Ядерный реактор на расплавах солей

Ядерный реактор на расплавах солей

Иллюстрации

Показать все

Реферат

Область техники, к которой относится изобретение

Настоящее изобретение относится к ядерному реактору на расплавах солей. Конкретно, изобретение относится к бассейновому реактору с активной зоной в виде солевого расплава.

Уровень техники

Работа ядерных реакторов на расплавах солей основана на критической массе делящегося материала, растворенного в солевом расплаве. Обычно его называют топливной солью. Впервые они были введены в действие в Окриджской национальной лаборатории в 1950-1970-е годы, но никогда успешно не запускались в серийное производство. Они обладают несколькими потенциальными преимуществами по сравнению с другими типами реакторов, что включает в себя способность воспроизводства делящегося материала ²³³U из тория, получение значительно более низких уровней трансурановых актиноидных отходов, чем у урановых/плутониевых реакторов, работа при высоких температурах, предотвращение накапливания летучих радиоактивных продуктов деления в твердотопливных стержнях и значительно более полное сгорание делящегося материала, чем возможно в традиционных реакторах.

Серийному производству таких реакторов препятствуют два основных фактора.

Многие конструкции ядерных реакторов на расплавах солей требуют наличия присоединенных установок по переработке для постоянного удаления продуктов деления из топливной соли. Это необходимо, поскольку продукты деления действуют в качестве поглотителей нейтронов, особенно в ядерных реакторах с замедлителем на основе спектра тепловых нейтронов. Это необходимо также для удаления продуктов деления, которые в противном случае загрязняют насосы и теплообменники. Такая установка по переработке является сложной, дорогостоящей и требует масштабной технической разработки.

Во-вторых, солевые расплавы имеют высокую коррозионную активность. Хотя суперсплавы на основе никеля более устойчивы к такой коррозионной активности, чем стандартные стали, через длительные периоды времени коррозия все же будет возникать. Таким образом, проектирование и изготовление ответственных компонентов, таких как насосы и теплообменники, представляют собой серьезную проблему с точки зрения разработки. В принципе, новые композиционные материалы на основе углерода и/или карбида кремния обладают химической устойчивостью к воздействию солевого расплава, однако создание сложных конструкций, таких как насосы и эффективные теплообменники из таких материалов остается очень проблематичным.

Недавно Mattieu и Lecarpentier (Nuclear Science and Engineering: 161, 78-89 (2009)) продемонстрировали, что ядерные реакторы на расплавах солей без замедлителя могут работать в течение десятилетия или дольше без переработки отходов. Однако их конструкция все же включает в себя насосы и теплообменники и может быть выполнена только после серьезных исследования и разработки материалов для таких компонентов.

Критическим фактором в любом реакторе на расплавах солей в качестве топлива является отвод тепла, производимого в результате ядерного деления, от топливной соли. Для достижения этого было предложено много способов, в частности, хороший обзор приведен в работе Taube (1978) (EIR Bericht №332, «Быстрые реакторы, использующие расплавленные хлористые соли в качестве топлива»). Раскрытые способы включают в себя:

- закачивание расплавленного теплоносителя, такого как свинец, ртуть или углекислый аммоний в топливную соль таким образом, что теплоноситель и смешивается, и отводит тепло из топливной соли;

- прокачивание топливной соли через внешний теплообменник;

- прокачивание второго солевого расплава или другого теплоносителя по трубам, проходящим через топливную соль при принудительном прокачивании топливной соли в режиме циркуляции по трубам теплоносителя.

Все из предложенных конструкций, кроме первой, требуют прокачивания солевого расплава каким-либо образом. Первая конструкция, предусматривающая прямой контакт между топливной солью и теплоносителем, была детально исследована и считается труднореализуемой по ряду причин, включая захватывание топливной соли в жидком теплоносителе.

