RU2799708C2 - Structural material for molten salt reactors - Google Patents

Abstract

FIELD: nuclear energy.

SUBSTANCE: invention relates to a device for generating energy by nuclear fission. The device comprises a core container made from the material of the core container, the core container accommodating an inner tubular structure made from the material of the inner tubular structure. The inner tubular structure and/or the core container has(s) an inlet and outlet, the device additionally comprises a halide salt melt located in the core container or the inner tubular structure. Moreover, the inner tubular structure contains one or more sections consisting of single-crystal corundum. The invention further relates to methods for controlling nuclear fission processes using a device and to the use of a corundum tube as a structural material in a nuclear fission device.

EFFECT: simplified manufacture of the molten-salt reactor structure and the possibility of increasing compactness by ensuring the neutron transparency of the inner tubular structure while increasing resistance to various scenarios of mechanical stress and to radiation and thermal stresses under various scenarios.

25 cl, 8 dwg, 3 tbl

Description

Область изобретенияField of invention

Настоящее изобретение относится к реакторам на расплавах солей (также называемых жидкосолевыми реакторами, ЖСР) для реакций ядерного деления. В частности, настоящее изобретение относится к конструкционным материалам, применимым как в ядерных реакторах на быстрых нейтронах, где не используется замедлитель, так и в реакторах на тепловых или надтепловых нейтронах, в которых используется замедлитель.The present invention relates to molten salt reactors (also called molten salt reactors, MSR) for nuclear fission reactions. In particular, the present invention relates to structural materials applicable both in fast neutron nuclear reactors where a moderator is not used, and in thermal or epithermal neutron reactors where a moderator is used.

Уровень техникиState of the art

При делении ядра образуются высокоэнергетические нейтроны, обычно в диапазоне энергии от 100 кэВ до 2 МэВ. Вероятность возникновения события деления зависит от энергии нейтронов. В так называемом ядерном реакторе на быстрых нейтронах полученные в результате деления незамедленные нейтроны взаимодействуют непосредственно с другим ядром. В ядерных реакторах на тепловых и надтепловых нейтронах используются замедлители для снижения энергии для повышения вероятности деления. Таким образом, ядерные ректоры могут работать по двум основным принципам, а именно как реакторы на быстрых нейтронах и как реакторы на тепловых и надтепловых нейтронах.Nuclear fission produces high-energy neutrons, typically in the energy range of 100 keV to 2 MeV. The probability of a fission event occurring depends on the energy of the neutrons. In the so-called fast neutron nuclear reactor, the immediate neutrons produced by fission interact directly with another nucleus. Thermal and epithermal nuclear reactors use moderators to reduce the energy to increase the probability of fission. Thus, nuclear reactors can operate on two main principles, namely as fast reactors and as thermal and epithermal neutron reactors.

В реакторе на быстрых нейтронах высокоэнергетические нейтроны взаимодействуют непосредственно с делящимся веществом с получением энергии, продуктов деления и высокоэнергетических нейтронов.In a fast neutron reactor, high-energy neutrons interact directly with fissile material to produce energy, fission products, and high-energy neutrons.

В реакторах на тепловых и надтепловых нейтронах высокоэнергетические нейтроны образуются в результате обмена энергией деления с замедлителем и, в конечном итоге, взаимодействуют с делящимся материалом с получением энергии, продуктов деления и большего числа высокоэнергетических нейтронов.In thermal and epithermal neutron reactors, high-energy neutrons are produced by exchanging fission energy with the moderator and eventually interact with fissile material to produce energy, fission products, and more high-energy neutrons.

Независимо от выбора конструкции, сделанного применительно к топливу в реакторе на тепловых и надтепловых нейтронах, подходящий материал замедлителя, как правило, должен обладать многими характеристиками для обеспечения взаимодействия между нейтронами и делящимися атомами. Замедлитель должен иметь высокую вероятность взаимодействия посредством рассеяния, что соответствует короткой длине свободного пробега нейтронов между взаимодействиями и влияет на размер замедлителя и активной зоны реактора. Замедлитель должен дополнительно состоять из легких атомов замедлителя; при акте рассеяния нейтроны передают энергию замедляющему материалу и сами замедляются. Чем легче атом, тем больше энергии передается на взаимодействие. Замедлитель должен обладать низкой вероятностью поглощения нейтронов. Поглощение в замедлителе снижает поток нейтронов, доступный для деления, и повышает степень активации материалов. Таким образом, наличие низкого поглощения в замедлителе обычно бывает благоприятным.Regardless of the choice of design made for the fuel in a thermal and epithermal reactor, a suitable moderator material will typically have many characteristics to ensure interaction between neutrons and fissile atoms. The moderator must have a high probability of interaction through scattering, which corresponds to the short neutron mean free path between interactions and affects the size of the moderator and the reactor core. The moderator must additionally consist of light moderator atoms; in the event of scattering, neutrons transfer energy to the moderating material and are themselves slowed down. The lighter the atom, the more energy is transferred to the interaction. The moderator must have a low neutron absorption probability. Absorption in the moderator reduces the neutron flux available for fission and increases the degree of material activation. Thus, the presence of low absorption in the moderator is usually beneficial.

В нижеприведенной таблице 1 подытожены свойства замедления различных материалов замедлителя. ζ – это среднее число актов рассеяния, необходимых для снижения высокоэнергетических нейтронов до уровней тепловой энергии, MFP - длина свободного пробега для упругого рассеяния, измеренная в см, а Σ_abs - мера числа нейтронов, поглощенных на метр.Table 1 below summarizes the deceleration properties of various moderator materials. ζ is the average number of scattering events required to reduce high energy neutrons to thermal energy levels, MFP is the elastic scattering mean free path measured in cm, and Σ _abs is a measure of the number of neutrons absorbed per metre.

Таблица 1. Эффект замедления у различных материалов замедлителя уровня техники.Table 1. Retarding effect of various state of the art moderator materials.

МатериалMaterial ζ
[#]ζ
[#] MFP_упр [см]MFP _control [cm] Σ_abs [1/м]Σ _abs [1/m] ПримечанияNotes H₂O (жидк.)H ₂ O (liquid) 24,824.8 0,660.66 2,2262.226 Очень компактныйVery compact D₂O (жидк.)D ₂ O (liquid) 33,433.4 2,772.77 0,0010.001 Исключительный замедлитель, не компактныйExceptional retarder, not compact C (графит)C (graphite) 110,9110.9 2,502.50 0,0300.030 Исключительный замедлитель, не компактныйExceptional retarder, not compact CH₂ (полиэтилен)CH ₂ (polyethylene) 24,324.3 0,560.56 2,5892.589 Очень компактный (не подходящий для высокотемпературных условий)Very compact (not suitable for high temperature environments) ⁷Li ^7Li 67,267.2 22,1522.15 0,2070.207 Неподходящий из-за размера замедлителяUnsuitable due to retarder size 2 ⁷LiF : 1 BeF₂ 2 ⁷ LiF : 1 BeF ₂ 25,925.9 2,972.97 0,2010.201 Очень хороший, но дорогой и трудный в обогащении ⁷LiVery good, but expensive and difficult to enrich ⁷ Li ²³Na ²³ Na 207,1207.1 11,8611.86 1,3461.346 Не замедляющийNot slowing down BeBe 84,784.7 1,291.29 0,0940.094 Исключительный замедлитель, дорогойExceptional retarder, dear MgO керамическийMgO ceramic 174,7174.7 2,532.53 0,3390.339 Не замедляющийNot slowing down

Таким образом, вода (H₂O) представляет собой очень компактный замедлитель, а дейтерированная вода (D₂O), бериллий (Be) и графит (C) формально являются исключительно хорошими замедлителями с точки зрения низкого поглощения нейтронов. Ни один из них не подходят непосредственно для ЖСР, и более подходящее замедление для ЖСР раскрыто в WO 2018/229265. Замедление в ЖСР с использованием графита раскрыто в WO 2013/116942. Целью WO 2013/116942 является встраивание первичных функциональных элементов графитового замедлителя и корпуса реактора и/или первичных теплообменников и/или стержней автоматического управления реактором в один заменяемый блок, обладающий более высокой и более экономичной плотностью энерговыделения, при сохранении преимуществ герметизированного блока.Thus, water (H ₂ O) is a very compact moderator, and deuterated water (D ₂ O), beryllium (Be) and graphite (C) are technically exceptionally good moderators in terms of low neutron absorption. None of them are directly suitable for HSR, and a more suitable deceleration for HSR is disclosed in WO 2018/229265. Deceleration in HSR using graphite is disclosed in WO 2013/116942. The aim of WO 2013/116942 is to integrate the primary functional elements of the graphite moderator and the reactor vessel and/or the primary heat exchangers and/or automatic reactor control rods into one replaceable unit, having a higher and more economical power density, while maintaining the advantages of a sealed unit.

ЖСР работает на основе критической концентрации делящегося материала, растворенного в солевом расплаве. Солевые расплавы могут быть на основе ⁷LiF, с содержанием фторидных солей делящихся элементов и другими компонентами, например, для реакторов с замедлителем. Их обычно называют солевым топливом. ЖСР были исследованы в Национальной лаборатории Ок Ридж в 1950-е и 1960-е гг., но никогда не были успешно коммерциализованы. ЖСР имеют некоторые преимущества перед другими типами реакторов, включая те, которые находят промышленное применение в настоящее время. ЖСР пригодны для получения намного более низких уровней отходов трансурановых актиноидов, чем реакторы на основе урана/плутония, для работы при высоких температурах, для предотвращения накопления летучих радиоактивных продуктов деления в твердых топливных стержнях и для сжигания большего количества делящегося материала, чем это возможно в стандартных реакторах.ZhSR works on the basis of a critical concentration of fissile material dissolved in a salt melt. Salt melts can be based on ⁷ LiF, containing fluoride salts of fissile elements and other components, for example, for moderated reactors. They are commonly referred to as salt fuels. HSRs were investigated at Oak Ridge National Laboratory in the 1950s and 1960s but were never successfully commercialized. ZhSR have some advantages over other types of reactors, including those that are currently in industrial use. LSRs are suitable for generating much lower levels of transuranium actinide waste than uranium/plutonium reactors, for operating at high temperatures, for preventing the accumulation of volatile radioactive fission products in solid fuel rods, and for burning more fissile material than is possible in standard reactors.

Некоторые недостатки, с которыми сталкивались в 1950-е и 1960-е гг., препятствовали коммерциализации ЖСР. Один недостаток, способствовавший тому, что ЖСР никогда не были коммерциализованы, связан с тем, что нерастворимые продукты деления могли засорять насосы и теплообменники ЖСР. Поэтому для большинства используемых конструкций жидкосолевых реакторов требуются приданные им перерабатывающие заводы для непрерывного удаления продуктов деления из солевого топлива. Это, в свою очередь, делает ЖСР более сложными, дорогими и требующими многоплановых опытно-конструкторских работ. Several shortcomings encountered in the 1950s and 1960s prevented the commercialization of the JSR. One drawback that contributed to the fact that the FSR was never commercialized is due to the fact that insoluble fission products could clog the pumps and heat exchangers of the FSR. Therefore, most molten salt reactor designs in use require dedicated reprocessing plants to continuously remove fission products from the salt fuel. This, in turn, makes the HSR more complex, expensive, and requires extensive development work.

Хотя бы по вышеупомянутым причинам исследования в жидкосолевых реакторах в конце 1960-х гг. были в основном прекращены в пользу натриевых реакторов на быстрых нейтронах или традиционных реакторов деления, которые широко используются в настоящее время. В US 2018/075931 раскрыт жидкосолевой реактор на быстрых нейтронах с теплоотводящими трубками с застойной жидкой активной зоной. At least for the above reasons, research in molten-salt reactors in the late 1960s. have been largely phased out in favor of sodium fast reactors or traditional fission reactors, which are widely used today. US 2018/075931 discloses a molten-salt fast neutron heat-pipe reactor with a stagnant liquid core.

Серьезный недостаток состоит в том, что расплавы солей, как правило, являются сильно коррозионными. Это вызвало обширные исследовательские работы по разработке коррозионностойких металлических сплавов. И хотя некоторые подходящие металлические сплавы, такие как суперсплавы на основе никеля, были фактически разработаны, эти сплавы являются очень дорогими, а коррозия, тем не менее, после длительных периодов использования все равно может возникать. A serious disadvantage is that molten salts are generally highly corrosive. This prompted extensive research work to develop corrosion-resistant metal alloys. And while some suitable metal alloys, such as nickel-based superalloys, have actually been developed, these alloys are very expensive and corrosion can still occur after long periods of use.

Новые композитные материалы на основе углерода и/или карбидов, например, карбида кремния, в принципе, обладают химической стойкостью, чтобы выдерживать воздействие солевого расплава, но построение сложных конструкций из таких материалов - это очень сложно и очень дорого.New composite materials based on carbon and/or carbides, such as silicon carbide, in principle, have chemical resistance to withstand the impact of molten salt, but building complex structures from such materials is very difficult and very expensive.

Конструкционные материалы (включая оболочку) играют существенную роль для воспрепятствования контактированию или смешиванию различных компоненты активной зоны реактора. Одним примером является трубчатая оболочка из циркониевого сплава, содержащая топливные таблетки или топливные стержни. Необходимо, чтобы такие материалы были способны выдерживать неблагоприятные условия внутри активной зоны реактора. Материалы оболочки должны обладать многими характеристиками работы материала, включая коррозионную стойкость, высокую температуру плавления, химическую инертность при высоких температурах, стойкость к различным сценариям механического напряжения, к радиационным повреждениям (указываемым с использованием единицы DPA - Displacements per Atom, смещений на атом) и к термическим напряжениям при различных сценариях, - и все это без ущерба экономии нейтронов в реакторе.Structural materials (including the cladding) play an essential role in preventing contact or mixing of the various components of the reactor core. One example is a zirconium alloy tubular shell containing fuel pellets or fuel rods. It is necessary that such materials be able to withstand the adverse conditions inside the reactor core. Shell materials must exhibit many material performance characteristics, including corrosion resistance, high melting point, chemical inertness at high temperatures, resistance to various mechanical stress scenarios, radiation damage (specified using Displacements per Atom - DPA unit), and thermal stresses under various scenarios - and all this without compromising the economy of neutrons in the reactor.

Было обнаружено, что металлы, перспективные с точки зрения коррозионной стойкости, часто плохо функционируют с точки зрения экономии нейтронов (нейтроны поглощаются в конструкционном материале, что приводит к потере нейтронов и изменению структуры). В качестве подходящего конструкционного материала была предложена металлическая трубная конструкция из сплава типа хастеллой на основе никеля, но проблемы, связанные, среди прочего, с межкристаллитным растрескиванием и коррозией, остались нерешенными.It has been found that promising metals in terms of corrosion resistance often perform poorly in terms of neutron economy (neutrons are absorbed in the structural material, resulting in the loss of neutrons and a change in structure). Nickel-based hastelloy metal tubing has been proposed as a suitable construction material, but issues such as intergranular cracking and corrosion have remained unresolved.

Использование расплавленной фазы как для делящегося материала, так и для фазы замедлителя/теплоносителя, является относительно новой технологией, см., например, WO 2018/229265. И хотя WO 2018/229265 предлагает решение проблем коррозии в ЖСР, это решение направлено на ЖСР с использованием замедлителя. Существует неудовлетворенная потребность в обеспечении дополнительных решений проблем, связанных с вызванной солевыми расплавами коррозией. Настоящее изобретение направлено на удовлетворение этой потребности.The use of a molten phase for both the fissile material and the moderator/coolant phase is a relatively new technology, see for example WO 2018/229265. While WO 2018/229265 proposes a solution to the corrosion problems in LSR, this solution is directed to LSR using a moderator. There is an unmet need to provide additional solutions to the problems associated with molten salt corrosion. The present invention addresses this need.

