RU2075116C1 - Method and device for energy production by controlled fission - Google Patents

Method and device for energy production by controlled fission Download PDF

Info

Publication number
RU2075116C1
RU2075116C1 RU9494045609A RU94045609A RU2075116C1 RU 2075116 C1 RU2075116 C1 RU 2075116C1 RU 9494045609 A RU9494045609 A RU 9494045609A RU 94045609 A RU94045609 A RU 94045609A RU 2075116 C1 RU2075116 C1 RU 2075116C1
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
neutrons
fission
zone
region
substance
Prior art date
Application number
RU9494045609A
Other languages
Russian (ru)
Other versions
RU94045609A (en
Inventor
Юрий Васильевич Дробышевский
Сергей Николаевич Столбов
Original Assignee
Юрий Васильевич Дробышевский
Сергей Николаевич Столбов
Priority date (The priority date is an assumption and is not a legal conclusion. Google has not performed a legal analysis and makes no representation as to the accuracy of the date listed.)
Filing date
Publication date
Application filed by Юрий Васильевич Дробышевский, Сергей Николаевич Столбов filed Critical Юрий Васильевич Дробышевский
Priority to RU9494045609A priority Critical patent/RU2075116C1/en
Application granted granted Critical
Publication of RU2075116C1 publication Critical patent/RU2075116C1/en
Publication of RU94045609A publication Critical patent/RU94045609A/en

Links

Images

Classifications

    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)

Abstract

FIELD: nuclear energy engineering. SUBSTANCE: method includes thermal neutrons selection and its directed returning to fission core, fuel composition two loops circulating so arranged that one circle goes through thermal neutrons area and cooling zone but second circle goes through fast neutrons area and cooling zone and fuel compositions substance are exchanging reciprocally, for this reactor fuel composition is siting at two loops at least so one is crossing thermal neutrons area, second one is crossing fast neutrons fission area. Both loops are connected by device for substance reciprocal exchanging and moderating substance is composed like hollow-space thermal neutrons reflector. EFFECT: more effective fuel cycling, simpler neutron control, fertile nuclides more full burn-up. 6 cl, 1 tb, 2 dwg

Description

Изобретение относится к ядерной физике, в частности к физике процессов получения энергии в ядерных реакторах деления. The invention relates to nuclear physics, in particular to the physics of processes for generating energy in nuclear fission reactors.

В известных способах используется делящееся вещество природного или неравновесного состава, под которым понимается природное вещество (например, природный уран), в котором за счет затрат энергии на работу разделения искусственно повышено содержание делящегося на тепловых нейтронах изотопа (U-235), или искусственно приготовлена смесь природного вещества с техногенно полученным делящимся изотопом (U-223, Рu-239), на получение которого также затрачена определенная энергия. По мере работы реактора происходит выгорание исходного делящегося вещества. По достижении расчетной глубины выгорания производят выгрузку топлива для последующей переработки или захоронения. Глубина выгорания топлива в основном определяется конструктивными особенностями реактора и степенью исходного обогащения топлива. Топливная загрузка реактора обладает избыточной критичностью (коэффициент размножения нейтронов), которая искусственно гасится с помощью поглотителей нейтронов [1,2] На заключительной стадии работы тепловыделяющих сборок критичность падает как из-за выгорания изотопов делящихся веществ с высоким сечением деления, так и вследствие насыщения делящейся смеси продуктами деления. Наличие избыточной критичности делящегося вещества является постоянным источником риска аварийных событий при работе реактора. Для снижения этого риска реакторы обеспечивают системами контроля и управления. Так как для коррекции состава топливо из реактора извлекают и подвергают переработке или полной замене, то такие реакторы называют реакторами с внешним топливным циклом. Наличие избыточной критичности при высокой плотности делящегося вещества и огромном значении его массы в реакторе приводило к авариям, как например, катастрофа на Чернобыльской АЭС, и создает риск новых аварий. Захоронение, хранение и переработка отработанного топлива существенно ухудшают экологичность всей ядерной энергетики. The known methods use fissile material of a natural or nonequilibrium composition, which is understood to mean a natural substance (for example, natural uranium), in which the isotope fissile by thermal neutrons is artificially increased due to the energy of the separation work (U-235), or a mixture is artificially prepared natural substance with technogenicly obtained fissile isotope (U-223, Pu-239), the production of which also consumed a certain amount of energy. As the reactor operates, the initial fissile material burns out. Upon reaching the estimated burnup depth, fuel is unloaded for subsequent processing or disposal. The fuel burnup depth is mainly determined by the design features of the reactor and the degree of initial fuel enrichment. The fuel load of the reactor has excessive criticality (neutron multiplication coefficient), which is artificially quenched with neutron absorbers [1,2] At the final stage of the operation of fuel assemblies, the criticality decreases both due to the burning of isotopes of fissile materials with a high fission cross section and due to the saturation of fissile mixtures of fission products. Excessive criticality of fissile material is a constant source of risk of accident events during reactor operation. To reduce this risk, reactors are provided with monitoring and control systems. Since, to correct the composition, the fuel from the reactor is removed and processed or completely replaced, such reactors are called reactors with an external fuel cycle. The presence of excess criticality at a high density of fissile material and the huge value of its mass in the reactor led to accidents, such as the disaster at the Chernobyl nuclear power plant, and creates the risk of new accidents. Burial, storage and processing of spent fuel significantly worsen the environmental friendliness of all nuclear energy.

