топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория-232 в уран-233
| Классы МПК: | G21C3/42 выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов |
| Автор(ы): | Бабиков Леонид Георгиевич (RU), Баранов Михаил Владимирович (RU), Бекетов Аскольд Рафаилович (RU), Васин Борис Дмитриевич (RU), Волкович Владимир Анатольевич (RU), Десятник Василий Никифорович (RU), Казанцев Герман Никандрович (RU), Катышев Сергей Филиппович (RU), Распопин Сергей Павлович (RU), Скиба Олег Владимирович (RU), Трифонов Игорь Иванович (RU), Трифонов Константин Иванович (RU) |
| Патентообладатель(и): | Федеральное государственное бюджетное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Ковровская государственная технологическая академия имени В.А. Дегтярева" (RU) |
| Приоритеты: |
подача заявки:
2011-12-21 публикация патента:
10.09.2013 |
Изобретение относится к ядерному топливу, в частности к топливу энергетического реактора-размножителя на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава. Топливная композиция содержит (мас.%): хлорид калия - 24 + хлорид магния - 16 + тетрахлорид тория - 30 + трихлорид плутония - 30 и при рабочей температуре 550-560°С имеет плотность 2,53 г/см3. В качестве примера приведены расчетные данные для ядерного реактора мощностью 400 МВт(эл.) с габаритами AЗ (D=H=180 см): объем активной зоны =4578120 см3, масса ее солевого наполнения =10772 кг. Коэффициенты воспроизводства урана-233 могут составить КВ АЗ=0,3, а при использовании зоны воспроизводства из диоксида тория суммарное KB может достигать 1,2. Технический результат - возможность вывода ядерного реактора на режим использования урана-233, полученного в результате конверсии тория-232, с периодическим пополнением торием активной зоны.
Формула изобретения
Топливо энергетического реактора на быстрых нейтронах с активной зоной в виде солевого расплава для конверсии тория в уран-233, отличающееся составом предлагаемого исходного солевого расплава, мас.%:
хлорид калия 24
хлорид магния 16
тетрахлорид тория 30
трихлорид плутония 239-30
с плотностью 2,53 г/см3 при температуре 550-560°С.
Описание изобретения к патенту
Предлагаемое решение направлено на создание новых поколений энергетических реакторов (ЯР) на быстрых нейтронах (БН) с активной зоной (AЗ) в виде солевых расплавов, способных конвертировать торий-232 в уран-233.
Известен патент № 2344500, зарегистрированный в Госреестре РФ 20.01.2009 г. на изобретение «Ядерный реактор с активной зоной в виде солевого расплава» (опубликовано 20.01.2009. Бюл. № 2), в котором исходное топливо представляет собой простую систему - эквимолярную смесь хлоридов калия и обогащенного по изотопу 235 урана. За счет потоков быстрых нейтронов при делении ядер U-235 идут реакции конверсии ядер U-238 в ядра Рu-239.
При накоплениях «оружейного» плутония-239 целесообразно использовать его в энергетических ЯР в сочетании с торием и достичь приемлемых коэффициентов воспроизводства урана-233. Именно для этого предлагается заменить исходное ЯТ в прототипе на КСl-MgCl2-ThCl4-PuCl3.
Технический результат и раскрытие изобретения заключается в том, что, задав в исходный состав ЯТ значительную массу плутония-239, далее по мере его асимптотического «выгорания» без какой-либо переработки ЯТ будет использоваться получаемый за счет конверсии тория уран-233. Понадобится только периодически пополнять и поддерживать необходимое количество тория в AЗ.
В качестве конкретного примера реализации предлагаем использовать в опытном ЯР на БН, мощностью 400 МВт (эл.) исходный состав ЯТ (мас.%):
КСl-24+MgCl2-16+ThCl 4-30+PuСl3-30 с плотностью 2,53 г/см3 при рабочей температуре 550-560°С.
Интенсивный теплоотвод жидким теплоносителем - свинцом - и цепные реакции деления ядер плутония-239 совместно с образующимися ядрами урана-233 обеспечиваются при размерах цилиндрической AЗ: D=180 см и Н=180 см. Объем AЗ - VАЗ=4578120 см3, а масса AЗ - МАЗ=10772 кг. В этой массе солевого расплава AЗ содержится:
тория 1385 кг.
плутония 1544 кг.
Расчетные коэффициенты воспроизводства урана-233 достигают КВАЗ=0.3, а при использовании зоны воспроизводства (ЗВ) в виде цилиндрического экрана из диоксида тория суммарный KB может составить 1,2.
Класс G21C3/42 выбор вещества для использования в качестве ядерного топлива для реакторов
