RU2761575C1 - Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor - Google Patents
Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor Download PDFInfo
- Publication number
- RU2761575C1 RU2761575C1 RU2021113901A RU2021113901A RU2761575C1 RU 2761575 C1 RU2761575 C1 RU 2761575C1 RU 2021113901 A RU2021113901 A RU 2021113901A RU 2021113901 A RU2021113901 A RU 2021113901A RU 2761575 C1 RU2761575 C1 RU 2761575C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- fission
- energy
- reactor
- zone
- neutrons
- Prior art date
Links
Images
Classifications
-
- G—PHYSICS
- G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
- G21C—NUCLEAR REACTORS
- G21C1/00—Reactor types
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Physics & Mathematics (AREA)
- Engineering & Computer Science (AREA)
- Plasma & Fusion (AREA)
- General Engineering & Computer Science (AREA)
- High Energy & Nuclear Physics (AREA)
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
Abstract
Description
Область техникиTechnology area
Группа изобретений относится к области ядерной физики, в частности к физике процессов получения энергии и полезного применения ядерных реакторов деления.The group of inventions relates to the field of nuclear physics, in particular to the physics of energy production processes and the useful application of nuclear fission reactors.
Предшествующий уровень техникиPrior art
Из уровня техники известен способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер, (описанный в патенте US 2708656, от 17.03.1955) в котором в качестве делящегося вещества используется природный или обогащенный уран. Процесс деления осуществляется с помощью тепловых нейтронов, образуемых в процессе замедления быстрых нейтронов деления. В качестве замедлителя используют обычную воду, тяжелую воду или графит. Энергия деления ядер преобразуется в тепловую энергию, передаваемую теплоносителю, в качестве которого используют воду или жидкие металлы. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа из-за нерешенной проблемы полезного использования отработанного топлива.A method of obtaining energy in the process of controlled fission of nuclei is known from the prior art (described in US patent 2708656, dated 17.03.1955) in which natural or enriched uranium is used as fissile material. The fission process is carried out with the help of thermal neutrons generated in the process of slowing down fast fission neutrons. Plain water, heavy water, or graphite are used as moderators. Nuclear fission energy is converted into thermal energy, which is transferred to the coolant, which is used as water or liquid metals. The disadvantages of this method are low fuel efficiency, the risk of large-scale accidents and low environmental acceptability of the method due to the unsolved problem of the useful use of spent fuel.
Известен способ получения энергии (RU 2088981 от 01.02.1996), в котором в процессе работы реактора нарабатывается в режиме бриддинга и выжигается Pu-239 на быстрых нейтронах. Облученное топливо выгружают и перерабатывают. При переработке производят выделение образовавшегося при облучении топлива из имеющегося воспроизводящего вещества (U-238) смеси, делящегося вещества (Pu-239) и очищают уран от продуктов деления, затем формируют топливную смесь повторно в ее исходных обогащенных концентрациях. Глубина выгорания определяется величиной исходного обогащения топлива рабочим изотопом с учетом периодического возобновления в открытом топливном цикле. Топливо имеет избыточную критичность состава на тепловых нейтронах. Недостатками способа являются низкая эффективность использования топлива, риск крупномасштабных аварий и малая экологическая приемлемость способа, так как в процессе химической переработки облученного топлива часть радионуклидов попадает в окружающую среду.There is a known method of generating energy (RU 2088981 dated 02/01/1996), in which, during the operation of the reactor, it is produced in the bridging mode and burned out Pu-239 on fast neutrons. The irradiated fuel is unloaded and processed. During reprocessing, the fuel formed during irradiation is separated from the existing fertile substance (U-238) mixture, fissile substance (Pu-239) and uranium is purified from fission products, then the fuel mixture is re-formed in its original enriched concentrations. The burnup is determined by the value of the initial fuel enrichment with the working isotope, taking into account the periodic renewal in the open fuel cycle. The fuel has an excessive composition criticality on thermal neutrons. The disadvantages of this method are low efficiency of fuel use, the risk of large-scale accidents and low environmental acceptability of the method, since in the process of chemical processing of irradiated fuel part of the radionuclides enters the environment.
Известен способ получения энергии (УФН том 163, №8) в котором предлагается реактор на базе нейтронно-делительной волны на быстрых и на тепловых нейтронах реализуемый в концепции реактора с испаряющейся активной зоной. Недостатками являются малая эффективность использования топлива, низкое энерговыделение. There is a known method of generating energy (UFN volume 163, No. 8) in which a reactor based on a neutron-fission wave on fast and on thermal neutrons is proposed, which is implemented in the concept of a reactor with an evaporating core. The disadvantages are low fuel efficiency, low energy release.
Известен способ получения энергии при делении ядер, в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, (Патент RU 2075116 от 30.12.1994) принятый нами за прототип. Способ характеризуется низкой глубиной выгорания делящегося вещества. There is a known method of obtaining energy during nuclear fission, in which fast neutrons slow down, form a field of thermal neutrons, carry out selection and return thermal neutrons to the fission zone, remove the fission energy, (Patent RU 2075116 from 30.12.1994) which we adopted as a prototype. The method is characterized by a low burnup depth of fissile matter.
К недостаткам относится некоторая сложность процесса. The disadvantages include some complexity of the process.
Из уровня техники также известен реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, принятый нами за прототип содержащий анизотропный замедлитель, выполненный в виде замедляюще- фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов из замедлителя с каналами между ними, делящееся вещество и зону деления с областью тепловых и областью быстрых нейтронов устройство перемещения делящегося вещества, устройство преобразования выделяющейся энергии с контуром теплоносителя (Патент RU 2075116 от 30.12.1994). Реактор характеризуется высокой глубиной выгорания делящегося вещества. The state of the art also knows a reactor for generating energy in the process of controlled fission of nuclei, which we adopted as a prototype containing an anisotropic moderator, made in the form of a slowing-focusing structure for the formation of a directed neutron flux from the moderator with channels between them, fissile matter and a fission zone with a region of thermal and in the area of fast neutrons, a device for moving fissile matter, a device for converting the released energy with a coolant circuit (Patent RU 2075116 from 12/30/1994). The reactor is characterized by a high fissile material burnup.
К недостаткам относится некоторая сложность процесса. The disadvantages include some complexity of the process.
В способе и устройстве, принятом за прототип, производят глубокое выжигание ядерного топлива в процессе в процессе периодического нахождения его в области быстрых нейтронов, в области тепловых нейтронов и в зоне охлаждения, при постоянном вводе воспроизводящего ядерного топлива из U238, Th232 или их смеси, взамен их выгоревшей части. In the method and device adopted as a prototype, deep burning of nuclear fuel is carried out in the process of periodically finding it in the region of fast neutrons, in the region of thermal neutrons and in the cooling zone, with the constant introduction of fertile nuclear fuel from U 238 , Th 232 or their mixture , instead of their burnt out part.
Но, для некоторых технических задач необходимо достичь высокого выгорания топлива в исходном его составе без ввода восполняющего воспроизводящего вещества.But, for some technical problems, it is necessary to achieve high fuel burnup in its original composition without introducing a replenishing fertile substance.
Раскрытие изобретенийDisclosure of inventions
Задачей, на решение которой направлена заявленная группа изобретений, являетсяThe task to be solved by the claimed group of inventions is
разработка способа и ядерного реактора, для получения энергии в процессе управляемого деления ядерного делящегося вещества с высокой глубиной его выгорания. development of a method and a nuclear reactor for generating energy in the process of controlled fission of nuclear fissile material with a high burnup depth.
Техническим результатом, достигаемым при реализации группы изобретений, является упрощение, рост удельной мощности в реакторе, и обеспечение энергетической эффективности, безопасности и экологической приемлемости, что позволяет повысить качество и расширить технические возможности ядерных реакторов и спектр областей их технического применения.The technical result achieved by the implementation of a group of inventions is to simplify, increase the specific power in the reactor, and ensure energy efficiency, safety and environmental acceptability, which makes it possible to improve the quality and expand the technical capabilities of nuclear reactors and the range of areas of their technical application.
