Поиск патентов
ПАТЕНТНЫЙ ПОИСК В РФ

система и способ разрушения радиоактивных отходов

Классы МПК:G21F9/00 Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов
G21G1/02 в ядерных реакторах
Автор(ы):, , , ,
Патентообладатель(и):ДЖЕНЕРАЛ АТОМИКС (US)
Приоритеты:
подача заявки:
2003-10-21
публикация патента:

Изобретение относится к области обезвреживания радиоактивных отходов. Сущность изобретения: способ превращения отработанного топлива из ядерного реактора заключается в том, что разделяют отработанное топливо на компоненты, содержащие первый компонент, содержащий один расщепляющийся изотоп, и второй компонент, содержащий один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента. Помещают разделенные первый и второй компоненты в реактор, инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления в реакторе. Способ превращения нерасщепляющихся трансурановых элементов заключается в том, что инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления для выработки первой совокупности быстрых нейтронов. Замедляют первую совокупность быстрых нейтронов для выработки первой совокупности тепловых нейтронов, подвергают превращению первую часть нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью первой совокупности тепловых нейтронов. Система для превращения отработанного топлива из ядерного реактора содержит средство разделения отработанного топлива на компоненты, первый реактор для размещения разделенных первого и второго компонентов в ходе критической самоподдерживающейся реакции деления, средство для разделения прореагировавшего первого компонента на фракции, второй реактор для размещения прореагировавшего второго компонента и мишень расщепления. Преимущества изобретения заключаются в повышении количества стабильных изотопов при переработке. 3 н. и 18 з.п. ф-лы, 10 ил. система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146

Рисунки к патенту РФ 2313146

система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146 система и способ разрушения радиоактивных отходов, патент № 2313146

Данная заявка является частичным продолжением совместно рассматриваемой патентной заявки США №09/511,749, поданной 24 февраля 2000 г., содержимое которой включено в настоящее описание посредством ссылки.

Область техники

Настоящее изобретение относится к системам и способам для переработки радиоактивных отходов, в частности для переработки отработанного топлива из ядерного реактора в форму, пригодную для долговременного хранения в хранилище. В частности, но не исключительно, настоящее изобретение полезно для перевода плутония-239 и других трансурановых элементов, находящихся в отработанном ядерном топливе, в более стабильные и менее радиотоксичные материалы.

Предшествующий уровень техники

Общеизвестно, что отработанное ядерное топливо является высокорадиотоксичным и ставит перед человечеством ряд важных задач, включая распространение ядерного оружия, радиоактивное облучение и загрязнение окружающей среды. В настоящее время в Соединенных Штатах хранится около 90,000 отработанных тепловыделяющих сборок, содержащих около 25,000 тонн отработанного радиоактивного топлива. Кроме того, с учетом того, что каждый год появляются дополнительные отработанные тепловыделяющие сборки, к 2015 году, согласно оценкам, накопится около 70,000 тонн отработанного топлива. При той скорости, с которой существующие в Соединенных Штатах ядерные реакторы вырабатывают отходы, каждые 20-30 лет будет необходима новая емкость хранилища, равная официально заявленной емкости еще не открытого геологического хранилища на горе Юкка. В настоящее время около 95% этого радиотоксичного материала временно хранится в месте использования (т.е. на электростанции) в водяных бассейнах, и лишь малая его часть хранится в сухом хранилище (контейнерах).

Типичная отработанная тепловыделяющая сборка, извлеченная из промышленной атомной электростанции, например реактора на легкой воде, содержит четыре основных составляющих: уран (около 95%), расщепляющиеся трансурановые элементы, включая плутоний239 (0,9%), нерасщепляющиеся трансурановые элементы, включая некоторые изотопы америция, плутония, кюрия и нептуния (0,1%), и продукты деления (остальное). По истечении сравнительно короткого времени уран и часть продуктов деления становятся не более радиотоксичными, чем природная урановая руда. Поэтому эти компоненты отработанного топлива не требуют превращения или специального размещения. Оставшиеся продукты деления можно использовать как выгорающий поглотитель в промышленном реакторе с последующим размещением в хранилище.

Однако расщепляющиеся и нерасщепляющиеся трансурановые элементы требуют особой изоляции от окружающей среды или превращения в нерасщепляющиеся формы с более коротким временем жизни. Разрушение по меньшей мере 95% этих трансурановых элементов с последующим размещением в усовершенствованных контейнерах (т.е. контейнерах, которые лучше, чем просто стальные контейнеры) представляет собой гораздо лучшее решение, чем просто накопление отходов в виде топливных стержней. Согласно одной схеме превращения трансурановые элементы подвергаются превращению в реакторе, после чего следует этап разделения для концентрации оставшихся трансурановых элементов, после чего следует дополнительное превращение. К сожалению, этот цикл нужно повторять 10-20 раз для достижения желаемого уровня разрушения - 95%, что требует много времени и средств.

Согласно другой схеме для превращения нерасщепляющихся трансурановых элементов используются быстрые нейтроны. Например, используются быстрые нейтроны, генерируемые путем бомбардировки мишени расщепления протонами. Хотя эти системы быстрого спектра генерируют большое количество нейтронов, многие нейтроны теряются, особенно в подкритических системах. Кроме того, быстрые нейтроны могут приводить к серьезному повреждению топлива и конструкций, ограничивая срок службы перерабатывающих устройств.