Известен способ получения энергии с урановым циклом [3] в котором в процессе работы реактора нарабатывается Pu-239 в режиме бриддинга на быстрых нейтронах. Облученное топливо выгружают и перерабатывают. При переработке производят выделение образовавшегося при облучении топлива из имеющегося воспроизводящего вещества (U-238), смеси, делящегося вещества (Pu-239) и очищают уран от продуктов деления, затем формируют топливную смесь повторно в ее исходных обогащенных нестационарных концентрациях. Глубина выгорания определяется величиной исходного обогащения топлива рабочим изотопом с учетом периодического возобновления в открытом топливном цикле. Топливо имеет избыточную критичность. Существенна большая величина обогащения топлива плутонием (свыше 15-20%), что резко снижает безопасность всего способа. There is a method of producing energy with a uranium cycle [3] in which, during the operation of the reactor, Pu-239 is produced in the mode of breeding on fast neutrons. Irradiated fuel is unloaded and recycled. During processing, the fuel formed during irradiation is separated from the existing reproduction substance (U-238), the mixture, fissile material (Pu-239) and the uranium is purified from fission products, then the fuel mixture is re-formed in its initial enriched non-stationary concentrations. The burnup depth is determined by the value of the initial enrichment of the fuel with a working isotope, taking into account periodic renewal in the open fuel cycle. Fuel has excessive criticality. Significantly large amount of fuel enrichment with plutonium (over 15-20%), which dramatically reduces the safety of the whole method.

Известен способ получения энергии с ториевым циклом [3] в котором в качестве основного делящегося нуклида используют U-223, образующейся из Ра-233, который нарабатывается в зоне деления реактора из Th-232. C помощью химической переработки Ра-233 выделяют из топливной смеси и выдерживают вне реактора до превращения в уран, возвращаемый в топливную смесь. There is a known method of generating energy with a thorium cycle [3] in which U-223, formed from Ra-233, which is produced in the fission zone of the reactor from Th-232, is used as the main fissile nuclide. Using chemical processing, Ra-233 is isolated from the fuel mixture and kept outside the reactor until it is converted to uranium, returned to the fuel mixture.