Другая конструкция ядерного реактора на расплавах солей была предложена Romie и Kinyon (ORNL CF 58-2-46, 1958), где расплавленная топливная соль могла циркулировать через теплообменник путем естественной конвекции. Однако эта конструкция обеспечивала лишь низкую выходную мощность и требовала большого объема топливной соли за пределами критической области активной зоны. Большие объемы топливной соли за пределами активной зоны приводят к тому, что большинство запаздывающих нейтронов испускаются за пределами критической области активной зоны. Небольшая итоговая доля запаздывающих нейтронов в критической области активной зоны делает ее неустойчивой и подверженной быстрому неуправляемому росту уровня мощности, который ведет к разрушению реактора, имеющему взрывной характер.

Общая особенность многих традиционных конструкций реакторов, работающих не на расплавах солей, состоит в том, что топливный материал пассивно помещают в каналы (трубки), вокруг которых циркулирует теплоноситель, обычно с помощью прокачивания, но иногда просто под действием естественной конвекции. Топливо в каналах может представлять собой твердое вещество, как у существующего поколения водо-водяных ядерных реакторов, пасту твердого материала в расплавленном натрии (GB 1,034,870), металл (US 3,251,745) или водный раствор (US 3,085,966). Такая схема с использованием ядерного топлива в виде солевого расплава была рассмотрена в рамках экспериментального самолета с ядерным реактором на борту (Экспериментальный самолет с ядерным реактором - проект и конструкция, E.S. Bettis et al, Nuclear Science and Engineering 2,804,1957). Однако исследователи пришли к заключению, что она потребовала бы топливных каналов с очень маленьким диаметром (порядка 2 мм) для предотвращения перегрева топливной соли вследствие ее низкой теплопроводности. В результате в проекте была принята система быстрого прокачивания топливной соли через теплообменники с тем, чтобы результирующий турбулентный поток обеспечивал эффективную передачу тепла от топливной соли к стенкам намного более крупных каналов. С тех пор во всех конструкциях ядерных реакторов на расплавах солей, включая Экспериментальный ядерный реактор на расплавах солей, который был фактически построен и эксплуатировался (ORNL 5011, Полугодовой промежуточный отчет о ходе работ по программе реактора на расплавах солей, август 1974 г.), применяется аналогичная схема топливной соли.

Сущность изобретения

В отношении сооружения такого реактора с расплавленной топливной солью в каналах, где топливная соль не прокачивается активно по каналам, не было сделано ни одного эффективного предложения. В значительной степени это вызвано представлением о том, что низкая теплопроводность солевых расплавов не позволила бы обеспечить достаточно быструю передачу тепла от соли к стенке канала без принудительного турбулентного перемешивания, возможность которого дает прокачивание. Как описано выше, удаление насосов для топливной соли значительно упростило бы проблему материалов при строительстве практически применимого ядерного реактора на расплавах солей.

Согласно одному из аспектов настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник для отвода тепла из жидкого теплоносителя. Активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав по меньшей мере одного делящегося изотопа. Решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка топливных каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Передача тепла от солевого расплава в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала достигается любым одним или более из следующих процессов: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей, генерирование колебаний потока топливной соли внутри топливного канала и кипение расплава солей внутри топливного канала. Расплав солей делящихся изотопов полностью удерживается в каналах во время работы реактора.

Таким образом, передача тепла от внутренней к внешней стороне непрокачиваемых топливных каналов может происходить без использования исключительно теплопроводности расплава солей, и это, в свою очередь, позволяет предусматривать каналы с полезным диаметром. В частности, диаметр канала можно выбрать достаточно большим для оптимизации естественной конвекции в канале.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Жидкий теплоноситель содержит достаточную долю вещества, поглощающего нейтроны, чтобы, по существу, экранировать бак с жидкостью от нейтронов, испускаемых активной зоной, а жидкий теплоноситель содержит воспроизводящий изотоп, так что реактор действует в качестве реактора-размножителя. Указанное вещество, поглощающее нейтроны, в некоторых случаях представляет собой воспроизводящий изотоп, например, 232Th или 238U, так что реактор действует в качестве реактора-размножителя.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Жидкий теплоноситель представляет собой расплав солей металла, содержащийся в единственном баке, и циркуляция жидкого теплоносителя осуществляется только за счет естественной конвекции.