Сущность изобретенияThe essence of the invention

Настоящее изобретение относится к устройству, предназначенному для получения энергии путем ядерного деления, содержащему контейнер активной зоны из материала контейнера активной зоны, причем контейнер активной зоны вмещает внутреннюю трубную конструкцию из материала внутренней трубной конструкции, внутренняя трубная конструкция и/или контейнер активной зоны имеет(ют) впуск и выпуск, а устройство дополнительно содержит галогенидный солевой расплав, находящийся в контейнере активной зоны или во внутренней трубной конструкции, при этом внутренняя трубная конструкция содержит одну или более секций, состоящих из монокристаллического корунда. Таким образом, материал внутренней трубной конструкции содержит монокристаллический корунд, но может также содержать и другие материалы.The present invention relates to a device for generating power by nuclear fission, comprising a core container of the material of the core container, and the core container contains an internal tubular structure of the material of the internal tubular structure, the internal tubular structure and/or the core container has (are ) inlet and outlet, and the device additionally contains a halide salt melt located in the core container or in the inner tubular structure, while the inner tubular structure contains one or more sections consisting of single-crystal corundum. Thus, the material of the inner tube structure contains monocrystalline corundum, but may also contain other materials.

В контексте изобретения термин «конструкционный материал» представляет собой материал, который будет находиться в непосредственном контакте с солевым расплавом, когда в устройстве происходит реакция ядерного деления. Устройство по изобретению также может называться «жидкосолевым реактором» (ЖСР). Галогенидный солевой расплав может представлять собой жидкосолевое топливо. Галогенидный солевой расплав может находиться в контейнере активной зоны или во внутренней трубной конструкции так, что галогенидный солевой расплав находится в непосредственном контакте с материалом внутренней трубной конструкции, т.е. на «внешней поверхности» материала внутренней трубной конструкции, когда галогенидный солевой расплав находится в контейнере активной зоны, или на «внутренней поверхности» внутренней трубной конструкции, когда галогенидный солевой расплав находится во внутренней трубной конструкции. Поверхность внутренней трубной конструкции, отличная от поверхности, находящейся в контакте с галогенидным солевым расплавом, может находиться в непосредственном контакте с другим солевым расплавом, например, с жидкосолевым теплоносителем, жидкосолевым замедлителем или воспроизводящимся материалом. В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция содержит жидкосолевое топливо, но на внешней поверхности внутренней трубной конструкции никакого солевого расплава нет.In the context of the invention, the term "structural material" is the material that will be in direct contact with the molten salt when a nuclear fission reaction occurs in the device. The apparatus of the invention may also be referred to as a "liquid salt reactor" (LSR). The halide salt melt may be a molten salt fuel. The molten halide salt may be in the core container or in the inner tubular structure such that the molten halide salt is in direct contact with the material of the inner tubular structure, i. e. on the "outer surface" of the material of the inner tube structure when the molten halide salt is in the core container, or on the "inner surface" of the inner tube structure when the halide molten salt is in the inner tube structure. The surface of the inner tubular structure, other than the surface in contact with the halide molten salt, may be in direct contact with another molten salt, such as a liquid salt heat carrier, a liquid salt moderator, or fertile material. In one embodiment, the inner tubular structure contains molten salt fuel, but no molten salt is present on the outer surface of the inner tubular structure.

Материал внутренней трубной конструкции содержит корунд, например, в качестве конструкционного материала. Корунд представляет собой кристаллическую форму оксида алюминия (Al₂O₃), но в контексте изобретения корунд также может содержать следы других элементов и по-прежнему рассматриваться как корунд. В контексте изобретения корунд следует понимать как монокристаллический корунд, даже когда это не указано в явном виде. Таким образом, термины «корунд» и «монокристаллический корунд» могут использоваться взаимозаменяемо. Корунд также может быть легирован (например, переходным металлом, таким как хром, железо, ванадий, бериллий или титан, или их сочетание). Будучи нелегированным, корунд обычно известен как сапфир. Будучи легированным хромом, корунд обычно известен как рубин. Корунды с другими добавками или примесями могут быть известны как желтый сапфир. Корунд может представлять собой монокристалл. Кристаллический рубин обычно тверже, чем нелегированный корунд, который является выгодным для конструкционного материала в ЖСР.The material of the inner tube structure contains corundum, for example, as a structural material. Corundum is a crystalline form of alumina (Al ₂ O ₃ ), but in the context of the invention, corundum may also contain traces of other elements and is still considered corundum. In the context of the invention, corundum is to be understood as single-crystal corundum, even when this is not explicitly stated. Thus, the terms corundum and monocrystalline corundum may be used interchangeably. Corundum may also be alloyed (eg with a transition metal such as chromium, iron, vanadium, beryllium or titanium, or a combination thereof). When unalloyed, corundum is commonly known as sapphire. Being alloyed with chromium, corundum is commonly known as ruby. Corundums with other additives or impurities may be known as yellow sapphire. The corundum may be a single crystal. Crystalline ruby is generally harder than unalloyed corundum, which is advantageous for the structural material in the ZSR.

Корунд доступен в виде трубок или листов, например, от компании Kyocera Corporation, г.Киото, Япония (см. брошюру «Single Crystal Sapphire», 2018 KYOCERA CORPORATION, 006/013/1804), или Saint-Gobain Ceramic Materials, Курбевуа, Франция, (см. брошюру «EFGTM Sapphire Tubes», Saint-Gobain Ceramics & Plastics, Inc., 2006-2016). Corundum is available in the form of tubes or sheets, for example, from Kyocera Corporation, Kyoto, Japan (see Brochure "Single Crystal Sapphire", 2018 KYOCERA CORPORATION, 006/013/1804), or Saint-Gobain Ceramic Materials, Courbevoie, France, (See brochure "EFGTM Sapphire Tubes", Saint-Gobain Ceramics & Plastics, Inc., 2006-2016).

Корунд, как правило, приготавливают из расплавленного оксида алюминия, причем монокристалл может быть «вытянут» из расплава с использованием исходного, небольшого монокристалла для вытягивания большего кристалла. Корунд можно получать с использованием любого подходящего способа, а форму корундового материала можно выбирать свободно.Corundum is typically prepared from molten alumina, and a single crystal can be "pulled" out of the melt using the original, small single crystal to draw a larger crystal. Corundum can be obtained using any suitable method, and the shape of the corundum material can be freely chosen.

Устройство по изобретению имеет галогенидный солевой расплав. Галогенидный солевой расплав может представлять собой солевое топливо, например, галогенидную соль делящегося актиноида, но устройство также может содержать жидкосолевой замедлитель и дополнительные солевые расплавы, обладающие различными функциями. Устройство может, например, содержать жидкосолевой теплоноситель. Солевые топлива могут иметь любой подходящий состав, но будут, как правило, содержать галогенид-ионы, например, фторид- или хлорид-ионы. Солевое топливо обычно будет содержать либо фторид-, либо хлорид-ионы, однако в солевом топливе также предусмотрены сочетания фторид- и хлорид-ионов. Другие галогениды, например, бромид и иодид, также могут возникать в солевом топливе, обычно в качестве продуктов распада в результате ядерного деления. Таким образом, используемое в устройстве жидкосолевое топливо может содержать фторидную соль делящегося актиноида. Таким образом, в качестве альтернативы, используемое в устройстве жидкосолевое топливо может содержать хлоридную соль делящегося актиноида. Например, анионный компонент солевого топлива, например, добавляемого в устройство солевого топлива, может быть фторидом (F^-), например, в солевом топливе отсутствуют какие-либо другие анионные компоненты, помимо фторида, за исключением неизбежных примесей. Солевое топливо, содержащее F^- в качестве анионного компонента, обычно используют тогда, когда ЖСР содержит замедлитель, например, жидкосолевой замедлитель или твердый графит. Аналогично, анионный компонент солевого топлива, например, добавляемого в устройство солевого топлива, может быть хлоридом (Cl^-), например, если помимо хлорида в солевом топливе нет никаких других анионных компонентов, за исключением неизбежных примесей. Солевое топливо, содержащее Cl^- в качестве анионного компонента, обычно используют тогда, когда ЖСР не содержит замедлителя, например, когда ЖСР представляет собой ЖСР на быстрых нейтронах.The device according to the invention has a halide salt melt. The molten halide salt may be a fuel salt, such as a fissile actinide halide salt, but the device may also contain a molten salt moderator and additional molten salts with different functions. The device may, for example, contain liquid-salt coolant. Salt fuels may be of any suitable composition, but will typically contain halide ions, such as fluoride or chloride ions. Salt fuel will typically contain either fluoride or chloride ions, however combinations of fluoride and chloride ions are also contemplated in salt fuel. Other halides, such as bromide and iodide, can also occur in salt fuels, usually as decay products from nuclear fission. Thus, the molten salt fuel used in the device may contain the fluoride salt of the fissile actinide. Thus, as an alternative, the molten salt fuel used in the device may contain a chloride salt of a fissile actinide. For example, the anionic component of a salt fuel, such as a salt fuel added to a device, may be fluoride (F ^- ), for example, salt fuel does not contain any anionic components other than fluoride, except for unavoidable impurities. Salt fuel containing F ^- as an anionic component is usually used when the FSR contains a moderator, such as a liquid salt moderator or solid graphite. Similarly, the anionic component of a salt fuel, such as a salt fuel added to a device, may be chloride (Cl ^- ), for example, if there are no other anionic components besides chloride in the salt fuel, except for unavoidable impurities. Salt fuel containing Cl ^- as an anionic component is usually used when the HSR does not contain a moderator, for example, when the HSR is a fast neutron HSR.

В настоящем изобретении можно использовать любой подходящий состав солевого топлива. Например, солевое топливо может содержать фторидную соль или хлоридную соль делящегося актиноида. Жидкосолевое топливо может содержать любой делящийся элемент, например, делящийся актиноид, или элементы, которые могут быть преобразованы в делящиеся элементы, например, торий. В одном варианте осуществления солевое топливо имеет основу из фторидов щелочных металлов, например, лития, тория и делящегося элемента, например, ⁷LiF с содержанием фторидных солей делящихся элементов и тория, и, необязательно, других компонентов. Солевое топливо предпочтительно имеет эвтектический состав, например, основу из 78 молярных процентов ⁷LiF и 22 молярных процентов ThF₄, дополненную солями актиноидов состава LiFAnF_n, где An - делящийся актиноид, а n равно 3 или 4. Другие эвтектические фторидные солевые композиции также соответствуют изобретению. Например, в качестве жидкосолевого теплоносителя можно использовать соль, известную как FLiNaK (т.е. LiF-NaF-KF при 46,5-11,5-42 мол.% соответственно).Any suitable salt fuel composition can be used in the present invention. For example, the salt fuel may contain a fluoride salt or a chloride salt of a fissile actinide. The molten salt fuel may contain any fissile element, such as fissile actinide, or elements that can be converted to fissile elements, such as thorium. In one embodiment, the salt fuel has an alkali metal fluoride base, eg, lithium, thorium, and a fissile element, eg, ⁷ LiF, containing fissile and thorium fluoride salts, and optionally other components. The salt fuel preferably has a eutectic composition, for example, a base of 78 mole percent ⁷ LiF and 22 mole percent ThF ₄ supplemented with actinide salts of the composition LiFAnF _n where An is the fissile actinide and n is 3 or 4. Other eutectic fluoride salt compositions also fit invention. For example, a salt known as FLiNaK (i.e. LiF-NaF-KF at 46.5-11.5-42 mole %, respectively) can be used as a liquid salt coolant.

Галогенидные солевые расплавы, как правило, считаются крайне коррозионными, и поэтому расплавленные галогениды применяют в различных промышленных процессах, в которых используют их коррозионный характер. Например, оксид алюминия (Al₂O₃) используют в качестве исходного материала при производстве металлического алюминия, где Al₂O₃ растворяют в расплавленном криолите (Na₃AlF₆), а металлический алюминий получают путем электролиза ионов алюминия. Считается, что криолит диссоциирует, среди прочего, на NaF₂ и NaAlF₄ при высокой температуре, где, как полагают, образующиеся в основном фторид-ионы способствуют растворению Al₂O₃. Считается, что сходные наблюдения относятся и к другим галогенидам, например, к хлорид-ионам. Авторы настоящего изобретения теперь неожиданно обнаружили, что монокристаллический корунд стабилен в жидкосолевом топливе, содержащем фторид-ионы, даже когда фторид является единственным присутствующим анионом. Стабильность монокристаллического корунда в галогенидном солевом расплаве, особенно расплавленных фторидных солях, позволяет использовать нейтронную прозрачность монокристаллического корунда в реакциях ядерного деления в ЖСР. Это, в свою очередь, обеспечивает более компактный ЖСР для получения энергии путем ядерного деления, а также то, что достигается намного более высокая экономика процесса. Поэтому, корунд, т.е. разновидность Al₂O₃, можно использовать в качестве конструкционного материала для устройства, предназначенного для получения энергии путем ядерного деления. В частности, образец монокристаллического корунда добавляли в расплавленную соль FLiNaK при 600°C и выдерживали в этой расплавленной соли в течение 25 часов. После удаления и очистки образца наблюдался прирост массы, составляющий 0,001 г. Таким образом, никакого разрушения образца монокристаллического корунда не наблюдалось, что показывает, что корунд можно подвергать воздействию жидкосолевого топлива с фторид-ионами в течение продолжительных периодов времени, например, в течение периодов времени, соответствующих работе ЖСР для реакции ядерного деления. Более того, серийный номер, выгравированный на боковой стороне образца, был достаточно четко виден после 25 часов пребывания в расплаве FLiNaK (см. Фигуру 1), что подчеркивает отсутствие каких-либо видимых признаков коррозии или растворения материала. В частности, выгравированный серийный номер представлял сложную структуру с относительно большой площадью поверхности, где разрушение было бы заметно в виде размытости серийного номера.Molten halide salts are generally considered to be highly corrosive and therefore molten halides are used in a variety of industrial processes that exploit their corrosive nature. For example, aluminum oxide (Al ₂ O ₃ ) is used as a starting material in the production of aluminum metal, where Al ₂ O ₃ is dissolved in molten cryolite (Na ₃ AlF ₆ ) and aluminum metal is obtained by electrolysis of aluminum ions. Cryolite is believed to dissociate into, inter alia, NaF ₂ and NaAlF ₄ at high temperature, where it is believed that the predominantly formed fluoride ions contribute to the dissolution of Al ₂ O ₃ . It is believed that similar observations apply to other halides, such as chloride ions. The present inventors have now surprisingly found that single crystal corundum is stable in liquid salt fuel containing fluoride ions even when fluoride is the only anion present. The stability of single-crystal corundum in a halide salt melt, especially in molten fluoride salts, makes it possible to use the neutron transparency of single-crystal corundum in nuclear fission reactions in the liquid-reacting phase. This, in turn, allows for a more compact FSR for nuclear fission power generation, and also that a much higher economics of the process is achieved. Therefore, corundum, i.e. a variety of Al ₂ O ₃ , can be used as a structural material for a device designed to generate energy by nuclear fission. In particular, a sample of monocrystalline corundum was added to the molten salt FLiNaK at 600°C and kept in this molten salt for 25 hours. After removing and cleaning the sample, a weight gain of 0.001 g was observed. Thus, no degradation of the monocrystalline corundum sample was observed, which indicates that corundum can be exposed to liquid salt fuel with fluoride ions for extended periods of time, for example, for periods of time corresponding to the work of the JSR for the nuclear fission reaction. Moreover, the serial number engraved on the side of the sample was quite clearly visible after 25 hours in the FLiNaK melt (see Figure 1), highlighting the absence of any visible signs of corrosion or dissolution of the material. In particular, the engraved serial number was a complex structure with a relatively large surface area, where failure would be visible as a blur of the serial number.