Указанный технический результат достигается в способе получения энергии при делении ядер в котором быстрые нейтроны замедляют, формируют поле тепловых нейтронов, проводят селектирование и возврат тепловых нейтронов в зону деления, снимают энергию деления, характеризующийся тем, что зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией 235U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране, поток тепловых нейтронов вводят по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, снимают энергию деления теплоносителем, так, что по этим каналам вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации. The specified technical result is achieved in a method of obtaining energy during nuclear fission, in which fast neutrons slow down, form a field of thermal neutrons, select and return thermal neutrons to the fission zone, remove the fission energy, characterized in that the fission zone of the reactor is performed without a moderator, the fissile substance is introduced with a concentration of 235 U comparable to or less than the concentration in natural uranium, a flux of thermal neutrons is introduced through the channels in the fissile material before interacting with it, the fission energy is removed by the coolant, so that coolant condensate is introduced through these channels, evaporated on a developed porous surface in the channels in the fissile substance and through them the resulting vapor is removed to remove its energy and condensation.
Сущность данного способа заключается в том, что веществом замедлителя быстрые нейтроны замедляют, передавая их избыточную энергию ядрам его вещества. Затем, нейтроны, попавшие в область захвата по углам и двигающиеся вдоль каналов из глубины замедлителя, выводят в направлении делящегося вещества, причем зону деления реактора выполняют без замедлителя, делящееся вещество вводят с концентрацией 235U сравнимой или меньшей, концентрации в природном уране. При этом глубоко вводят поток тепловых нейтронов по каналам в делящемся веществе до взаимодействия с ним, увеличивая обратный пробег быстрых нейтронов в нем.The essence of this method lies in the fact that fast neutrons are slowed down by the moderator substance, transferring their excess energy to the nuclei of its substance. Then, neutrons entering the capture area at the corners and moving along the channels from the depth of the moderator are removed in the direction of the fissile material, and the fission zone of the reactor is performed without a moderator, the fissile material is introduced with a concentration of 235 U comparable or lower than the concentration in natural uranium. In this case, a flux of thermal neutrons is deeply introduced through the channels in the fissile substance before interacting with it, increasing the return path of fast neutrons in it.
На обогащенном уране активная зона реактора на базе ЗФС энергонапряженная, может иметь небольшие размеры, но полезно используется лишь 1 из 2.5 нейтронов.On enriched uranium, the PFS reactor core is energetically intensive and may be small in size, but only 1 out of 2.5 neutrons is useful.
Особый интерес представляет работа реактора на дешевом обедненном уране. Of particular interest is the operation of the reactor using cheap depleted uranium.
У исходного обедненного урана выход нейтронов при делении ядер достигает величины: ηtn = 0.74, ηfn = 1.12. Но базой является то, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из 238U в нем идет наработка 239Pu с высоким сечением его деления, и равновесная концентрация 239Pu, в долговременных составах, мала. 
Это является не недостатком, а преимуществом данного реактора, поскольку при эффективном возврате тепловых нейтронов нет необходимости бессмысленно выжигать нейтроны системой СУЗ для обеспечения его безопасной работы.This is not a disadvantage, but an advantage of this reactor, since with the effective return of thermal neutrons there is no need to senselessly burn out neutrons by the CPS system to ensure its safe operation.
Ввод исходного делящегося вещества с концентрацией близкой или несколько меньшей, чем концентрация 235U в природном уране позволяет в процессе начальной стадии работы реактора сформировать состав для последующей длительной работы с высокой глубиной выгорания топлива в нем - долговременный стационарный состав.The introduction of the initial fissile material with a concentration close to or somewhat lower than the concentration of 235 U in natural uranium allows, during the initial stage of the reactor operation, to form a composition for subsequent long-term operation with a high fuel burnup in it - a long-term stationary composition.
Так, например, при условном режиме CANDU (когда исходный состав природный уран, внешняя зона отсутствует, ЗФС полностью возвращает быстрый поток нейтронов, тепловыми) при стартовом составе 0.5% по 235U, в таблице 1 показан состав, сформированный в режиме долговременной работы при потоке нейтронов: F f = 3.7⋅1013 см–2с–1, F t = 1013 см–2с–1, F act = 1, N full /N act = 1.So, for example, under the conditional CANDU mode (when the initial composition is natural uranium, the outer zone is absent, the PFS completely returns a fast neutron flux, thermal) with a starting composition of 0.5% at 235 U each, Table 1 shows the composition formed in the long-term operation mode with a flux neutrons: F f = 3.7⋅10 13 cm –2 s –1 , F t = 10 13 cm –2 s –1 , F act = 1, N full / N act = 1.
Таблица 1 Стационарный состав на базе обедненного урана
F t = 1013 см–2с–1, F f = 1013 см–2с–1, N full /N act = 1Table 1 Stationary composition based on depleted uranium
F t = 10 13 cm –2 s –1 , F f = 10 13 cm –2 s –1 , N full / N act = 1
Выход нейтронов из состава: η t = 1.075 на тепловых и η f =1.368 на быстрых нейтронах. Изменение критичности состава при стартовом составе с 0.5% по 235U показано на фиг. 4. Динамика изменения некоторых основных актинидов состава при работе реактора представлена на фиг. 5. В процессе работы реактора в ходе захвата топливным составом быстрых и тепловых нейтронов и последующих β-распадов идет последовательное выгорание (деление) всех образующихся в процессе работы актинидов. И при этом в топливе, в рабочем составе, при потоке нейтронов 1·1013 1/см2сек, при работе в относительно ненапряженном режиме, энерговыделение в делящемся веществе дискового ТВЭЛ составит ≈ 24 Вт/см3. И за 30 лет работы реактора в таком режиме без перегрузки в нем выгорит 25% исходного урана.The yield of neutrons from the composition: η t = 1.075 for thermal and η f = 1.368 for fast neutrons. The change in the criticality of the composition with the starting composition from 0.5% to 235 U is shown in Fig. 4. The dynamics of changes in some of the main actinides of the composition during the operation of the reactor is shown in Fig. 5. In the course of reactor operation, during the capture of fast and thermal neutrons by the fuel composition and subsequent β-decays, there is a sequential burnout (fission) of all actinides formed during operation. And at the same time, in the fuel, in the working composition, with a neutron flux of 1 · 10 13 1 / cm 2 sec, when operating in a relatively unstressed mode, the energy release in the fissile matter of the disk fuel element will be ≈ 24 W / cm 3 . And over 30 years of operation of the reactor in this mode, without overloading, 25% of the initial uranium will burn out in it.
По каналам в делящемся веществе вводят конденсат теплоносителя, испаряют его на развитой пористой поверхности в каналах в делящемся веществе и по ним выводят полученный пар для снятия его энергии и конденсации пара, в результате чего снимают энергию деления теплоносителем. Выбор тонкостенной дисковой формы делящегося вещества (ТВЭЛ) обусловлен низким перепадом температуры в тонком теле диска: ΔТ≈10-200С. А также высокой эффективностью теплосъема с тонкостенных дисков в связи с большой поверхностью теплообмена. По своим теплофизическим свойствам максимально интересна работа системы теплосъема в режиме тепловой трубы (термосифона), когда теплоноситель это водяной пар с его коэффициентом теплоотдачи γ=0.797 кал/(см2сек0С) =3.34 Вт/(0Ссм2). И при этом используется переход жидкость–пар с его работой парообразования r≈2434кДж/кг в капиллярном режиме. The coolant condensate is introduced through the channels in the fissile material, evaporated on a developed porous surface in the channels in the fissile material, and the resulting vapor is removed through them to remove its energy and condensate the vapor, as a result of which the fission energy is removed by the coolant. The choice of a thin-walled disk form of fissile matter (TVEL) is due to the low temperature drop in the thin body of the disk: ΔТ≈10-20 0 С. As well as the high efficiency of heat removal from thin-walled disks due to the large heat exchange surface. In terms of its thermophysical properties, the most interesting is the operation of the heat removal system in the heat pipe (thermosyphon) mode, when the coolant is water vapor with its heat transfer coefficient γ = 0.797 cal / (cm 2 sec 0 С) = 3.34 W / ( 0 Сcm 2 ). And at the same time, a liquid-vapor transition is used with its work of vaporization r≈2434kJ / kg in a capillary mode.
Рабочее давление пара в системе может быть малым P≈1атм. Предлагается схема энергосъема использующая эффект энергии парообразования и последующего перегрева пара без наличия большой массы жидкости в активной зоне. The working steam pressure in the system can be as low as P≈1 atm. A scheme of energy removal is proposed that uses the effect of the energy of vaporization and subsequent superheating of steam without the presence of a large mass of liquid in the core.
