из вариантов осуществления изобретения металлы выбраны из хрома (Cr), марганца (Mn) и/или железа (Fe). Предпочтительные актиноиды выбраны из тория (Th), урана (U) и/или плутония (Pu).

При первой загрузке активной зоны торий предпочтительно используется как Th-232, а также части других изотопов, если используется отработанное топливо, уран предпочтительно используется в виде U-233, U-235, U-238, и, возможно, части других изотопов, таких как U-236, если используется отработанное топливо, плутоний предпочтительно используется в виде Pu-239, Pu-240, Pu-241, Pu-242, и, при необходимости, доли других изотопов, если используется отработанное топливо. Кроме того, при использовании отработанного топлива в первой загрузке может содержаться до 3 ат.% продуктов деления, а части высокоактивного и/или низкоактивного делящегося материала могут быть заменены нуклидами трансурановых элементов.

В предпочтительном варианте осуществления изобретения основами смесей жидких металлических делящихся материалов для двухжидкостного реактора служат следующие бинарные эвтеки:

1. Уран/хром (предпочтительно, в соотношении 4:1, т.е., предпочтительно примерно 80 ат.% U и примерно 20% Cr),

2. Уран/марганец (предпочтительно, в соотношении 4:1, т.е., предпочтительно примерно 80% U и примерно 20% Mn) и/или

3. Торий/железо (предпочтительно, в соотношении 7:3, т.е., предпочтительно примерно 70% Th и примерно 30% Fe).

Несмотря на то, что вышеуказанные бинарные эвтектики еще не рассматривались в качестве смесей жидких металлических делящихся материалов для атомных электростанций, они очень хорошо подходят для применения в DFR. Они характеризуются очень высокой концентрацией актиноидов, что оптимизирует нейтронную экономику и, таким образом, способность реактора к трансмутации. Точка их плавления составляет 800°С, что делает из пригодными для эксплуатации. Точки кипения значительно превышают 2000°С, поэтому рабочая температура может быть увеличена, так как образование пузырьков пара находится далеко от рабочего режима, что соответствует свинцовому теплоносителю. Высокая теплопроводность делает ненужным непрерывное перекачивание делящегося материала. В целом, это ведет к увеличению плотности мощности и, следовательно, к высокой эффективности атомной электростанции.

В виде чисто бинарного сплава они не могут использоваться в реакторе на быстрых нейтронах, и они не остаются в этом виде из-за трансмутации, которая продолжается во время работы. Каждый критический ядерный реактор требует достаточно высокой концентрации высокоактивного делящегося материала, т.е. нуклидов, которые могут быть расщеплены тепловой и надтепловой энергией нейтронов (т.е., U-233, U-235, Pu-239, Pu-241, т.е. преимущественно нуклидов с нечетным числом нейтронов), а не только нейтронами с высокой энергией (Th-232, U-238, а также нуклидов трансурановых элементов с четным числом нейтронов), как в случае низкоактивного делящегося материала. Торий не делится критически ни в одном из реакторов, природный уран - ни в одном из реакторов на быстрых нейтронах. Концентрацию высокоактивного делящегося материала необходимо значительно увеличить для реакторов на быстрых нейтронах. В обоих случаях речь уже не идет о бинарном сплаве и, вероятно, не соблюдается условие эвтектики, т.е., совпадение температуры солидуса и ликвидуса. Образующиеся продукты деления из-за малой конверсии массы при делении ядра могли бы сначала полностью раствориться в сплаве. Однако превосходная нейтронная экономика такого DFR позволяет работать в течение такого длительного времени без переработки смеси делящихся материалов, что концентрация здесь также может увеличиться до такой степени, что наступают эффекты агломерации. К тому же, в результате стерильного захвата нейтронов и бета-распада изменяются и нуклиды актиноидов. Помимо нового урана и плутония производятся, например, протактиний, нептуний, америций. В результате образуются смеси, которые по качеству и количеству сильно отличаются от бинарных эвтектик. Смеси, содержащие более 2 компонентов, в частности, с повышенной концентрацией продуктов деления, могут отличаться по диапазону параметров от значений для эвтектик, но пока температура солидуса и общая вязкость достаточно низки для перекачивания, это не влияет на работоспособность.