Из-за различий в нейтронной прозрачности корунда по сравнению с типичными суперсплавами на основе никеля, использование корунда в качестве конструкционного материала позволяет достигать намного улучшенной экономики в устройстве по изобретению по сравнению с устройством согласно уровню техники, в котором в качестве конструкционного материала используют, например, хастеллой. В Таблице 2 показаны результаты по обогащению (E%) и коэффициентам конверсии (CR) для ЖСР на основе сплава хастеллой N по сравнению с устройством по изобретению. В обоих случаях результаты приведены для внутренней трубной конструкции с толщиной 2 мм.Due to the differences in the neutron transparency of corundum compared to typical nickel-based superalloys, the use of corundum as a structural material allows much improved economics to be achieved in the device of the invention compared to a device according to the prior art, which uses, for example, hastelloy. Table 2 shows the enrichment (E%) and conversion ratios (CR) results for the Hastelloy N-based HSR compared to the apparatus of the invention. In both cases, the results are given for the inner tube structure with a thickness of 2 mm.

Таблица 2 Модель затрат на обогащение ²³⁵U.Table 2 ²³⁵ U enrichment cost model.

Обогащение (E%)Enrichment (E%) Коэффициент конверсии (CR)Conversion Rate (CR) Расчетная стоимость топлива (млн. евро)Estimated cost of fuel (million euros) FNaKFNAK Хастеллой NHastelloy N 6,0%6.0% 0,460.46 47,047.0 Al₂O_{3 Al2O3 _} 3,5%3.5% 0,580.58 28,628.6 ΔΔ -2,5%-2.5% 0,120.12 -18,4-18.4 FLiBeFLiBe Хастеллой NHastelloy N 6%6% 0,430.43 34,634.6 Al₂O_{3 Al2O3 _} 2,4%2.4% 0,580.58 16,916.9 ΔΔ -3,6%-3.6% 0,150.15 -17,7-17.7

В Таблице 2, ΔE% представляет собой изменение в обогащении при переходе от сплава хастеллой N к Al₂O₃, а ΔCR - изменение в коэффициенте конверсии при переходе от сплава хастеллой N к Al₂O₃. Повышение CR соответствует более высокой конверсии, а, следовательно, большей конверсии способного к делению материала в делящийся материал в течение срока службы реактора. Очевидно, расчетная стоимость топлива зависит как от требуемого обогащения (%), так и от коэффициента конверсии, показывая, что все три параметра благоприятствуют применению корунда перед хастеллоем N. Данные по E% и CR для двух типов реактора в зависимости от толщины внутренней трубной конструкции отображены на Фигуре 2 и на Фигуре 3 соответственно. Применение корунда дополнительно позволяет сделать материал внутренней трубной конструкции толще, и при этом не наблюдаются ярко выраженные неблагоприятные эффекты, вызванные толщиной (например, обе кривые «плоские»), в отличие от устройства согласно уровню техники с использованием хастеллоя N, где имеется сильный неблагоприятный эффект повышения толщины внутренней трубной конструкции. При повышении толщины внутренней трубной конструкции срок службы ЖСР повышается, что непосредственно отражается на экономике. Таким образом, корунд обеспечивает экономически усовершенствованный ЖСР.In Table 2, ΔE% is the change in enrichment from the N Hastelloy alloy to Al ₂ O ₃ and ΔCR is the change in conversion rate from the N Hastelloy alloy to Al ₂ O ₃ . An increase in CR corresponds to a higher conversion, and hence a greater conversion of fissile material to fissile material over the lifetime of the reactor. Obviously, the calculated fuel cost depends on both the required enrichment (%) and the conversion factor, showing that all three parameters favor the use of corundum over Hastelloy N. E% and CR data for two types of reactor depending on the thickness of the internal pipe structure shown in Figure 2 and Figure 3, respectively. The use of corundum additionally allows the material of the inner tube structure to be thicker, and no pronounced adverse effects due to thickness are observed (e.g. both curves are "flat"), in contrast to the prior art apparatus using Hastelloy N, where there is a strong adverse effect increasing the thickness of the inner tubular structure. With an increase in the thickness of the inner tubular structure, the service life of the LSR increases, which directly affects the economy. Thus, corundum provides an economically improved FSR.

В другом аспекте изобретение относится к применению трубки из монокристаллического корунда в качестве конструкционного материала в устройстве, предназначенном для получения энергии путем ядерного деления, в котором галогенидный солевой расплав, например, фторидная соль, находится в контакте с трубкой из монокристаллического корунда. Например, галогенидный солевой расплав может представлять собой жидкосолевое топливо, содержащее галогенидную соль делящегося актиноида. Любое солевое топливо, описанное для аспекта устройства, подходит для аспекта применения. В частности, солевое топливо может содержать F^- или Cl^- в качестве единственного анионного компонента. Любые преимущества, описанные для аспекта устройства, также будут подходящими для аспекта применения. В конкретном варианте осуществления жидкосолевое топливо содержится в корундовой трубке. В другом варианте осуществления жидкосолевое топливо находится в контакте с внешней поверхностью корундовой трубки.In another aspect, the invention relates to the use of a monocrystalline corundum tube as a material of construction in a nuclear fission power generating device in which a halide molten salt, such as a fluoride salt, is in contact with a monocrystalline corundum tube. For example, the molten halide salt may be a molten salt fuel containing a fissile actinide halide salt. Any salt fuel described for the device aspect is suitable for the application aspect. In particular, salt fuel may contain F ^- or Cl ^- as the only anionic component. Any advantages described for the device aspect will also apply to the application aspect. In a particular embodiment, the molten salt fuel is contained in a corundum tube. In another embodiment, the molten salt fuel is in contact with the outer surface of the corundum tube.

Солевое топливо может быть описано с точки зрения содержание топлива. В контексте изобретения «содержание топлива» представляет собой молярную долю катионов, выраженную в единицах «cмол.%», доли делящегося актиноида, т.е. сумму делящихся актиноидов, например, ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, деленную на сумму всех актиноидов солевого топлива. Таким образом, солевое топливо может быть представлено уравнением:Salt fuel can be described in terms of fuel content. In the context of the invention, "fuel content" is the mole fraction of cations, expressed in units of "cmol.%", the fraction of fissile actinide, i.e. the sum of the fissile actinides, for example ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu and ²⁴¹ Pu, divided by the sum of all actinides of the salt fuel. Thus, salt fuel can be represented by the equation:

Солевое топливо = a NaF + b AnF₄,Salt fuel = a NaF + b AnF ₄ ,

где Na представляет любой щелочной металл, а An - один или более актиноидов; при a=22% и b=78% смесь является эвтектической. В частности, An в AnF₄ может содержать как торий, так и делящиеся элементы, причем молярное содержание делящихся элементов, в частности, ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²⁴¹Pu, является содержанием топлива и предпочтительно находится в диапазоне от 2 cмол.% до 10 cмол.% актиноидов, т.е. An. В солевом топливе также могут содержаться щелочноземельные металлы. Примером конкретного состава солевого топлива является LiF-BeF₂-UF₄ (FLiBe-U).where Na is any alkali metal and An is one or more actinides; at a=22% and b=78% the mixture is eutectic. In particular, An in AnF ₄ can contain both thorium and fissile elements, with the molar content of fissile elements, in particular ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu and ²⁴¹ Pu, being the fuel content and preferably in the range of 2 cm. % to 10 cm.% actinides, i.e. an. Salt fuels may also contain alkaline earth metals. An example of a specific salt fuel composition is LiF-BeF ₂ -UF ₄ (FLiBe-U).

Солевое топливо может содержать торий, так что нейтроны, полученные в ходе деления делящихся актиноидов, например, ²³³U, ²³⁵U и ²³⁹Pu, будет преобразовывать неделящийся ²³²Th в делящийся ²³³U. При использовании термина «содержание топлива» оно, как правило, относится к составу при запуске реакции деления. Повышенная коррозионная стойкость, обеспечиваемая корундом, способствует более длительному сроку службы устройства, вследствие чего в изобретении предложен ядерный реактор на основе способного к делению тория. Ожидается, что без такой коррозионной стойкости солевой расплав разрушит устройства до того, как станет возможна работа на основе образовавшегося ²³³U.Salt fuel may contain thorium, so that neutrons produced from the fission of fissile actinides, such as ²³³ U, ²³⁵ U and ²³⁹ Pu, will convert non-fissile ²³² Th to fissile ²³³ U. When using the term "fuel content", it is usually refers to the composition at the start of the fission reaction. The increased corrosion resistance provided by corundum contributes to a longer service life of the device, as a result of which the invention proposes a nuclear reactor based on fissile thorium. Without such corrosion resistance, molten salt is expected to destroy devices before operation on the generated ²³³ U is possible.

Солевое топливо устройства содержит способный к делению материал. В контексте изобретения «способный к делению материал» - это материал, который может претерпевать деление, вызванное нейтронами. По сути, способные к делению материалы включают в себя изотопы, которые могут претерпевать деление из-за тепловых нейтронов, т.е. «делящийся материал», а также изотопы, которые могут претерпевать деление лишь из-за быстрых нейтронов. В контексте изобретения способный к делению материал также включает в себя изотопы, которые могут быть преобразованы, например, под действием поглощения нейтронов, в делящийся материал, т.е. «воспроизводящий материал». Таким образом, например, ²³⁵U и ²³⁹Pu представляют собой делящиеся материалы, а 232Th и ²³⁸U представляют собой воспроизводящие материалы, а ²³²Th, ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²³⁸U - способные к делению материалы.The device's salt fuel contains fissile material. In the context of the invention, a "fissile material" is a material that can undergo neutron-induced fission. Essentially, fissile materials include isotopes that can undergo fission due to thermal neutrons, i.e. "fissile material", as well as isotopes that can only undergo fission due to fast neutrons. In the context of the invention, fissile material also includes isotopes that can be converted, for example by neutron absorption, into fissile material, i.e. "reproducing material". Thus, for example, ^235U and ^239Pu are fissile materials, while 232Th and ^238U are fertile materials, and ^232Th , ^233U , ^235U , ^239Pu and ^238U are fissile materials.

Внутренняя трубная конструкция может иметь любую требуемую форму. Как правило, внутренняя трубная конструкция имеет круглое поперечное сечение, хотя поперечное сечение не ограничено круглым, и можно использовать другие формы поперечного сечения. Например, поперечное сечение может быть многоугольным, прямоугольным, эллиптическим или другой формы. Внутренняя трубка может иметь размер поперечного сечения, например, диаметр, в диапазоне от 1 мм до 20 мм. Толщину материала внутренней трубной конструкции можно выбирать свободно, но она, например, может быть в диапазоне от 1 мм до 10 мм, например, в диапазоне от 1 мм до 3 мм, такой как примерно 2 мм. Когда толщина материала внутренней трубной конструкции находится в диапазоне от 1 мм до 10 мм, особенно от 1 мм до 3 мм, устройство можно сделать компактным.The internal tubular structure may be of any desired shape. Typically, the inner tubular structure has a circular cross section, although the cross section is not limited to circular, and other cross section shapes can be used. For example, the cross section may be polygonal, rectangular, elliptical, or other shape. The inner tube may have a cross-sectional dimension, such as a diameter, in the range of 1 mm to 20 mm. The thickness of the material of the inner tubular structure can be freely selected, but it may, for example, be in the range of 1 mm to 10 mm, such as in the range of 1 mm to 3 mm, such as about 2 mm. When the material thickness of the inner tube structure is in the range of 1 mm to 10 mm, especially 1 mm to 3 mm, the apparatus can be made compact.

Как правило, внутренняя трубная конструкция имеет «активную длину», которая соответствует секции внутренней трубной конструкции, в которой происходит реакция деления. Таким образом, любая часть внутренней трубной конструкции, не содержащаяся в активной зоне, обычно не исключается из активной длины. Внутренняя трубная конструкция может содержать секции корундовых трубок, или внутренняя трубная конструкция может содержать секции, изготовленные из соединенных друг с другом листов корунда. В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция содержит секцию, состоящую из корунда. В контексте изобретения термин «секция» - это участок (отрезок) из материала внутренней трубной конструкции, так что состоящая из корунда секция внутренней трубной конструкции представляет собой одиночный кусок корунда, в частности, одиночный кусок может представлять собой трубку из корунда (корундовую трубку). Когда внутренняя трубная конструкция имеет секцию, особенно одиночную трубку, площадь поверхности конструкционного материала, отличного от корунда, может быть минимизирована. В одном варианте осуществления одиночная трубка из корунда является как можно более длинной, например, с длиной, например активной длиной, до 3 м, например, 2 м, а диаметр одиночной трубки может находиться в диапазоне, например, от 1 мм до 20 мм. В другом варианте осуществления одиночная трубка из корунда имеет длину, особенно активную длину, до 1 м, а диаметр одиночной трубки может находиться в диапазоне, например, от 1 мм до 20 мм. Толщина материала одиночной трубки может находиться в диапазоне от 1 мм до 10 мм.Typically, the inner tube structure has an "active length" that corresponds to the section of the inner tube structure in which the fission reaction occurs. Thus, any portion of the internal tubular structure not contained in the core is not normally excluded from the active length. The inner tubular structure may comprise sections of corundum tubes, or the inner tubular structure may comprise sections made from bonded sheets of corundum. In one embodiment, the inner tubular structure contains a section composed of corundum. In the context of the invention, the term "section" is a section (cut) of the material of the internal pipe structure, so that the corundum section of the internal pipe structure is a single piece of corundum, in particular, a single piece may be a tube of corundum (corundum tube). When the inner tube structure has a section, especially a single tube, the surface area of the construction material other than corundum can be minimized. In one embodiment, the single corundum tube is as long as possible, for example, with a length, for example active length, up to 3 m, for example 2 m, and the diameter of the single tube can be in the range, for example, from 1 mm to 20 mm. In another embodiment, the single corundum tube has a length, especially an active length, of up to 1 m, and the diameter of the single tube may range from, for example, 1 mm to 20 mm. The material thickness of a single tube can be in the range of 1 mm to 10 mm.

Отдельные секции, например одиночные трубки, из корунда могут быть соединены друг с другом с использованием любого требуемого способа. Трубки, соединенные друг с другом, могут быть сделаны из одинакового материала, или могут быть соединены друг с другом трубки из различных материалов. Например, могут быть соединены друг с другом две трубки из корунда, или трубка из корунда может быть соединена с трубкой из другого материала, например, хастеллоя. Например, отдельные трубки могут быть соединены друг с другом на конце, например, с образованием так называемого «соединения встык», или первая трубка, например, «внутренняя трубка», имеющая меньший внешний диаметр, чем внутренний диаметр второй трубки, например, «внешней трубки», может быть вставлена во вторую трубку, например, с образованием так называемого «соединения внахлестку». В одном варианте осуществления соединение встык и соединение внахлестку сочетаются. Например, короткая секция, т.е. внутренняя трубка, например из корунда, имеющая небольшой внешний диаметр, может быть вставлена в концы двух отдельных трубок, т.е. внешних трубок, например, корундовых трубок, имеющих больший внутренний диаметр, чем внешний диаметр внутренней трубки. Внешние трубки могут быть сдвинуты друг к другу, или же между концами внешних трубок может иметься расстояние. При соединении внахлестку внешний диаметр внутренней трубки может быть почти тем же, что и внутренний диаметр внешней трубки, для обеспечения плотного, например непроницаемого для текучей среды, соединения между двумя трубками.Individual sections, such as single tubes, of corundum can be connected to each other using any desired method. The tubes connected to each other may be made of the same material, or tubes of different materials may be connected to each other. For example, two corundum tubes can be connected to each other, or a corundum tube can be connected to a tube of another material, such as hastelloy. For example, the individual tubes may be end-joined to each other, for example, to form a so-called "butt joint", or a first tube, such as an "inner tube", having a smaller outer diameter than the inner diameter of a second tube, such as an "outer tube". tube" can be inserted into the second tube, for example, to form a so-called "lap joint". In one embodiment, butt joint and lap joint are combined. For example, a short section, i.e. an inner tube, for example of corundum, having a small outer diameter, can be inserted into the ends of two separate tubes, i.e. outer tubes, for example, corundum tubes having a larger inner diameter than the outer diameter of the inner tube. The outer tubes may be moved towards each other, or there may be a distance between the ends of the outer tubes. In a lap joint, the outer diameter of the inner tube may be nearly the same as the inner diameter of the outer tube to provide a tight, eg fluid-tight, connection between the two tubes.

