Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов

Модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов

Иллюстрации

Показать все

Реферат

РОДСТВЕННЫЕ ЗАЯВКИ

В настоящей заявке испрашивается конвенционный приоритет по предварительной заявке США №61/301,554, поданной 04 февраля 2010 г., и предварительной заявке США №61/305,799, поданной 18 февраля 2010 г., содержание которых вводится ссылкой в настоящую заявку.

ОБЛАСТЬ ТЕХНИКИ

Настоящая заявка относится к ядерным реакторам и способам их эксплуатации и, более конкретно, к ядерным реакторам, которые могут работать продолжительное время без перезарядки топлива.

УРОВЕНЬ ТЕХНИКИ

Концепция автоматизированного ядерного реактора для долговременной работы была предметом статьи Edward Teller и др., опубликованной в январе 1996 г., и основное внимание в статье было уделено идее воспроизводства ядерного топлива без регенерации, с использованием волны выгорания ядерного топлива, распространявшейся из исходной зоны деления ядер, в которой находился обогащенный делящийся материал (критическое количество), в воспроизводящий материал, что сдвигало первичную реакцию деления из одного места в другое внутри активной зоны реактора. Эта концепция получила дальнейшее развитие авторами вышеуказанной статьи и другими специалистами в публикациях описаний таких реакторов на бегущей волне в серии заявок США, таких как №№2008/0123796, 2008/0232525 и 2009/0080587.

В настоящем изобретении используется другой подход к созданию модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, который может работать десятилетиями без перезарядки топлива, вырабатывая энергию непрерывно на протяжении всего срока службы, в результате чего активная зона будет содержать отработавшее топливо, содержащее столько же или больше делящегося материала, подходящего для повторного использования, чем его было в активной зоне в самом начале работы реактора.

СУЩНОСТЬ ИЗОБРЕТЕНИЯ

В настоящем изобретении предлагается модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, и способ его эксплуатации. Такой реактор содержит (без ограничения) высокотемпературный гелиевый теплоноситель, двухсегментную активную зону с кольцевыми секциями, карбидное топливо для обеспечения энергии на нескольких поколениях активной зоны, систему сбора газообразных продуктов деления, керамические оболочки и керамические внутренние конструктивные компоненты.

В изобретении предлагается ядерный реактор для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: корпус реактора; центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит одну или несколько исходных секций деления, по бокам которых расположены секции преобразования, и эта одна или несколько исходных секций деления остаются активной и неотъемлемой частью активной зоны реактора, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы центральной активной зоны; систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; причем одна или несколько исходных секций деления содержат топливные элементы в форме контейнеров из карбида кремния, содержащих спеченные топливные блоки, содержащие карбидные делящиеся и воспроизводящие нуклиды; и систему удаления летучих продуктов деления из топливных элементов в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается ядерный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: корпус реактора; центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит одну или несколько исходных секций деления, по бокам которых расположены секции преобразования, и эта одна или несколько исходных секций деления остаются частью центральной активной зоны реактора, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы реактора; систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; причем активная зона содержит множество топливных элементов в форме контейнеров из карбида кремния, которые содержат спеченные блоки карбидных делящихся и/или воспроизводящих нуклидов; и систему удаления летучих продуктов деления из топливных элементов в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается ядерный реактор для работы в течение десяти лет или более продолжительного срока без перезагрузки топлива, содержащий: 1) корпус реактора; 2) центральную активную зону внутри корпуса для выделения тепла в результате реакций деления ядер в ней, причем активная зона содержит: а) две исходные секции деления, расположенные в двух разнесенных друг от друга по вертикали горизонтальных зонах, каждая из которых содержит в целом круговую область спеченных блоков карбидного делящегося топлива, и b) группу секций преобразования, которые представляют собой горизонтальные зоны, содержащие спеченные блоки воспроизводящего топлива, причем эти секции преобразования расположены сверху, между и снизу двух горизонтальных зон, составляющих две исходные секции деления, которые остаются активной и неотъемлемой частью активной зоны, находящейся в критическом состоянии, на протяжении всего срока службы центральной активной зоны; 3) систему циркуляции гелия для отвода тепла путем циркуляции потока гелия, входящего в корпус реактора и выходящего из него, для поддержания температуры активной зоны в диапазоне от примерно 700°С до примерно 1000°С и для получения энергии из нагретого гелия снаружи корпуса; и 4) систему удаления летучих продуктов деления из спеченных блоков в процессе нормальной работы реактора.