Известен способ получения энергии в процессе деления ядер с помощью тепловых нейтронов [4] включающий циркуляцию делящегося вещества в газовой фазе в зоне и вне зоны деления, замедление и диффузный возврат нейтронов в зону деления, ввод делящегося вещества и преобразование выделившейся энергии, вывод продуктов деления. Критичность в реакторе регулируется также и изменением давления рабочего газа при выделении в нем энергии, потому поглощение нейтронов можно использовать лишь для его аварийного управления. Из-за нахождения смеси в виде газа, температурный коэффициент реактивности отрицательный. Использование газообразной топливной композиции из-за ее низкой плотности в сравнении с плотностью твердого вещества резко снижает максимальное энерговыделение в аварийном режиме работы реактора, снижает риск и последствия возможных аварий. Глубина выгорания топлива определяется его исходным обогащением и общим суммарным нейтронным потоком за период работы реактора. Топливный цикл реактора, включающий выделение и постоянный вывод продуктов деления в нем, требует регулярно восполнять выгоревшую топливную композицию из обогащенного вещества. Недостатком способа является низкая эффективность использования топлива из-за того, что реактор работает на нестационарном составе ядерного топлива, которое необходимо возобновлять использованием внешнего топливного цикла, ухудшается и его экологичность. A known method of generating energy in the process of fission of nuclei using thermal neutrons [4] including the circulation of fissile material in the gas phase in the zone and outside the fission zone, slowing down and diffuse neutron return to the fission zone, introducing fissile matter and converting the released energy, removing fission products. The criticality in the reactor is also regulated by a change in the pressure of the working gas during the release of energy in it; therefore, neutron absorption can be used only for emergency control. Due to the presence of the mixture in the form of a gas, the temperature coefficient of reactivity is negative. The use of a gaseous fuel composition due to its low density in comparison with the density of a solid substance sharply reduces the maximum energy release in emergency operation of the reactor, reduces the risk and consequences of possible accidents. The fuel burnup depth is determined by its initial enrichment and the total total neutron flux during the reactor operation period. The reactor fuel cycle, including the separation and constant output of fission products in it, requires regular replenishment of the burned-out fuel composition from the enriched substance. The disadvantage of this method is the low fuel efficiency due to the fact that the reactor operates on an unsteady nuclear fuel composition, which must be renewed using an external fuel cycle, and its environmental friendliness is also deteriorating.

Известен способ [3,5] получения энергии, принятый за прототип, с ториевым топливным циклом, реализуемым непосредственно на реакторе в процессе деления ядер на тепловых нейтронах, включающий циркуляцию топливной композиции в виде расплавов солей в зоне деления и вне ее, замедление и диффузный возврат нейтронов в зону деления. Нейтроны при этом естественно диффундируют в зону деления, рассеиваясь веществом замедлителя и отражаясь на стенках отражателя. Способ включает подпитку делящегося вещества, преобразование выделившейся энергии, а также вывод продуктов деления. Вне зоны деления (реактор MSBR) находится примерно половина делящегося вещества, в зоне деления на тепловых нейтронах в центральной области реактора 13% в бриддерной зоне 37% вещества топливной композиции. Быстрые потоки тепловой и быстрой областей зоны деления взаимопересекаются. Формирование активной зоны с быстрой и тепловой областями за счет конфигурации замедляющего вещества ведет к тому, что формируемый спектр нейтронов является недостаточно мягким в тепловой области и недостаточно жестким в быстрой области реактора. В способе время полной переработки делящегося вещества с выделением протактиния в байпасном контуре составляет 10 суток. Переработка позволяет при этом, выдерживая выделенный протактиний свыше 90 суток в линии его задержки увеличить долю его конверсии в U-223. Способ базируется на выдерживании абсолютных времен нахождения топливной композиции в разных областях реактора. Реактор работает в бриддерном режиме, предусмотрена его работа в режиме равновесного топливного цикла. Недостатками способа являются наличие химической переработки в ходе внешнего топливного цикла, существенно ухудшает экологичность и снижает безопасность способа, малая эффективность использования нейтронов. A known method [3,5] of energy production, adopted as a prototype, with a thorium fuel cycle, implemented directly on the reactor in the process of fission of nuclei by thermal neutrons, including the circulation of the fuel composition in the form of molten salts in the fission zone and outside it, slowing down and diffuse return neutrons in the fission zone. In this case, the neutrons naturally diffuse into the fission zone, scattered by the moderator substance and reflected on the walls of the reflector. The method includes feeding fissile material, converting the released energy, as well as the output of fission products. Outside the fission zone (MSBR reactor), there is about half of the fissile material, in the thermal neutron fission zone in the central region of the reactor, 13% in the bridder zone of 37% of the substance of the fuel composition. The fast flows of the thermal and fast regions of the fission zone intersect. The formation of the active zone with fast and thermal regions due to the configuration of the moderating substance leads to the fact that the generated neutron spectrum is not soft enough in the thermal region and not rigid enough in the fast region of the reactor. In the method, the time for complete processing of the fissile material with the release of protactinium in the bypass circuit is 10 days. Recycling allows, while maintaining the isolated protactinium for more than 90 days in the line of its delay, to increase the proportion of its conversion to U-223. The method is based on maintaining the absolute residence times of the fuel composition in different areas of the reactor. The reactor operates in a bridder mode; its operation in the equilibrium fuel cycle mode is provided. The disadvantages of the method are the presence of chemical processing during the external fuel cycle, significantly degrades environmental friendliness and reduces the safety of the method, low efficiency of the use of neutrons.