В одном варианте осуществления две трубки соединены внахлестку или встык, а на соединении находится металл для дополнительной гарантии непроницаемого для текучей среды соединения между двумя трубками. Металл на соединении, будь то соединение соединением внахлестку или встык, может принимать форму втулки или фитинга. Втулка или фитинг может содержать пластичный, а также предпочтительно и коррозионностойкий, металл, например, может быть изготовлена из такого металла. Подходящими металлами для втулки или фитинга являются никель, никелевые сплавы, например хастеллой, и золото. Втулку или фитинг можно изготовить, например, из никеля, никелевых сплавов и/или золота, или любой из этих металлов может быть включен в состав втулки или фитинга. Втулка или фитинг будут иметь первый конец с большим внутренним диаметром, чем внешний диаметр внутренней трубки, и второй конец с меньшим внешним диаметром, чем внутренний диаметр внешней трубки. Первый и второй концы втулки или фитинга могут быть одинаковыми, например, втулка или фитинг являются цилиндрическими, или же первый и второй концы втулки или фитинга могут быть различными, например, втулка или фитинг могут иметь форму усеченного конуса. Металл на соединении также может быть нанесен в расплавленном состоянии или может быть расплавлен после нанесения, перед соединением между собой двух трубок. Соединение двух трубок между собой с использованием расплавленного металла также может называться «высокотемпературной пайкой». Подходящие металлы для высокотемпературной пайки содержат Pt-Cu-Ti, Pd-Ni-Ti и Co-Ti.In one embodiment, two tubes are lapped or butt-jointed and the joint has metal to further ensure a fluid-tight connection between the two tubes. The metal at the joint, whether it be a lap joint or a butt joint, may take the form of a spigot or fitting. The sleeve or fitting may comprise a ductile, and preferably also corrosion resistant, metal, for example, may be made from such a metal. Suitable metals for the sleeve or fitting are nickel, nickel alloys such as hastelloy, and gold. The sleeve or fitting may be made from, for example, nickel, nickel alloys and/or gold, or any of these metals may be incorporated into the sleeve or fitting. The sleeve or fitting will have a first end with a larger inner diameter than the outer diameter of the inner tube and a second end with a smaller outer diameter than the inner diameter of the outer tube. The first and second ends of the sleeve or fitting may be the same, for example, the sleeve or fitting is cylindrical, or the first and second ends of the sleeve or fitting may be different, for example, the sleeve or fitting may be frustoconical. The metal on the joint may also be applied in a molten state, or may be melted after application, before joining the two tubes together. Joining two tubes together using molten metal may also be referred to as "brazing". Suitable metals for brazing include Pt-Cu-Ti, Pd-Ni-Ti and Co-Ti.

Внутренняя трубная конструкция устройства по изобретению также может содержать металлические секции, состоящие из металла, выбранного из списка, состоящего из суперсплавов на основе никеля, например, хастеллоя N, или никеля, и т.д. Металлические секции могут быть соединены друг с другом или соединены с секциями из корунда с использованием соединения внахлестку или встык, как было описано выше, и в таких соединениях могут быть использованы металлические втулки или фитинги, или трубки могут быть соединены высокотемпературной пайкой. Металлические секции выгодно способствуют более гибкой компоновке внутренней трубной конструкции. Например, внутренняя трубная конструкция может содержать углы, повороты, переходники и т.п. металлических секций. В предпочтительном варианте осуществления прямые секции внутренней трубной конструкции, особенно внутренней трубной конструкции, расположенной в контейнере активной зоны, состоят из трубок из корунда, а углы и/или повороты внутренней трубной конструкции состоят из металлических секций. Например, корундовые трубки, т.е. секция или секции внутренней трубной конструкции, состоящие из монокристаллического корунда, могут составлять от 70% до 90% от общей длины внутренней трубной конструкции. В конкретном варианте осуществления корундовые трубки составляют 100% от активной длины внутренней трубной конструкции. Таким образом, оптимально используется нейтронная прозрачность корунда, что позволяет конструировать и эксплуатировать как реакторы на быстрых нейтронах, так и реакторы на тепловых/надтепловых нейтронах.The internal tubular structure of the apparatus of the invention may also comprise metal sections composed of a metal selected from a list consisting of nickel-based superalloys, such as Hastelloy N, or nickel, etc. Metal sections may be connected to each other or connected to corundum sections using a lap or butt joint as described above, and such connections may use metal sleeves or fittings, or tubes may be brazing. The metal sections advantageously contribute to a more flexible layout of the internal tubular structure. For example, the internal tubular structure may include corners, turns, adapters, and the like. metal sections. In a preferred embodiment, the straight sections of the internal tubular structure, especially the internal tubular structure located in the core container, consist of corundum tubes, and the corners and/or turns of the internal tubular structure consist of metal sections. For example, corundum tubes, i.e. the section or sections of the internal tubular structure consisting of single crystal corundum can be from 70% to 90% of the total length of the internal tubular structure. In a particular embodiment, the corundum tubes make up 100% of the active length of the inner tubular structure. Thus, the neutron transparency of corundum is optimally used, which makes it possible to design and operate both fast neutron reactors and thermal / epithermal neutron reactors.

Внутренняя трубная конструкция имеет внутреннюю поверхность и внешнюю поверхность. Каждая поверхность или обе поверхности внутренней трубной конструкции могут быть покрыты никелем или никелевым сплавом, например, хастеллоем. Покрытие никелевым сплавом или никелем обеспечивает очень высокий уровень защиты от коррозии, вызванной солевыми расплавами. Никель или никелевый сплав особенно уместен на внешней поверхности внутренней трубной конструкции, когда внутренняя трубная конструкция содержит солевое топливо и когда в контейнере активной зоны содержится жидкосолевой замедлитель, например, жидкосолевой замедлитель, содержащий по меньшей мере один гидроксид металла, по меньшей мере один дейтероксид металла или их сочетание. Покрытие может иметь толщину в диапазоне от 1 мкм до 100 мкм. Толщина покрытия в 1 мкм считается достаточной для обеспечения защиты покрытия от коррозии. Толщины выше 100 мкм могут, однако, оказывать негативное влияние на экономию нейтронов, так что толщина не должна составлять более 100 мкм.The inner tubular structure has an inner surface and an outer surface. Each or both surfaces of the inner tubular structure may be plated with nickel or a nickel alloy such as hastelloy. Nickel alloy or nickel plating provides a very high level of protection against corrosion caused by molten salts. Nickel or nickel alloy is especially appropriate on the outer surface of the inner tube structure when the inner tube structure contains salt fuel and when the core container contains a liquid salt moderator, for example, a liquid salt moderator containing at least one metal hydroxide, at least one metal deuteroxide or their combination. The coating may have a thickness ranging from 1 µm to 100 µm. A coating thickness of 1 µm is considered sufficient to provide corrosion protection to the coating. Thicknesses above 100 µm can, however, have a negative effect on the economy of neutrons, so that the thickness should not exceed 100 µm.

Устройство по изобретению имеет контейнер активной зоны, и объем, размер и форму контейнера активной зоны можно выбрать свободно. Как правило, контейнер активной зоны имеет внутренний объем, который соответствует общему объему контейнера активной зоны минус объем внутренней трубной конструкции. Контейнер активной зоны может быть открытым сверху, хотя контейнер активной зоны обычно содержит крышку или оболочку. Как правило, общий объем контейнера активной зоны является достаточным для того, чтобы содержать внутреннюю трубную конструкцию. Однако внутренняя трубная конструкция не должна полностью содержаться в контейнере активной зоны, и секции внутренней трубной конструкции могут выходить за пределы контейнера активной зоны. В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция имеет объем в диапазоне от 10% до 90% от общего объема контейнера активной зоны. Когда объем внутренней трубной конструкции находится в диапазоне от 10% до 90% от общего объема контейнера активной зоны, внутренняя трубная конструкция может полностью содержаться в пределах общего объема активной зоны.The device according to the invention has a core container, and the volume, size and shape of the core container can be freely chosen. Typically, the core container has an internal volume that corresponds to the total volume of the core container minus the volume of the internal tubular structure. The core container may be open at the top, although the core container typically includes a lid or shell. Typically, the total volume of the core container is sufficient to contain the inner tubular structure. However, the inner tubular structure need not be completely contained within the core container, and sections of the inner tubular structure may extend outside the core container. In one embodiment, the inner tubular structure has a volume in the range of 10% to 90% of the total volume of the core container. When the volume of the internal tubular structure is in the range of 10% to 90% of the total volume of the core container, the internal tubular structure may be completely contained within the total volume of the core.

Контейнер активной зоны имеет внутреннюю поверхность, обращенную к внутренней трубной конструкции. Таким образом, когда контейнер активной зоны содержит солевой расплав, например, солевое топливо, солевой замедлитель, солевой теплоноситель и т.д., солевой расплав будет находиться в контакте с внутренней поверхностью контейнера активной зоны и с внешней поверхностью внутренней трубной конструкции. Контейнер активной зоны выполнен из материала контейнера активной зоны. Для материала контейнера активной зоны может быть выбран любой подходящий материал. В одном варианте осуществления материалом контейнера активной зоны является сплав на основе никеля, например, хастеллой. В контексте изобретения сплав на основе никеля представляет собой сплав, содержащий по меньшей мере 50% никеля. В другом варианте осуществления материал контейнера активной зоны представляет собой нержавеющую сталь или другой металл или сплав, внутренняя поверхность которого покрыта никелем или никелевым сплавом, например, хастеллоем. Например, внутренняя поверхность может иметь покрытие с толщиной в диапазоне от 1 мкм до 100 мкм. В дополнительном варианте осуществления внутренняя поверхность контейнера активной зоны, например, с материалом контейнера активной зоны, являющимся никелем или никелевым сплав, футерована корундом, например, в виде листов.The core container has an inner surface facing the inner tubular structure. Thus, when the core container contains a molten salt such as fuel salt, moderator brine, heat transfer salt, etc., the molten salt will be in contact with the inner surface of the core container and with the outer surface of the inner tubular structure. The core container is made from the material of the core container. Any suitable material may be selected for the material of the core container. In one embodiment, the material of the core container is a nickel-based alloy, such as hastelloy. In the context of the invention, a nickel-based alloy is an alloy containing at least 50% nickel. In another embodiment, the material of the core container is stainless steel or another metal or alloy whose interior surface is plated with nickel or a nickel alloy such as hastelloy. For example, the inner surface may be coated with a thickness ranging from 1 µm to 100 µm. In a further embodiment, the inner surface of the core container, eg, with the core container material being nickel or a nickel alloy, is lined with corundum, eg, in the form of sheets.

Устройство по изобретению может быть ЖСР на быстрых нейтронах, т.е. без замедлителя, либо на тепловых или надтепловых нейтронах, т.е. с замедлителем. Когда устройство по изобретению содержит замедлитель, можно использовать любой замедлитель. В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция имеет впуск и выпуск и содержит солевое топливо, а замедлитель может быть твердым, например, графитом, или замедлитель может быть жидким, например, жидкосолевым замедлителем.The device according to the invention may be a fast-neutron LSR, i. e. without a moderator, or on thermal or epithermal neutrons, i.e. with a delay. When the device of the invention contains a moderator, any moderator may be used. In one embodiment, the internal tubular structure has an inlet and outlet and contains salt fuel, and the moderator may be a solid, such as graphite, or the moderator may be a liquid, such as a liquid salt moderator.

В других вариантах осуществления замедлитель представляет собой жидкосолевой замедлитель, и может осуществляться циркуляция жидкосолевого замедлителя или солевого топлива. Например, жидкосолевой замедлитель может находиться в контейнере активной зоны, имеющем впуск и выпуск, причем впуск и выпуск являются частью замкнутого контура с теплообменником, так чтобы жидкосолевой замедлитель мог циркулировать для переноса тепла в теплообменник и приводить в действие турбину и в то же время охлаждать жидкосолевое топливо во внутренней трубной конструкции для сохранения критичности. В качестве альтернативы, внутренняя трубная конструкция имеет впуск и выпуск, причем впуск и выпуск являются частью замкнутого контура с теплообменником, а жидкосолевой замедлитель находится во внутренней трубной конструкции для осуществления циркуляции в теплообменник и сохранения критичности жидкосолевого топлива в контейнере активной зоны. Устройство по изобретению можно использовать с любым числом теплообменников, как требуется для конкретной установки.In other embodiments, the moderator is a molten salt moderator and the molten salt moderator or salt fuel may be circulated. For example, the molten salt moderator may be in a core container having an inlet and outlet, the inlet and outlet being part of a closed circuit with a heat exchanger such that the molten salt moderator can circulate to transfer heat to the heat exchanger and drive a turbine and at the same time cool the molten salt fuel in an internal tubular structure to maintain criticality. Alternatively, the internal tubular structure has an inlet and outlet, the inlet and outlet being part of a closed circuit with a heat exchanger, and the liquid salt moderator is in the internal tubular structure to circulate to the heat exchanger and maintain the criticality of the liquid salt fuel in the core container. The device according to the invention can be used with any number of heat exchangers as required for a particular installation.

В еще одном варианте осуществления как внутренняя трубная конструкция, так и контейнер активной зоны имеют впуск и выпуск, и любой из них, либо они оба могут образовывать замкнутые контуры с теплообменником, например, система содержит два теплообменника. В конкретном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция и контейнер активной зоны имеют впуск и выпуск. Солевое топливо может содержаться во внутренней трубной конструкции, а контейнер активной зоны содержит соль, содержащую по меньшей мере способный к делению материал, например, ²³²Th, ²³³U, ²³⁵U, ²³⁹Pu и ²³⁸U, так что нейтронное излучение, создаваемое в критическом солевом топливе, будет преобразовывать делящийся материал в способный к делению материал.In yet another embodiment, both the inner tubular structure and the core container have an inlet and an outlet, and either or both of them may form closed loops with a heat exchanger, for example, the system comprises two heat exchangers. In a particular embodiment, the inner tubular structure and the core container have an inlet and an outlet. Salt fuel may be contained in the internal tubular structure and the core container contains salt containing at least fissile material, such as ²³² Th, ²³³ U, ²³⁵ U, ²³⁹ Pu and ²³⁸ U, so that the neutron radiation generated in the critical salt fuel will convert fissile material into fissile material.

В любом варианте осуществления изобретения, в котором использован жидкосолевой замедлитель, можно использовать любой жидкосолевой замедлитель, раскрытый в WO 2018/229265. Например, солевой замедлитель может содержать по меньшей мере один гидроксид металла, по меньшей мере один дейтероксид металла или их сочетание и окислительно-восстановительный элемент, выбранный из группы, состоящей из Sr, Ca, Li, Rb, K, Ba, Li₂C₂, Na, Mg, Th, U, Be, Al или Zr, или их сочетаний. Гидроксид металла или дейтероксид металла может быть безводным или может содержать до 10% (мас./мас.) воды, например, 5% (мас./мас.) воды. Добавление воды, например, до 5% (мас./мас.), усиливает эффект, получаемый при добавлении окислительно-восстановительного элемента, и, более того, присутствие воды в соли может дополнительно повысить замедляющий эффект.In any embodiment of the invention in which a liquid salt moderator is used, any liquid salt moderator disclosed in WO 2018/229265 can be used. For example, the salt moderator may comprise at least one metal hydroxide, at least one metal deuteroxide, or a combination thereof, and a redox element selected from the group consisting of Sr, Ca, Li, Rb, K, Ba, Li ₂ C ₂ , Na, Mg, Th, U, Be, Al or Zr, or combinations thereof. The metal hydroxide or metal deuteroxide may be anhydrous or may contain up to 10% (w/w) water, for example 5% (w/w) water. The addition of water, for example, up to 5% (w/w), enhances the effect obtained by adding the redox element, and, moreover, the presence of water in the salt can further enhance the retarding effect.