В изобретении также предлагается система поколений реакторов, в которой активная зона реактора первого поколения содержит секцию делящегося топлива, в которой находится низкообогащенный уран (LEU) и/или разбавленная смесь оружейного плутония (WPu) или аналогичное топливо, и активные зоны реактора последующих поколений включают расход тяжелых металлов реактора предыдущего поколения, из которого отделяют некоторые продукты деления.

Также в изобретении предлагается реактор с активной зоной, содержащей исходную зону деления и зону воспроизведения, которая содержит отработавшее ядерное топливо (SNF), обедненный уран (DU) и/или природный уран, и реактор работает с использованием топлива и величинами выгорания топлива, которые больше чем в два раза превышают аналогичные характеристики традиционных реакторов на легкой воде.

В изобретении также предлагается небольшой реактор, который может транспортироваться на место установки, причем реактор обеспечивает поддержание постоянной реактивности, близкой к единице, без использования регулирующих поглотителей нейтронов в течение 20 лет без перезагрузки топлива и без перестановки топливных элементов, и способен использовать самые разные ядерные топлива и отходы, такие как выгруженное и непереработанное топливо из реактора на легкой воде, с которого удалены оболочки.

В изобретении также предлагается небольшой реактор, который может быть собран на заводе и в котором небольшая область обогащенного урана в критическом состоянии в центральной активной зоне используется для преобразования обедненного урана в плутоний и расширения таким образом области критического состояния активной зоны из центральной части в зоны преобразованного воспроизводящего топлива, причем обеспечивается поддержание постоянной реактивности, близкой к единице, без использования регулирующих поглотителей нейтронов в течение 15-30 лет без перезагрузки топлива и без перестановки топливных элементов.

КРАТКОЕ ОПИСАНИЕ ЧЕРТЕЖЕЙ

Различные варианты осуществления изобретения описываются ниже со ссылками на фигуры прилагаемых чертежей, однако следует иметь в виду, что рассматриваемые в описании варианты и фигуры чертежей должны рассматриваться лишь как иллюстрации, никоим образом не ограничивающие объем изобретения.

Фигура 1 - схематический вид одного из вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 2 - вид в перспективе сечения корпуса реактора, показанного на фигуре 1, и его активной зоны;

фигура 3 - схематический вид сечения реактора (фигура 2), выполненного примерно посередине активной зоны;

фигура 4А - график зависимости спектра энергии нейтронов от потока нейтронов для модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, такого как реактор, показанный на фигуре 2;

фигура 4В - график изменения плотности в зависимости от дозы нейтронного излучения для карбида кремния;

фигура 4С - график изменения плотности от температуры излучения для карбида кремния;

фигура 5 - вид в перспективе отдельного пластинчатого топливного элемента;

фигура 6 - вид в перспективе узла топливных элементов, содержащего 48 топливных элементов, один из которых показан на фигуре 5;

фигура 7 - частичный увеличенный вид сечения, иллюстрирующий внутреннюю конструкцию топливного элемента и его держателя в узле топливных элементов, показанном на фигуре 6;

фигура 8А - вид в перспективе опорной плиты активной зоны, которая может быть использована в реакторе, показанном на фигуре 1;