Согласно другому аспекту настоящего изобретения предлагается ядерный реактор деления, содержащий активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник. Активная зона содержит решетку пустотелых каналов, содержащих расплавы солей делящихся изотопов. Решетка каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя, содержащего один или большее количество воспроизводящих изотопов. Решетка каналов содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Реактор дополнительно содержит слой металлического расплава, контактирующий с жидким теплоносителем, при этом металлический расплав таков, что вторичный (воспроизведенный) делящийся изотоп растворим в металлическом расплаве, и реактор содержит систему для отвода металлического расплава.

Согласно еще одному аспекту настоящего изобретения предлагается способ управления ядерным реактором деления. Реактор содержит активную зону, бассейн жидкого теплоносителя и теплообменник, при этом активная зона содержит решетку пустотелых топливных каналов, каждый из которых содержит солевой расплав одного или нескольких делящихся изотопов, решетка топливных каналов по меньшей мере частично погружена в бассейн жидкого теплоносителя и содержит критическую область, где плотность делящихся изотопов во время работы реактора достаточна для того, чтобы вызвать самоподдерживающуюся реакцию деления. Способ включает в себя удержание расплава солей полностью внутри топливных каналов и передачу тепла от расплава солей в каждом топливном канале к внешней стороне этого канала, и, таким образом, к теплоносителю, с использованием одного или более из следующих процессов: естественная конвекция расплава солей, механическое перемешивание расплава солей, генерирование колебаний потока расплава солей внутри топливного канала и кипение расплава солей внутри топливного канала. Тепло отводят из теплоносителя с помощью теплообменника.

Дополнительные аспекты и предпочтительные признаки изложены в п. 2 и последующих пунктах формулы изобретения.

Описание чертежей

Некоторые предпочтительные варианты осуществления изобретения будут теперь раскрыты только в качестве примера со ссылкой на прилагаемые чертежи.

На фиг. 1 представлена схема ядерного реактора на расплавах солей.

На фиг. 2 представлена схема топливного канала реактора, показанного на фиг. 1.

На фиг. 3 показаны результаты вычислений расчетной гидрогазодинамики максимальных температур топливной соли в вертикальных топливных каналах высотой 2 м с различными внутренними диаметрами.

На фиг. 4 показан топливный канал с перфорированными перегородками, делящими канал на сегменты.

На фиг. 5 показан топливный канал с круглым или овальным поперечным сечением, выполненный в виде узкой винтовой спирали.

На фиг. 6 показан топливный канал с перегородками с механическим приводом внутри топливного канала.

На фиг. 7 показан топливный канал в форме U-образной трубы с внутренними перегородками.

На фиг. 8 показан гофрированный топливный канал, демонстрирующий эффект гофрирования при понижении температуры топливной соли по сравнению с каналом с прямыми стенками: каждый канал имеет одинаковый максимальный диаметр и выделяемая теплота ядерного деления на мл постоянна.

На фиг. 9 показана температура плавления растворов NaCl, UCl₃ и PuCl₃.

На фиг. 10 показано тепловое расширение смесей UCl₃ в сравнении с тепловым расширением других расплавов солей, включая чистый NaCl и чистый UCl₄ (данные из публикации G.J. Janz, Journal of Physical and Chemical Reference Data, том 17, прил. 2, 1988 г.).

