Гомогенный жидкосолевой ядерный реактор

(51) 21 1/28 (2009.01) КОМИТЕТ ПО ПРАВАМ ИНТЕЛЛЕКТУАЛЬНОЙ СОБСТВЕННОСТИ МИНИСТЕРСТВА ЮСТИЦИИ РЕСПУБЛИКИ КАЗАХСТАН ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ К ПАТЕНТУ и может быть использовано на атомных электростанциях. Гомогенный жидкосолевой ядерный реактор содержит корпус с торцевыми и боковым отражателями из бериллия, тяговый и опускной участки и газовую систему газлифта, при этом между боковым отражателем и корпусом предусмотрена зона воспроизводства, в которой установлены стержни из тория, а в активной зоне установлены стержни из бериллия. Технический результат изобретения заключается в повышении коэффициента воспроизводства до 1.(72) Жотабаев Женис Рахметович Лотов Аскар Бахитович Соловьев Юрий Александрович(73) Дочернее государственное предприятие (на праве хозяйственного ведения) Институт ядерной физики Национального ядерного центра Республики Казахстан(56) Новиков В.М.и др. Жидкосолевые реакторы перспективы и проблемы. М. Атомиздат, 1980(54) ГОМОГЕННЫЙ ЖИДКОСОЛЕВОЙ ЯДЕРНЫЙ РЕАКТОР 23630 Изобретение относится к ядерной энергетике, а конкретно к конструкции жидкосолевых реакторов. Изобретение может быть использовано на атомных электростанциях. Известна конструкция гомогенного жидкосолевого реактора (ГЖСР) (А.с. СССР 1823000, 21 С 1/00, 1993 г), содержащая корпус с торцевыми и боковым графитовыми отражателями,тяговый и опускной участки высотой 12 м. Реактор работает на естественной циркуляции жидкосолевого расплава фтористых солей лития,бериллия, урана и тория. Основной недостаток реактора - низкий коэффициент воспроизводства (КВ 0,8), то есть количество урана-233, образующегося после нейтронного облучения тория, меньше сжигаемого исходного урана-233. Значит, для работы реактора необходимо постоянно добавлять уран-233 или уран-235, или плутоний-239. Известна конструкция экспериментального реактора ВВР-М (Левин В.Е. Ядерные реакторы, М.,1963 г.), в котором боковой отражатель выполнен из бериллия,что увеличивает эффективный коэффициент размножения Кэфф. Наиболее близкой по технической сущности к заявленной конструкции является конструкция ГЖСР, содержащая корпус, внутри которого укреплены блоки и стержни торцевых и бокового отражателей, тяговый и опускной участки, систему подачи рабочего газа в тяговый участок,образующий газлифт (Новиков В.М. и др. Жидкосолевые реакторы перспективы и проблемы. М. Атомиздат, 1980 г). Газодувки системы подачи газа вдувают гелий в тяговый участок в таком количестве, чтобы создать объемное газосодержание 0,5, что обеспечивает устойчивую циркуляцию жидкосолевого расплава фтористых солей лития, бериллия, урана и тория. Основной недостаток реактора низкий коэффициент воспроизводства (КВ 0,8). Из опубликованных расчетов следует, что при использовании в ядерной энергетике реакторов с низким коэффициентом воспроизводства КВ 0,60,65, а это все реакторы на тепловых нейтронах(ВВЭР,РБМК),запасы существующих месторождений урана будут исчерпаны через 50 лет. Запасов же тория значительно больше, их хватит на несколько столетий. Существует две концепции топливного цикла. Первая предполагает наработку урана-233 из тория в реакторах на быстрых нейтронах, а затем сжигание его в реакторах на тепловых нейтронах. Однако строительство жидкометаллических реакторов на быстрых нейтронахво всем мире (кроме России) прекратили из-за их высокой стоимости. Вторая концепция предполагает накопление Р-239 на реакторах на тепловых нейтронах, а затем сжигание его в реакторах на быстрых нейтронах с КВ 1, в надежде на значительное снижение их стоимости к тому времени. Существенный недостаток этого двухэтапного цикла - это большое количество высокоактивных отходов. В жидкосолевых реакторах с КВ 1 можно вместо двухэтапного 2 топливного цикла осуществить расширенное воспроизводство в один этап, получая из тория 233. Технический результат заявляемого изобретения заключаются в повышении коэффициента воспроизводства до КВ 1. Указанный результат достигается в гомогенном жидкосолевом ядерном реакторе, содержащем корпус с торцевыми и боковым отражателями из бериллия, тяговый и опускной участки и газовую систему газлифта, тем, что между боковым отражателем и корпусом предусмотрена зона воспроизводства, в которой установлены стержни из тория, а в активной зоне установлены стержни из бериллия. На фиг.1 показана схема предлагаемой конструкции гомогенного жидкосолевого реактора. В корпусе 1 установлены отражатели торцевые 2 и боковой 3, выполненные из бериллия. Внутри отражателей образуется