фигура 8В - вид в перспективе узла внутреннего отражательного кольца, которое может быть выполнено из блоков ВеО сопряженных форм и которое может охватывать один слой активной зоны реактора, как показано на фигуре 2;

фигура 8С - вид в перспективе секции узла внешнего отражателя, прилегающего к кольцу, показанному на фигуре 8В;

фигура 8D - вид в перспективе секции нейтронного защитного экрана, который может непосредственно окружать узел внешнего отражателя, причем экран может быть сформирован из дугообразных пластин из В4С или из аналогичного материала;

фигура 9 - вид сечения активной зоны реактора внутри окружающего его трубчатого корпуса;

фигура 10 - схематический вид сечения по вертикали активной зоны реактора, которая содержит две секции исходного делящегося материала, сбоку от которых располагаются верхняя, центральная и нижняя секции преобразования воспроизводящего материала;

фигура 11А - график зависимости части энергии от срока службы активной зоны реактора для секции деления ядер по сравнению с секцией преобразования;

фигура 11В - график зависимости коэффициента размножения нейтронов от времени для активной зоны модульного реактора, преобразующего отработанное топливо, первого поколения с секцией делящегося низкообогащенного урана и секцией преобразования обедненного урана;

фигура 11С - график зависимости коэффициента размножения нейтронов от времени для аналогичных вариантов, в которых используется обедненный уран и секции преобразования отработавшего ядерного топлива;

фигура 12 - схема, иллюстрирующая один из вариантов жизненного цикла, состоящего из двух поколений, на которой показаны типы топлив, которые могут использоваться в секциях исходного делящегося материала и в секциях преобразования в двух поколениях активных зон реактора;

фигура 13 - схема системы сбора продуктов деления, которая может быть введена в систему реактора, показанного на фигуре 1;

фигура 14 - график зависимости потока нейтронов от энергии для одного из вариантов такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 15А - график изменения коэффициента Допплера во времени для такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 15В - график изменения парового коэффициента во времени для такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов;

фигура 16А - вид в перспективе альтернативного варианта топливного элемента, показанного на фигуре 5, который может использоваться в модульном реакторе, преобразующем отходы деления ядерных материалов, содержащем признаки настоящего изобретения;

фигура 16В - схема сечения по линии 16В-16В фигуры 16А;

фигура 16С - вид в перспективе сборки топливных элементов, один из которых показан на фигуре 16А;

фигура 16D - частичный увеличенный вид сверху сборки топливных элементов, показанных на фигуре 16С.

ПОДРОБНОЕ ОПИСАНИЕ ИЗОБРЕТЕНИЯ

Ниже рассматриваются варианты модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, и способы его эксплуатации, в которых реализованы различные признаки изобретения.

Система реактора

Как показано схематично на фигуре 1, такой модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, может быть расположен ниже поверхности 1 земли. Система реактора содержит корпус 5а, в котором находится активная зона 2 реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, и систему 3 отвода или извлечения тепла, которая использует гелиевый теплоноситель и функционально сообщается по меньшей мере с одним теплообменником 4 или с другим устройством извлечения/преобразования тепла. Корпус 5а реактора и преобразователь 4 тепла могут быть соединены трубопроводом 5, который содержит внутренний и внешний каналы 11 и 6, соответственно. Преобразователь 4 тепла может включать теплообменник, такой как парогенератор, или же он может включать турбогенератор, приводимый текучей средой, или аналогичное устройство, обеспечивающее непрерывное производство электрической энергии.

В целом система реактора обычно содержит активную зону, заполненную топливом, внутренние конструктивные компоненты корпуса реактора, гелиевый теплоноситель, систему подачи теплоносителя, а также системы контрольно-измерительной аппаратуры и отвода тепла после остановки реактора. Внешний корпус 5а реактора обычно разделяется на верхнюю и нижнюю части, соединенные сварным фланцем 5b. Нижняя часть, показанная на фигуре 2, содержит активную зону 2 реактора, опору отражателя активной зоны и устройства управления. Верхняя часть содержит вертикальную колонну, через которую обеспечивается соединение с системой охлаждения остановленного реактора (верхняя зона) и тепловой преобразователь с коаксиальным трубопроводом 5, как показано на фигуре 1, иллюстрирующей один из вариантов осуществления такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов.