Указанный технический результат достигается за счет того, что выполняют ядерный реактор, содержащий замедляюще фокусирующую структуру, зону деления с делящимся веществом, устройство энергосъема с теплообменным устройством, характеризующийся тем, что зона деления не содержит замедлителей, делящееся вещество в виде пластин совместно с поглотителем летучих выделений помещено внутрь корпусов, в зазорах между которыми размещены пористые фитили испарения конденсата, которые с соединены с теплообменным устройством, с одной стороны через линию отвода пара, а с другой стороны соединены с ним через линию ввода конденсата.The specified technical result is achieved due to the fact that a nuclear reactor is performed containing a slowing focusing structure, a fission zone with fissile matter, an energy pickup device with a heat exchange device, characterized in that the fission zone does not contain moderators, fissile material in the form of plates together with an absorber of volatile emissions placed inside the housings, in the gaps between which are placed porous wicks of condensate evaporation, which are connected to the heat exchanger, on the one hand through the steam outlet line, and on the other hand, are connected to it through the condensate inlet line.
Для эффективной работы ЗФС и реактора целесообразно чтобы теплоноситель не был замедлителем. Замедлитель выполняют структурированным и анизотропным в виде пакета протяженных профилированных пластин, с каналами между ними. Для чего замедляюще- селектирующая структура выполнена в виде группы изогнутых пластин переменной кривизны, причем таких, что образованные между ними криволинейные каналы на краях участков с минимальной кривизной ориентированы в направлении тепловыделяющих элементов, выполненных в виде плоских пластин с протекающим между ними теплоносителем. Селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры профилированны и ориентированны циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра пластин.For efficient operation of the PFS and the reactor, it is advisable that the coolant is not a moderator. The retarder is structured and anisotropic in the form of a package of extended profiled plates with channels between them. For this, the decelerating-selective structure is made in the form of a group of curved plates of variable curvature, such that the curved channels formed between them at the edges of the sections with minimum curvature are oriented in the direction of the fuel elements made in the form of flat plates with a coolant flowing between them. The selection plates of the decelerating focusing structure are profiled and oriented cyclically, now into the channels between the plates with fissile material of the division zone, now into the sections of the maximum diameter of the plates.
Возможность реализации способа обусловлена тем, что поведение нейтронов в замедлителе, вне замедлителя и на границе раздела сред существенно различаются. The possibility of implementing the method is due to the fact that the behavior of neutrons in the moderator, outside the moderator and at the interface between the media are significantly different.
Прежде всего, обратим внимание на то, что для полного внешнего отражения нейтронов от поверхности необходимо, чтобы поперечная компонента кинетической энергии нейтрона касательно двигающегося вдоль поверхности была меньше средней потенциальной энергии отталкивания нейтронов в среде, которая может быть определена и как граничная энергия нейтронов в среде. First of all, let us pay attention to the fact that for total external reflection of neutrons from the surface, it is necessary that the transverse component of the kinetic energy of the neutron tangentially moving along the surface should be less than the average potential energy of repulsion of neutrons in the medium, which can also be defined as the boundary energy of neutrons in the medium.
Угол полного внешнего отражения нейтронов определяется отношением граничной скорости нейтрона v гр на поверхности вещества к скорости v 0 = 2200 м/с тепловых нейтронов реактора 
Можно представить следующую таблицу для граничной энергии Eгр, граничной длины волны λгр, и поперечной граничной скорости нейтронов vгр для разных веществ на поверхности замедлителя:The following table can be presented for the boundary energy E g , the boundary wavelength λ g , and the transverse boundary velocity of neutrons v g for different substances on the surface of the moderator:
Таблица 2table 2
Этот угол равен φs = 10' для поверхности из графита, φs = 12' для поверхности из бериллия, φs = 10.7' для поверхности из железа, φs = 11.5' для поверхности из никеля и φs = 5.0' для поверхности из аллюминия. Угол полного отражения нейтронов можно увеличить снижением температуры замедлителя вплоть до 4.2K, или увеличить до единиц градусов нанесением на поверхность суперзеркальных покрытий. This angle is φ s = 10 'for a graphite surface, φ s = 12' for a beryllium surface, φ s = 10.7 'for an iron surface, φ s = 11.5' for a nickel surface, and φ s = 5.0 'for a surface from aluminum. The angle of total neutron reflection can be increased by lowering the moderator temperature down to 4.2K, or increased to several degrees by applying supermirror coatings to the surface.
Суперзеркала представляют собой структуры из слоев с различными оптическими потенциалами, нанесенными на какую либо подложку. Например, это может быть многослойная система из широкого барьера и тонких периодических слоев из FeCo-Si.Supermirrors are structures of layers with different optical potentials deposited on some kind of substrate. For example, it can be a multilayer system of a wide barrier and thin periodic layers of FeCo-Si.
Можно записать и условия отражения нейтронов через показатель преломления нейтронов на поверхности вещества: 
Где: 
N – концентрация ядер; b – длина когерентного рассеяния ядер вещества; μ – магнитный момент нейтрона; B – магнитная индукция поля действующего на нейтрон внутри ферромагнетика; E – энергия нейтрона. N is the concentration of nuclei; b is the length of coherent scattering of matter nuclei; μ is the magnetic moment of the neutron; B is the magnetic induction of the field acting on the neutron inside the ferromagnet; E is the neutron energy.
Возможны нейтронные поляризующие суперзеркала, например, из CoFe(V)TiZr, эффективность отражения нейтронов, которыми, зависит от величины и направления наложенного на зеркало магнитного поля.Possible neutron polarizing supermirrors, for example, from CoFe (V) TiZr, the efficiency of neutron reflection, which depends on the magnitude and direction of the magnetic field superimposed on the mirror.
Существенно то, что нейтрон, выходящий из поверхности вещества получает дополнительную энергию равную Eгр и при этом получает дополнительную поперечную скорость равную vгр отклоняющую траекторию от поверхности, а нейтрон входящий в вещество, теряет эти энергию и скорость. Поэтому плоский протяженный равномерный канал не обладает селектирующими нейтроны свойствами. По этой же причине не обладает такими свойствами и протяженный канал, имеющий постоянную кривизну его поверхности, если при этом величина граничной энергии на поверхности постоянна. It is essential that the neutron leaving the surface of the substance receives additional energy equal to E gr and at the same time receives an additional transverse velocity equal to v gr deflecting the trajectory from the surface, and the neutron entering the substance loses this energy and speed. Therefore, a flat extended uniform channel does not possess neutron-selective properties. For the same reason, an extended channel, which has a constant curvature of its surface, does not possess such properties, if the value of the boundary energy on the surface is constant.
Для того чтобы щелевой канал получил способность селективно захватывать движущиеся в нем нейтроны, он должен иметь переменную, спадающую к его выходу кривизну этой поверхности. Или с другой стороны, радиус кривизны этой поверхности или граничная энергия на ней должны непрерывно расти в направлении выхода из канала. In order for a slotted channel to gain the ability to selectively capture neutrons moving in it, it must have a variable curvature of this surface that decreases towards its exit. Or, on the other hand, the radius of curvature of this surface or the boundary energy on it must continuously increase in the direction of the exit from the channel.
В этом случае в структуре, в каждой точке профилированной поверхности канала существует область захвата нейтронов по углам Ksel ∆φs. И потому подобная поверхность обладает способностью захватывать и выводить в выделенном направлении нейтроны как на всей плоскости селектирующей нейтроны пластины, так и во всем объеме анизотропной селектирующей структуры замедлителя. Кроме того важно, что весь этот поток обладает малым разбросом по углам, и он имеет на выходе высокую плотность потока нейтронов в тонком пристеночном слое hs каждой селектирующей пластины. In this case, in the structure, at each point of the profiled surface of the channel, there is a region of neutron capture at the angles K sel ∆φ s . Therefore, such a surface has the ability to capture and remove neutrons in a preferred direction both on the entire plane of the neutron-selective plate and in the entire volume of the anisotropic selective moderator structure. In addition, it is important that this entire flux has a small spread in angles, and at the output it has a high neutron flux density in the thin wall layer h s of each selection plate.