Краткое изложение существа изобретения

Задачей настоящего изобретения является создание устройства, пригодного для превращения расщепляющихся и нерасщепляющихся трансурановых элементов для достижения сравнительно высоких уровней разрушения без необходимости множественных этапов повторной обработки.

Другой задачей настоящего изобретения является создание систем и способов для эффективного превращения расщепляющихся и нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью тепловых нейтронов.

Еще одной задачей настоящего изобретения является создание системы и способа для эффективного превращения расщепляющихся и нерасщепляющихся трансурановых элементов с использованием нейтронов, высвобождающихся при делении расщепляющихся трансурановых элементов, для превращения нерасщепляющихся трансурановых элементов.

Согласно настоящему изобретению система и способ для превращения отработанного топлива (т.е. радиоактивных отходов) ядерного реактора, например реактора на легкой воде, включает в себя этап разделения отходов на компоненты. Согласно изобретению для разделения отработанного топлива на компоненты, которые содержат урановый компонент, компонент продуктов деления, компонент запального топлива и компонент превращенного топлива, можно использовать известный процесс UREX. После разделения компоненты запального топлива и превращенного топлива помещают в реактор с тепловым нейтронным спектром для превращения в менее опасные материалы. С другой стороны, урановый компонент является сравнительно нерадиоактивным, и его можно помещать без превращения. Кроме того, продукты деления можно превращать в короткоживущие, нетоксичные формы в промышленных реакторах на тепловых нейтронах.

Запальное топливо, которое содержит расщепляющиеся материалы, например плутоний239, можно использовать для инициирования критической самоподдерживающейся реакции деления на тепловых нейтронах в первом реакторе. Превращенное топливо, которое включает в себя нерасщепляющиеся материалы, например некоторые изотопы америция, плутония, нептуния и кюрия, испытывают превращения под действием нейтронов, высвобождающихся при делении запального топлива. Превращенное топливо также обеспечивает устойчивую обратную связь по реактивности и в известной степени способствует обеспечению пассивной безопасности реактора. Система способна усиливать деление запального топлива и ослаблять излишний захват нейтронов запальным топливом. В частности, система способна минимизировать облучение запального топлива тепловыми нейтронами в диапазоне энергий, где запальное топливо имеет сравнительно большое эффективное сечение захвата нейтронов и сравнительно малое эффективное сечение деления. В одном варианте реализации запальное топливо формируют в виде сферических частиц, имеющих сравнительно большой диаметр (например, около 300 мкм) для минимизации захвата нейтронов за счет так называемого эффекта самоэкранирования.

Превращенное топливо формируют в виде сравнительно небольших, по существу, сферических частиц диаметром около 150 мкм (или разбавленных частиц диаметром 250 мкм) для максимизации облучения малого количества превращенного топлива надтепловыми нейтронами (т.е. тепловыми нейтронами, находящимися на высокоэнергичном конце энергетического спектра тепловых нейтронов). Эти нейтроны взаимодействуют с атомами превращенного топлива в так называемой резонансной надтепловой зоне и разрушают их в последовательности захват-деление. Дополнительно, частицы помещают в графитовые блоки, которые замедляют нейтроны из реакции деления. В первом реакторе используется сравнительно высокое отношение массы графита к массе запального топлива для замедления нейтронов до нужных уровней энергии, которые способствуют превышению деления над захватом в запальном топливе.

Запальное топливо и превращенное топливо остаются в первом реакторе приблизительно три года, при этом треть прореагировавшего запального топлива и превращенного топлива каждый год удаляется и заменяется свежим топливом. После удаления из первого реактора прореагировавшее запальное топливо состоит приблизительно на треть из трансурановых элементов и на две трети из продуктов деления. Затем трансурановые элементы в прореагировавшем запальном топливе отделяют от продуктов деления с использованием процесса спекания для нагрева и испарения летучих элементов. Полученные продукты деления можно направлять в хранилище и оставшиеся трансурановые элементы можно смешивать с превращенным топливом из разделения UREX и повторно вводить в первый реактор для дальнейшего ядерного превращения.

Затем превращенное топливо, которое было удалено из первого реактора по истечении трехлетнего времени пребывания, помещают во второй реактор для дальнейшего ядерного превращения. Второй реактор содержит герметичный цилиндрический корпус, имеющий окно, что позволяет пучку протонов проходить через окно в корпус. Внутри корпуса на пути пучка протонов располагается мишень расщепления. Таким образом, когда пучок протонов входит в корпус и бомбардирует мишень расщепления, высвобождаются быстрые нейтроны.

Внутри корпуса на расстоянии от мишени расщепления расположены графитовые блоки, содержащие превращенное топливо. Во втором реакторе используется сравнительно низкое отношение массы графита к массе превращенного топлива, чтобы надтепловые нейтроны могли достигать превращенного топлива. Однако графит используется в количестве, достаточном для достижения замедления, нужного для превращения, и в качестве дополнительного эффекта исключает повреждение конструкций и оборудования реактора быстрыми нейтронами. По истечении времени пребывания во втором реакторе, составляющем приблизительно четыре года, прореагировавшее превращенное топливо удаляют из второго реактора и направляют непосредственно в хранилище. Сферические частицы превращенного топлива покрывают непроницаемым керамическим материалом, который обеспечивает долговременную локализацию прореагировавшего превращенного топлива в хранилище.