В процессе нормальной работы охлаждающий гелий (при температуре примерно 490-500°С) поступает в корпус 5а через внешний канал 6 трубопровода 5. Охлаждающий гелий протекает вниз вдоль внутренней поверхности стенки корпуса 5а реактора для его охлаждения. Поток гелия делает поворот на 180 градусов во впускной камере 7 в нижней части активной зоны и затем поднимается вверх через опорную конструкцию 5 с активной зоны и нижний отражатель 8. Активная зона 2 реактора содержит узлы топливных элементов, элементы отражателей, нейтронный защитный экран, источники пусковых нейтронов и компоненты регулирования реактивности, и все эти элементы расположены внутри трубчатого корпуса 21 а активной зоны и поддерживаются опорной конструкцией 5 с активной зоны, как показано на фигурах 2 и 3. Охлаждающий гелий проходит вверх из впускной камеры 7 через активную зону 2 и через верхний отражатель 9 выходит из активной зоны в верхнюю камеру 10. Выходящий гелий, имеющий высокую температуру порядка 850°С, протекает через внутренний изолированный канал 11 трубопровода 5 и поступает в теплообменник 4.

Материалы покрытий, оболочек и конструктивных компонентов

Покрытия, оболочки и конструктивные элементы реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, предпочтительно состоят из керамического материала, который может противостоять условиям мощных потоков излучения и высоких температур в активной зоне. Керамические материалы имеют необходимую устойчивость к пластическим деформациям и к коррозии в течение предполагаемого срока работы реактора на полной мощности и не создают проблем при механической обработке.

На фигуре 4А приведен график зависимости спектра энергии нейтронов от величины потока нейтронного излучения для одного из вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Для преобразования обогащенного материала в делящийся материал и для последующего деления делящегося материала используются нейтроны, не замедленные до уровней тепловой энергии, что обеспечивается за счет соответствующей конструкции и использования материалов активной зоны, которые мало поглощают нейтроны и не снижают существенно их энергию.

Хорошо известно, что керамические материалы, такие как карбид кремния, имеют самое низкое сечение поглощения для нейтронов с разной энергией по сравнению с другими подходящими для этой цели материалами. Кроме того, карбид кремния (SiC) имеет более высокий средний атомный вес по сравнению с чистыми графитовыми материалами, в результате чего снижается количество взаимодействий рассеивания, замедляющих нейтроны. Углерод и кремний имеют низкие сечения для поглощения нейтронов в диапазоне энергий, которые характерны для модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, который является объектом настоящей заявки.

Материалы покрытий, оболочек и конструктивных компонентов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, выбирают с учетом их способности сохранять функциональные характеристики внутри активной зоны в течение всего срока службы реактора. Как можно видеть на фигуре 4В, плотность карбида кремния мало изменяется при изменении интенсивности интегрального потока нейтронов, причем чем больше становятся смещения на атом, тем меньше изменяется плотность. Как можно видеть на фигуре 4С, величину изменения плотности можно минимизировать за счет обеспечения работы активной зоны реактора внутри оптимального диапазона температур.

