Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной

Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной

Реферат

Область применения

Создание последующих поколений энергетических ядерных реакторов (ЯР) с активной зоной (АЗ) из расплавленных сред, способных обеспечить:

- высокую безопасность при более глубоком выгорании делящихся ядер,

- исключение больших затрат на производство и сертификацию твердотельных тепловыделяющих элементов и сборок,

- увеличение коэффициента воспроизводства (КВ) делящихся ядер,

- возможность создания технологий короткого, замкнутого, эффективного ядерно-топливного цикла (ЯТЦ),

- максимальную выдержку образующихся радионуклидов деления (РНД) в интенсивных потоках нейтронов в АЗ с целью их трансмутации в стабильные изотопы,

- повышение температуры АЗ на выходе теплоносителя для более эффективного преобразования тепловой энергии в электрическую,

- возможность корректировки изотопного и массового состава ядерного топлива (ЯТ) без остановки реактора, тем самым повышения коффициента использования установленной мощности (КИУМ).

Уровень технических решений и их недостатки

Известны попытки создания ЯР с гомогенной мобильной активной зоной. Ядерным топливом для этих целей могут служить жидкие, сравнительно легкоплавкие сплавы урана и плутония, например с висмутом. Такие ЯР обеспечили бы получение высокопотенциального тепла с температурой теплоносителя 700-1000°С, а стало быть, и более высокий КПД преобразования тепловой энергии в электрическую. Но реализовать эти выгоды трудно из-за низкой растворимости урана в висмуте (например, при 700°С урана - 2,77 мас.%; плутония - 8,8 мас.%). Использование суспензии UBi₂ в уран-висмутовом сплаве не дало положительных результатов (А.Алами, П.Ажерон. Отвод и преобразование тепла в ядерных реакторах. М., Госатомиздат, 1961). Для реакторов на быстрых нейтронах предлагалось использовать в АЗ жидкий сплав плутоний-церий-никель (А.С.Кофинберри, Н.Ф.Сиверинг и др. (Докл. №Р/212 на Третьей Женевской конференции по мирному использованию атомной энергии, 1964).

В 1963 г. известнейшим профессором Клаусом Фуксом с сотрудниками института ядерных исследований (Россендорф, ГДР) был предложен проект псевдогомогенного ЯР на быстрых нейтронах, в котором в качестве ЯТ и одновременно теплоносителя должен служить расплав щелочного металла - натрия со взвешенным в нем диоксидом урана. Изобретение выгодно отличалось от предыдущих тем, что для его реализации даже тогда был выбор материалов, обеспечивающих длительный ресурс эксплуатации ЯР с температурой в АЗ 500-600°С.

Этот проект наиболее подходит в качестве прототипа предлагаемого нами изобретения, которое относится к поискам новых поколений энергетических ЯР, способных постепенно вытеснять отживающие свой век энергетические ЯР с твердотельными ТВЭЛами. Основным недостатком ЯТ в предлагаемом реакторе следует считать очень большую разницу плотности расплавленного щелочного металла и диоксида урана, что требует для поддержания устойчивости суспензии энергичной турбулизации ее потоков в теплообменном контуре (на это указывал и сам профессор К.Фукс).

Описание изобретения

Нами предлагается использовать в АЗ ЯР псевдогомогенную систему: изоморфную смесь нитридов урана и циркония, диспергированную в свинце, при температурах 1000-1200°С. При выбранной рабочей температуре плотности свинца и твердой фазы изоморфного нитрида следует сделать одинаковыми, что достигается подбором отношения масс мононитридов урана и циркония (UN:ZrN). Это делает ее устойчивой и предотвращает расслоение топливной системы.

Очень важно, что предлагаемое ЯТ хорошо совместимо с нитридом алюминия - AlN, имеющим сравнительно высокую теплопроводность (примерно, как у стали Х18Н9Т), разлагающимся при t>2400°C. Это пока что лучший материал для футеровки АЗ, заполняемой жидким, содержащим нитриды ЯТ.

Предварительные расчеты по 26 групповому методу разделения нейтронов по их энергиям показали достаточно приемлемые результаты для использования предлагаемого ЯТ при рабочих температурах 1000°С и выше.

Например:

При температуре 1000°С для устойчивой в расплавленном свинце изоморфной суспензии ZrUN₂ найдено минимальное обогащение урана по делящемуся изотопу U²³⁵ равным 15,9%. В этом случае число ядер в 1 см³ АЗ будет: U²³⁵ - 4,410²⁰; U²³⁸ - 2,310²¹; Zr - 4,010²¹; N - 6,810²¹ Pb - 2,510²².

Критическая масса цилиндрической АЗ при диаметре, равном высоте (D=H=408 см), по U²³⁵ составит 6115 кг.

Полная загрузка АЗ (в кг) будет: U²³⁵N - 6465

U²³⁸N - 31581

ZrN - 25050

Pb - 308743

Всего 371839 кг.

Средняя энергия нейтронов в АЗ=110 КэВ.

Коэфф. воспроизводства Pu²³⁹ только в АЗ KB~0,67.

Принимая во внимание приемлемый результат лишь одного из сочетаний концентрации топливной взвеси смешанных нитридов урана и циркония в свинце со степенью изотопного обогащения урана, считаем обоснованной полезность и выгодность практического использования предлагаемого ядерного топлива.

1. Ядерное топливо для реактора с расплавленной активной зоной, отличающееся тем, что оно представляет собой дисперсную смесь изоморфных нитридов обогащенного по изотопу-235 урана с нитридом циркония, взвешенную в жидком свинце.

2. Ядерное топливо по п.1, отличающееся тем, что предназначенное для использования при температурах 1000-1200°С, синтезируют в пропорциях, обеспечивающих равную плотность твердой составляющей с жидким свинцом при заданной рабочей температуре в указанном интервале.

3. Ядерное топливо по п.1, отличающееся тем, что для длительного ресурса работы в контакте с ним используют нитрид алюминия (AlN).