Краткое описание чертежей

В дальнейшем изобретение поясняется описанием предпочтительных вариантов его воплощения со ссылками на сопровождающие чертежи, на которых:

фиг.1 изображает блок-схему этапов способа обработки отработанного топлива из реактора на легкой воде, согласно изобретению;

фиг.2 - центральный разрез покрытой частицы запального топлива, согласно изобретению;

фиг.3 - центральный разрез покрытой частицы превращенного топлива, согласно изобретению;

фиг.4 - технологическая схема процесса изготовления тепловыделяющих элементов, согласно изобретению;

фиг.5 - разрез тепловыделяющего элемента по линии V-V на фиг.4, согласно изобретению;

фиг.6 - модульный гелиевый реактор (МГР), в котором происходит критическая, самоподдерживающаяся реакция деления, согласно изобретению;

фиг.7 - разрез по линии VII-VII на фиг.6, согласно изобретению;

фиг.8 - диаграмма чистого выхода нейтронов при 95% разрушении 100 атомов трансурановых отходов в функции энергии нейтронов, согласно изобретению;

фиг.9 - модульный гелиевый реактор (МГР), в котором происходит подкритическая, запускаемая ускорителем, реакция изменения, согласно изобретению;

фиг.10 - разрез по линии Х-Х на фиг.9, согласно изобретению.

Описание предпочтительных вариантов осуществления изобретения

На фиг.1 показана блок-схема способа обработки отработанного топлива 12, например отработанных тепловыделяющих сборок из реактора на легкой воде (РЛВ), для достижения высокого уровня разрушения трансурановых элементов в отработанном топливе 12 посредством изменения с помощью тепловых нейтронов. Для разделения отработанного топлива 12 на компоненты, которые включают в себя урановый компонент 16, компонент 18 продуктов деления, компонент 20 запального топлива и компонент 22 превращенного топлива, используют известный процесс 14 UREX. В частности, урановый компонент 16, который составляет около 95% отработанного топлива 12, является сравнительно нерадиоактивным, и его можно удалять без превращения.

Компонент 18 продуктов деления, который составляет около 4% отработанного топлива 12, включает в себя токсичные продукты деления 24, например технеций + (составляющий около 0,1% отработанного топлива 12), который можно облучать (блок 26) для получения рутения 28, который затем можно упаковывать (блок 30) и направлять в хранилище 32. При желании, этап облучения (блок 26) можно осуществлять с использованием технеция+ в качестве выгорающего поглотителя в промышленном реакторе. Дополнительно показано, что другие продукты деления, включая йод 34 (который составляет около 3,9% отработанного топлива 12), можно упаковывать (блок 30) и направлять в хранилище 32.

После процесса 14 UREX компонент 20 запального топлива, который составляет около 0,9% отработанного топлива 12 и включает в себя расщепляющиеся изотопы, например плутоний 239 и нептуний237, изготавливают в виде покрытых частиц запального топлива (блок 36) и затем используют для инициирования критической, самоподдерживающейся, реакции деления на тепловых нейтронах в первом реакторе 38. Обычно компонент 20 запального топлива состоит приблизительно из 95% плутония и 5% нептуния. Аналогично, компонент превращенного топлива, который составляет около 0,1% отработанного топлива 12 и включает в себя нерасщепляющиеся материалы, такие как америций, кюрий и некоторые изотопы Pu, и нептуний, происходящие из запального топлива, изготавливают в виде покрытых частиц превращенного топлива (блок 40) и вводят в первый реактор 38 для превращения с помощью нейтронов, генерируемых при делении компонента 20 запального топлива. Компонент 22 превращенного топлива состоит приблизительно из 42% плутония, 39% америция, 16% кюрия и 3% нептуния. Компонент 22 превращенного топлива также обеспечивает устойчивую обратную связь по реактивности для управления ядерным реактором.

На фиг.2 показана покрытая частица 42 запального топлива, которая имеет сердцевину 44 запального топлива, имеющую диаметр сердцевины d1, которая изготовлена из компонента 20 запального топлива. Сердцевина 44 запального топлива покрыта покрытием, имеющим буферный слой 46, который может представлять собой пористый углеродный слой. С функциональной точки зрения буферный слой 46 ослабляет осколки от деления и ограничивает вздутие сердцевины. Кроме того, поры обеспечивают пустое пространство для газообразных продуктов деления. Покрытие также включает в себя внутренний пироуглеродный слой 48, слой 50 карбида кремния (SiC) и внешний пироуглеродный слой 52. Внутренний пироуглеродный слой 48 обеспечивает опору для слоя карбида кремния 50 при облучении, препятствует прилипанию Cl к сердцевине 44 запального топлива в ходе изготовления, обеспечивает защиту для SiC от продуктов деления и CO и удерживает газообразные продукты деления. Слой 50 карбида кремния образует главный элемент, несущий нагрузку, и удерживает газообразные и металлические продукты деления при долгосрочном хранении. Внешний пироуглеродный слой 52 обеспечивает основание для слоя карбида кремния 50, обеспечивает связывающую поверхность для прессования и обеспечивает барьер для продуктов деления в частицах с поврежденным слоем 50 карбида кремния.

На фиг.3 показана покрытая частица 54 превращенного топлива, которая имеет сердцевину 56 превращенного топлива, имеющую диаметр сердцевины d2, которая изготовлена из компонента 22 превращенного топлива. Сердцевина 56 превращенного топлива покрыта покрытием, имеющим буферный слой 58, внутренний пироуглеродный слой 60, слой карбида кремния 62 и внешний пироуглеродный слой 64. Эти слои аналогичны по составу и функциям соответствующим вышеописанным слоям покрытой частицы 42 запального топлива (т.е. буферному слою 46, внутреннему пироуглеродному слою 48, слою карбида кремния 50 и внешнему пироуглеродному слою 52).