Известен реактор [1,2] для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, содержащий замедляющее вещество, зону деления, топливную композицию, содержащую делящееся вещество в топливных элементах в твердом виде так, что соотношение объемов делящегося и замедляющего вещества их размеры и чистота обеспечивают протекание реакции деления, и теплоноситель в замкнутом контуре входящий в устройство преобразования энергии и пересекающий зону деления. Недостатки этого реактора заключаются в его низкой энергетической эффективности, возможности крупной радиационной аварии, малой экологичности. В данном реакторе делящееся вещество восполняется путем полной замены топливных сборок через длительные периоды, между которыми идет непрерывное выгорание нуклидов топлива и накопление продуктов деления, что ограничивает степень выгорания топлива и требует его переработки и повторного обогащения во внешнем топливом цикле, создающем дополнительное количество радиоактивных отходов. В связи с длительной избыточной критичностью делящегося вещества значительная доля нейтронов не используется в процессе деления, а уничтожается на поглотителях. Для реактора характерно управление им, в основном, путем поглощения избыточных для процесса нейтронов в зоне деления реактора, что повышает риск возможных радиационных аварий вследствие слабой управляемости нейтронов при чисто диффузном возрасте их в зону деления. Known reactor [1,2] for energy in the process of controlled fission of nuclei containing a moderating substance, a fission zone, a fuel composition containing fissile material in the fuel cells in solid form so that the ratio of the volumes of fissile and moderating substances their size and purity ensure the flow fission reactions, and the coolant in a closed loop entering the energy conversion device and crossing the fission zone. The disadvantages of this reactor are its low energy efficiency, the possibility of a major radiation accident, low environmental friendliness. In this reactor, fissile material is replenished by complete replacement of fuel assemblies over long periods between which there is a continuous burning of fuel nuclides and the accumulation of fission products, which limits the degree of fuel burnout and requires its processing and re-enrichment in an external fuel cycle that creates an additional amount of radioactive waste. Due to the long excess criticality of fissile material, a significant proportion of neutrons is not used in the fission process, but is destroyed on absorbers. It is typical for a reactor to control it, mainly by absorbing neutrons excess for the process in the fission zone of the reactor, which increases the risk of possible radiation accidents due to poor controllability of neutrons with a purely diffuse age in the fission zone.