Подробное раскрытие изобретения

Активная зона ядерного реактора с конвекционным охлаждением

Ядерный реактор может быть построен на основе активной зоны реактора с помощью решетки топливных каналов, погруженных в бассейн расплавленного теплоносителя, как показано на фиг. 1. На фиг. 1 показан реактор 100, содержащий бак 101 теплоносителя, активную зону, выполненную из решетки топливных каналов 102, и теплообменник (например, паровые трубы) 103. Теплоноситель может представлять собой широкий спектр жидкостей, в том числе воду, расплавы металлов и расплавы солей. Каналы могут иметь любую подходящую форму, но в одном из вариантов осуществления они имеют конструкцию, в соответствии с которой у них есть область 201 большого диаметра внизу и узкая область 202 в направлении вершины (см. фиг. 2). В результате этого нижняя часть решетки достигает критической массы, тогда как верхняя часть остается докритической. Каналы 102 могут быть заполнены расплавленной топливной солью, содержащей делящиеся изотопы до верха узкой области 202, или они могут быть заполнены только внутри всей или части широкой области 201. Если узкая область 202 заполнена, это предотвращает вылет нейтронов путем прохождения через пустое пространство внутри топливного канала. Если узкая область не заполнена солью, то узкая область может быть преобразована в спиральную, винтовую или другую нелинейную форму для предотвращения прохождения нейтронов непосредственно до верха канала и их выхода из реактора. Каналы могут быть расположены в виде решетки, имеющей любые размеры и форму, хотя цилиндрическая решетка имеет определенные преимущества. Расчетную выходную мощность ядерного реактора можно регулировать, изменяя количество топливных каналов в решетке.

Тепло можно отводить из решетки каналов при помощи конвективного потока теплоносителя (например, солевого бланкета). Узкая верхняя часть 202 каналов выпускает боковой поток нагретого солевого бланкета из решетки каналов с меньшими ограничениями, чем было бы в случае топливных каналов постоянного диаметра. Кроме того, докритическая область увеличивает расстояние между критической областью активной зоны и верхней частью бака, обеспечивая более эффективное экранирование от нейтронного излучения. Тепло отводят из солевого бланкета через теплообменник 103, такой как решетка бойлерных труб, погруженных в солевой бланкет, по всему периметру ядерного реактора. В качестве теплоносителя для теплообменника могли бы использоваться, например, вода/пар, передаваемые непосредственно к турбинам, газ, передаваемый непосредственно к турбине, работающей по замкнутому циклу Брайтона, или расплавленный металл или соль металла, передаваемые к парогенератору для генерирования пара, применяемого в турбинах. Альтернативно, горячий солевой бланкет можно выкачивать из реактора для использования в других зависимых от теплоты процессах, а затем возвращать в бак ядерного реактора.

Ни топливная соль, ни солевой бланкет не требуют применения насосов. Это преимущество устраняет то, что является, может быть, основной технической проблемой, сдерживающей развитие ядерных реакторов на расплавах солей. Однако ускорение прохождения естественного конвективного потока бланкета через решетку топливных каналов за счет турбин или других насосных систем может оказаться желательным, чтобы увеличить выходную мощность реактора. Естественный конвективный поток можно также увеличить путем увеличения глубины бака.

Чтобы достичь достаточной скорости конвекции в солевом бланкете, требуется существенная разность температур между топливной солью и солевым бланкетом. Это представляет собой основной компромисс, внутренне присущий такой конструкции реактора - простота и дешевизна против пониженного термодинамического КПД Однако, поскольку затраты на топливо в ядерных реакторах, по существу, незначительны, уменьшение затрат на строительство значительно важнее с точки зрения рентабельности реактора, чем термодинамический КПД - в самом деле, термодинамический КПД имеет реальное значение в таких реакторах только в том отношении, что он увеличивает капитальные затраты для получения большей мощности в кВт.

Передача тепла от топливных солей к стенке канала может достигаться за счет теплопроводности и конвекции, без прокачивания самих солей. Конвекции можно способствовать различными способами, подробнее описанными ниже.