Топливный элемент и узел топливных элементов

В модульный реактор, преобразующий отходы деления ядерных материалов, предпочтительно загружают топливо в форме карбидов, а именно в форме монокарбида, смешанного с небольшим количеством бикарбида, например, монокарбида урана с небольшим количеством бикарбида (UC_1.X.). Избыток углерода непосредственно в зоне ядерного топлива обеспечивает химическую реакцию с продуктами деления для защиты от химического воздействия на оболочки топливных элементов. Топливо предпочтительно используется в форме спеченного материала, который может иметь плотность упаковки от примерно 50 объемн.% до примерно 80 объемн.% и предпочтительно от 60 объемн.% до примерно 80 объемн.%. Таким образом, спеченный материал топлива имеет по меньшей мере примерно 20% и предпочтительно от примерно 20% до примерно 40% соединенных между собой пор, которые обеспечивают пространство для осаждения твердых продуктов деления и одновременно проходы для газообразных продуктов деления внутри зоны топлива с последующим выходом через вентиляционный патрубок 15. Карбидное топливо может быть в форме твердой спеченной пластины, в которой обеспечивается хорошая теплопроводность к внешней поверхности топливного элемента 12. В альтернативных вариантах могут использоваться спеченные короткие цилиндры (таблетки) ядерного топлива, как это будет описано ниже.

На фигуре 5 представлен один из вариантов топливного элемента 12 в форме пластины, имеющей внешний корпус и выступающий вентиляционный патрубок 15. На фигуре 6 представлен схематический вид одного из вариантов коробчатого узла 13 топливных элементов, в котором множество топливных элементов, например, 48 элементов вышеуказанного типа, размещены в раме или кассете 13, предпочтительно изготовленной из композитных материалов на основе карбида кремния. Топливные элементы 12 вдвигают в пазы рамы и в предпочтительных вариантах надежно прикрепляют к раме с использованием отжига, который обеспечивает сплошную упрочненную конструкцию, как показано на фигуре 7, на которой также показано внутреннее устройство таких топливных элементов 12. В одном из вариантов кассета 13а площадью примерно 43,3 см² и глубиной 16 см может вмещать два ряда таких плоских топливных элементов 12.

В рассматриваемом варианте центральная пластина 14 топливного элемента из спеченного карбидного топлива содержит соединенные между собой поры, которые обеспечивают достаточное пространство для осаждения твердых продуктов деления и для прохождения газообразных продуктов с выходом через вентиляционный патрубок 15. Этот патрубок 15 предпочтительно располагают в одном из углов топливного элемента, как показано на фигуре 5, и патрубки всех элементов, находящихся в одном ряду, присоединяют к общей трубке или магистрали (не показана) кассеты 13а. Такая магистраль служит в качестве коллектора и формирует часть общей системы сбора газообразных продуктов деления, которая предназначена для удаления этих продуктов из активной зоны. В течение расчетного срока службы реактора твердыми продуктами деления будет заполнено менее половины объема пустот в пористой пластине 14 спеченного карбидного топлива, то есть, будет оставаться достаточно места для прохода потока газообразных продуктов деления. В предпочтительных вариантах внешние поверхности пластины 14 карбидного топлива покрывают жидким раствором карбидного топлива, который формирует гладкий внутренний теплопередающий слой 13b карбида урана, и затем внешним слоем пироуглерода (РуС) 13с, который герметизирует поверхность топливной пластины и обеспечивает последующее нанесение на нее покрытия осаждением паров SiC. Оболочка 16 пластины формирует закрытый внешний кожух из композитного материала на основе кремния, например, множество слоев переплетенного материала SiC высокой чистоты, который пропитывают бета-модификацией SiC, и в процессе пропитывания формируется покрытие из плотного пироуглерода, которое предотвращает химическую реакцию с топливом. В альтернативном варианте пластина 14 из спеченного карбидного топлива, которая покрыта таким сглаживающим слоем 13b, может быть помещена в плотно ее охватывающий кожух из карбида кремния, и после механической сборки осуществляется его герметизация для формирования топливного элемента 12.

Поскольку теплопроводность практически монокарбидных топлив улучшается (увеличивается) при повышении температуры, то в результате температура топливной пластины будет расти в меньшей степени при работе на повышенных температурах.