Согласно изобретению в качестве свежего запаса для активной зоны реакторов DFR используют следующие предпочтительные варианты смеси металлов:

1. Обогащенные бинарные эвтектики U/Cr, U/Mn и/или Th/Fe. Особенно предпочтительными являются уран/хром в соотношении [79, 81] ат.% U, [19, 21] ат.% Cr, уран/марганец в соотношении [79, 81] ат.% U, [19, 21] ат.% Mn и/или торий/железо в соотношении [69, 71] ат.% Th, [29, 31] ат.% Fe. На начальном этапе особенно предпочтительной является бинарная эвтектика, состоящая из [7, 12] ат.% U-235, [67, 74] ат.% U-238, [19, 21] ат.% {Cr или Mn}. В результате конверсии во время работы часть U-235 последовательно замещается плутонием, преимущественно Pu-239, при этом, образуется тройная смесь плюс продукты деления.

2. Тройная смесь Pu/U/Cr. Изначально особенно предпочтительно использовать тройную смесь, состоящую из [7, 12] ат.% Pu-239, [67, 74] ат.% U-238, [19, 21] ат.% {Cr или Mn}. Доля Pu остается примерно постоянной благодаря конверсии U-238. U-238 расходуется и замещается продуктами деления.

3. Четвертичная смесь U/Th/Fe/Cr. Изначально особенно предпочтительно использовать четвертичную смесь, состоящую из [7, 12] ат.% U-233, [1, 4] ат.% {Cr или Mn}, [59, 64] ат.% Th-232 и [25, 29] ат.% Fe. U-233 необходим здесь в качестве единственного высокоактивного делящегося материала. Торий является только воспроизводящим материалом, расходуемым при конверсии U-233. Смесь из Fe и Cr должна достичь эвтектического состояния для четвертичной смеси.

4. Четвертичная смесь Pu/Th/Fe/Cr. Эта четвертичная смесь является исходной для ториевого цикла при сжигании U-233, Поскольку плутоний намного более доступен, чем U-233, то особенно предпочтительно изначально использовать смесь, состоящую из [7, 12] ат.% Pu, [1, 4] ат.% {Cr или Mn}, [59, 64] ат.% Th-232 и [25, 29] ат.% Fe. При переходе к U/Th/Fe/Cr образуется пятеричная смесь U/Pu/Th/Fe/Cr.

5. Пятеричная смесь U/Pu/Th/Fe/Cr. Эта пятеричная смесь пригодна для гибридного режима работы, при котором очень высокий выход нейтронов плутония используют для максимального воспроизводства U-233 из тория наряду с регенерацией плутония из U-238. И наоборот, содержание тория/U-238 может быть выбрано так, чтобы степень конверсии была минимальной для режима работы реактор/установка сжигания. С этой целью можно было бы добавлять также довольно инертные в нейтронно-физическом отношении материалы, разбавляющие делящийся материал, например, Zr, Al или Mg. Соотношение компонентов также является результатом оптимизации выгорания.

Процентное содержание веществ в применяемых смесях в сумме всегда равно 100%.

Далее изобретение более подробно пояснено на примере.

Нейтронно-физическое моделирование работающего на жидкометаллическом топливе DFR показало, что концентрация высокоактивного делящегося материала для соблюдения условия критичности должна составлять примерно ~10 ат.% в зависимости от номинальной мощности активной зоны реактора. Для активной зоны SMR мощностью 600 МВт_Th эта величина составляет примерно ~11 ат.%, для обычной электростанций 3000 МВт_Th - примерно ~9 ат.%, а для станции для получения технологического тепла нефтеперерабатывающего завода мощностью 30000 МВт_Th - примерно ~8 ат.% Различие концентраций разных высокоактивных нуклидов делящегося материала лежит в диапазоне тысячных долей, при этом плутоний определяет нижнюю границу из-за большого выхода нейтронов быстрого спектра. Преимуществом хрома в качестве компонента сплава по сравнению с марганцем в сочетании с ураном является то, что он поглощает меньше нейтронов, хотя это отличие не является исключительным критерием. Помимо Cr также может быть использован Mn. Применение Mn требует в качестве компенсации повышения концентрации высокоактивного делящегося материала. Кроме этого, моделирование показало, что нейтронный спектр очень жесткий; поэтому может сгореть больше нуклидов с четным числом нейтронов, т.е., k_inf>1. Это важные для практической работы нуклиды U-234, Pu-240 и Pu-242. Следствием этого является то, что скорость конверсии в реакторе резко возрастает, поскольку образование указанных нуклидов уже не является стерильным захватом нейтронов. Для U/Pu цикла это означает, например, увеличение от 1,3 до 2,1. Вследствие этого сжигание трансурановых элементов из выгоревших топливных элементов существующих атомных электростанций, которые являются проблемными отходами, подлежащими геологическому захоронению, также возможно с максимальной эффективностью.