И в резко анизотропной структуре ЗФС в виде пакета селектирующих пластин, у каждого нейтрона после рассеяния есть вероятность попасть в угловую область захвата нейтронов, какой-либо из селектирующих пластин внутри пакета структуры. Результатом движения нейтронов у поверхности пластин, радиус кривизны R которых гладко растет, является серия последовательных отражений: пристеночный нейтрон, первый раз отразившись от поверхности пластины, испытывает ряд последующих отражений. And in a sharply anisotropic structure of the PPS in the form of a packet of selection plates, each neutron after scattering has a probability of getting into the angular region of neutron capture, any of the selection plates inside the structure packet. The result of the movement of neutrons near the surface of the plates, the radius of curvature R of which increases smoothly, is a series of successive reflections: a near-wall neutron, having reflected for the first time from the surface of the plate, experiences a series of subsequent reflections.
И если угол внешнего поверхностного отражения нейтронов равен φs, а радиус кривизны поверхности равен ≈ R, то длина хорды, по которой движется отраженный нейтрон, будет Ls ≈ R·sin(φs), а расстояние между хордой и поверхностью канала, будет hs ≈ R· (1 - cos(φs)). А поэтому величина φs преимущественно влияет на количество отражений уже отселектированных структурой нейтронов от поверхности каналов до выхода из них. And if the angle of external surface reflection of neutrons is φ s , and the radius of curvature of the surface is ≈ R, then the length of the chord along which the reflected neutron moves will be L s ≈ R sin (φ s ), and the distance between the chord and the channel surface will be h s ≈ R (1 - cos (φ s )). Therefore, the value of φ s mainly affects the number of reflections of neutrons already selected by the structure from the surface of the channels before leaving them.
Можно также показать, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции Ksel может быть представлен, как 
Здесь поверхность селектирующей пластины ЗФС задается в координатах (x,y). Где R´x – производная изменения радиуса кривизны R селектирующей пластины вдоль ее длины, и y´x – производная профиля селектирующей пластины вдоль ее длины.Here, the surface of the PFS selection plate is specified in coordinates (x, y). Where R´ x is the derivative of the change in the radius of curvature R of the selection plate along its length, and y´ x is the derivative of the profile of the selection plate along its length.
Важно, что коэффициент эффективности захвата нейтронов в ходе селекции Ksel не зависит от φs, но при этом существенно определяется кривизной селектирующих пластин.It is important that the efficiency of neutron capture in the course of selection K sel does not depend on φ s , but it is essentially determined by the curvature of the selection plates.
Для примера, если поверхность пластины формирующей канал может быть описана как парабола 
Изменяется вдоль длины канала и коэффициент эффективности захвата нейтронов в процесс селекции Ksel , при длине области селекции в 150 мм, он на значительной части его длины он больше чем Ksel ≥10, или ∆φs ≥ 10·φs, что существенно влияет на рост эффективности селекции нейтронов одиночной пластиной структуры. Changes along the channel length and the coefficient of neutron capture efficiency in the selection process K sel , for a selection area of 150 mm, it is greater than K sel ≥ 10 for a significant part of its length, or ∆φ s ≥ 10 φ s , which significantly affects to increase the efficiency of neutron selection by a single plate of the structure.
В этом случае можно оценить плотность пристеночного потока нейтронов выходящего из одиночной пластины ЗФС, как 
Считая, для примера, что плотность диффузного потока тепловых нейтронов в структуре, например, равна n0 = 5×1013 см-2сек-1 , а Ksel ≈ 20, получим при толщине потока hs ≈ 0.01 мм, что Ks ≈ 60, и что плотность пристеночного потока нейтронов выходящих из одиночного канала селектирующей структуры, выросла до nout ≈ 1.2×1016 см-2сек-1. Considering, for example, that the density of the diffuse flux of thermal neutrons in the structure, for example, is equal to n 0 = 5 × 10 13 cm -2 s -1 , and K sel ≈ 20, we obtain at a flux thickness h s ≈ 0.01 mm that K s ≈ 60, and that the density of the near-wall neutron flux emerging from a single channel of the selective structure increased to n out ≈ 1.2 × 10 16 cm -2 s -1 .
Замедление быстрых нейтронов происходит в глубине ЗФС и поток нейтронов, которые вернулись в зону деления, является тепловым. В спектре нейтронов тепловой активной зоны промежуточные нейтроны отсутствуют. Сформированные потоки тепловых нейтронов направляют на делящееся вещество. The deceleration of fast neutrons occurs in the depths of the PPS, and the flow of neutrons that have returned to the fission zone is thermal. There are no intermediate neutrons in the neutron spectrum of the thermal core. Formed fluxes of thermal neutrons are directed to fissile matter.
В результате деления выделяется ядерная энергия, и рождаются быстрые нейтроны. Быстрые нейтроны, пройдя сквозь делящееся вещество, частично взаимодействуют с ним и уходят в замедляюще-селектирующую структуру где их термализуют на его веществе, селектируют и вновь направляют в виде узкого плотного потока тепловых нейтронов на делящееся вещество. Цикл их жизни замыкается.As a result of fission, nuclear energy is released, and fast neutrons are born. Fast neutrons, having passed through the fissile substance, partially interact with it and go into the moderating-selection structure where they are thermalized on its substance, selected and again directed in the form of a narrow dense flux of thermal neutrons to the fissile substance. The cycle of their life is closed.
В качестве теплоносителя внутри блоков замедляющее фокусирующих структур (ЗФС) реактора может быть использован гелий, натрий и широкий класс других жидких и газообразных веществ. Желательно чтобы при этом сечение рассеяния ими нейтронов было мало и вещество не являлось замедлителем, чтобы спектр выходящих из активной зоны нейтронов не был «серым». Helium, sodium and a wide class of other liquid and gaseous substances can be used as the coolant inside the blocks of the moderating focusing structures (PFS) of the reactor. It is desirable that in this case the neutron scattering cross section by them is small and the substance is not a moderator, so that the spectrum of neutrons emerging from the active zone is not "gray".
Зона деления реактора не содержит замедлителей, замедляюще фокусирующая структура имеет дистанцирующие решетки имеет участки перехвата нейтронов, один или более участок возврата нейтронов, чьи селектирующие пластины ориентированы в каналы между пластин с пористыми фитилями с делящимся веществом зоны деления.The fission zone of the reactor does not contain moderators, the decelerating focusing structure has spacer grids, it has sections for intercepting neutrons, one or more sections for neutron return, whose selection plates are oriented into channels between the plates with porous wicks with fissile matter of the fission zone.
В реакторе шаг пластин замедляюще- фокусирующей структуры формирования направленного потока нейтронов кратен с шагом тепловыделяющих элементов (ТВЭЛ). In the reactor, the spacing of the plates of the slowing-focusing structure for the formation of a directed neutron flux is a multiple of the spacing of the fuel elements (fuel elements).
Сформированный селектирующими пластинами ЗФС поток тепловых нейтронов имеет расходимость (до 5´- 10´), при высокой плотности потока. Он, между пластин, расширяясь глубоко проникает в активную зону реактора до взаимодействия с делящимся веществом и до взаимодействия с наработанным плутонием-239 и с другими актинидами.The thermal neutron flux formed by the PFS selection plates has a divergence (up to 5´ - 10´) at a high flux density. Between the plates, it expands deeply into the reactor core before interacting with fissile matter and before interacting with the produced plutonium-239 and other actinides.
В результате увеличивается обратный пробег рожденных быстрых нейтронов из глубины активной зоны реактора, растет эффективное отношение размеров быстрой зоны реактора к тепловой зоне. При этом идет наработка плутония-239, растут характерные размеры активной зоны, общая масса делящегося вещества в реакторе и ресурс работы реактора. Важно, что при долговременном облучении тепловыми нейтронами исходного делящегося вещества из 238U или 232Th в нем идет наработка 239Pu или 233U с высоким сечением их деления, но из-за реального соотношения их сечений захвата и деления на тепловых нейтронах равновесные концентрации этих изотопов в долговременных составах, малы. 