Отражатель

Сборка вышеуказанных коробчатых узлов 13 топливных элементов окружена со всех сторон узлами отражателей. Такие отражатели предназначены для минимизации утечки нейтронов путем их возврата в центральную часть активной зоны, что улучшает коэффициент полезного использования нейтронов и повышает вероятность преобразования воспроизводящего топлива в делящееся топливо или деления делящегося топлива. Использование материалов, имеющих высокую величину сечения рассеивания и низкую величину сечения поглощения, таких как бериллий или графит, повышает эффективность отражателя. Активная зона и окружающие ее отражатели опираются на опору 5с, показанную на фигурах 1 и 2, и на фигуре 8А показан вариант такой опоры, которая имеет 21 прямоугольное отверстие, через которые проходит вверх поток теплоносителя.

Обычно реактор содержит 2 основных типа отражающих материалов: 1) материал, содержащий бериллий, такой как ВеО или Ве₂С, и 2) графит. Активная зона с топливом непосредственно окружена внутренней сборкой 18 отражателей (см. фигуру 8В), содержащих бериллий, которая составлена в предпочтительном варианте из множества отдельных блоков 17, имеющих одну из двух разных форм, сопрягающихся друг с другом, и такие блоки (17) из ВеО или Ве₂С могут иметь разные профили сечений и разную толщину, чтобы они окружали узлы топливных элементов в активной зоне и формировали сборку внутренних отражателей, в предпочтительном варианте имеющую форму, внешняя поверхность которой является секцией кругового цилиндра. На фигуре 8В представлен вид в перспективе горизонтального слоя такой внутренней сборки 18 отражателей, сформированной из блоков 17, которая окружает один горизонтальный массив внутри активной зоны реактора, содержащей 21 узел топливных элементов (см. фигуры 6 и 7).

Непосредственно рядом с внутренней сборкой 18 отражателей, окружая ее, расположена внешняя сборка 19 отражателей. На фигуре 8 С представлен вид одного из вариантов такой сборки, которая выполнена из двенадцати графитовых блоков 20. Могут быть сформированы графитовые блоки стандартных форм и толщины, как это будет необходимо для конкретной активной зоны реактора.

В предпочтительных вариантах сборка 19 графитовых отражателей окружена нейтронным защитным экраном (21), который содержит материал, поглощающий нейтроны ("нейтронный яд"), такой как карбид бора (В4С) или другие такие материалы. На фигуре 8D представлен вид одного из вариантов такого экрана 2) из материала, поглощающего нейтроны, который сформирован из сравнительно тонких дугообразных пластин. Верхняя 9 и нижняя 8 сборки отражателей, указанные при описании фигуры 2, предпочтительно изготавливают из графита и размещают их, соответственно, выше и ниже активной зоны.

На фигуре 9 представлен вид поперечного сечения, аналогичный виду на фигуре 3, на котором показаны кольцевые сборки 18 и 19 отражателей и нейтронный защитный экран 21, которые окружают активную зону и расположены внутри трубчатого корпуса 21а активной зоны. На фигуре 9 показан 21 узел 13 топливных элементов, имеющий квадратное поперечное сечение, причем узлы 13 проходят по вертикали выше 21 прохода, обеспечиваемого в опоре 5с активной зоны, как это лучше всего показано на фигуре 8А.

Исходные секции деления и преобразования

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, содержит отдельные топливные секции. На фигуре 10 приведена принципиальная схема одной такой многослойной зоны, в которой используются две отдельные исходные секции 22 деления, находящиеся на некотором расстоянии друг от друга, по бокам которых расположены секции 23 преобразования воспроизводящего материала. При таком устройстве используется множество горизонтальных зон, которые в рассматриваемом варианте формируются массивами, состоящими из 21 кассеты 13 топливных элементов.