Присутствие воды в соли будет вносить вклад в «оксокислотность» солевого расплава. В солевых расплавах, содержащих гидроксиды, гидроксид-ион является амфотерной частицей, которая может принимать протон, превращаясь в H₂O, а также отдавать протон, превращаясь в пероксид-ион O^2-. Вода, присутствующая в солевом расплаве, вступает в реакцию по следующим уравнениямThe presence of water in the salt will contribute to the "oxo-acidity" of the salt melt. In salt melts containing hydroxides, the hydroxide ion is an amphoteric particle that can accept a proton, turning into H ₂ O, and also donate a proton, turning into a peroxide ion O ^2- . The water present in the salt melt reacts according to the following equations

.

.

Оксокислотность определяется как pH₂O = -log₁₀[H₂O], а оксоосновность определяется как pO^2- = -log₁₀[O₂ ^-], что очень похоже на хорошо известное определение pH = -log₁₀[H⁺]. Oxoacidity is defined as pH ₂ O = -log ₁₀ [H ₂ O] and oxobasicness is defined as pO ^2- = -log ₁₀ [O ₂ ^- ], which is very similar to the well-known definition of pH = -log ₁₀ [H ⁺ ].

Оксокислотность может способствовать предсказанию стабильности определенных частиц в солевых расплавах, как описано в работе Тремиллона: B.L. Trémillon, Chemistry in Non-Aqueous Solvents, Springer Netherlands, Dordrecht 1974. Doi:10.1007/978-94-010-2123-4, и в работе Acid-Base Effects in Molten Electrolytes, в: Molten Salt Chemistry, 1987: pp. 279-303 (которые полностью включены сюда по ссылке). Например, оксид алюминия слабо растворяется в кислотных и нейтральных расплавах и сильно растворяется в основных расплавах. В кислотных расплавах он растворяется в виде AlO⁺, а в основных расплавах он растворяется в виде AlO₂ ^-. Однако Тремиллон отмечает, что сочетание окисленных частиц с основанием стабилизирует систему, что объясняет, почему легко окисляющиеся частицы более стабильны в основных средах. И наоборот, окисленные частицы, как правило, намного менее стабильны в кислотной системе, где основание легко взаимодействует с кислотными частицами, и в результате восстановленные частицы оказываются в более выгодном положении. Однако, для Al₂O₃ существует ряд оксокислотностей, при которых Al₂O₃ может существовать в стабильном равновесии с раствором либо AlO⁺, либо AlO₂ ^- при оксокислотных/оксоосновных условиях. Например, кривые равновесия для Al₂O₃ на диаграмме, показывающей присутствие ионов AlO⁺ и AlO₂ ^- в зависимости от pH₂O, будут показывать, что при pH₂O=2,6 равновесная концентрация [AlO⁺] = [AlO₂ ^-] = 10^-6,7 M равна 0,2*10^-6 M. Таким образом, она представляет собой минимальную концентрацию алюминийсодержащих частиц AlO⁺ и AlO₂ ^-, находящихся в равновесии с Al₂O₃. Как правило, концентрации растворенных веществ ниже 10^-6 M считаются стабильными с точки зрения коррозии, а значит, существует диапазон концентраций воды в расплавленном гидроксиде, где Al₂O₃ достаточно стабилен для его использования в качестве конструкционного материала. В конкретном варианте осуществления устройство по изобретению применяют с жидкосолевым замедлителем, содержащим гидроксид металла и/или дейтероксид металла, например, металлом может быть натрий или калий или сочетание натрия и калия, а вода имеет концентрацию, обеспечивающую pH₂O в диапазоне 2,2-3,0. Когда вода присутствует в указанном диапазоне, отпадает необходимость в дополнении жидкосолевого замедлителя окислительно-восстановительным элементом, как указывалось выше. В одном варианте осуществления устройство применяют с жидкосолевым замедлителем, не содержащим окислительно-восстановительного элемента, в частности, окислительно-восстановительного элемента, выбранного из группы, состоящей из Sr, Ca, Li, Rb, K, Ba, Li₂C₂, Na, Mg, Th, U, Be, Al или Zr, или их сочетаний.Oxoacidity can help predict the stability of certain species in molten salts, as described by Tremillon: BL Tremillon, Chemistry in Non-Aqueous Solvents, Springer Netherlands, Dordrecht 1974. Doi:10.1007/978-94-010-2123-4, and ref. Acid-Base Effects in Molten Electrolytes, in: Molten Salt Chemistry, 1987: pp. 279-303 (which are incorporated herein by reference in their entirety). For example, aluminum oxide is slightly soluble in acidic and neutral melts and highly soluble in basic melts. In acidic melts it dissolves as AlO ⁺ , and in basic melts it dissolves as AlO ₂ ^- . However, Tremillon notes that the combination of oxidized particles with a base stabilizes the system, which explains why easily oxidized particles are more stable in basic environments. Conversely, oxidized species tend to be much less stable in an acidic system, where the base reacts readily with acidic species, and as a result, reduced species are in a better position. However, for Al ₂ O ₃ there are a number of oxoacids at which Al ₂ O ₃ can exist in stable equilibrium with either AlO ⁺ or AlO ₂ ^- solution under oxo-acid/oxo-base conditions. For example, equilibrium curves for Al ₂ O ₃ in a diagram showing the presence of AlO ⁺ and AlO ₂ ^- ions as a function of pH ₂ O will show that at pH ₂ O=2.6 the equilibrium concentration [AlO ⁺ ] = [AlO ₂ ^- ] = 10 ^-6.7 M is equal to 0.2 * 10 ^-6 M. Thus, it represents the minimum concentration of aluminum-containing particles AlO ⁺ and AlO ₂ ^- in equilibrium with Al ₂ O ₃ . As a general rule, solute concentrations below 10 ^-6 M are considered stable from a corrosion point of view, which means that there is a range of water concentrations in the molten hydroxide where Al ₂ O ₃ is stable enough to be used as a structural material. In a specific embodiment, the device of the invention is used with a liquid salt moderator containing metal hydroxide and/or metal deuteroxide, for example, the metal can be sodium or potassium, or a combination of sodium and potassium, and the water has a concentration that provides a pH ₂ O in the range of 2.2- 3.0. When water is present in this range, there is no need to supplement the liquid salt moderator with a redox element, as mentioned above. In one embodiment, the device is used with a liquid salt moderator that does not contain a redox element, in particular, a redox element selected from the group consisting of Sr, Ca, Li, Rb, K, Ba, Li ₂ C ₂ , Na, Mg, Th, U, Be, Al or Zr, or combinations thereof.

В определенных вариантах осуществления различные типы замедлителей не используются вместе. Например, в одном варианте осуществления замедлитель является жидкосолевым, содержащим в качестве замедлителя гидроксид металла и/или дейтероксид металла. В этом варианте осуществления является предпочтительным, чтобы графит не использовался в качестве замедлителя. В другом варианте осуществления в качестве замедлителя используют графит, а солевой расплав гидроксида металла/дейтероксида металла не используют в качестве замедлителя.In certain embodiments, different types of moderators are not used together. For example, in one embodiment, the moderator is a liquid salt containing a metal hydroxide and/or metal deuteroxide as a moderator. In this embodiment, it is preferred that graphite is not used as a moderator. In another embodiment, graphite is used as the moderator and no metal hydroxide/metal deuteroxide molten salt is used as the moderator.

В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция имеет впуск и выпуск. В частности, внутренняя трубная конструкция может содержать углы или изогнутые секции, по мере целесообразности для того, чтобы внутренняя трубная конструкция требуемой длины входила в контейнер активной зоны. Например, внутренняя трубная конструкция может содержать змеевиковую конструкцию, например, змеевиковую конструкцию, имеющую одиночный впуск и одиночный выпуск. Змеевиковая конструкция может быть плоской (планарной), или она может простираться по трем измерениям. В другом варианте осуществления впуск внутренней трубной конструкции содержит коллектор, делящий идущий от впуска поток по числу трубок, например, 2-1000 или более трубок, которые могут быть разнесены, например, разнесены с равными интервалами, в контейнере активной зоны. В одном варианте осуществления контейнер активной зоны содержит одиночную внутреннюю трубную конструкцию, имеющую змеевиковую конструкцию, так что контейнер активной зоны содержит 2-1000 или более секций одиночной внутренней трубной конструкции. Контейнер активной зоны также может содержать более одной внутренней трубной конструкции, имеющей змеевиковую конструкцию, так что контейнер активной зоны содержит 2-1000 или более секций двух змеевиков. Аналогично, внутренняя трубная конструкция может иметь выпуск с коллектором, собирающим поток из множества трубок, например, 2-1000 трубок, в одиночную выпускную трубку. В одном варианте осуществления внутренняя трубная конструкция имеет единственный впуск и единственный выпуск, а внутренняя трубка образует змеевик, простирающийся по трем измерениям и обеспечивающий регулярное расстояние между секциями внутренней трубной конструкции. Контейнер активной зоны, таким образом, может содержать множество секций внутренней трубной конструкции. Независимо от конструктивного исполнения внутренней трубной конструкции, например, от того, содержит ли внутренняя трубная конструкция коллектор или имеет ли внутренняя трубная конструкция змеевиковую конструкцию, или содержит ли внутренняя трубная конструкция коллектор, а также имеет ли она змеевиковую конструкцию, расстояние между трубками или секциями внутренней трубной конструкции будет находиться в диапазоне от 0,5 см до 10 см. Например, когда жидкосолевое топливо имеет 2 cмол.% топлива, расстояние будет находиться в диапазоне от 1 см до 3 см. Когда жидкосолевое топливо имеет 4 cмол.% топлива, расстояние будет находиться в диапазоне от 0,5 см до 6 см. Соответственно, расстояние между внутренними трубками может составлять в диапазоне от 0,5 см до 10 см. Как правило, когда жидкосолевое топливо содержится во внутренней трубной конструкции, диаметр внутренних трубок согласуется с расстоянием между внутренними трубками, на что также влияет конкретный выбор замедлителя. Специалистом в данной области техники могут быть рассчитаны диаметр внутренних трубок и расстояние между ними.In one embodiment, the internal tubular structure has an inlet and outlet. In particular, the inner tubular structure may comprise corners or curved sections, as appropriate, to ensure that the desired length of inner tubular structure fits into the core container. For example, the internal tubular structure may comprise a coil structure, such as a coil structure having a single inlet and a single outlet. The coil structure may be flat (planar), or it may extend over three dimensions. In another embodiment, the inlet of the internal tubular structure comprises a manifold dividing the inlet flow into a number of tubes, eg 2-1000 or more tubes, which can be spaced apart, eg spaced at regular intervals, in the core container. In one embodiment, the core container comprises a single inner tube structure having a serpentine structure such that the core container contains 2-1000 or more sections of the single inner tube structure. The core container may also contain more than one internal tubular structure having a coil structure, such that the core container contains 2-1000 or more sections of two coils. Likewise, the inner tube structure may have an outlet with a manifold collecting flow from a plurality of tubes, eg 2-1000 tubes, into a single outlet tube. In one embodiment, the inner tube structure has a single inlet and a single outlet, and the inner tube forms a coil extending in three dimensions and providing a regular spacing between sections of the inner tube structure. The core container may thus comprise a plurality of sections of internal tubular structure. Regardless of the design of the inner tube structure, for example, whether the inner tube structure contains a manifold or whether the inner tube structure has a serpentine structure, or whether the inner tube structure contains a manifold, and whether it has a serpentine structure, the distance between the tubes or sections of the inner tubular structure will be in the range of 0.5 cm to 10 cm. For example, when the liquid salt fuel has 2 cm will be in the range of 0.5 cm to 6 cm. Accordingly, the distance between the inner tubes may be in the range of 0.5 cm to 10 cm. between the inner tubes, which is also affected by the particular choice of moderator. A person skilled in the art can calculate the diameter of the inner tubes and the distance between them.

Контейнеры, например, внутренняя трубная конструкция и контейнер активной зоны, может иметь любую форму по желанию. Например, контейнер для солевого топлива, будь то внутренняя трубная конструкция или контейнер активной зоны, может иметь впуск и выпуск, позволяющие потоку солевого топлива течь от впуска к выпуску. Аналогично, контейнер активной зоны также может иметь впуск и выпуск. В другом варианте осуществления контейнер активной зоны с материалом замедлителя имеет отверстие, служащее как в качестве впуска, так и в качестве выпуска.The containers, such as the inner tubular structure and the core container, may be of any shape desired. For example, a salt fuel container, whether it be an internal tubular structure or a core container, may have an inlet and outlet to allow the salt fuel to flow from the inlet to the outlet. Likewise, the core container may also have an inlet and outlet. In another embodiment, the moderator material core container has an opening serving as both an inlet and an outlet.

В вариантах осуществления изобретения внутренняя трубная конструкция содержит солевое топливо, и внутренняя трубная конструкция не имеет ни впуска, ни выпуска. В этом варианте осуществления является предпочтительным, чтобы внутренняя трубная конструкция была изготовлена из корунда, например, внутренняя трубная конструкция состоит из закрытых внизу корундовых трубок, а солевое топливо, например, 72% ⁷LiF, 16% BeF₂, 12% AnF₄, или 60% NaCl, 40% AnCl₃, где «An» соответствует 24% U и 16% Pu, вводится в корундовую трубку, которая закрыта на ее верху так, чтобы она содержала солевое топливо, обеспечивая «прутковый твэл». Любое число, например, в диапазоне от 1 до 1000, таких прутковых твэлов может быть введено в контейнер активной зоны, который имеет впуск и выпуск для солевого расплава. Солевой расплав в контейнере активной зоны может представлять собой солевой замедлитель, т.е. устройство представляет собой ЖСР на тепловых или надтепловых нейтронах, или солевой теплоноситель, т.е. устройство представляет собой ЖСР на быстрых нейтронах. Можно использовать любой жидкосолевой замедлитель по WO 2018/229265. В реакторе на быстрых нейтронах можно использовать любой незамедляющий солевой теплоноситель.In embodiments of the invention, the inner tube structure contains saline fuel and the inner tube structure has neither an inlet nor an outlet. In this embodiment, it is preferable that the inner tube structure is made of corundum, for example, the inner tube structure consists of corundum tubes closed at the bottom, and salt fuel, for example, 72% ⁷ LiF, 16% BeF ₂ , 12% AnF ₄ , or 60% NaCl, 40% AnCl ₃ , where "An" corresponds to 24% U and 16% Pu, is introduced into the corundum tube, which is closed at its top so that it contains salt fuel, providing a "rod fuel rod". Any number, for example in the range of 1 to 1000, of such fuel rods can be introduced into the core container, which has an inlet and outlet for the molten salt. The molten salt in the core container may be a salt moderator, i. e. the device is an LSR based on thermal or epithermal neutrons, or a salt coolant, i.e. the device is a fast-neutron LSR. You can use any liquid salt moderator according to WO 2018/229265. Any non-moderating salt coolant can be used in a fast neutron reactor.

В одном варианте осуществления устройство представляет собой реактор на быстрых нейтронах, а внутренняя трубная конструкция, которая имеет впуск и выпуск, содержит жидкосолевое топливо. Внутренняя трубная конструкция содержится в контейнере активной зоны, который содержит газ, которым может быть благородный газ, в частности, гелий, или диоксид углерода, или смесь гелия и диоксида углерода. Контейнер активной зоны может иметь впуск и выпуск, например, для обеспечения циркуляции газа, хотя является предпочтительным, чтобы контейнер активной зоны в этом варианте осуществления не имел впуска или выпуска. Следует понимать, что контейнер активной зоны будет иметь необходимые отверстия для заполнения контейнера активной зоны благородным газом. В этом варианте осуществления конструкции из корунда, например, трубки, будут функционировать как направляющие потока, по которым может течь жидкосолевое топливо активной зоны реактора на быстрых нейтронах. Это устраняет опасения в альтернативных конструкциях жидкосолевого реактора на быстрых нейтронах, где большие и открытые объемы солевого топлива приводят к сложным и вредным режимам течения, например, к застойным зонам рециркуляции и к вызванным турбулентностью высокочастотным колебаниям мощности. Таким образом, настоящее изобретение обеспечивает упрощенную и более безопасную установку для работы жидкосолевого реактора на быстрых нейтронах.In one embodiment, the device is a fast neutron reactor and the inner tubular structure, which has an inlet and outlet, contains liquid salt fuel. The inner tubular structure is contained in a core container which contains a gas, which may be a noble gas, in particular helium, or carbon dioxide, or a mixture of helium and carbon dioxide. The core container may have an inlet and outlet, for example, to circulate gas, although it is preferred that the core container in this embodiment has no inlet or outlet. It should be understood that the core container will have the necessary openings to fill the core container with noble gas. In this embodiment, the corundum structures, such as tubes, will function as flow guides through which the liquid salt fuel of the fast reactor core can flow. This alleviates concerns in alternative molten salt fast reactor designs where large and open volumes of salt fuel lead to complex and detrimental flow patterns, such as stagnant recirculation zones and turbulence-induced high frequency power fluctuations. Thus, the present invention provides a simplified and safer setup for operating a molten salt fast neutron reactor.