В то же время, равновесные концентрации этих изотопов при облучении исходных делящихся веществ быстрыми нейтронами много больше:At the same time, the equilibrium concentrations of these isotopes upon irradiation of the initial fissile substances with fast neutrons are much higher:
То есть, основное деление идет при взаимодействии с тепловыми нейтронами реактора, а наработка делящихся изотопов должна идти при взаимодействии с тепловыми и быстрыми нейтронами этого реактора, поэтому увеличение обратного пробега быстрых нейтронов, увеличивает наработку плутония-239. That is, the main fission occurs when interacting with thermal neutrons of the reactor, and the production of fissile isotopes should occur when interacting with thermal and fast neutrons of this reactor, therefore, an increase in the return path of fast neutrons increases the production of plutonium-239.
Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде дисковых пластин, селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры выполнены кольцевыми, профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра дисков.A variant is possible when the fissile material of the fission zone is made in the form of disk plates, the selection plates of the slowing focusing structure are circular, profiled and oriented cyclically, then into the channels between the plates with the fissile material of the fission zone, then into sections of the maximum diameter of the discs.
Возможен вариант, когда делящееся вещество зоны деления выполнено в виде профилированных пластин, причем селектирующие пластины замедляюще фокусирующей структуры профилированы и ориентированы циклически, то в каналы между пластин с делящимся веществом зоны деления, то на участки пластин максимально близкие к ним с делящимся веществом зоны деления, то на участки максимального диаметра дисков.A variant is possible when the fissile matter of the fission zone is made in the form of profiled plates, and the selection plates of the slowing focusing structure are profiled and oriented cyclically, then into the channels between the plates with fissile matter of the fission zone, then into the sections of the plates as close as possible to them with fissile matter of the fission zone, then to the areas of the maximum diameter of the discs.
При работе реактора с относительно тонкостенными пластинами с делящимся веществом при рабочей температуре возможна диффузия и выход продуктов деления из материала. Целесообразна их последующая концентрация в сорбенте, их поглотителе размещенном в общих корпусах с делящимся веществом в наиболее холодной его части. When operating a reactor with relatively thin-walled plates with fissile material at the operating temperature, diffusion and release of fission products from the material are possible. Their subsequent concentration in the sorbent is expedient, their absorber is located in common buildings with fissile material in its coldest part.
Теплоноситель движется вдоль поверхности пластин с делящимся веществом. При этом если область высокого энерговыделения является тонкой, а энергосъем ведется вдоль всей области энерговыделения, то максимальное энерговыделение в подобном устройстве, может быть крайне высоким. The coolant moves along the surface of the fissile plates. Moreover, if the region of high energy release is thin, and the energy output is carried out along the entire region of energy release, then the maximum energy release in such a device can be extremely high.
Рассматривая конструкцию реактора, прежде всего, отметим, что наличие ЗФС позволяет отдельно рассматривать высокоэнергичные процессы в активной зоне реактора и относительно низкотемпературные процессы в ЗФС реактора.Considering the design of the reactor, first of all, we note that the presence of the PPS allows separate consideration of high-energy processes in the reactor core and relatively low-temperature processes in the PPS of the reactor.
Возможен ядерный реактор, характеризующийся тем, что устройство энергосъема совместно с зонами деления и с замедляюще фокусирующими структурами, которые охватывают зоны деления каждого из них, выполнены в виде группы из одного или более единых протяженных треугольных, прямоугольных или гексагональных модулей, причем устройство энергосъема модулей выполнено в виде контуров теплоносителя которые содержат размещенные выше зоны деления термосифоны с устройством теплообмена, при этом модули, объединены с линиями теплоносителя второго контура.A nuclear reactor is possible, characterized in that the energy collection device, together with the fission zones and with slowing focusing structures that cover the fission zones of each of them, are made in the form of a group of one or more single extended triangular, rectangular or hexagonal modules, and the module energy collection device is made in the form of coolant circuits that contain thermosyphons located above the division zone with a heat exchange device, while the modules are combined with the coolant lines of the second circuit.
Предлагается к разработке базовый модульный реактор как основа АЭС или АТЭС.It is proposed to develop a basic modular reactor as the basis for a nuclear power plant or an APP.
Основой реактора являются базовые модули, содержащие в общем корпусе модуля активную зону модуля со сборкой кольцевых ТВЭЛ, теплообменное устройство первого контура, перекачивающий насос и систему контроля включая элементы СУЗ. The basis of the reactor is the base modules containing in the common module casing the core of the module with the assembly of ring fuel rods, the primary circuit heat exchanger, the transfer pump and the control system including the control system elements.
В области активной зоны базовый модуль со сборкой кольцевых ТВЭЛ с внешней стороны охвачен гексагональной ЗФС выполненной в отдельном корпусе и направляющей замедленные и отселектированные тепловые нейтроны обратно в активную зону.In the area of the core, the base module with the assembly of ring fuel rods from the outside is covered by a hexagonal PFS made in a separate casing and guiding delayed and selected thermal neutrons back into the core.
Базовый модуль совместно с кольцевой ЗФС, в целом представляют собой соосную протяженную реакторную сборку, имеющую снаружи стороны треугольную, квадратную или гексагональную форму (многогранники плотно замощающие объем корпуса реактора) с одинаковыми внешними размерами.The basic module together with the annular PFS, in general, is a coaxial extended reactor assembly, which has a triangular, square or hexagonal shape on the outside (polyhedrons tightly paving the volume of the reactor vessel) with the same external dimensions.
Совокупность помещенных в общий корпус, например, гексагональных базовых модулей совместно с внешне гексагональными ЗФС – реакторных сборок, в количестве 1, 7, 19…, образуют варианты плотно заполненных модульных реакторов. Где (1,6,12,24, 6*( n -1)…) – количество базовых модулей в слое, здесь n- номер слоя в корпусе реактора.A set of hexagonal base modules placed in a common vessel, for example, together with externally hexagonal PFS - reactor assemblies, in the amount of 1, 7, 19 ..., form variants of densely filled modular reactors. Where (1,6,12,24, 6 * (n -1) ...) is the number of basic modules in the layer, here n is the number of the layer in the reactor vessel.
Процесс управления реактором может быть многоканален:The reactor control process can be multichannel:
1) это, прежде всего управление процессами селекции в ЗФС;1) it is, first of all, the management of selection processes in the PFS;
2) управление отношением объемов быстрой зоны реактора к объему тепловой зоны реактора уменьшением зоны возврата в пакете ЗФС и увеличением глубины ввода тепловых нейтронов до взаимодействия, в зону деления;2) control of the ratio of the volumes of the fast zone of the reactor to the volume of the thermal zone of the reactor by reducing the return zone in the PFS package and increasing the depth of introduction of thermal neutrons before the interaction, into the fission zone;
3) обычное поглощение избыточных, с точки зрения процесса деления, нейтронов, на поглотителе в аварийном режиме работы реактора; поглощение избыточных нейтронов возможно также и в дополнительных фокусных областях устройства формирования направленного потока нейтронов;3) the usual absorption of excess, from the point of view of the fission process, neutrons at the absorber in the emergency operation of the reactor; absorption of excess neutrons is also possible in additional focal areas of the device for forming a directed neutron flux;
6) управление эффективностью теплосъема при температурной зависимости процесса;6) control of the efficiency of heat removal with the temperature dependence of the process;
7) управление перемещением ЗФС и зоны локализации областей тепловых нейтронов в делящемся веществе.7) control of the movement of the PPS and the localization zone of the regions of thermal neutrons in the fissile matter.
Краткое описание фигур чертежейBrief Description of the Figures of the Drawings
Сущность изобретения поясняется чертежами, гди е:The essence of the invention is illustrated by drawings, where e:
на фиг. 1. – Схематический вид базового модуля реактора глубокого выгорания топлива.in fig. 1. - Schematic view of the basic module of a deep fuel burnup reactor.
на фиг. 2. – Разрез элементов базового модульного реактораin fig. 2. - Sectional view of the elements of the basic modular reactor
на фиг. 3. – Схематический вид модульного реактора глубокого выгорания топлива.in fig. 3. - Schematic view of a modular deep burnup reactor.
на фиг. 4. – Изменение критичности состава при стартовом составе с 0.5% по 235U.in fig. 4. - Change in the criticality of the composition with the starting composition from 0.5% to 235 U.