Исходные секции деления могут содержать низкообогащенный уран, разбавленную смесь оружейного плутония или другой аналогичный топливный материал, обычно содержащий от примерно 8% до примерно 18% делящихся ядер (нуклидов). На фигуре 11А приведен график изменения части энергии, которая предположительно будет вырабатываться исходными секциями деления, с течением времени работы активной зоны реактора в сравнении с частью энергии, вырабатываемой секциями преобразования. В начале работы активной зоны происходят реакции деления внутри активной зоны в исходных секциях 22 деления, которые в рассматриваемом варианте включают две круговые зоны кассет 13 с делящимся топливом, находящиеся на некотором расстоянии друг от друга. С течением времени работы активной зоны избыточные нейтроны из двух секций 22 делящегося материала преобразуют уран U-238 в секциях 23 преобразования воспроизводящего топлива и в секциях делящегося материала в плутоний Pu-239. В результате, область критического состояния активной зоны расширяется, обеспечивая дополнительную положительную реактивность, и компенсирует отрицательную реактивность, связанную с присутствием продуктов деления. Энерговыделение в активной зоне будет расширяться практически во всех направлениях от исходных секций 22 деления и будет включать различные секции 23 преобразования вместе двумя исходными секциями деления.

Часть энергии (в процентах), получаемая за счет последующего деления материала, который первоначально был воспроизводящим топливом и с течением времени работы активной зоны превратился в делящееся топливо, увеличивается. Уже в конце первого десятилетия работы реактора больше энергии будет вырабатываться в результате деления преобразованного воспроизводящего топлива, чем в результате деления делящегося топлива, которое первоначально было загружено в активную зону. Как можно видеть на фигуре 11А, к концу срока службы основная часть энергии будет выделяться в результате деления преобразованного ядерного топлива, однако небольшая часть энергии будет еще вырабатываться первоначальным делящимся материалом, который остается частью расширенной активной зоны.

На фигуре 11В представлен график изменения во времени эффективного коэффициента размножения нейтронов для активной зоны первого поколения с секцией делящегося низкообогащенного урана и секцией преобразования обедненного урана. Предполагается, что реактор будет оставаться в критическом состоянии более 30 лет, постоянно вырабатывая 100% мощности. В течение всего этого срока максимальные колебания реактивности будут составлять всего лишь примерно 3,6%.

Активная зона модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, в рассматриваемом варианте имеет минимальную избыточную реактивность, расчетная величина которой не превышает 5% на протяжении всего срока службы активной зоны. Эта величина существенно ниже, чем у существующих реакторов, и обеспечивает преимущества, заключающиеся в снижении требований к системе управления, в снижении воздействия возможных происшествий с увеличением реактивности, а также в возможности работы систем управления в секции отражателей вместо активной зоны. Управляющие барабаны 5d могут быть расположены в пределах внутренней сборки 18 отражателей, показанной на фигуре 3. На фигуре 11С представлен график изменения величин реактивности модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, для варианта, в котором для воспроизводящих материалов секции преобразования используется обедненный уран или ядерное отработавшее топливо.

Топливо нескольких поколений

Некоторые ядерные топлива, которые могут использоваться в модульном реакторе, преобразующем отходы деления ядерных материалов, представляют собой широко доступные ядерные материалы, например, уран (природный, обедненный или обогащенный уран), плутоний и другие трансурановые элементы, а также выгоревшие сборки ядерного делящегося топлива (отработавшее ядерное топливо). Уран и торий находятся среди различных типов топлив секции деления и топлив секции преобразования, которые могут использоваться. Могут использоваться также и другие менее доступные ядерные топлива, такие как другие трансурановые элементы. Некоторые варианты такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, предусматривают долговременную работу на полной мощности в течение от примерно 25 лет до примерно 50 лет, и уникальная особенность такого реактора заключается в том, что он не требует перезарядки топлива, или переустановки топливных элементов на протяжении всего срока службы реактора.