В дополнительном варианте осуществления устройство представляет собой реактор с замедлителем, а внутренняя трубная конструкция, которая имеет впуск и выпуск, содержит жидкосолевое топливо. В этом варианте осуществления контейнер активной зоны содержит твердый замедлитель, например, графит. Внутренняя трубная конструкция будет соединена с теплообменником, т.е. будет находиться в гидравлическом сообщении с ним. В частности, внутренняя трубная конструкция и теплообменник обеспечивают замкнутый контур для осуществления циркуляции жидкосолевого топлива для переноса тепла и приведения в действие турбины и, в то же время, охлаждения жидкосолевого топлива для сохранения критичности. Корунд внутренней трубной конструкции минимизирует коррозию системы, а использование корунда вместе с твердым замедлителем повышает долговечность системы.In a further embodiment, the device is a moderated reactor and the inner tubular structure, which has an inlet and outlet, contains liquid salt fuel. In this embodiment, the core container contains a solid moderator, such as graphite. The internal pipe structure will be connected to the heat exchanger, i.e. will be in hydraulic communication with it. In particular, the internal tubular structure and the heat exchanger provide a closed circuit for circulating the liquid salt fuel to transfer heat and drive the turbine and at the same time cool the liquid salt fuel to maintain criticality. Corundum internal tube design minimizes system corrosion, and the use of corundum along with a solid retarder increases system longevity.

В дополнительном аспекте изобретение относится к способу управления процессом ядерного деления, включающему этапы обеспечения устройства согласно любому варианту осуществления аспекта устройства по изобретению, причем контейнер активной зоны устройства имеет впуск и выпуск; введения жидкосолевого топлива во внутреннюю трубную конструкцию, причем жидкосолевое топливо содержит галогениды щелочного металла и делящегося элемента; введения в контейнер активной зоны жидкосолевого теплоносителя; обеспечения теплообменника в гидравлическом сообщении с впуском и выпуском контейнера активной зоны, так что образуется теплообменный контур для отвода тепла из циркулирующего в теплообменном контуре солевого теплоносителя; и осуществления циркуляции солевого теплоносителя в теплообменном контуре для управления температурой солевого топлива во внутренней трубной конструкции.In a further aspect, the invention relates to a method for controlling a nuclear fission process, comprising the steps of: providing a device according to any embodiment of an aspect of the device of the invention, wherein the device core container has an inlet and outlet; introducing liquid salt fuel into the inner tubular structure, wherein the liquid salt fuel contains alkali metal and fissile halides; introducing liquid-salt coolant into the core container; providing a heat exchanger in fluid communication with the inlet and outlet of the core container so that a heat exchange circuit is formed to remove heat from the salt coolant circulating in the heat exchange circuit; and circulating the salt heat carrier in the heat exchange circuit to control the temperature of the salt fuel in the inner tubular structure.

В дополнительном аспекте изобретение относится к способу управления процессом ядерного деления, включающему этапы обеспечения устройства согласно любому варианту осуществления аспекта устройства по изобретению, причем внутренняя трубная конструкция устройства имеет впуск и выпуск; введения жидкосолевого топлива во внутреннюю трубную конструкцию, причем жидкосолевое топливо содержит галогениды щелочного металла и делящегося элемента; обеспечения теплообменника в гидравлическом сообщении с впуском и выпуском внутренней трубной конструкции, так что образуется теплообменный контур для отвода тепла из циркулирующего в теплообменном контуре жидкосолевого топлива; и осуществления циркуляции жидкосолевого топлива в теплообменном контуре для управления температурой солевого топлива.In a further aspect, the invention relates to a method for controlling a nuclear fission process, comprising the steps of providing a device according to any embodiment of an aspect of the device of the invention, wherein the internal tubular structure of the device has an inlet and outlet; introducing liquid salt fuel into the inner tubular structure, wherein the liquid salt fuel contains alkali metal and fissile halides; providing a heat exchanger in fluid communication with the inlet and outlet of the inner tubular structure so that a heat exchange circuit is formed to remove heat from the liquid salt fuel circulating in the heat exchange circuit; and circulating the liquid salt fuel in a heat exchange circuit to control the temperature of the salt fuel.

В обоих аспектах способа галогенид может представлять собой фторид, например, для реактора с замедлителем, или хлоридную соль, например, для реактора на быстрых нейтронах. Таким образом, солевой теплоноситель может содержать замедлитель.In both aspects of the process, the halide may be fluoride, eg for a moderated reactor, or a chloride salt, eg for a fast breeder reactor. Thus, the heat transfer salt may contain a moderator.

В конкретном варианте осуществления контейнер активной зоны содержит бланкет из воспроизводящегося материала. Воспроизводящийся материал может иметь любой состав, позволяющий преобразовывать материал в ядерное топливо. Например, воспроизводящийся материал может содержать ²³⁸U, который может быть преобразован в ²³⁹Pu или ²³²Th, который может быть преобразован в 233U при облучении нейтронами. В частности, бланкет может быть расположен вне активной зоны, или же бланкет может находиться на периферии активной зоны. В обоих случаях бланкет будет захватывать нейтроны и тем самым производить дополнительный делящийся материал. Делящийся материал после этого переносится в критическую активную зону.In a particular embodiment, the core container contains a blanket of fertile material. The fertile material can be of any composition that allows the material to be converted into nuclear fuel. For example, the breeding material may contain ²³⁸ U, which can be converted to ²³⁹ Pu or ²³² Th, which can be converted to 233U by neutron irradiation. In particular, the blanket may be located outside the core, or the blanket may be on the periphery of the core. In both cases, the blanket will capture neutrons and thereby produce additional fissile material. The fissile material is then transferred to the critical core.

Ядерное деление в солевом топливе будет создавать тепло, и является предпочтительным, чтобы устройство также содержало систему теплообмена для переноса тепла из контейнера солевого топлива, например, к турбине или т.п., для генерирования электричества. В частности, если тепло не отводить из жидкосолевого топлива, то жидкосолевое топливо будет расширяться до того момента, когда реакция ядерного деления прекратится. Таким образом, в аспектах способа по изобретению процессами ядерного деления управляют путем управления температурой солевого топлива во внутренней трубной конструкции или в контейнере активной зоны для поддержания температуры в пределах диапазона критических температур для соответствующего солевого топлива. Для устройства можно выбрать любую систему теплообмена. Как правило, температура жидкосолевого топлива находится в диапазоне от 700°C до 900°C, например, для протекания ядерной реакции, а теплоноситель подбирается для работы при температуре в диапазоне от 500°C до 1000°C или более. В конкретном варианте осуществления температура на впуске составляет в диапазоне от 400°C до 800°C, и при этом температура на выпуске составляет в диапазоне от 600°C до 1000°C. Очевидно, температура на впуске ниже, чем температура на выпуске. В предпочтительном варианте осуществляют циркуляцию солевого топлива, например из внутренней трубной конструкции, к системе теплообмена, для охлаждения топливных солей. В другом варианте осуществления во внутренней трубной конструкции находится жидкосолевой замедлитель, и осуществляют его циркуляцию к теплообменнику, так что солевой замедлитель, в свою очередь, охлаждает жидкосолевое топливо для поддержания его в пределах критической температуры.Nuclear fission in the salt fuel will generate heat, and it is preferred that the device also includes a heat exchange system to transfer heat from the salt fuel container, eg to a turbine or the like, to generate electricity. In particular, if heat is not removed from the molten salt fuel, then the molten salt fuel will expand until the moment when the nuclear fission reaction stops. Thus, in aspects of the method of the invention, nuclear fission processes are controlled by controlling the temperature of the salt fuel in the inner tube structure or core container to maintain the temperature within the critical temperature range for the corresponding salt fuel. Any heat exchange system can be selected for the device. As a rule, the temperature of liquid salt fuel is in the range from 700°C to 900°C, for example, for a nuclear reaction, and the coolant is selected to operate at a temperature in the range from 500°C to 1000°C or more. In a specific embodiment, the inlet temperature is in the range of 400°C to 800°C, while the outlet temperature is in the range of 600°C to 1000°C. Obviously, the inlet temperature is lower than the outlet temperature. Preferably, the salt fuel is circulated, for example from an internal tubular structure, to the heat exchange system to cool the fuel salts. In another embodiment, the molten salt moderator is located in the inner tube structure and circulated to the heat exchanger so that the salt moderator in turn cools the molten salt fuel to maintain it within the critical temperature.

В еще одном варианте осуществления устройство содержит отдельный контур теплоносителя с жидкосолевым теплоносителем. Также предусмотрено, что в качестве теплоносителя можно использовать расплавленный металл, например, щелочной металл. Таким образом, система теплообмена может содержать контур теплоносителя, находящийся в тепловом контакте с жидкосолевым топливом, обеспечивая перенос тепла от солевого топлива к солевому теплоносителю. В качестве солевого теплоносителя можно выбрать любой солевой теплоноситель. В конкретном варианте осуществления теплоноситель представляет собой солевой теплоноситель состава 46,5% LiF, 11,5% NaF и 42% KF (FLiNaK), хотя состав может также варьироваться. Контур теплоносителя имеет впуск для низкотемпературного теплоносителя и выпуск для нагретого теплоносителя.In yet another embodiment, the device comprises a separate coolant circuit with liquid salt coolant. It is also envisaged that molten metal, for example an alkali metal, can be used as the heat transfer medium. Thus, the heat exchange system may include a coolant circuit in thermal contact with the liquid salt fuel, providing heat transfer from the salt fuel to the salt coolant. Any salt heat carrier can be chosen as a salt coolant. In a specific embodiment, the heat transfer fluid is a heat transfer salt with a composition of 46.5% LiF, 11.5% NaF and 42% KF (FLiNaK), although the composition may also vary. The coolant circuit has an inlet for a low-temperature coolant and an outlet for a heated coolant.

Реактор ядерного деления может быть описан с точки зрения его плотности энерговыделения (P), которая относится к (среднему) количеству тепла, производимого в находящемся в активной зоне солевом топливе на единицу объема-времени вследствие ядерных делений и радиоактивных распадов. Когда плотность нейтронов в реакторе остается стабильной от одного поколения к другому (создавая столько же новых нейтронов, сколько утрачивается), цепная реакция деления становится самоподдерживающейся, а состояние реактора называется «критическим». Поскольку производство тепла в ЖСР приводится в действие цепной реакцией и поскольку в активной зоне реактора нет никакого твердого топлива, верхний теоретический предел по плотности энерговыделения является очень высоким, и он намного выше, чем было бы желательно в ходе нормальной работы. Поэтому плотность энерговыделения можно рассматривать как конструктивный выбор, а не как конструктивный признак. Плотность энерговыделения активной зоны реактора зависит от времени циркуляции, доли пребывания, физических свойств солевого топлива и, наконец, от разности температур на впуске и выпуске. Коэффициент добротности для плотности энерговыделения солевого топлива в ЖСР задан уравнением:A nuclear fission reactor can be described in terms of its energy density (P), which refers to the (average) amount of heat produced in the core salt fuel per unit volume-time due to nuclear fission and radioactive decay. When the density of neutrons in a reactor remains stable from one generation to the next (creating as many new neutrons as is lost), the fission chain reaction becomes self-sustaining and the state of the reactor is called "critical". Since the heat production in the LSR is driven by a chain reaction and since there is no solid fuel in the reactor core, the upper theoretical limit on the power density is very high and much higher than would be desirable during normal operation. Therefore, the energy density can be considered as a constructive choice, and not as a constructive feature. The energy density of the reactor core depends on the circulation time, the residence fraction, the physical properties of the salt fuel and, finally, on the temperature difference at the inlet and outlet. The quality factor for the density of energy release of salt fuel in the LSR is given by the equation:

,

,

где f - доля времени пребывания топлива, τ_c - время циркуляции, c_fuel и ρ_fuel - соответственно удельная теплоемкость и плотность жидкосолевого топлива, а ΔT - разность между температурой на впуске и температурой на выпуске.where f is the residence time fraction of the fuel, τ _c is the circulation time, c _fuel and ρ _fuel are the specific heat capacity and density of the liquid salt fuel, respectively, and ΔT is the difference between the inlet and outlet temperatures.

В качестве общего правила, более высокие плотности энерговыделения делают возможным меньший объем активной зоны. Однако, для данной выходной мощности и объема активной зоны, плотность энерговыделения следует поддерживать как можно меньшей для снижения остаточного производства тепла от продуктов распада, а также радиационных повреждений активной зоны, которые снижают срок службы реактора. Поэтому выбор конкретной плотности энерговыделения топлива является компромиссом между минимизацией объема активной зоны и максимизацией управления реактором и сроком службы.As a general rule, higher power density allows for a smaller core volume. However, for a given power output and core volume, the power density should be kept as low as possible to reduce residual heat production from decay products, as well as radiation damage to the core, which reduces the lifetime of the reactor. Therefore, the choice of a specific fuel energy density is a compromise between minimizing core volume and maximizing reactor control and service life.

В дополнительном варианте осуществления активная зона реактора дополнительно содержит теплоноситель и/или отражатель, материал которых может быть отличным от материала замедлителя, если имеется. Предпочтительным материалом отражателя является графит или бериллий. Таким образом, обеспечено устройство, в котором материал замедлителя можно легко и при простой конструкции реактора поддерживать в стационарном состоянии, а коррозионные эффекты жидкосолевого замедлителя можно легко контролировать при простой конструкции реактора.In a further embodiment, the reactor core further comprises a coolant and/or reflector, the material of which may be different from that of the moderator, if any. The preferred reflector material is graphite or beryllium. Thus, a device is provided in which the moderator material can be easily and with a simple reactor design maintained in a stationary state, and the corrosive effects of the molten salt moderator can be easily controlled with a simple reactor design.

Устройство согласно изобретению представляет собой жидкосолевой реактор. Жидкосолевой реактор согласно изобретению может быть жидкосолевым реактор типа сжигателя или жидкосолевым реактором типа сжигателя для сжигания отходов. Жидкосолевой реактор согласно изобретению может быть жидкосолевым реактором типа размножителя, типа размножителя и сжигателя или типа ЖСР. В одном варианте осуществления жидкосолевой реактор может быть предназначен для подачи энергии для приведения в движение средств транспорта, например, жидкосолевой реактор может быть установлен на корабле. В другом варианте осуществления жидкосолевой реактор является частью стационарной установки.The device according to the invention is a molten salt reactor. The molten salt reactor according to the invention may be an incinerator type molten salt reactor or a waste incinerator type molten salt reactor. The molten salt reactor according to the invention may be a molten salt reactor of breeder type, breeder and burner type, or ZSR type. In one embodiment, the molten salt reactor may be designed to supply power to propel vehicles, for example, the molten salt reactor may be mounted on a ship. In another embodiment, the molten salt reactor is part of a stationary plant.

Любой вариант осуществления двух аспектов способа, как правило, может иметь место в любом варианте осуществления устройства по изобретению. Аналогично, в любом варианте осуществления устройства по изобретению может быть выполнен любой вариант осуществления аспекта применения по изобретению. Однако аспект применения не ограничен устройством по изобретению, а применение может быть выполнено в любом подходящем реакторе по желанию.Any embodiment of the two aspects of the method, as a rule, can take place in any embodiment of the device according to the invention. Likewise, in any embodiment of the apparatus of the invention, any embodiment of an aspect of the application of the invention may be performed. However, the aspect of application is not limited to the apparatus of the invention, but the application can be carried out in any suitable reactor as desired.