на фиг. 5. – Динамика изменения некоторых основных актинидов состава in fig. 5. - Dynamics of changes in some basic actinides composition
Реактор деления содержит анизотропно-структурированную замедляющее- селектирующую структуру (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов 1, включающую замедляющее вещество 2, профилированные пластины для селекции нейтронов 3, каналы теплоносителя системы энергосъема 4, участок перехвата нейтронов ЗФС 5, участок возврата нейтронов ЗФС 6, активная зона (зона деления) реактора 7, пластины активной зоны реактора 8, теплоноситель 9, контур теплоносителя активной зоны в виде термосифона 10, устройство теплообмена 11, сорбционный поглотитель летучих выделений 12, экранирующие модули ЗФС 13, элементы системы СУЗ 14, корпус дискового ТВЭЛ 15, секторный топливный элемент дискового ТВЭЛ 16, пористый фитиль испарения конденсата 17, стенка зоны деления модуля 18. The fission reactor contains an anisotropically structured moderating-selective structure (PFS) for the formation of a directed
Осуществление группы изобретенийImplementation of a group of inventions
Работа устройства рассмотрена на примере варианта, показанного на фиг. 1, 2, 3.The operation of the device is considered on the example of the variant shown in Fig. 1, 2, 3.
Быстрые нейтроны реактора, термализуют в анизотропно-структурированной замедляющее- фокусирующей структуре (ЗФС) для формирования направленного потока нейтронов 1 на замедляющем веществе 2, выполненном в виде профилированных пластин для селекции нейтронов 3. формируя диффузное поле тепловых нейтронов. Энергия торможения быстрых нейтронов снимается теплоносителем протекающим по каналам теплоносителя системы энергосъема ЗФС 4. Тепловые нейтроны, после замедления сепарируют по углам их распространения, на профилированных пластинах для селекции нейтронов 3 и при этом выделяют их потоки, двигающиеся в направлении минимальной кривизны поверхности пластин. Замедляюще фокусирующая структура содержит участки перехвата нейтронов ЗФС 5 размещенные в торцевых областях ЗФС для уменьшения потерь нейтронов и участки возврата нейтронов ЗФС 6 направленные в активную зону реактора 7. Пластины с делящимся веществом (ТВЭЛ) активной зоны реактора 8 и профилированные пластины для селекции нейтронов 3 выполнены с равным или кратным шагом, так, чтобы потоки тепловых нейтронов селектированные ЗФС были направлены на пластинами с делящимся веществом 8 или в зазоры между ними. Пластины с делящимся веществом ТВЭЛ размещены внутри дискового корпуса 15, в виде секторных топливных элементов дискового ТВЭЛ 16, совместно с сорбционным поглотителем летучих выделений 12. Снаружи активная зона реактора содержит внешнюю стенку зоны деления модуля 18. Между дисковыми корпусами 15 ТВЭЛ размещен пористый фитиль испарения конденсата 17. Теплоноситель 9 контура теплоносителя активной зоны 10 выполненного в виде термосифона протекая через нагретый пористый фитиль испарения конденсата 17 снимает энергию выделяющуюся при делении, полученный пар перегревается.Fast neutrons of the reactor are thermalized in an anisotropically-structured moderating-focusing structure (PFS) to form a directed
И затем перегретый пар поднявшись по контуру теплоносителя активной зоны в виде термосифона 10, конденсируясь передает энергию через устройство теплообмена 11 внешним устройствам энергопреобразования. Экранирующая модули ЗФС 13 перехватывают нейтроны и возвращает их в основные ЗФС модулей, они служит для уменьшения потерь нейтронов, перехватывая ту их часть, которая не захвачена основной ЗФС. Система СУЗ 14 служат для управления работой реактора. And then the superheated steam, rising along the coolant circuit of the core in the form of a
Для начала внимательнее рассмотрим конструкцию и работу активной зоны реактора и дисковых ТВЭЛ.To begin with, we will take a closer look at the design and operation of the reactor core and disk fuel rods.
Кольцевой тонкостенный, дисковый ТВЭЛ может быть выполнен толщиной 1-3 мм, из металлического U, или из микрокапсул UC2, или из UO2. Для исключения попадания осколков деления в теплоноситель он помещен в защитном корпусе 15. Что при размерах, например, дискового ТВЭЛ≈Ø200хØ300 эквивалентно полной мощности энерговыделения в ТВЭЛ в 1.4 кВт. В периферийной зоне защитного корпуса ТВЭЛ 15 в области низких температур, размещен поглотитель осколков деления в газовой фазе 12, выполненный, например, из пористых гидридов металла.An annular thin-walled disk fuel element can be made with a thickness of 1-3 mm, from metal U, or from microcapsules UC 2, or from UO 2 . To exclude the ingress of fission fragments into the coolant, it is placed in a
Расстояние между соседними дисковыми ТВЭЛ 0.5 мм. Вода в струйном или микрокапельном виде впрыскивается на периферии диска между соседними ТВЭЛ в этом варианте в количестве 1.6 л/час. В этой области размещен пористый металлический фитиль тепловой трубы. На испарение расходуется 1.1 кВт энергии. The distance between adjacent disk fuel rods is 0.5 mm. Water in a jet or micro-droplet form is injected at the periphery of the disk between adjacent fuel rods in this version in an amount of 1.6 l / h. A porous metal heat pipe wick is located in this area. Evaporation consumes 1.1 kW of energy.
Пар в зазоре на выходе в центральный канал прогревается до температуры 370 0С и выше и выходит из зазора со скоростью ≈ 5м/с. Реактор допускает регулировку рабочего давления пара регулировой скорости подачи конденсата в активную зону реактора.Steam in the gap at the outlet to the central channel heats up to a temperature of 370 0 С and higher and leaves the gap at a speed of ≈ 5 m / s. The reactor allows adjustment of the working steam pressure by adjusting the rate of condensate supply to the reactor core.
Совместно с регулировкой потока нейтронов системой СУЗ управление скоростью подачи конденсата в активную зону позволяет динамично управлять работой реактора в широком диапазоне режимов его работы.Together with the control of the neutron flux by the CPS system, the control of the condensate feed rate into the core makes it possible to dynamically control the operation of the reactor in a wide range of its operation modes.
При рабочей мощности модуля реактора в 1 МВт активная зона модуля содержит ≈ 700 дисковых ТВЭЛ. А высота активной зоны блока составляет ≈ 1.4м. Что может быть базой реактора малой мощности с высокой глубиной выгорания топлива.With an operating power of the reactor module of 1 MW, the core of the module contains ≈ 700 disk fuel rods. And the height of the block's core is ≈ 1.4m. What can be the base of a low-power reactor with a high fuel burnup.
При рабочей мощности реактора в 10 МВт и при размещении в корпусе реактора группы из 7 реакторных сборок включающих базовые модули, мощность каждого базового модуля содержащего ≈ 1000 дисковых ТВЭЛ, составляет ≈ 1.4 МВт. А высота активной зоны блока составляет ≈ 2м.With an operating power of the reactor of 10 MW and when a group of 7 reactor assemblies including base modules is placed in the reactor vessel, the power of each base module containing ≈ 1000 disk fuel rods is ≈ 1.4 MW. And the height of the block's core is ≈ 2m.
Перегретый пар температурой 370 0С или больше на выходе активной зоны по центральному каналу образованному совокупностью дисковых ТВЭЛ со скоростью ≈ 50 м/с и по трубопроводу движется к теплообъменнику связи контуров расположенному выше активной зоны в общем корпусе базового блока. Там он, конденсируясь, передает энергию теплоносителю второго контура для последующего полезного использования энергии в турбине при получении электроэнергии или теплоснабжении. Рабочее давление во втором контуре может быть много больше 10 атм. Superheated steam with a temperature of 370 0 С or more at the outlet of the core through the central channel formed by a set of disk fuel rods at a speed of ≈ 50 m / s and moves through the pipeline to the heat exchanger for the connection of the circuits located above the core in the common casing of the base unit. There it, condensing, transfers energy to the coolant of the secondary circuit for the subsequent useful use of energy in the turbine when generating electricity or heat supply. The operating pressure in the second circuit can be much more than 10 atm.