Отсюда следует интервал концентраций высокоактивных делящихся материалов [7, 12] ат.% С другой стороны, доля легирующих компонентов {Cr или Mn} 20 ат.% и Fe 30 ат.% для достижения условия эвтектики четко фиксирована и варьируется в пределах 1%. Дополнение до 100% осуществляют слабоактивным делящимся материалом или воспроизводящим материалом (уран-238 в природном уране или обедненный уран или переработанный уран вместе с U-236, торий-232).

Исходя из описанных выше простых эвтектик с добавлением высокоактивных нуклидов делящегося материала и различных нуклидов воспроизводящего материала существует несколько возможностей работы DFR с различными сочетаниями делящихся материалов, что также включает в себя смешанный и переходный режимы работы. Простейший переходной режим начинается с низкообогащенного урана (НОУ). Легирующей добавкой является {Cr или Mn} с постоянной долей. По мере работы доля плутония увеличивается из-за потребления исходного материала U-238, и, наконец, плутоний замещает U-235 в качестве высокоактивного делящегося материала, при этом, образуются продукты деления, как описано выше.

Применение тория в качестве воспроизводящего материала изначально подразумевает смешанный режим работы. Для выполнения условия эвтектики торий требует 30 ат.% железа в качестве легирующей добавки (варьирование примерно 1%) (Fe/Th=3/7), тогда как возникающий в процессе воспроизводства высокоактивный делящийся материал U-233 требует 20 ат.% хрома в качестве легирующей добавки (Cr/U=1/4). С условием, что процентное содержание всех компонентов должно составлять в сумме 100%, возникает линейная система уравнений для расчета стехиометрии с 3 неизвестными компонентами сплава и торием, при этом доля высокоактивного делящегося материала задается мощностью реактора (переменные могут представлять собой интервалы) с соответствующими пропорциями в качестве решения.

На практике в ториевом цикле U-233 практически недоступен как результат воспроизводства ториевого цикла, поэтому для запуска реактора с торием в качестве воспроизводящего материала также предусматривается применение плутония в качестве сильно делящегося материала на промышленных перерабатывающих заводах PUREX. Плутоний по своим значащим химическим свойствам настолько подобен урану, что {Cr или Mn} также применяют в качестве легирующего компонента для выполнения условий эвтектики. Поэтому, в стехиометрический расчет добавляются уран и плутоний (Cr/(U+Pu)=1/4). Это также представляет собой переходный режим работы, при котором плутоний постепенно заменяется U-233 при потреблении тория. Другой очень длительный переходный режим работы для ториевого цикла представляет собой вариант запуска реактора с НОУ. Воспроизводящий материал U-238, который расходуется при воспроизводстве Pu-239, в ходе циклов обработки ядерного топлива в PPU (установка пирохимической переработки) DFR замещается не U-238, а Th-232.

Для максимального воспроизводства U-233 для других целей, например, в мобильных тепловых реакторах, в качестве единственного делящегося материала или для загрязнения ВОУ (высокообогащенного урана) в качестве меры противодействия распространению, в сочетании с PPU может быть осуществлен и гибридный режим работы, при котором плутоний со свойственным ему высоким выходом нейтронов обеспечивает размножение избыточных нейтронов для захвата торием. При этом добавляют достаточное количество U-238, чтобы израсходованный плутоний можно было регенерировать. Промежуточный нуклид Pa-233 может быть отделен путем частой переработки топливной жидкости в PPU, так что U-233 образуется преимущественно вне в активной зоны реактора и не расщепляется в реакторе. Определение состава является задачей нейтронно-физической оптимизации. Доля {Cr, Mn} представляет собой четверть добавленной доли Pu и U. Необходимая доля Fe составляет 3/7 от Th.

Для сжигания трансурановых элементов из облученных топливных элементов атомных электростанций они могут быть смешаны с воспроизводящим материалом, главным образом, в качестве слабоактивных делящихся материалов. В зависимости от размера доли и химических свойств устанавливают долю {Cr, Mn} и Fe. Если нужен режим работы реактор/установка сжигания, т.е., если нужно исключить избыточное воспроизводство, воспроизводящий материал может быть разбавлен инертными в нейтронно-физическом отношении нуклидами (т.е. с меньшим сечением поглощения нейтронов и отсутствием образования долгоживущих радиоактивных нуклидов), например, Zr, Mg или Al.