Размеры топливных каналов выбирают для обеспечения быстрой естественной конвекции топливной соли при рабочей температуре. Это улучшает поток соли от центра канала к его периферии, позволяя охлаждать каналы только за счет естественной конвекции и теплопроводности. В целом, каналы меньшего диаметра обеспечивают более быстрое охлаждение топливной соли. Однако это неприменимо, когда диаметр канала становится достаточно мал, чтобы препятствовать конвекции текучей среды. Для солевого расплава с плотностью 4837-1,9537Т кг/м³, удельной теплоемкостью 418+0,136Т Дж/(кг⋅K), вязкостью 0,0259-0,00198Т кг/с. м, где Τ представляет собой температуру в градусах Кельвина, и теплопроводностью 0,81 Вт/(м⋅K), конвекция не возникает в каналах диаметром меньше 5 мм. Другие расплавы солей, вероятно, будут иметь минимальные конвективные диаметры того же порядка, поэтому следует использовать каналы диаметром по меньшей мере 5 мм.

Другим фактором, ограничивающим диаметр топливных каналов, является толщина стенок канала и ее воздействие на критичность и нейтронно-физическую характеристику реактора. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах без замедлителя критичность в значительной степени зависит от достижения некоторой средней концентрации делящихся изотопов в активной зоне. Пространство между каналами нельзя уменьшать произвольно при уменьшении диаметра канала, так как зазоры меньше 5 мм приводят к быстрому увеличению сопротивления потоку теплоносителя. Также нельзя произвольно уменьшать толщину стенки пропорционально диаметру канала, так как очень тонкие стенки легко пробиваются. Для канала с наружным диаметром d (мм), толщиной стенки 0,5 мм и минимальным расстоянием между каналами 5 мм, доля общего объема активной зоны, занятая топливной солью, уменьшается с 70% при диаметре канала (d) 46 мм до 10% при диаметре канала 4 мм. Таким образом, для активной зоны реактора, содержащей канал диаметром 4 мм, потребуется топливная соль, содержащая в семь раз более высокую концентрацию делящегося материала, что вполне может оказаться недостижимым. Кроме того, все материалы до некоторой степени поглощают нейтроны. Чем больше количество материала стенки в активной зоне ядерного реактора, тем выше эти паразитные потери нейтронов. Повышенные потери нейтронов означают, что для достижения критической массы потребуются еще более высокие концентрации делящегося материала. Небольшие диаметры каналов приводят к повышенной концентрации материала стенки канала в пределах активной зоны. Таким образом, топливные каналы с меньшими диаметрами также приводят к потребности в более высокой концентрации делящихся изотопов.

Топливные каналы могут иметь ребра на внешней поверхности с целью увеличения имеющейся площади для передачи тепла теплоносителю. Аналогичным образом, гофрирование или волнистость стенки топливного канала улучшает передачу тепла солевому теплоносителю. Форму ребер, гофрирования или волнистости можно выбирать для увеличения передачи тепла в топливной соли вследствие конвекции.

Конвективное перемешивание топливной соли в широкой области топливного канала может обеспечить приемлемые уровни передачи тепла от топливной соли. Разность температур между топливной солью, контактирующей со стенкой топливного канала, и центральной частью топливного канала могла бы составлять 500°С или больше без риска кипения топливной соли, что соответствовало бы разности плотностей приблизительно 25% для многих составов солей, что обеспечило бы значительную конвекцию. Чтобы обеспечить более быструю конвекцию, можно выбирать расплавы солей с повышенным тепловым расширением. Аналогичным образом, для обеспечения более быстрой конвекции можно выбирать расплавы солей с низкой вязкостью.

Передачу тепла можно также улучшить путем нарезания внутренней стенки топливного канала или добавления перегородок для отклонения конвективного потока от вертикального к горизонтальному направлению. Отношение длины к диаметру топливного канала, шероховатость и/или конструкция внутренней стенки могут влиять на эффективность передачи тепла, при этом все они могут быть оптимизированы для любой конкретной конфигурации ядерного реактора с помощью стандартных способов расчетной гидрогазодинамики.