Конденсат пара образующегося в теплообменнике 1-го контура 11 затем насосом (не показан) подается в активную зону деления реактора и затем вновь впрыскивается в пароформирующие фитили между дисковыми ТВЭЛами. Поскольку перепад высот в базовом блоке составляет до 5м, то перепад давления в подающих трубках достигает до 0.5 атм. и подача конденсата в зазоры может обеспечиваться и при остановленных центробежных насосах при работе реактора в режиме тепловой трубы.The condensate of the steam formed in the heat exchanger of the
ЗФС выполнена в отдельном корпусе, охватывает в области активной зоны базовый модуль со сборкой кольцевых ТВЭЛ с внешней стороны. Замедляюще фокусирующая структура это устройство с высокой эффективностью возврата тепловых нейтронов из диффузного облака в ЗФС обратно в активную зону реактора в виде направленного их потока создает условия для работы на обедненном уране с высокой глубиной выгорания.The PFS is made in a separate casing, in the area of the core it covers the base module with the assembly of ring fuel elements from the outside. The decelerating focusing structure is a device with a high efficiency of returning thermal neutrons from the diffuse cloud to the PPS back to the reactor core in the form of a directed flow of neutrons, which creates conditions for operation on depleted uranium with a high burnup.
Рассматривая конструкцию реактора, прежде всего, отметим, что наличие ЗФС позволяет отдельно рассматривать высокоэнергичные процессы в активной зоне реактора и относительно низкотемпературные процессы в ЗФС реактора. Considering the design of the reactor, first of all, we note that the presence of the PPS allows separate consideration of high-energy processes in the reactor core and relatively low-temperature processes in the PPS of the reactor.
Эти процессы включают термализацию исходных быстрых нейтронов в тепловые нейтроны, сепарацию тепловых нейтронов, и их возврат ориентированный структурой ЗФС в фокусной области.These processes include thermalization of the initial fast neutrons into thermal neutrons, separation of thermal neutrons, and their return oriented by the PPS structure in the focal region.
Поскольку сечения взаимодействия тепловых нейтронов с делящимся веществом, а поэтому и эффективность выгорания топлива растут с уменьшением температуры, поэтому для снижения температуры тепловых нейтронов, система охлаждения ЗФС должна быть независимой, отдельной. И из-за высокой анизотропности ее структуры и наличия каналов дрейфа нейтронов, с газовым теплоносителем с газом под давлением, с применением He, или N2, или CO2 со своим отдельным устройством теплообмена.Since the cross sections for the interaction of thermal neutrons with fissile matter, and therefore the efficiency of fuel burnup, increase with decreasing temperature, therefore, to reduce the temperature of thermal neutrons, the PFS cooling system must be independent, separate. And because of the high anisotropy of its structure and the presence of neutron drift channels, with a gas coolant with a gas under pressure, using He, or N2, or CO2 with its own separate heat exchange device.
Устройство теплообмена ЗФС на схеме реактора не показано.The PFS heat exchange device is not shown in the reactor diagram.
Кроме цилиндрических участков ЗФС ориентирующих поток тепловых нейтронов на элементы ТВЭЛ в активную зону, ЗФС содержит размещенные выше и ниже активной зоны экранирующие участки ЗФС. In addition to the cylindrical sections of the PFS that orient the flow of thermal neutrons onto the fuel elements in the core, the PFS contains shielding sections of the PFS located above and below the core.
Конструкция реакторного блока представляет собой осесимметричную структуру с активной зоной реактора в приосевой области и охватывающую ее ЗФС. The design of the reactor block is an axisymmetric structure with the reactor core in the paraxial region and the PPS enclosing it.
Между ними находится внутренняя стенка активной зоны, разделяющая и герметизирующей их объемы. ЗФС содержит в своей структуре пакет замедляющее-селектирующих элементов имеющих клиновидный серповидный вид в профиле сечения и выполненные кольцевой формы, снаружи охватывающих активную зону базового модуля. Материал пластин ЗФС, как вариант, включает углерод, дейтерий, кислород и фтор. The inner wall of the core is located between them, separating and sealing their volumes. The PFS contains in its structure a package of decelerating-selective elements having a wedge-shaped crescent shape in the cross-sectional profile and made of an annular shape, outside covering the active zone of the base module. The PFS plate material optionally includes carbon, deuterium, oxygen, and fluorine.
В базовом варианте ЗФС может быть выполнена в виде: In the basic version, the FSL can be performed in the form:
- конструкции в виде пакета замедляющее-селектирующих элементов из графита с газовым теплоносителем из в каналах между ними и содержащей в дополнительной кольцевой полости водород содержащие вещества.- designs in the form of a package of moderating-selective elements made of graphite with a gas coolant from in the channels between them and containing hydrogen-containing substances in an additional annular cavity.
- варианта включающего выполнение замедляющее-селектирующих элементов из дейтерированного фторопласта-40 - (CF2 –CF2 –CD2 –CD2 )n (радиационная стойкость материала до 108 рад ) с газовым теплоносителем в каналах между ними. - a variant including the implementation of deuterated fluoroplastic-40 deuterated-selective elements - (CF 2 –CF 2 –CD 2 –CD 2 ) n (radiation resistance of the material up to 10 8 rad) with a gas coolant in the channels between them.
Рассмотрим вопрос оптимальной степени обогащения фторопласта-40 дейтерием Let us consider the question of the optimal degree of enrichment of PTFE-40 with deuterium
Таблица 1Table 1
При Nout= 144 оптимальный диапазон обогащения состава дейтерием составляет 75% - 90%. В этом случае достигается высокий уровень технологического альбедо и эффективности возврата тепловых нейтронов в активную зону реактора и при этом малы длина торможения быстрых нейтронов, длина их селекции и относительно небольшие размеры пластин ЗФС. At N out = 144, the optimal range of composition enrichment in deuterium is 75% - 90%. In this case, a high level of technological albedo and efficiency of the return of thermal neutrons to the reactor core is achieved, while the deceleration length of fast neutrons, the length of their selection, and the relatively small dimensions of the PFS plates are small.
Тогда требования к материалу ЗФС по соотношениям сечений взаимодействия для торможения быстрых нейтронов и их селекции могут быть выполнены.Then the requirements for the PFS material in terms of the interaction cross sections for decelerating fast neutrons and their selection can be met.
При этом длина торможения быстрых реакторных 1 МэВных нейтронов структурой составляет (в зависимости от вещества из которого она выполнена) от 11 см до 15 см.In this case, the length of deceleration of
Диффузионная длина тепловых нейтронов в веществе ЗФС меньше 18 см, но при этом существенно, что, – число последовательных перерассеяний тепловых нейтронов на ядрах вещества до захвата селектирующей структурой, мало:
И в результате длина селекции (размеры области ЗФС) в которой, идет захват нейтронов структурой - 
Принимаем, как и в эксперименте, профиль пластин селективных элементов в виде части эллипсов, оси которых: а = 300 мм, b = 15 мм, а максимум эффективности селекции K sel = 30, лежит на участке длины от 10 до 200 мм.We accept, as in the experiment, the profile of the plates of selective elements in the form of a part of ellipses, the axes of which are: a = 300 mm, b = 15 mm, and the maximum selection efficiency is K sel = 30, lies in the section of length from 10 to 200 mm.
Считая, что диаметр внешней стенки активной зоны реакторной части блока составляет 370мм, примем размер между противоположными стенками гексагональной по наружному размеру замедляющее фокусирующей структуры Lблок=700мм (Ø870мм). Assuming that the diameter of the outer wall of the core of the reactor part of the block is 370 mm, we take the size between the opposite walls of the hexagonal outer size of the slowing focusing structure L block = 700mm (Ø870mm).
Для эффективной работы, когда быстрый, входящий в ЗФС и выходящий из него тепловой потоки нейтронов сохраняются, шаг между селектирующими пластинами в приосевой области должен быть не больше: 
Исходя из шага дисковых ТВЭЛ, в 2мм, шаг между кольцевыми селектирующими пластинами ЗФС принять в 1мм размещенными так чтобы поток отселектированных тепловых нейтронов входил либо в зазор между дисками, либо в тело ТВЭЛ.Proceeding from the step of disk fuel rods, 2 mm, the step between the annular selection plates of the PFS should be taken in 1 mm, placed so that the flux of selected thermal neutrons enters either the gap between the disks or into the body of the fuel rod.