активная зона 4,заполненная расплавом фтористых солей лития,урана и тория. На корпусе 1 установлен тяговый участок 5 и опускной участок 6, внутри которого размещен кольцевой парогенератор второго контура 7. Опускной участок 6 внизу соединен с зоной воспроизводства 8, в которой установлены ториевые стержни 9, а в активной зоне установлены стержни из бериллия 10. Стержни 9 подвешены на штангах 11 и фланцах 12, а стержни 10 подвешены на штангах 13 и фланцах 14. Для очистки расплава солей служит система регенерации 15, а для создания циркуляции служит газовая система газлифта 16 с газодувкой 17 и очистным устройством 18. Для увеличения коэффициента воспроизводства выполнены следующие изменения- изменен состав фтористых солей, то есть,исключен фтористый бериллий (2), что позволило увеличить содержание фтористого тория не превышая температуру плавления - 500 С (В.Л. Блинкин и др. Жидкосолевые ядерные реакторы,М., Атомиздат, 1978 г., Диаграмма плавкости 4-4)- в активную зону установлены стержни из бериллия, которые несколько компенсировали исключение бериллия из расплава- зона воспроизводства (а это поглотитель нейтронов) обычно располагается между активной зоной и отражателем, что естественно снижает эффективность отражателя. Расположение зоны воспроизводства за боковым отражателем существенно увеличивает Кэфф- в зону воспроизводства установлены стержни из тория, который под нейтронным облучением превращается в уран-233 и одновременно снижает поток нейтронов на боковую стенку корпуса реактора- уменьшена толщина бокового отражателя до оптимальной расчетной величины, что увеличивает поток нейтронов,поступающих в зону воспроизводства. 23630 Произведен физический расчет гомогенного жидкосолевого реактора по программесо следующими исходными параметрами Корпус Н/Д 6,1/6,7 м, толщина стенки из хастеллоя 5,1 см (аналогично американскому реактору ). Толщина торцевых отражателей из бериллия 500 мм., толщина бериллиевого бокового отражателя 170 мм., в активную зону установлены 150 бериллиевых стержней диаметром 200 мм., в зоне воспроизводства толщиной 450 мм. установлены 72 стержня из тория диаметром 200 мм. Состав жидкосолевого расплава мол. 1,5425,5473 (содержащий 7-99,99). Тепловая мощность т 2200 МВт. Результат расчета стартовый эффективный коэффициент размножения Кэфф 1,12 коэффициент воспроизводства КВ 1,01. Запас реактивности К/К 0,1072 достаточен для компенсации потерь потока нейтронов на поглощение в шлаках, в протактинии, на температурный эффект и на оперативный запас. При снижении оперативного запаса до величины меньше(доля запаздывающих нейтронов) можно уменьшить содержание 4 до 1,4. Тогдавозрастет до 1,05. Реактор работает следующим образом Нагретый до 700 С в активной зоне расплав фтористых солей за счет газлифта поднимается в тяговом участке 5 до перелива, освобождается от газов и опускается вниз по опускному участку 6,отдавая тепло в парогенераторе 7, в зону воспроизводства 8 и далее возвращается в активную зону 4, замыкая систему циркуляции. Отделившийся газ вновь закачивается газодувкой 17 через очистное устройство 18 в тяговый участок 5. В системе регенерации 15 извлекают из расплава солей протактиний, образующийся при нейтронном облучении тория и продукты распада. Протактиний оставляют в емкости-хранилище до перехода его путем бета распада в уран-233, который затем направляют в активную зону. Необходимый расход расплава устанавливается с таким расчетом, чтобы выводить протактиний в оптимальное время облучения. Протактиний,образующийся в ториевых стержнях в зоне воспроизводства,выдерживается после их извлечения до перехода его в уран-233. Время облучения ториевых стержней определяется физическим и экономическим расчетом. Бериллиевые стержни меняют примерно через 4 года при достижении флюэнса нейтронного облучения около 1022 н/см 2. Этот срок должен быть уточнен по результатам испытаний образцов бериллия, извлеченных из активной зоны. Таким образом при коэффициенте воспроизводства КВ 1 количество урана-233 немного превышает количество сжигаемого урана 233 и догрузка производится торием, который вводится в активную зону в виде соли 4. ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ Гомогенный жидкосолевой ядерный реактор,содержащий корпус с торцевыми и боковым отражателями из бериллия, тяговый и опускной участки и газовую систему газлифта,отличающийся тем, что между боковым отражателем и корпусом предусмотрена зона воспроизводства, в которой установлены стержни из тория, а в активной зоне установлены стержни из бериллия.