Следует отметить, что изобретение относится ко всем возможным сочетаниям признаков, указанных в формуле изобретения. В частности, любой признак, упомянутый в контексте конкретного аспекта изобретения, в равной мере подходит для любого другого аспекта изобретения, где он обеспечивает то же преимущество, что и для того аспекта, где он упомянут в явном виде.It should be noted that the invention relates to all possible combinations of features specified in the claims. In particular, any feature mentioned in the context of a particular aspect of the invention is equally applicable to any other aspect of the invention where it provides the same benefit as for the aspect where it is explicitly mentioned.

Краткое описание фигурBrief description of the figures

В дальнейшем изобретение будет более подробно разъяснено с помощью примера и со ссылкой на схематические чертежи, на которых:In the following, the invention will be explained in more detail by means of an example and with reference to the schematic drawings, in which:

Фигура 1 показывает микрофотографию серийного номера в образце корунда, подвергнутом воздействию расплавленной фторидной соли;Figure 1 shows a micrograph of a serial number in a corundum sample exposed to molten fluoride salt;

Фигура 2 показывает график зависимости обогащения от толщины внутренней трубной конструкции в устройстве по изобретению и в ЖСР согласно уровню техники;Figure 2 shows a plot of enrichment versus thickness of the internal tubular structure in the device according to the invention and in the LSR according to the prior art;

Фигура 3 показывает график зависимости коэффициента конверсии от толщины внутренней трубной конструкции в устройстве по изобретению и в ЖСР согласно уровню техники;Figure 3 shows a graph of the conversion rate versus the thickness of the internal tubular structure in the device according to the invention and in the JSR according to the prior art;

Фигура 4 показывает вид сбоку устройства по изобретению;Figure 4 shows a side view of the device according to the invention;

Фигура 5 показывает устройство по изобретению, соединенное с теплообменником;Figure 5 shows the device according to the invention connected to a heat exchanger;

Фигура 6 показывает вид сверху устройства по изобретению;Figure 6 shows a plan view of the device according to the invention;

Фигура 7 показывает вид сверху детали устройства по изобретению;Figure 7 shows a plan view of a detail of the device according to the invention;

Фигура 8 показывает вид сверху детали жидкосолевого реактора согласно уровню техники.Figure 8 shows a top view of a detail of a molten salt reactor according to the prior art.

Как проиллюстрировано на фигурах, размеры слоев и областей преувеличены в иллюстративных целях и, таким образом, представлены для иллюстрации общих конструкций по вариантам осуществления настоящего изобретения. Одинаковые ссылочные номера везде относятся к одинаковым элементам.As illustrated in the figures, the dimensions of the layers and regions are exaggerated for illustrative purposes and thus are presented to illustrate the general constructions of embodiments of the present invention. The same reference numbers refer to the same elements throughout.

Подробное описание изобретенияDetailed description of the invention

Настоящее изобретение далее будет описано более подробно со ссылкой на прилагаемые чертежи, на которых показаны предпочтительные в настоящее время варианты осуществления изобретения. Однако изобретение может быть воплощено во многих различных формах и не должно рассматриваться как ограниченное изложенными здесь вариантами осуществления; наоборот, эти варианты осуществления представлены для основательности и полноты и полностью передают объем изобретения специалистам в данной области техники.The present invention will now be described in more detail with reference to the accompanying drawings, which show the presently preferred embodiments of the invention. However, the invention may be embodied in many different forms and should not be construed as limited to the embodiments set forth herein; rather, these embodiments are presented for the sake of thoroughness and completeness and fully convey the scope of the invention to those skilled in the art.

Состав солевого топлива Composition of salt fuel

Солевые топлива (сокращенно СТ, от англ. fuel salts, FS), как правило, состоят из неактиноидной несущей части (выбранной из-за ее термодинамических свойств) и актиноидного компонента, обеспечивающего критичность реактора. Актиноидный компонент An_i может быть дополнительно подразделен на топливный компонент и добавленный воспроизводящий компонент. Вектор солевого топлива F_i описывается предварительно заданным топливным вектором, который содержит исходный плутониевый компонент (обычно - отработанное ядерное топливо (ОЯТ), т.е. ядерные отходы), наряду с дополнительными компонентами (некоторые из них добавлены после химической переработки). Добавленная (воспроизводящая) часть задается вектором A_i, который выбирается с учетом его роли в процессе выгорания реактора и обычно состоит из добавленных тория и урана. Состав актинидов определяется различными векторами топлива и характеризуется следующими показателями качества:Salt fuels (abbreviated as ST, from the English fuel salts, FS), as a rule, consist of a non-actinoid carrier part (chosen for its thermodynamic properties) and an actinoid component that ensures the criticality of the reactor. The actinoid component An _i can be further subdivided into a fuel component and an added fertile component. The salt fuel vector F _i is described by a predefined fuel vector that contains the original plutonium component (usually spent nuclear fuel (SNF), i.e. nuclear waste), along with additional components (some of them added after chemical processing). The added (reproducing) part is given by the vector A _i , which is chosen taking into account its role in the process of reactor burnup and usually consists of added thorium and uranium. The composition of actinides is determined by various fuel vectors and is characterized by the following quality indicators:

- F_Pu доля топливного плутония (молярная доля катиона);- F _Pu fraction of fuel plutonium (molar fraction of cation);

- A_Th доля топливного тория (молярная доля катиона) в добавленном делящемся векторе;- A _Th fraction of fuel thorium (molar fraction of cation) in the added fissile vector;

- F_A доля добавленного (воспроизводящего) материала (молярная доля катиона).- F _A is the proportion of the added (reproducing) material (molar fraction of the cation).

Здесь две первые доли относятся к молярным долям катиона топливного вектора и добавленного воспроизводящегося вектора соответственно. Солевое топливо определяется различными векторами топлива, вектором CS_i соли-носителя и следующими показателями качества солевого топлива:Here, the first two fractions refer to the mole fractions of the fuel vector cation and the added reproducing vector, respectively. The salt fuel is defined by various fuel vectors, the carrier salt vector CS _i and the following salt fuel quality metrics:

- FS_Pu доля плутония солевого топлива (молярная доля катиона);- FS _Pu fraction of plutonium salt fuel (molar fraction of cation);

- FS_Th доля тория солевого топлива (молярная доля катиона);- FS _Th fraction of thorium salt fuel (molar fraction of cation);

- FS_CS доля соли-носителя (молярная доля катиона).- FS _CS proportion of carrier salt (molar fraction of cation).

Здесь «доля» означает молярную долю катиона в объединенном солевом топливе. С этими определениями может быть записан вектор солевого топлива: (FS)_i = FS_CS CS_i + (1 - FS_CS) An_i. Вектор актиноида разлагается следующим образом: An_i = (1 - F_A)F_i + F_A∙A_i. Здесь F_Pu в F_i состоит из изотопов плутония, а A_Th в A_i состоит из тория. Отметим, что между параметрами солевого топлива существуют следующие соотношения:Here, "fraction" means the mole fraction of the cation in the combined salt fuel. With these definitions, the salt fuel vector can be written: (FS) _i = FS _CS CS _i + (1 - FS _CS ) An _i . The actinide vector is decomposed as follows: An _i = (1 - F _A )F _i + F _A ∙A _i . Here, F _Pu in F _i consists of isotopes of plutonium, and A _Th in A _i consists of thorium. Note that the following relationships exist between the parameters of salt fuel:

FS_Pu = (1 - FS_CS)(1 - F_A)F_Pu; FS_Th = (1 - FS_CS)F_A∙A_Th.FS _Pu = (1 - FS _CS )(1 - F _A )F _Pu ; FS _Th = (1 - FS _CS )F _A ∙A _Th .

Примерное солевое топливо содержит следующие векторы солевого топлива: CS_i = NaF; A_i = ThF₄. Это топливо представлено в Таблице 3.An exemplary salt fuel contains the following salt fuel vectors: CS _i = NaF; A _i = ThF ₄ . This fuel is presented in Table 3.

Таблица 3 - предпочтительный состав солевого топлива Table 3 - Preferred Salt Fuel Composition

ДоляShare смол.%resin% ОбоснованиеRationale FS_CS FS _CS 7878 Эвтектическая точкаeutectic point F_Pu F _Pu 8080 Химическая переработкаChemical processing f²³⁸Uf ²³⁸ U 97,597.5 Химическая переработка Chemical processing A_Th A _Th 100100 Сжигание отходовWaste incineration F_A F _A ≈90≈90 Исследование оптимизацииOptimization research f²³⁸Puf ²³⁸ Pu 0,50.5 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard f²³⁹Puf ²³⁹ Pu 6969 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard f²⁴⁰Puf ²⁴⁰ Pu 2525 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard f²⁴¹Puf ²⁴¹ Pu 22 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard f²⁴²Puf ²⁴² Pu 11 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard f²⁴¹Amf ²⁴¹ Am 2,52.5 Стандарт промышленных отходовIndustrial waste standard S_Pu S _Pu ≈2≈2 -- S_Th S _Th ≈20≈20 --

Предпочтительное устройство по изобретениюPreferred device according to the invention

Предпочтительное устройство 100 по изобретению проиллюстрировано на фигуре 4, где оно отображено сбоку. В частности, фигура 4 показывает устройство 100, которое имеет контейнер 20 активной зоны, причем контейнер 20 активной зоны заключает в себе внутреннюю трубную конструкцию 10 с жидкосолевым топливом 1. Контейнер 20 активной зоны имеет общий объем, а внутренний объем 2 представляет собой общий объем контейнера активной зоны минус объем внутренней трубной конструкции 10. Внутренний объем 2 может содержать жидкосолевой замедлитель, жидкосолевой теплоноситель, графитовый замедлитель или благородный газ. Внутренняя трубная конструкция имеет один или более, например два, как изображено на фигуре 4, впуска 6, находящихся в гидравлическом сообщении с впускным коллектором 61, который, в свою очередь, находится в гидравлическом сообщении с внутренней трубной конструкцией 10. Внутренняя трубная конструкция 10 сообщается с выпускным коллектором 62, который собирает поток, в данном случае – жидкосолевого топлива 1, в одиночном выпуске 7. Направление потока обозначено символом «˃». Устройство 100 может быть соединено с теплообменником 4 для преобразования, в конечном счете, тепла, сгенерированного в результате реакции деления, в электричество, как схематически проиллюстрировано в виде модели «черного ящика» на фигуре 5. Впуски 6 и выпуск 7 находятся в гидравлическом сообщении соответственно с впуском 41 и выпуском 42 теплообменника 4 с образованием теплообменного контура 40. Детали теплообменника 4 на фигуре 5 не показаны. Материал контейнера активной зоны представляет собой сплав на основе никеля, в частности, хастеллой. Внутренняя трубная конструкция 10 содержит секции трубок из корунда и секции трубок, выполненных из сплава на основе никеля. Любая прямая секция внутренней трубной конструкции 10 может представлять собой корундовую трубку, а в показанном варианте осуществления секции с углами изготовлены из трубок хастеллоя. Трубки различных секций соединены друг с другом внахлест.The preferred device 100 according to the invention is illustrated in figure 4, where it is displayed from the side. In particular, Figure 4 shows an apparatus 100 which has a core container 20, wherein the core container 20 includes an internal tubular structure 10 with liquid salt fuel 1. The core container 20 has a total volume, and the internal volume 2 is the total volume of the container. core minus the volume of the inner tubular structure 10. The inner volume 2 may contain a molten salt moderator, molten salt coolant, graphite moderator, or noble gas. The inner tube structure has one or more, for example two, as shown in Figure 4, inlet 6 in fluid communication with the intake manifold 61, which, in turn, is in fluid communication with the inner tube structure 10. The inner tube structure 10 communicates with exhaust manifold 62, which collects the flow, in this case liquid salt fuel 1, in a single outlet 7. The flow direction is indicated by the symbol "˃". Device 100 may be connected to a heat exchanger 4 to ultimately convert the heat generated from the fission reaction into electricity, as schematically illustrated in the black box model of Figure 5. Inlets 6 and outlet 7 are in fluid communication, respectively. with an inlet 41 and an outlet 42 of the heat exchanger 4 to form a heat exchange circuit 40. Details of the heat exchanger 4 are not shown in figure 5. The material of the core container is a nickel-based alloy, in particular Hastelloy. The inner tubular structure 10 includes corundum tubing sections and nickel-based alloy tubing sections. Any straight section of the inner tubular structure 10 may be corundum tubing, and in the embodiment shown, the corner sections are made from Hastelloy tubing. Tubes of different sections are overlapped with each other.

Устройство 100 также может также содержать дополнительный элемент 8 безопасности, содержащий систему перелива, в дополнение к обычно используемой системе солевых пробок согласно уровню техники. Эта система безопасности предотвращает расплавление, несчастные случаи, вызванные ошибкой человека-оператора, автоматически отключается в случае выхода за пределы рабочих режимов и может смывать запас топлива в пассивно охлаждаемый и подкритический приемный резервуар, находящийся ниже бака активной зоны, в случае потери эксплуатационной мощности.The device 100 may also include an additional safety element 8 containing an overflow system, in addition to the commonly used salt plug system according to the prior art. This safety system prevents meltdowns, accidents caused by human error, automatically shuts down in case of overshoot, and can flush fuel into a passively cooled and subcritical receiving tank below the core tank in the event of loss of operational power.

Размер реактора определяют, исходя из двух условий: времени циркуляции и отрицательной обратной связи по температуре как для топлива, так и для замедлителя. На практике, рабочую плотность энерговыделения можно отрегулировать с помощью механизмов физической обратной связи в активной зоне реактора. В частности, отрицательная обратная связь по температуре как для солевого топлива, так и для замедлителя означает, что плотностью энерговыделения можно управлять путем регулировки притока внешней энергии. Поскольку циркуляция активной зоны может выводить запаздывающие нейтроны из зоны цепной реакции, массовый расход через активную зону реактора следует поддерживать постоянным для оптимального управления реактором и по соображениям безопасности. Вместо изменения внутреннего потока в активной зоне является более желательным управлять производством энергии, изменяя массовый поток через внешний теплообменник 4. Для достижения максимального управления реактором массовый расход через устройство 100 следует выбирать так, чтобы изменение реактивности реактора по сравнению со случаем отсутствия циркуляции было настолько мало, насколько это практически возможно. Таким способом, в ситуации с отказом насоса концентрация распадающихся предшественников в активной зоне реактора будет лишь минимально выше, чем при нормальной работе.The size of the reactor is determined based on two conditions: circulation time and negative temperature feedback for both fuel and moderator. In practice, the operating power density can be adjusted using physical feedback mechanisms in the reactor core. In particular, the negative temperature feedback for both the salt fuel and the moderator means that the power density can be controlled by adjusting the external energy input. Because core circulation can drive delayed neutrons out of the chain reaction zone, the mass flow through the reactor core should be kept constant for optimal reactor control and for safety reasons. Instead of changing the internal flow in the core, it is more desirable to control power production by changing the mass flow through the external heat exchanger 4. To achieve maximum reactor control, the mass flow through the device 100 should be chosen so that the change in reactor reactivity compared to the case of no circulation is so small that as far as practically possible. In this way, in a pump failure situation, the concentration of decaying precursors in the reactor core will be only minimally higher than during normal operation.

Фигура 6 показывает вид сверху секции устройства 100, показанного на фигуре 4. Таким образом, внутренняя трубная конструкция 10 распределена в виде гексагонального рисунка в контейнере активной зоны, который имеет цилиндрическое поперечное сечение с внешней оболочкой 5. Внешняя оболочка может также называться бланкетом или защитой. Гексагональный рисунок наложен на поперечное сечение устройства 100, но этот рисунок не следует рассматривать как представляющий какой-либо конкретный материал.Figure 6 shows a plan view of a section of the apparatus 100 shown in Figure 4. Thus, the inner tubular structure 10 is distributed in a hexagonal pattern in a core container that has a cylindrical cross section with an outer shell 5. The outer shell may also be referred to as a blanket or shield. A hexagonal pattern is superimposed on the cross section of device 100, but this pattern should not be construed as representing any particular material.