На фиг.4 представлена технологическая схема процесса изготовления для создания покрытых частиц 42 запального топлива и покрытых частиц 54 превращенного топлива. В частности, для создания покрытых частиц 42 запального топлива сначала готовят концентрированный раствор нитрата Pu (например, 600-1100 г Pu/л) как питательную среду путем добавления H2O и NH 3 для нейтрализации свободной азотной кислоты. Добавляют мочевину и охлаждают раствор до 10°C, и при этой температуре добавляют гексаметилтетрамин ГМТА (гекса) для образования питательной среды 66 с концентрацией около 240-260 г Pu/л. Генерируют капельки жидкости, импульсно продавливая питательную среду через «игольные ушки» в капельной колонне 68, после чего подвергают капельки желированию (с образованием желированных шариков 70), нагревая капельки в ванне при 80°C, чтобы освободить NH 3 при разложении гексы и вызвать желирование.

После желирования используют промывочные колонны 72а,b (фиг.4) для промывки желированных шариков 70 в разведенном NH 4OH для стабилизации структуры и удаления остаточных продуктов реакции и органических соединений. После промывочной колонны 72b используют вращающуюся сушилку 74 для просушки шариков в насыщенном воздухе при 200°C. Затем шарики кальцинируют в печи 76 кальцинирования с использованием сухого воздуха при 750°C. После печи 76 для кальцинирования шарики спекают в чистом H2 при 1500-1600°C в печи 78 для спекания. Для отсева недопустимых шариков используют стол 80 и фильтр 82. В одном варианте реализации контролируют несферичность (т.е. отношение максимального диаметра к минимальному) так, чтобы она была меньше 1,05. Допустимые шарики образуют сердцевины 44 запального топлива, которые затем покрывают с использованием машин 84, 86, 88 для нанесения покрытий псевдоожиженным слоем.

Машину 84 для нанесения покрытий псевдоожиженным слоем, в которой применяется углеводородный газ, можно использовать для осаждения внутреннего пироуглеродного слоя 48. Аналогично, машину 86 для нанесения покрытий псевдоожиженным слоем, в которой применяется метилтрихлоросилан, можно использовать для осаждения слоя 50 карбида кремния, и машину 88 для нанесения покрытий псевдоожиженным слоем, в которой применяется углеводородный газ, можно использовать для осаждения внешнего 52 пироуглеродного слоя. Покрытия можно также накладывать в непрерывном процессе с использованием только одной машины для нанесения покрытий. Стол 90, фильтр 92 и колонны 94 классификации используют для отделения покрытых частиц 42 запального топлива с допустимыми размером, плотностью и формой. Затем допустимые покрытые 42 частицы запального топлива используют для приготовления цилиндрических прессовок 96 запального топлива. В частности, покрытые частицы 42 запального топлива помещают в пресс 98 для прессовок совместно с термопластичным или термореактивным связующим материалом, где комбинация прессуется в цилиндры. Затем цилиндры помещают в печь 100 науглероживания, а затем - в печь 102 тепловой обработки для создания прессовок 96 запального топлива. Прессовки также можно обрабатывать с помощью сухой газообразной соляной кислоты между печью 100 науглероживания и печью 102 тепловой обработки для удаления из прессовок трансурановых элементов и других примесей.

Прессовки 96 запального топлива затем помещают в графитовые блоки 104 для приготовления тепловыделяющих элементов 106. В графитовых блоках шестигранной формы проделаны цилиндрические отверстия 108 (фиг.5) для размещения прессовок 96 топлива цилиндрической формы. На фиг.5 отчетливо показан иллюстративный тепловыделяющий элемент 106, имеющий сто сорок четыре отверстия, содержащие прессовки 96 запального топлива, которые равномерно распределены по тепловыделяющему элементу 106. Кроме того, тепловыделяющий элемент 106 содержит семьдесят два отверстия для размещения прессовок 110 превращенного топлива, равномерно распределенные по тепловыделяющему элементу 106, и сто шесть каналов 112 для пропускания теплоносителя, например гелия, через тепловыделяющий элемент 106. Очевидно также, что в тепловыделяющих элементах 106 можно использовать другие аналогичные конфигурации отверстий. Специалистам в данной области очевидно, что по аналогии с вышеописанным процессом изготовления для приготовления прессовок 96 запального топлива можно приготавливать прессовки 110 превращенного топлива.

Затем совокупность тепловыделяющих элементов 106, содержащих прессовки 96 запального топлива и прессовки 110 превращенного топлива, помещают в первый реактор 38 (фиг.1) для превращения. Используемый здесь термин «превращение» и его производные означает здесь любой процесс (или любые процессы) изменения ядра атома и включает в себя, но без ограничения, процессы деления, захвата и распада. Например, нерасщепляющиеся изотопы в компоненте превращенного топлива, в общем случае, могут разрушаться тепловыми нейтронами в процессе первого превращения посредством одного или более процессов захвата и/или распада с образованием расщепляющегося изотопа с последующим делением.

На фиг.6 показан пример первого реактора 38. В качестве первого реактора 38 использован модульный гелиевый реактор (МГР). В МГР гелий циркулирует через корпус реактора для регулировки температуры и отвода тепла из корпуса. Отведенное тепло можно использовать, например, для выработки электроэнергии. Использование гелия в качестве теплоносителя имеет то преимущество, что гелий прозрачен для нейтронов. Кроме того, гелий химически инертен и, следовательно, ядерные и химические взаимодействия теплоноситель-топливо сведены к минимуму. Дополнительно, гелий остается в газообразном состоянии, обеспечивая надежное охлаждение, которое легко рассчитывать и прогнозировать.