На фиг. 3 показаны результаты вычислений расчетной гидрогазодинамики, выполненных для круглого канала различного диаметра с гладкими стенками. Солевой расплав имел плотность 4837-1,9537Т кг/м³, удельную теплоемкость 438+0,136Т Дж/(кг⋅K), вязкость 0,0259-0,00198Т кг/с. м, где Τ представляет собой температуру в градусах Кельвина, и теплопроводность 0,81 Вт/(м⋅K). Для различных уровней тепловыделения приведены две имитационные модели. Еще одна имитационная модель приведена для аналогичного теоретического расплава солей с нулевым коэффициентом теплового расширения, что показывает максимальную температуру в отсутствие конвективного охлаждения. Это показывает чрезвычайное воздействие конвекции на передачу тепла в топливной соли, а также демонстрирует, что при любой конкретной геометрии, составе топливной соли и уровне мощности существует диапазон диаметров каналов, в котором изменения диаметра или уровня мощности оказывают относительно небольшое воздействие на максимальную температуру, достигаемую расплавом солей. Диаметры каналов в этом диапазоне имеют преимущества, которые являются значительными в некоторых вариантах осуществления настоящего изобретения.

На фиг. 4 показан топливный канал в соответствии с одним из вариантов осуществления, где топливный канал содержит перфорированные перегородки 400, делящие канал на сегменты 401 для улучшения конвекции топливной соли, например, сегменты 401 с высотой равной, или по меньшей мере того же порядка, что диаметр топливного канала. Конвекция внутри сегмента более эффективно переносит тепло к стенке топливного канала, тогда как перфорирование способствует заполнению и опорожнению топливного канала и обеспечивает возможность перемешивания топливной соли между различными сегментами.

Топливные каналы могут быть расположены таким образом, чтобы критическая область каналов была приблизительно горизонтальной. Чтобы обеспечить возможность выделения газов из продуктов деления, может потребоваться небольшой наклон. Горизонтальное расположение топливного канала уменьшает вертикальный размер конвективных ячеек, сокращая время, требующееся топливной соли в центре канала для достижения края. Пример топливного канала в соответствии с настоящим вариантом осуществления показан на фиг. 5. Топливный канал может быть выполнен с образованием узкой винтовой спирали 501 с круглым 502 или овальным 503 поперечным сечением. Поскольку канал немного наклонен, любые выделяющиеся газы поднимаются к верхней части винтовой спирали, и материал можно добавлять в канал сверху, как и в случае прямых топливных каналов.

Конструкция канала допускает также ограниченное кипение топливной соли в горячем центре топливного канал для приведения в действие конвекции и создания перемешивания. В этом варианте было бы желательно, чтобы топливная соль заполняла только нижнюю часть топливного канала, предоставляя верхней части топливного канала, выполненной в виде спирали, действовать в качестве конденсатора для любого пара, выделяющегося из топливной соли. Такая конфигурация реактора позволяла бы использовать плавление топливной соли при относительно высокой температуре при условии, что пар образуется из расплавленной топливной соли при более низкой температуре, чем рабочая температура теплоносителя, чтобы конденсироваться с образованием жидкости, которая текла бы обратно к топливной соли. Одним из эффективных способов для достижения этого является включение приблизительно 40% галоида циркония в топливную соль.

Передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала можно также увеличить благодаря использованию колебательной системы на основе колонны с перегородками. Существует много различных конфигураций таких колонн. Перегородки могут быть выполнены таким образом, чтобы перемещению перегородок не наносило ущерба отложение продуктов деления, например, обеспечивая достаточное разделение движущихся поверхностей, погруженных в топливную соль.

На фиг. 6 показан вариант осуществления колебательной системы на основе колонны с перегородками, где в топливный канал вставлен ряд перегородок 601, в некоторых случаях в форме винтовой спирали, или ряд перфорированных пластин 602, при этом перегородки перемещаются вверх и вниз в вертикальном направлении с помощью привода, например, механического привода 603. Турбулентное перемешивание, создаваемое перемещением перегородок, увеличивает передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала.