Фигура 7 и Фигура 8 иллюстрируют и сопоставляют упаковку внутренней трубной конструкции 10 предпочтительного устройства по изобретению (Фигура 7) и ЖСР (Фигура 8), где в качестве замедлителя использован графит 3. Наложенные гексагональные рисунки показывают, как замедлитель с гидроксидом/дейтероксидом металла способствует намного более плотной упаковке внутренней трубной конструкции 10, чем это имеет место в ЖСР с графитовым замедлителем, таким образом обеспечивая намного меньший форм-фактор F.Figure 7 and Figure 8 illustrate and contrast the packaging of the inner tubular structure 10 of the preferred device of the invention (Figure 7) and the HSR (Figure 8) where graphite is used as moderator 3. The superimposed hexagonal patterns show how the metal hydroxide/deuteroxide moderator contributes much tighter packing of the inner tubular structure 10 than is the case with the graphite-moderated LSR, thus providing much smaller form factor F.

ПримерыExamples

Пример 1Example 1

Для проведения испытания стабильности корунда в подходящей расплавленной соли, образец корунда ввели в солевой расплав FLiNaK (4,4 г LiF, 1,8 г NaF и 8,9 г KF) при 600°C и выдержали в солевом расплаве FLiNaK в течение 25 часов. Перед воздействием солевым расплавом записали сухую массу образца. Образец извлекли из солевого расплава, промыли водой и высушили в печи и охлаждали до температуры окружающей среды до тех пор, пока не была получена постоянная масса. Сравнение массы образца до и после обработки показало прирост массы на 0,001 г (что соответствует 0,082 % мас./мас. или 0,3 мг/см³). Таким образом, никакого разрушения образца корунда не наблюдалось.To test the stability of corundum in a suitable molten salt, a sample of corundum was introduced into a FLiNaK molten salt (4.4 g LiF, 1.8 g NaF and 8.9 g KF) at 600°C and soaked in the FLiNaK molten salt for 25 hours . Before exposure to the salt melt, the dry weight of the sample was recorded. The sample was removed from the molten salt, washed with water and dried in an oven and cooled to ambient temperature until a constant weight was obtained. Comparison of the mass of the sample before and after treatment showed a weight gain of 0.001 g (corresponding to 0.082% wt./wt. or 0.3 mg/cm ³ ). Thus, no destruction of the corundum sample was observed.

Образец корунда (в виде цилиндрической заготовки диаметром 12,1 мм и толщиной 3 мм) имел серийный номер, выгравированный на боковой стороне образца, и по истечению 25 часов в расплавленном FLiNaK этот серийный номер еще был четко виден, как это очевидно на фигуре 1.The corundum sample (in the form of a cylindrical billet with a diameter of 12.1 mm and a thickness of 3 mm) had a serial number engraved on the side of the sample, and after 25 hours in molten FLiNaK this serial number was still clearly visible, as is evident in figure 1.

Пример 2Example 2

Были проделаны модельные расчеты для устройства по изобретению и сравнены с устройством согласно уровню техники на основе хастеллоя N. Результаты показаны на Фигуре 2 и на Фигуре 3. В частности, обогащение и коэффициенты конверсии были рассчитаны как функции толщин внутренней трубной конструкции для солевых топлив состава 50,5% NaF, 21,5% KF, 28,0% UF₄ при критичности, при этом конструкционный материал представлял собой хастеллой N (уровень техники - левые панели) и корунд (изобретение - правые панели). Расчеты показали, что как обогащение, так и коэффициенты конверсии улучшены для устройства по изобретению, и, кроме того, в устройстве по изобретению имеется очень ограниченный эффект повышения толщины внутренней трубной конструкции, что явно отличается от устройства согласно уровню техники, где наблюдается ярко выраженный отрицательный эффект повышения толщины внутренней трубной конструкции.Model calculations were made for the device according to the invention and compared with the device according to the prior art based on Hastelloy N. The results are shown in Figure 2 and in Figure 3. In particular, the enrichment and conversion factors were calculated as a function of the thicknesses of the inner tube structure for salt fuels of composition 50 .5% NaF, 21.5% KF, 28.0% UF ₄ at criticality, the material of construction being hastelloy N (prior art - left panels) and corundum (invention - right panels). Calculations have shown that both enrichment and conversion rates are improved for the device according to the invention, and furthermore, in the device according to the invention there is a very limited effect of increasing the thickness of the internal tubular structure, which is clearly different from the device according to the prior art, where there is a pronounced negative the effect of increasing the thickness of the inner tube structure.

Claims (34)

1. Устройство (100), предназначенное для получения энергии путем ядерного деления, содержащее контейнер (20) активной зоны из материала контейнера активной зоны, причем контейнер (20) активной зоны вмещает внутреннюю трубную конструкцию (10) из материала внутренней трубной конструкции, внутренняя трубная конструкция (10) и/или контейнер (20) активной зоны имеет(ют) впуск (6) и выпуск (7), а устройство (100) дополнительно содержит галогенидный солевой расплав, находящийся в контейнере (20) активной зоны или во внутренней трубной конструкции (10), отличающееся тем, что внутренняя трубная конструкция содержит одну или более секций, состоящих из монокристаллического корунда.1. A device (100) designed to generate energy by nuclear fission, containing a container (20) of the active zone from the material of the container of the active zone, and the container (20) of the active zone contains an internal tubular structure (10) from the material of the internal tubular structure, the inner tubular the structure (10) and/or the container (20) of the core has(s) an inlet (6) and an outlet (7), and the device (100) additionally contains a halide salt melt located in the container (20) of the core or in the inner pipe structures (10), characterized in that the inner tubular structure contains one or more sections, consisting of single-crystal corundum. 2. Устройство (100) по п. 1, причем устройство (100) дополнительно содержит замедлитель.2. Device (100) according to claim 1, wherein device (100) further comprises a moderator. 3. Устройство (100) по п. 2, причем галогенидный солевой расплав представляет собой солевое топливо (1), а галогенид представляет собой фторид.3. Apparatus (100) according to claim 2, wherein the halide salt melt is salt fuel (1) and the halide is fluoride. 4. Устройство (100) по любому из пп. 1-3, причем толщина материала внутренней трубной конструкции составляет в диапазоне от 1 до 10 мм.4. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-3, wherein the material thickness of the inner tubular structure is in the range of 1 to 10 mm. 5. Устройство (100) по одному из пп. 1-4, причем упомянутые одна или более секций внутренней трубной конструкции (10), состоящих из монокристаллического корунда, составляют от 70 до 100% от общей длины внутренней трубной конструкции.5. The device (100) according to one of paragraphs. 1-4, wherein said one or more sections of the inner tube structure (10) consisting of monocrystalline corundum constitute from 70 to 100% of the total length of the inner tube structure. 6. Устройство (100) по любому из пп. 1-5, причем объем внутренней трубной конструкции (10) составляет в диапазоне от 10 до 90% от общего объема контейнера (20) активной зоны.6. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-5, and the volume of the inner tubular structure (10) is in the range from 10 to 90% of the total volume of the container (20) of the core. 7. Устройство (100) по любому из пп. 1-6, причем контейнер (20) активной зоны содержит множество секций внутренней трубной конструкции (10), разнесенных на расстояние в диапазоне от 0,5 до 10 см.7. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-6, and the container (20) of the core contains a plurality of sections of the inner tubular structure (10), spaced apart by a distance in the range from 0.5 to 10 cm. 8. Устройство (100) по любому из пп. 1-7, причем монокристаллический корунд легирован переходным металлом.8. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-7, wherein the single-crystal corundum is doped with a transition metal. 9. Устройство (100) по любому из пп. 1-8, причем внутренняя трубная конструкция содержит металлические секции, состоящие из металла, выбранного из списка, состоящего из суперсплавов на основе никеля, хастеллоя N и никеля.9. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-8, wherein the inner tubular structure comprises metal sections composed of a metal selected from a list consisting of nickel-based superalloys, Hastelloy N, and nickel. 10. Устройство (100) по любому из пп. 1-9, причем две или более секций, состоящих из монокристаллического корунда, соединены между собой посредством механизма соединения встык или соединения внахлестку, или при этом секция, состоящая из монокристаллического корунда, и металлическая секция соединены между собой посредством механизма соединения встык или соединения внахлестку.10. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-9, moreover, two or more sections consisting of single-crystal corundum are interconnected by means of a butt joint or lap joint mechanism, or a section consisting of single crystal corundum and a metal section are interconnected by means of a butt joint or lap joint mechanism. 11. Устройство (100) по любому из пп. 1-10, причем внутренняя трубная конструкция (10) покрыта никелем или хастеллоем.11. The device (100) according to any one of paragraphs. 1-10, wherein the inner tubular structure (10) is plated with nickel or Hastelloy. 12. Устройство (100) по п. 11, причем покрытие обладает толщиной в диапазоне от 1 до 100 мкм.12. Device (100) according to claim 11, wherein the coating has a thickness in the range from 1 to 100 µm. 13. Устройство (100) по любому из пп. 2-12, причем замедлитель представляет собой жидкосолевой замедлитель (2), содержащий по меньшей мере один гидроксид металла, по меньшей мере один дейтероксид металла или их сочетание, причем жидкосолевой замедлитель (2) находится в контейнере (20) активной зоны, а жидкосолевое топливо (1) находится во внутренней трубной конструкции (10).13. The device (100) according to any one of paragraphs. 2-12, moreover, the moderator is a molten salt moderator (2) containing at least one metal hydroxide, at least one metal deuteroxide, or a combination thereof, moreover, the molten salt moderator (2) is located in the container (20) of the active zone, and the molten salt fuel (1) is located in the inner tube structure (10). 14. Устройство (100) по п. 13, причем внутренняя трубная конструкция изготовлена из монокристаллического корунда.14. Device (100) according to claim 13, wherein the inner tubular structure is made of monocrystalline corundum. 15. Устройство (100) по п. 13 или 14, причем солевой замедлитель содержит воду в концентрации, обеспечивающей pH₂O в диапазоне 2,2-3,0.15. Device (100) according to claim 13 or 14, wherein the salt moderator contains water at a concentration providing a pH ₂ O in the range of 2.2-3.0. 16. Устройство (100) по любому из пп. 13-15, причем внутренняя трубная конструкция не имеет впуска и выпуска.16. The device (100) according to any one of paragraphs. 13-15, wherein the inner tubular structure has no inlet and outlet. 17. Устройство (100) по любому из пп. 2-12, причем замедлитель представляет собой жидкосолевой замедлитель (2), содержащий по меньшей мере один гидроксид металла, по меньшей мере один дейтероксид металла или их сочетание, причем жидкосолевой замедлитель (2) находится во внутренней трубной конструкции (10), а жидкосолевое топливо (1) находится в контейнере (20) активной зоны.17. The device (100) according to any one of paragraphs. 2-12, moreover, the moderator is a molten salt moderator (2) containing at least one metal hydroxide, at least one metal deuteroxide, or a combination thereof, moreover, the molten salt moderator (2) is located in the inner tubular structure (10), and the molten salt fuel (1) is located in the container (20) of the core. 18. Устройство (100) по п. 17, причем солевой замедлитель (2) содержит воду в концентрации, обеспечивающей pH₂O в диапазоне 2,2-3,0.18. The device (100) according to claim 17, wherein the salt moderator (2) contains water at a concentration that provides a pH ₂ O in the range of 2.2-3.0. 19. Способ управления процессом ядерного деления, включающий следующие этапы:19. A method for controlling the process of nuclear fission, including the following steps: обеспечение устройства (100) по любому из пп. 1-16, причем контейнер (20) активной зоны устройства (100) имеет впуск (6) и выпуск (7),providing a device (100) according to any one of paragraphs. 1-16, wherein the container (20) of the active zone of the device (100) has an inlet (6) and an outlet (7), введение жидкосолевого топлива (1) во внутреннюю трубную конструкцию (10), причем жидкосолевое топливо (1) содержит галогениды щелочного металла и делящегося элемента,introduction of liquid salt fuel (1) into the internal tubular structure (10), wherein the liquid salt fuel (1) contains alkali metal and fissile halides, введение в контейнер (20) активной зоны жидкосолевого теплоносителя,introduction into the container (20) of the active zone of the liquid-salt coolant, обеспечение теплообменника (4) в гидравлическом сообщении с впуском (6) и выпуском (7) контейнера (20) активной зоны, так что образуется теплообменный контур (40) для отвода тепла из циркулирующего в теплообменном контуре (40) солевого теплоносителя,providing a heat exchanger (4) in hydraulic communication with the inlet (6) and outlet (7) of the container (20) of the core, so that a heat exchange circuit (40) is formed to remove heat from the salt coolant circulating in the heat exchange circuit (40), осуществление циркуляции солевого теплоносителя в теплообменном контуре (40) для управления температурой солевого топлива (1) во внутренней трубной конструкции (10).the implementation of the circulation of the salt heat carrier in the heat exchange circuit (40) to control the temperature of the salt fuel (1) in the internal tubular structure (10). 20. Способ управления процессом ядерного деления по п. 19, причем контейнер (20) активной зоны содержит бланкет из воспроизводящегося материала.20. The method of controlling the process of nuclear fission according to claim 19, wherein the container (20) of the active zone contains a blanket of fertile material. 21. Способ управления процессом ядерного деления, включающий следующие этапы:21. A method for controlling the process of nuclear fission, including the following steps: обеспечение устройства (100) по любому из пп. 1-15, причем внутренняя трубная конструкция (10) устройства (100) имеет впуск (6) и выпуск (7),providing a device (100) according to any one of paragraphs. 1-15, wherein the internal tubular structure (10) of the device (100) has an inlet (6) and an outlet (7), введение жидкосолевого топлива (1) во внутреннюю трубную конструкцию (10), причем жидкосолевое топливо (1) содержит галогениды щелочного металла и делящегося элемента,introduction of liquid salt fuel (1) into the internal tubular structure (10), wherein the liquid salt fuel (1) contains alkali metal and fissile halides, обеспечение теплообменника (4) в гидравлическом сообщении с впуском (6) и выпуском (7) внутренней трубной конструкции (10), так что образуется теплообменный контур (40) для отвода тепла из циркулирующего в теплообменном контуре (40) жидкосолевого топлива (1),providing the heat exchanger (4) in hydraulic communication with the inlet (6) and outlet (7) of the internal tubular structure (10), so that a heat exchange circuit (40) is formed to remove heat from the liquid salt fuel (1) circulating in the heat exchange circuit (40), осуществление циркуляции жидкосолевого топлива (1) в теплообменном контуре (40) для управления температурой солевого топлива (1).circulating the liquid salt fuel (1) in the heat exchange circuit (40) to control the temperature of the salt fuel (1). 22. Способ управления процессом ядерного деления по любому из пп. 19-21, причем галогенид представляет собой фторид.22. The method of controlling the process of nuclear fission according to any one of paragraphs. 19-21, wherein the halide is fluoride. 23. Применение трубки из монокристаллического корунда в качестве конструкционного материала в устройстве (100), предназначенном для получения энергии путем ядерного деления, причем в контакте с трубкой из монокристаллического корунда находится фторидный солевой расплав.23. The use of a monocrystalline corundum tube as a structural material in a device (100) for generating energy by nuclear fission, and a fluoride salt melt is in contact with the monocrystalline corundum tube. 24. Применение по п. 23, причем галогенидный солевой расплав представляет собой жидкосолевое топливо (1), которое содержится в трубке из монокристаллического корунда.24. Use according to claim 23, wherein the halide salt melt is a liquid salt fuel (1) which is contained in a tube of monocrystalline corundum. 25. Применение по п. 23, причем галогенидный солевой расплав представляет собой жидкосолевое топливо (1), которое находится в контакте с внешней поверхностью трубки из монокристаллического корунда.25. Use according to claim 23, wherein the halide salt melt is a liquid salt fuel (1) which is in contact with the outer surface of the monocrystalline corundum tube.

Images