Тепловыделяющие элементы 106 (фиг.7) размещены в первом реакторе 38, по существу, кольцеобразно, окружая центральный отражатель 114. В частности, тепловыделяющие элементы 106 размещены в виде трех, по существу, круглых колец 116, 118, 120, причем каждое кольцо 116, 118, 120 содержит тридцать шесть столбцов тепловыделяющих элементов 106, и каждый столбец содержит стопку из десяти тепловыделяющих элементов 106.

В реактор 38 заложено достаточное количество расщепляющегося материала, чтобы инициировать самоподдерживающуюся критическую реакцию деления. Согласно способу 11 материалы в первом реакторе 38 способны усиливать деление компонента 20 запального топлива (фиг.1) и ослаблять захват нейтронов компонентом 20 запального топлива. В частности, первый реактор 38 способен минимизировать любое облучение компонента 20 запального топлива тепловыми нейтронами с диапазоном энергий, в котором Pu239 в компоненте 20 запального топлива имеет сравнительно большое эффективное сечение захвата нейтронов и сравнительно низкое эффективное сечение деления. Как показано на фиг.8, диапазон энергий проходит от около 0,2 до около 1,0 эВ.

В одном варианте реализации способа 11 материалы в реакторе 38 способны максимизировать облучение компонента 20 запального топлива тепловыми нейтронами в диапазоне энергий, проходящем от около 0,1 до около 0,2 эВ. Для этого компонент 20 запального топлива формируют в виде сферических частиц, имеющих сравнительно большой диаметр d1 сердцевины запального топлива (фиг.2), т.е. от 270 до 320 мкм, чтобы минимизировать захват нейтронов. Нейтроны в проблемном диапазоне энергий (т.е. нейтроны с энергией от 0,2 до 1,0 эВ) ограничиваются поверхностью сравнительно большой сердцевины 44 запального топлива, оставляя остальную часть сравнительно большой сердцевины 44 запального топлива для деления с помощью нейтронов, имеющих энергии в диапазоне от около 0,1 до около 0,2 эВ.

Тепловыделяющие элементы 106 (которые включают в себя графитовые блоки 104) размещены в виде колец, расположенных между центральным отражателем 114 и внешним отражателем 122. Графит замедляет быстрые нейтроны из реакции деления. С функциональной точки зрения графит уменьшает повреждение топлива, конструкций и оборудования реактора быстрыми нейтронами. В первом реакторе 38 используется сравнительно высокое отношение (т.е. более 100:1) массы графита к массе топлива для замедления нейтронов в проблемном диапазоне энергий (т.е. нейтронов с энергией от около 0,2 до около 1,0 эВ) прежде, чем эти нейтроны достигнут компонента 20 запального топлива. Кроме того, нерасщепляющиеся трансурановые элементы, включая, но без ограничения, Np 237, Am241 и Pu240 , в компоненте 20 запального топлива и компоненте 22 превращенного топлива (фиг.1) могут использоваться для обеспечения отрицательных обратных связей по реактивности в первом реакторе 38 и действуют как выгорающий поглотитель/воспроизводящий материал, чтобы разрешить расширенные выгорающие материалы - заменяющие Er 167 или другие подобные паразитные поглотители.

Компонент 20 запального топлива и компонент 22 превращенного топлива остаются в первом реакторе 38 приблизительно три года. Каждый год 36 столбцов высотой в 10 блоков из свежих (непрореагировавших) тепловыделяющих элементов 106 добавляют в кольцо 118, и частично прореагировавшие тепловыделяющие элементы 106, которые находились в кольце 118 в течение одного года, перемещают в кольцо 120. Кроме того, частично прореагировавшие тепловыделяющие элементы 106, которые находились в кольце 120 в течение одного года, перемещают в кольцо 116, и прореагировавшие тепловыделяющие элементы 106, которые находились в кольце 116 в течение одного года, удаляют из первого реактора 38. При перемещении из кольца 118 в кольцо 120 и перемещении из кольца 120 в кольцо 116 тепловыделяющие элементы подвергают осевой перестановке. В частности, тепловыделяющие элементы 106 в каждом столбце 0-1-2-3-4-5-6-7-8-9 подвергают осевой перестановке с образованием нового столбца 4-3-2-1-0-9-8-7-6-5.

Прореагировавшее запальное топливо 124 из прореагировавших тепловыделяющих элементов 106, которые были удалены из кольца 116 первого реактора 38, разделяют (блок 126) на трансурановые элементы 128 и продукты деления 130 с использованием процесса спекания для нагрева и испарения летучих элементов. Вычислено, что прореагировавшее запальное топливо 124 будет, в общем случае, состоять на треть из трансурановых элементов 128 и на две трети из продуктов деления 130. Как известно, продукты деления 130 можно затем упаковать (блок 30) и направить в хранилище 32. Трансурановые элементы 128 можно смешивать с компонентом 22 превращенного топлива (см. блок 40) для создания покрытых частиц 54 превращенного топлива (см. фиг.3), которые затем вводят в первый реактор 38 на время пребывания три года.