Другой вариант осуществления колебательной системы на основе колонны с перегородками состоит в образовании топливного канала в виде U-образного канала 701 с обоими концами канала, зафиксированными в крышке бака ядерного реактора, как показано на фиг. 7. Давление 700 газа, изменяющееся в колебательном режиме, прикладывают к одному или обоим концам U-образного канала 701 для создания колебательного перемещения топливной соли внутри канала. В одном из вариантов осуществления частота колебаний топливной соли совпадает с резонансной частотой ее колебаний, чтобы достигать максимального перемещения при минимальном приложенном давлении газа. Эффективность, с которой колебательное движение топливной соли преобразуется в большую передачу тепла к стенке топливного канала, можно увеличить путем включения в состав топливного канала перегородок различных форм, гофрирования стенки топливного канала или другими способами. В отличие от традиционных прокачиваемых топливных каналов колебания позволяют удерживать топливную соль в пределах активной зоны и не требует ее передачи к насосу или внешнему теплообменнику.

Следует понимать, что возможно также использование U-образных топливных каналов без колебательного потока и с дополнительными перегородками. Такие каналы обладают преимуществом более простого изготовления, так как закрытия конца не требуется. Если каналы имеют суженные секции, присоединяемые к крышке реактора, эти суженные секции можно закручивать винтообразным способом, чтобы препятствовать прохождению нейтронов к верху канала. Суженная область внизу, где канал загибается назад на себя, также обеспечивает преимущество, так как позволяет увеличить прочность и уменьшить сопротивление потоку теплоносителя в нижнюю часть решетки топливных каналов.

Гофрирование внешней стенки топливного канала также повышает передачу тепла от топливной соли к стенке топливного канала, как показано на фиг. 8.

Нейтронный поток поперек любой активной зоны ядерного реактора неизбежно выше в центре критической области, чем на краях. Особое преимущество данной конструкции реактора состоит в том, что воздействие этого неравномерного нейтронного потока на интенсивность деления и, тем самым, на выделение тепла можно уменьшить рядом способов. Например промежуток между топливными каналами может быть шире в центре, чем по периметру. Каналы по периметру также могут содержать топливную соль с повышенной концентрацией делящихся и/или воспроизводящих изотопов. В одном из вариантов осуществления топливные каналы образуют цилиндрическую решетку с диаметром, сходным с высотой широкой области топливного канала, с каналами, дальше отстоящими друг от друга в центре решетки, и, в некоторых случаях, с пустой зоной в центре решетки, чтобы решетка образовывала межтрубное пространство.

В другом варианте осуществления промежуток между топливными каналами постоянный, но выбранные каналы ближе к центру решетки остаются свободными от делящегося материала.

Эффективность использования нейтронов в ядерном реакторе и равномерность потока нейтронов через активную область также можно улучшить, поместив отражатель нейтронов вокруг решетки топливных каналов, так, чтобы нейтроны, утраченные в активной зоне, могли быть обратно отражены в нее. Отражатель нейтронов удобно объединить с конструкцией, ограничивающей поток теплоносителя к контуру, включающему в себя теплообменник и решетку топливных каналов. Та же конструкция может поддерживать турбины для ускорения естественного конвективного потока теплоносителя и быть расположенной так, чтобы ее было легко заменить путем извлечения из бака реактора в виде цельного блока или набора сегментов, образующих сплошное кольцо вокруг решетки топливных каналов.

Описанный выше реактор представляет собой ядерный реактор на быстрых нейтронах лишь с ограниченным замедлением нейтронов с помощью относительно тяжелых ядер топлива и солевых теплоносителей. Надтепловые и тепловые конфигурации реактора также возможны за счет введения замедляющего материала, такого как графит, в активную зону реактора. Это может достигаться, например, путем замены некоторых топливных каналов графитовыми трубами или создания сплошной графитовой активной зоны, пронизываемой каналами, несколько более широкими, чем диаметр топливного канала, в которые вставляются топливные каналы, чтобы между стенкой топливного канала и графитом оставался зазор, через который циркулирует солевой теплоноситель.