В конце срока службы остается значительное количество плутония Pu с небольшими количествами других актинидов, главным образом, Np, Am и Cf, в результате чего общая концентрация делящихся нуклидов должна быть выше, чем первоначальная общая концентрация делящихся нуклидов при первоначальной загрузке топлива. Это должно обеспечивать повторное использование воспроизводящего и делящегося материала на основе тяжелых металлов в реакторе следующего поколения. После удаления из топлива 30-90% продуктов деления, предпочтительно по меньшей мере примерно 60%, и добавления некоторого количества отходов ядерных материалов (обедненный уран или отработавшее ядерное топливо) будет обеспечено достаточно топлива для активной зоны нового поколения, имеющего примерно такой же общий вес как и в первоначальной активной зоне, и, таким образом, создается возможность повторного использования такой модернизированной активной зоны реактора.

В связи с вышеизложенным можно отметить некоторые достоинства и преимущества различных вариантов модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Например, реактор может работать на полной мощности в течение 25-50 лет без перезарядки топлива и, используя нейтроны, которые не замедлены до уровней тепловой энергии, можно избежать необходимости переработки ядерного топлива. Кроме того, некоторые варианты таких модульных реакторов, преобразующих отходы деления ядерных материалов, обеспечивают высокий уровень выгорания необогащенных актинидных топлив, таких как отработавшее ядерное топливо или обедненный уран, в результате чего требуется сравнительно небольшая зона ядерного деления топлива, умеренно обогащенного изотопами, в первоначально загруженном топливе для активной зоны первого поколения.

На фигуре 12 иллюстрируется жизненный цикл с несколькими поколениями такой системы модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов. Топливо, первоначально загруженное в секции деления, может содержать низкообогащенный уран (или другое делящееся топливо), и секции преобразования могут содержать ядерные отходы (отработавшее ядерное топливо, обедненный уран или другие подходящие отходы). Общее первоначальное обогащение активной зоны такого модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, может быть не выше, чем в ядерных реакторах на легкой воде, однако в активной зоне будет осуществляться более интенсивное выгорание топлива на протяжении всего срока службы. Например, карбидное делящееся топливо может содержать от примерно 4% до примерно 18% обогащенного материала, например, 8-18%, и, как это уже указывалось, последующие поколения таких модульных реакторов, преобразующих отходы деления ядерных материалов, не потребуют дополнительного обогащенного урана.

Через десятилетия работы на проектной мощности топливо модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, извлекают из реактора. Через некоторое время, когда распадутся продукты с высокой радиоактивностью, топливо отделяют от материала конструктивных компонентов и оболочек, и некоторую часть продуктов деления, предпочтительно по меньшей мере 60%, удаляют. Из остающегося тяжелого материала (делящиеся тяжелые металлы, воспроизводящие тяжелые металлы и остающиеся продукты деления) изготавливают новые топливные элементы 12 вместе с некоторыми дополнительными ядерными отходами (например, отработавшее ядерное топливо или обедненный уран) для обеспечения активной зоны модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, следующего поколения.

Вышеописанный процесс моделировали для нескольких поколений. Было получено, что система (после первого поколения) добавляет только материал ядерных отходов к следующей активной зоне, обеспечивая практически постоянную выходную мощность на протяжении срока службы и требуя лишь удаления некоторых твердых продуктов деления по окончании срока службы, составляющего несколько десятилетий. Конструкция модульного реактора, преобразующего отходы деления ядерных материалов, поддерживает работу следующего поколения в некотором диапазоне эффективности удаления продуктов деления, однако следует считать, что конец эффективного срока службы должен быть достигнут сразу после накопления определенного уровня продуктов деления. Поэтому между сроком службы и эффективностью удаления продуктов деления существует прямая связь.

Система сбора продуктов деления

Если газообразные продукты деления будут накапливаться внутри топливных элементов, это может приводить к повышению давления, которое может привести к растрескиванию или разрыву оболочки топливного элемента. На фигуре 13 приведена схема одного из вариантов системы сбора продуктов деления, в которой обеспечивается сбор и хранение газообразных продуктов де