Прореагировавшее превращенное топливо 132 (фиг.1), которое было удалено из первого реактора 38 по истечении трехлетнего времени пребывания, вводят во второй реактор 134 для дальнейшего превращения. Вычислено, что приблизительно 5/8 прореагировавшего превращенного топлива 132 будут составлять трансурановые элементы, а остальную часть - продукты деления.

Второй реактор 134 (фиг.9) содержит герметичный цилиндрический корпус 136, имеющий окно 138, благодаря чему пучок 140 протонов может проходить через окно 138 внутрь корпуса 136. В одном варианте реализации корпус 136 выполнен с большим отношением длины к диаметру для надлежащего отвода тепла. Для генерации пучка 140 протонов предусмотрен источник 142 протонов, например ускоритель частиц. Источник 142 протонов мощностью 10 МВт способен излучать пучок 140 протонов, имеющих энергию около 800 МэВ, и можно использовать ток около 10 мА. Типичная форма пучка для пучка 140 протонов представляет собой конус с диаметром около 50 см на окне 138, перпендикулярном движению протонов. Корпус 136, предпочтительно, является герметичным, воздухонепроницаемым и построенным, предпочтительно из тугоплавкой легированной стали. Мишень расщепления 144 может быть выполнена из материала, известного в технике, например вольфрама, который будет испускать быстрые нейтроны при соударениях между пучком 140 протонов и мишенью расщепления 144.

Как и первый реактор 38 (фиг.6), второй реактор 134 (фиг.9) может представлять собой модульный гелиевый реактор (МГР), в котором гелий циркулирует через корпус реактора для регулировки температуры и отвода тепла из корпуса. Отведенное тепло можно использовать, например, для выработки электроэнергии. Помимо вышеперечисленных преимуществ гелий особенно подходит для использования во втором реакторе 134, поскольку протоны с ожидаемыми энергиями могут распространяться через газообразный гелий практически без потери энергии на несколько километров.

Тепловыделяющие элементы 146 шестигранной формы, содержащие прореагировавшее превращенное топливо 132 (фиг.1), расположены в виде колец вокруг мишени 144 расщепления. Тепловыделяющие элементы 146, используемые во втором реакторе 134, аналогичны вышеописанным тепловыделяющим элементам 106, используемым в первом реакторе 38. В частности, тепловыделяющие элементы 146 состоят из графитовых блоков шестигранной формы, в которых выполнены отверстия для вмещения прореагировавшего превращенного топлива 132 и каналы, позволяющие гелию циркулировать через блоки.

Тепловыделяющие элементы 146 (фиг.10) размещены во втором реакторе 134, по существу, в виде колец, окружающих мишень 144 расщепления. Центральный отражатель расположен между мишенью 144 расщепления и тепловыделяющими элементами 146, и внешний отражатель 150 окружает тепловыделяющие элементы 146. Тепловыделяющие элементы 146 размещены в виде трех колец 152, 154, 156, причем каждое кольцо 152, 154, 156 содержит тридцать шесть столбцов тепловыделяющих элементов 146, и каждый столбец имеет стопку из десяти тепловыделяющих элементов 146.

Пребывание расщепляющихся материалов во втором реакторе 134 ограничено, чтобы гарантировать, что реакция остается подкритической. Согласно способу 11 материалы во втором реакторе 134 способны усиливать превращение компонента 22 превращенного топлива (фиг.1) с помощью нейтронов в диапазоне энергий, проходящем от около 1,0 до около 10,0 эВ (фиг.8). Тепловые нейтроны в этом диапазоне энергий (т.е. от около 1,0 до около 10,0 эВ) называются надтепловыми нейтронами.

Для этого компонент 22 превращенного топлива формируют в виде, по существу, сферических частиц, имеющих сравнительно малый диаметр d 2 сердцевины превращенного топлива (фиг.2), т.е. от 130 до 170 мкм, чтобы максимизировать площадь поверхности компонента 22 превращенного топлива и, таким образом, усилить превращение с использованием надтепловых нейтронов. Альтернативно, разведенные сердцевины 56 превращенного топлива диаметром 250 мкм (имеющие то же количество компонента 22 превращенного топлива на сердцевину, что и неразведенные сердцевины диаметром 150 мкм) можно использовать для достижения того же эффекта, который обеспечивают сердцевины диаметром 150 мкм, в то же время облегчая изготовление частиц. В первом реакторе 38 и втором реакторе 134 используются одинаковые покрытые частицы 54 превращенного топлива (фиг.3).

Тепловыделяющие элементы 146 (фиг.10) (включающие в себя графитовые блоки) размещены, по существу, в виде колец, расположенных между центральным отражателем 148 и внешним отражателем 150. Графит во втором реакторе 134 замедляет быстрые нейтроны из мишени расщепления 144. Дополнительная выгода от использования графита состоит в том, что он препятствует повреждению быстрыми нейтронами конструкций и оборудования реактора. Во втором реакторе 134 для усиления превращения компонента 22 превращенного топлива с помощью надтепловых нейтронов можно использовать сравнительно низкое отношение (т.е. менее 10:1) массы графита к массе топлива.