Конструкционные материалы и температуры

Нижеследующее рассмотрение материалов и температур приведено только в качестве примера, чтобы проиллюстрировать технические соображения при выборе таких материалов. Любые конкретные раскрываемые материалы не следует рассматривать в качестве ограничивающих объем прилагаемой формулы изобретения каким-либо образом.

Выбор расплавов солей

В большинстве конструкций реакторов, работающих на расплавах солей, используются литиевые соли благодаря наличию у них низких температур плавления. В раскрытом ядерном реакторе использования лития желательно избегать, так как он производит значительное количество ³Н при нейтронном облучении - даже если использовать очищенный ⁷Li. ³Н в расплавах солей легко пронизывает металлы и будет поэтому загрязнять пар в бойлерных трубах, следствием чего являются высокие расходы на защитную оболочку и инженерно-техническое обеспечение.

Неприменение лития имеет и другие преимущества. Стоимость очищенного ⁷Li неясна (но определенно является высокой) и установки для изотопной очистки лития подлежат серьезным нормативным ограничениям.

Примером подходящего солевого бланкета была бы эвтектическая смесь 10%NaF/48%KF/42%ZrF₄, которая имеет температуру плавления 385°С и могла бы эффективно работать в диапазоне температур 450-900°С. Такая смесь обладает относительно низкой вязкостью, лишь немного выше, чем у воды, что улучшает конвективный поток бланкета. Существует много других вариантов солевых теплоносителей, включая применение хлористых солей, имеющих более низкие температуры плавления.

Соли воспроизводящих изотопов, таких как уран-238 или торий-232 также могут быть включены в состав солевого теплоносителя. Одним из примеров подходящего воспроизводящего солевого теплоносителя была бы эвтектическая смесь тетрафторида тория и фторида натрия.

Топливная соль должна быть способна растворять существенные количества солей делящегося материала (например, урана или плутония). Она должна быть пригодна для использования при температурах, значительно более высоких, чем у солевого теплоносителя, но если топливная соль занимает докритическую область топливных каналов, топливная соль должна иметь температуру плавления, ненамного более высокую, чем рабочая температура солевого теплоносителя, чтобы топливная соль не замерзала в более холодных частях топливного канала. Если топливная соль не занимает докритическую область топливных каналов, следует предпочтительно выпускать пар, конденсирующийся с образованием жидкости, а не твердого вещества при рабочей температуре солевого теплоносителя.

Более эффективная конвекция топливной соли в топливном канале может быть достигнута, если выбрать топливную соль, имеющую большой коэффициент теплового расширения. Большая подъемная сила, достигаемая за счет нагревания таких жидкостей, позволяет или использовать более широкий диаметр топливных каналов, или меньше применять такие приспособления, как гофрирование, перегородки, волнистость, колебательный поток, внутренние винтообразные перегородки и т.д. для достижения достаточной конвекции.

NaCl образует жидкости, содержащие 30-35% UCl₃/PuCl₃ и 60-65% NaCl, плавящиеся при 450-520°С, как показано на фиг. 9 (температуры на диаграмме приведены в °K). Фактически они позволяют включать в состав широкий спектр веществ, в том числе уран, плутоний и другие хлориды актиноидов при довольно высоких концентрациях. Можно также использовать смеси UCl₃ и PuCl₃ с добавлением небольшого количества или без добавления NaCl. Смеси, содержащие высокие концентрации UCl₃, обладают особенно высоким тепловым расширением, как показано на фиг. 10.

Необходимо также рассматривать ядерные взаимодействия солей. К основным взаимодействиям для ³⁵Cl относятся получение ³⁵S по реакции (n, р), получение 32Р по реакции (n, а) и получение ³⁸Cl по реакции (n, у). Первые две из них имеют сравнительно низкие поперечные сечения для нейтронов деления (96 мбн и 56 мбн соответственно) и производят короткоживущие изотопы, удаление которых не представляет серьезных проблем. Реакция (n, у) с получением ³⁸Cl имеет очень маленькое поперечное сечение для быстрых нейтронов (1 мбн), но продукт является долг