Изобретение относится к ядерному реактору, работающему по двухжидкостному принципу, содержащему смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве жидкого топлива в жидкостном топливопроводе, причем смесь имеет высокую долю актиноидов, предпочтительно 69 ат.% и более. Металлы выбраны из хрома (Cr), марганца (Mn) и железа (Fe). Актиноиды выбраны из тория (Th), урана (U) и плутония (Pu). Смесь и образующиеся многокомпонентные сплавы не обязательно должны быть эвтектическими. Техническим результатом является создание реактора, характеризующегося высокой плотностью мощности и высокой рабочей температурой, который позволяет осуществлять непрерывную выгрузку в двухжидкостном реакторе. 8 з.п. ф-лы.

1. Двухжидкостный реактор (DFR), характеризующийся тем, что он имеет жидкое топливо в жидкостном топливопроводе, которое содержит жидкие смеси металлов с преобладающим содержанием актиноидов в виде смеси жидких металлических делящихся материалов,

причем смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора состоит из бинарных эвтектик урана/хрома или урана/марганца,

или

причем смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой тройную смесь плутония/урана/хрома или плутония/урана/марганца,

или

смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой четвертичную смесь урана/тория/железа/хрома или урана/тория/железа/марганца,

или

причем смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой четвертичную смесь плутония/тория/железа/хрома или плутония/тория/железа/марганца,

или

причем смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой пятеричную смесь урана/плутония/тория/железа/хрома или урана/плутония/тория/железа/марганца,

или

причем смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой бинарную эвтектику, состоящую из [7, 12] ат.% U-235, [67, 74] ат.% U-238, [19, 21] ат.% {Cr или Mn}, при этом общее процентное содержание всегда в сумме составляет 100%, и при этом образуется пятеричная смесь, состоящая из U/Pu/Th/Fe/{Cr или Mn}в качестве рециркулируемого запаса, при необходимости, с длительным переходом к четвертичной смеси, состоящей из [7, 12] ат.% U-233, [1, 4] ат.% {Cr или Mn}, [59, 64] ат.% Th и [25, 29] ат.% Fe, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а общее процентное содержание всегда составляет 100%.

2. Реактор по п. 1, характеризующийся тем, что доля актиноидов составляет по меньшей мере 69 ат.% и более.

3. Реактор по п. 1 или 2, характеризующийся тем, что дополнительные, не являющиеся актиноидами металлы выбраны из хрома (Cr), марганца (Mn) и/или железа (Fe).

4. Реактор по любому из пп. 1-3, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора состоит из бинарных эвтектик урана/хрома или урана/марганца в молярном соотношении 4:1 и/или тория/железа в соотношении 7:3.

5. Реактор по п. 4, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов изначально состоит из бинарной эвтектики урана/хрома в соотношении [79, 81] ат.% U, [19, 21] ат.% Cr, урана/марганца в соотношении [79, 81] ат.% U, [19, 21] ат.% Mn и/или тория/железа в соотношении [69, 71] ат.% Th, [29, 31] ат.% Fe, предпочтительно [7, 12] ат.% U-235, [67, 74] ат.% U-238, [19, 21] ат.% {Cr или Mn}, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а общее процентное содержание всегда составляет 100%.

6. Реактор по любому из пп. 1-3, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой тройную смесь, состоящую из [7, 12] ат.% Pu-239, [67, 74] ат.% U-238, [19, 21] ат.% {Cr или Mn}, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а общее процентное содержание всегда составляет 100%.

7. Реактор по любому из пп. 1-3, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой четвертичную смесь, состоящую из [7, 12] ат.% U-233, [1, 4] ат.% {Cr или Mn}, [59, 64] ат.% Th-232 и [25, 29] ат.% Fe, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а общее процентное содержание всегда составляет 100%.

8. Реактор по любому из пп. 1-3, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой четвертичную смесь, состоящую из [7, 12] ат.% Pu, [1, 4] ат.% {Cr или Mn}, [59, 64] ат.% Th-232 и [25, 29] ат.% Fe, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а общее процентное содержание всегда составляет 100%.

9. Реактор по любому из пп. 1-3, характеризующийся тем, что смесь жидких металлических делящихся материалов в качестве свежего запаса в активной зоне реактора представляет собой пятеричную смесь, состоящую из U/Pu/Th/Fe/{Cr или Mn} с верхней границей 20 ат.% {Cr или Mn} и 30 ат.% Fe и переменными долями U и Pu и Th с граничными условиями {Cr или Mn}=1/4(U и Pu) и Fe=3/7 Th, при этом при соответствующем пропорциональном уменьшении упомянутых долей с сохранением их соотношения может присутствовать до 3 (трех) ат.% продуктов деления, а процентное содержание процентов всегда составляет 100%.