Прореагировавшее превращенное топливо 132 из первого реактора 38 остается во втором реакторе 134 приблизительно четыре года. Каждый год с третью тридцать шесть столбцов тепловыделяющих элементов 146, каждый из которых имеет стопку из десяти тепловыделяющих элементов 146, содержащих прореагировавшее превращенное топливо 132 из одного или нескольких первых реакторов 38, добавляют во второй реактор 134. В одной реализации способа 11 второй реактор 134 делают такого размера, чтобы он мог принимать прореагировавшее превращенное топливо 132 из четырех первых реакторов 38, которые, в свою очередь, имеют такой размер, чтобы принимать все отработанное топливо из пяти больших реакторов на легкой воде (т.е. каждый первый реактор 38 имеет размеры, позволяющие принимать приблизительно все отработанное топливо из 1,25 больших РЛВ). В кольцо 154 второго реактора 134 первоначально вставляют триста шестьдесят тепловыделяющих элементов 146. Тепловыделяющие элементы 146, которые находились в кольце 156 приблизительно год с третью, перемещают в кольцо 154 с вышеописанной осевой перестановкой. Тепловыделяющие элементы 146, которые находились в кольце 154 приблизительно год с третью, перемещают в кольцо 152 с осевой перестановкой, и тепловыделяющие элементы 146, которые находились в кольце 152 приблизительно год с третью, удаляют из второго реактора 134. Вычислено, что тепловыделяющие элементы 146, удаленные из второго реактора 134, будут содержать на 1/8 трансурановые элементы и на 7/8 продукты деления. Затем этот материал направляют непосредственно в хранилище 32. Сферические частицы превращенного топлива покрыты непроницаемым керамическим материалом, который обеспечивает локализацию обработанного превращенного топлива в хранилище 32. Расчеты показывают, что вышеописанный способ 11 позволяет разрушать все расщепляющиеся трансурановые элементы, например Pu239, и 95% или более оставшихся трансурановых элементов, присутствующих в отработанном топливе РЛВ.

Хотя показанные и описанные здесь в подробностях конкретные система и способ полностью пригодны для обеспечения преимуществ, которые были указаны выше, следует понимать, что они всего лишь иллюстрируют предпочтительные варианты осуществления изобретения.

ФОРМУЛА ИЗОБРЕТЕНИЯ

1. Способ превращения отработанного топлива из ядерного реактора, заключающийся в том, что разделяют отработанное топливо на компоненты, содержащие первый компонент, содержащий, по меньшей мере, один расщепляющийся изотоп, и второй компонент, содержащий, по меньшей мере, один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента, помещают разделенные первый и второй компоненты в реактор, инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления в реакторе для превращения, по меньшей мере, части первого компонента и выработки прореагировавшего первого компонента и прореагировавшего второго компонента, разделяют прореагировавший первый компонент на фракции, включающие в себя трансурановую фракцию, содержащую, по меньшей мере, один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента, повторно вводят трансурановую фракцию в реактор для дальнейшего превращения, размещают прореагировавший второй компонент на расстоянии от мишени расщепления, подвергают превращению прореагировавший второй компонент с помощью нейтронов из мишени расщепления.

2. Способ по п.1, отличающийся тем, что используют первый компонент, который содержит плутоний-239.

3. Способ по п.2, отличающийся тем, что дополнительно формируют первый компонент в виде, по существу, сферических сердцевин, имеющих диаметр от около 270 до 330 мкм, чтобы минимизировать захват нейтронов плутонием-239 в диапазоне энергий от около 0,2 до около 1 эВ.

4. Способ по п.3, отличающийся тем, что дополнительно покрывают сердцевины керамическим покрытием.

5. Способ по п.4, отличающийся тем, что дополнительно используют графитовый блок, в котором сформировано, по меньшей мере, одно отверстие, размещают покрытые сердцевины в отверстии, размещают блок и покрытые сердцевины в реакторе.

6. Способ по п.4, отличающийся тем, что дополнительно размещают графитовый центральный отражатель в реакторе, используют множество графитовых блоков, в каждом из которых сформировано, по меньшей мере, одно отверстие, размещают покрытые сердцевины в, по меньшей мере, одном отверстии каждого блока, размещают блоки в реакторе в виде, по существу, кольцевой структуры, окружающей графитовый центральный отражатель.

7. Способ по п.1, отличающийся тем, что второй компонент содержит нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента для обеспечения стабильного отрицательного температурного коэффициента реактивности для безопасного управления ядерной реакцией, причем указанный элемент выбирают из группы, состоящей из плутония, америция, кюрия и нептуния.

8. Способ по п.2, отличающийся тем, что дополнительно используют второй компонент в количестве, достаточном для приготовления неразведенной сердцевины второго компонента, имеющей диаметр около 1,50 мкм, разводят указанное количество второго компонента для приготовления, по существу, сферической сердцевины, имеющей диаметр от около 220 до 350 мкм.

9. Способ по п.2, отличающийся тем, что дополнительно осуществляют циркуляцию гелия через реактор для регулирования температуры внутри реактора.

10. Способ по п.1, отличающийся тем, что для превращения прореагировавшего второго компонента с помощью нейтронов из мишени расщепления используют ускоритель частиц для генерации пучка протонов, направляют пучок протонов для бомбардировки мишени расщепления протонами и генерации быстрых нейтронов.

11. Способ превращения нерасщепляющихся трансурановых элементов, заключающийся в том, что инициируют критическую самоподдерживающуюся реакцию деления для выработки первой совокупности быстрых нейтронов, замедляют первую совокупность быстрых нейтронов для выработки первой совокупности тепловых нейтронов, подвергают превращению первую часть нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью первой совокупности тепловых нейтронов, бомбардируют мишень расщепления пучком протонов для выработки второй совокупности быстрых нейтронов, замедляют вторую совокупность быстрых нейтронов для выработки второй совокупности тепловых нейтронов, подвергают превращению вторую часть нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью второй совокупности тепловых нейтронов.