Тогда в связи с тем, что диффузионная длина тепловых нейтронов в веществе активной зоны реактора составляет LU=2.7см, то при принятом профиле дисковых ТВЭЛ выгорание топлива идет либо во внешней части реактора либо в приосевой части АЗ. Then, due to the fact that the diffusion length of thermal neutrons in the material of the reactor core is L U = 2.7 cm, then with the adopted profile of disk fuel rods, fuel burnout occurs either in the outer part of the reactor or in the axial part of the core.
А при этом быстрыми нейтронами облучается, по меньшей мере, вдвое больший ее объем, что способствует наработке и выгоранию 239Pu в процессе работы и росту глубины выгорания топлива. Внешний корпус реактора в варианте 10МВт мощности охватывает пакет из 7 гексагональных базовых модулей совместно с внешне гексагональными ЗФС. Между внешним корпусом и пакетом базовых модулей с целью максимального снижения диффузионных потерь нейтронов, расположен слой внешних защитных блоков ЗФС 13. At the same time, at least twice its volume is irradiated with fast neutrons, which contributes to the production and burnup of 239 Pu during operation and to an increase in the fuel burnup. The outer vessel of the reactor in the 10MW power version encompasses a package of 7 hexagonal base modules together with externally hexagonal PFSs. Between the outer casing and the package of basic modules, in order to minimize the diffusion losses of neutrons, there is a layer of external
На выходе базовые модули объединены по входу и по выходу системой общих коллекторов направляющих полученный на теплообменниках пар 2-го контура для передачи его конечным потребителям для тепло- или электропроизводства.At the outlet, the basic modules are connected at the inlet and outlet by a system of common collectors of guides obtained on the heat exchangers of the 2nd loop steam for transferring it to end users for heat or electric production.
Конструкция допускает независимую работу базовых модулей и их замену.The design allows independent operation of the base modules and their replacement.
Claims (5)
Priority Applications (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021113901A RU2761575C1 (en) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor |
Applications Claiming Priority (1)
| Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
|---|---|---|---|
| RU2021113901A RU2761575C1 (en) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor |
Publications (1)
| Publication Number | Publication Date |
|---|---|
| RU2761575C1 true RU2761575C1 (en) | 2021-12-10 |
Family
ID=79174409
Family Applications (1)
| Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
|---|---|---|---|
| RU2021113901A RU2761575C1 (en) | 2021-05-17 | 2021-05-17 | Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor |
Country Status (1)
| Country | Link |
|---|---|
| RU (1) | RU2761575C1 (en) |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115274160A (en) * | 2022-06-14 | 2022-11-01 | 西北核技术研究所 | Reactor thermal neutron flux detection method and device based on silicon carbide semiconductor |
Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2088981A (en) * | 1933-07-21 | 1937-08-03 | Sturgis William Bayard | Tool composition |
| SU1090168A1 (en) * | 1982-06-03 | 1985-12-15 | Московский Ордена Трудового Красного Знамени Инженерно-Физический Институт | Device for controlling neutron flux density |
| DE69304622D1 (en) * | 1992-06-24 | 1996-10-17 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor reflector |
| RU2075116C1 (en) * | 1994-12-30 | 1997-03-10 | Юрий Васильевич Дробышевский | Method and device for energy production by controlled fission |
| RU2088981C1 (en) * | 1996-02-01 | 1997-08-27 | Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт | Fast reactor using liquid-metal coolant |
| KR100366208B1 (en) * | 2000-04-14 | 2002-12-31 | 한국과학기술원 | Plate Type Fuel Based - Low Power Medical Reactor for Boron Neutron Capture Therapy |
| FR2827072A1 (en) * | 2001-07-04 | 2003-01-10 | Commissariat Energie Atomique | PROCESS FOR MANUFACTURING COMPOSITE NUCLEAR COMBUSTIBLE MATERIAL CONSISTING OF (U, PU) O2 AMAS DISPERSED IN UO2 MATRIX |
| CN101584007B (en) * | 2007-01-02 | 2012-12-26 | 西屋电气有限责任公司 | Nuclear reactor alignment plate configuration |
| RU2716142C2 (en) * | 2018-05-21 | 2020-03-06 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Neutron collimator |
-
2021
- 2021-05-17 RU RU2021113901A patent/RU2761575C1/en active
Patent Citations (9)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| US2088981A (en) * | 1933-07-21 | 1937-08-03 | Sturgis William Bayard | Tool composition |
| SU1090168A1 (en) * | 1982-06-03 | 1985-12-15 | Московский Ордена Трудового Красного Знамени Инженерно-Физический Институт | Device for controlling neutron flux density |
| DE69304622D1 (en) * | 1992-06-24 | 1996-10-17 | Westinghouse Electric Corp | Nuclear reactor reflector |
| RU2075116C1 (en) * | 1994-12-30 | 1997-03-10 | Юрий Васильевич Дробышевский | Method and device for energy production by controlled fission |
| RU2088981C1 (en) * | 1996-02-01 | 1997-08-27 | Государственный научный центр Российской Федерации - Физико-энергетический институт | Fast reactor using liquid-metal coolant |
| KR100366208B1 (en) * | 2000-04-14 | 2002-12-31 | 한국과학기술원 | Plate Type Fuel Based - Low Power Medical Reactor for Boron Neutron Capture Therapy |
| FR2827072A1 (en) * | 2001-07-04 | 2003-01-10 | Commissariat Energie Atomique | PROCESS FOR MANUFACTURING COMPOSITE NUCLEAR COMBUSTIBLE MATERIAL CONSISTING OF (U, PU) O2 AMAS DISPERSED IN UO2 MATRIX |
| CN101584007B (en) * | 2007-01-02 | 2012-12-26 | 西屋电气有限责任公司 | Nuclear reactor alignment plate configuration |
| RU2716142C2 (en) * | 2018-05-21 | 2020-03-06 | Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" | Neutron collimator |
Cited By (1)
| Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
|---|---|---|---|---|
| CN115274160A (en) * | 2022-06-14 | 2022-11-01 | 西北核技术研究所 | Reactor thermal neutron flux detection method and device based on silicon carbide semiconductor |
Similar Documents
| Publication | Publication Date | Title |
|---|---|---|
| Winterton | Thermal design of nuclear reactors | |
| Buongiorno et al. | Nanofluids for enhanced economics and safety of nuclear reactors: an evaluation of the potential features, issues, and research gaps | |
| RU2483371C2 (en) | Nuclear fission initiator | |
| RU2761575C1 (en) | Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor | |
| JP7432800B2 (en) | proliferation blanket | |
| Wu et al. | The low-enriched uranium core design of a MW heat pipe cooled reactor | |
| RU2755811C1 (en) | Method for controlled nuclear fission and nuclear reactor | |
| KR102458389B1 (en) | Doppler reactivity augmentation device | |
| US20140146934A1 (en) | Compact Liquid Metal Cooled Spherical Fast Neutron Reactor Core Design | |
| Wang et al. | Neutron physics of the liquid‐fuel heat‐pipe reactor concept with molten salt fuel—Static calculations | |
| JP5318312B2 (en) | Monolithic fuel element and fast spectrum boiling water reactor using the element | |
| Schiel et al. | The IEA/SSPS high flux experiment | |
| RU2804452C1 (en) | Blanket breeder | |
| Nakano et al. | Conceptual reactor design study of very high temperature reactor (VHTR) with prismatic-type core | |
| RU2694812C1 (en) | Heterogeneous channel nuclear reactor on thermal neutrons | |
| Zhao et al. | Coupled Neutronics and Thermal–Hydraulics Analysis of Annular Fuel Assembly for SCWR | |
| Kim et al. | Heat transfer study of water-cooled swirl tubes for neutral beam targets | |
| Dolan et al. | First Wall, Blanket, and Shield | |
| Schwartz | Laser-based high heat flux testing for power exhaust in fusion devices | |
| Nakano et al. | Conceptual reactor design study of VHTR with prismatic-type core | |
| Johnson et al. | Control Element Heat Transfer Parameter Study for Sre-pep Third Core | |
| Whittemore et al. | A Multiple Pulsed TRIGA-Type Reactor for Neutron Beam Research | |
| Newell et al. | Film flow characteristics for direct absorption solar receiver surfaces | |
| Hovingh | Design considerations in inertially-confined fusion reactors | |
| Johnson | Moderator Heat Transfer Analysis for Sre-pep Third Core |