12. Способ по п.11, отличающийся тем, что превращение второй части нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью второй совокупности тепловых нейтронов осуществляют после этапа превращения первой части нерасщепляющихся трансурановых элементов с помощью первой совокупности тепловых нейтронов.

13. Способ по п.11, отличающийся тем, что инициирование критической самоподдерживающейся реакции деления осуществляют с использованием расщепляющихся изотопов, отделенных от отработанного ядерного топлива.

14. Способ по п.11, отличающийся тем, что дополнительно покрывают нерасщепляющиеся трансурановые элементы керамическим покрытием до этапа превращения первой части нерасщепляющихся трансурановых элементов, размещают покрытые нерасщепляющиеся трансурановые элементы в постоянном хранилище после этапа превращения второй части нерасщепляющихся трансурановых элементов.

15. Система для превращения отработанного топлива из ядерного реактора, содержащая средство разделения отработанного топлива на компоненты, включающие в себя первый компонент, содержащий, по меньшей мере, один расщепляющийся изотоп, и второй компонент, содержащий, по меньшей мере, один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента, первый реактор для размещения разделенных первого и второго компонентов в ходе критической самоподдерживающейся реакции деления, причем реакция предназначена для превращения по меньшей мере, части первого компонента и выработки прореагировавшего первого компонента и прореагировавшего второго компонента, средство для разделения прореагировавшего первого компонента на фракции, включающие в себя трансурановую фракцию, содержащую, по меньшей мере, один нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента, для дальнейшего превращения в первом реакторе, второй реактор для размещения прореагировавшего второго компонента, мишень расщепления, размещенную во втором реакторе, средство генерации пучка протонов для взаимодействия с мишенью расщепления для превращения прореагировавшего второго компонента с помощью нейтронов из мишени расщепления.

16. Система по п.15, отличающаяся тем, что первый реактор содержит массу графита для замедления нейтронов из реакции деления, и отношение массы графита к массе первого компонента в реакторе превышает 100:1.

17. Система по п.15, отличающаяся тем, что второй реактор содержит массу графита для замедления нейтронов мишени расщепления и отношение массы графита к массе прореагировавшего второго компонента в реакторе составляет менее 10:1.

18. Система по п.15, отличающаяся тем, что первый компонент содержит плутоний-239.

19. Система по п.18, отличающаяся тем, что первый компонент сформирован в виде, по существу, сферических сердцевин, имеющих диаметр от около 270 до 330 мкм, для минимизации захвата нейтронов плутонием-239 в диапазоне энергий от 0,2 до 1 эВ.

20. Система по п.19, отличающаяся тем, что сердцевины покрыты покрытием из карбида кремния.

21. Система по п.15, отличающаяся тем, что второй компонент содержит нерасщепляющийся изотоп трансуранового элемента, выбранного из группы, состоящей из плутония, америция, кюрия и нептуния.


Скачать патент РФ Официальная публикация
патента РФ № 2313146

patent-2313146.pdf
Патентный поиск по классам МПК-8:

Класс G21F9/00 Обработка материалов с радиоактивным заражением; устройства для устранения радиоактивного заражения таких материалов

Патенты РФ в классе G21F9/00:
состав для отверждения жидких радиоактивных отходов -  патент 2529496 (27.09.2014)
способ подготовки карбидного оят к экстракционной переработке (варианты) -  патент 2529185 (27.09.2014)
способ переработки маслосодержащих жидких радиоактивных отходов -  патент 2528433 (20.09.2014)
нейтронно-активационный способ контроля выгорания отвс реакторов на тепловых нейтронах и устройство для его реализации -  патент 2527489 (10.09.2014)
композиция для долговременного хранения трансурановых элементов -  патент 2524930 (10.08.2014)
способ извлечения радионуклидов из водных растворов -  патент 2524497 (27.07.2014)
способ извлечения радионуклидов цезия из водных растворов -  патент 2523823 (27.07.2014)
алюмоборосиликатное стекло для изоляции радиоактивных жидких эфлюентов и способ обработки радиоактивных жидких эфлюентов -  патент 2523715 (20.07.2014)
устройство для очистки радиоактивной парогазовой смеси при аварийном выбросе водо-водяного ядерного реактора -  патент 2523436 (20.07.2014)
способ извлечения редкоземельных элементов из жидких сплавов с цинком -  патент 2522905 (20.07.2014)

Класс G21G1/02 в ядерных реакторах

Патенты РФ в классе G21G1/02:
мишень для наработки изотопа мо-99 -  патент 2511215 (10.04.2014)
устройства и способы для создания радиоизотопов в инструментальных трубках ядерного реактора -  патент 2501107 (10.12.2013)
устройство и способ производства медицинских изотопов -  патент 2494484 (27.09.2013)
способ получения в графите графеновых ячеек с добавкой радиоактивных изотопов -  патент 2477705 (20.03.2013)
мишень для наработки изотопа 99мо -  патент 2476941 (27.02.2013)
стартовая композиция мишени на основе радия и способ ее изготовления -  патент 2436179 (10.12.2011)
способ и устройство для производства молибдена-99 -  патент 2413020 (27.02.2011)
мишень для получения радионуклидов и способ ее изготовления (варианты) -  патент 2393564 (27.06.2010)
способ охлаждения активной зоны быстрого реактора и устройство его осуществления -  патент 2361302 (10.07.2009)
способ получения радиоизотопа стронций-89 -  патент 2276817 (20.05.2006)

Наверх