Известен реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, принятый за прототип [3,5] содержащий замедляющее вещество, зону деления с областями тепловых и быстрых нейтронов, расстояние между которыми меньше длины замедления между ними быстрых нейтронов, циркуляционный контур с делящимся веществом, который пересекает зону деления так, что соотношение объемов делящегося и замедляющего вещества их размеры и чистота обеспечивают протекание реакции деления, устройство ввода воспроизводящего вещества. Недостатки реактора заключаются в низкой энергетической эффективности, повышенном риске аварий, малой экологичности. Наличие химической переработки в ходе внешнего топливного цикла, высокая плотность вещества топливной композиции в сравнении с плотностью потока нейтронов существенно ухудшает экологичность и безопасность способа. A known reactor for generating energy in the process of controlled fission of nuclei, adopted for the prototype [3,5] containing a moderating substance, a fission zone with regions of thermal and fast neutrons, the distance between which is less than the length of the slowdown between them of fast neutrons, a circulation loop with fissile material crosses the fission zone so that the ratio of the volumes of fissile and moderating substances, their size and purity ensure the progress of the fission reaction, the input device of the reproducing substance. The disadvantages of the reactor are low energy efficiency, increased risk of accidents, low environmental friendliness. The presence of chemical processing during the external fuel cycle, the high density of the substance of the fuel composition in comparison with the neutron flux density significantly affects the environmental friendliness and safety of the method.

Итак, все это ведет к следующим негативным явлениям:
1) необходимость обогащения исходного делящегося вещества и его переработка вне реактора после или в ходе кампании выгорания на реакторе снижает энергетическую эффективность и экологическую приемлемость процесса;
2) наличие в активной зоне нейтронов промежуточных энергий, а также уничтожение значительной части нейтронов на поглотителях нейтронов снижает энергетическую эффективность реактора;
3) избыточная критичность и высокая плотность делящегося вещества в сравнении с плотностью нейтронного потока создает повышенный риск радиационных аварий.So, all this leads to the following negative phenomena:
1) the need for enrichment of the source fissile material and its processing outside the reactor after or during the burnout campaign at the reactor reduces the energy efficiency and environmental acceptability of the process;
2) the presence in the core of neutrons of intermediate energies, as well as the destruction of a significant part of neutrons in neutron absorbers reduces the energy efficiency of the reactor;
3) excessive criticality and high density of fissile material in comparison with the neutron flux density creates an increased risk of radiation accidents.

Все это вместе приводит к невозможности полного использования ядерного топлива и создает как проблему повышения безопасности, так и экологическую проблему утилизации радиоактивных отходов. All this together leads to the impossibility of the full use of nuclear fuel and creates both a problem of improving safety and an environmental problem of the disposal of radioactive waste.

Задача, решаемая изобретением, заключается в разработке способа и устройства для его реализации для получения энергии в процессе управляемого деления ядер с помощью нейтронов, обеспечивающего повышение энергетической эффективности, экологичности, безопасности, управляемости процесса деления ядер. The problem solved by the invention is to develop a method and device for its implementation to obtain energy in the process of controlled fission of nuclei using neutrons, providing increased energy efficiency, environmental friendliness, safety, controllability of the process of fission of nuclei.

Решение задачи достигается следующими техническими результатами:
1) формированием критичного стационарного состава топлива из исходного природного воспроизводящего вещества;
2) организацией двух раздельных потоков основного и бриддерного вещества топливной композиции;
3) организацией двух раздельных потоков тепловых и быстрых нейтронов;
4) формированием оптимального спектра нейтронов деления в зоне деления.The solution to the problem is achieved by the following technical results:
1) the formation of a critical stationary composition of the fuel from the original natural reproducing substance;
2) the organization of two separate streams of the main and bridder substances of the fuel composition;
3) the organization of two separate streams of thermal and fast neutrons;
4) the formation of the optimal spectrum of fission neutrons in the fission zone.

Задача решается за счет того, что в известном способе получения энергии в процессе управляемого деления ядер нейтронами, включающем замедление и возврат тепловых нейтронов в зону деления, циркуляцию топливной композиции, содержащей воспроизводящее вещество с изотопами образующихся делящихся веществ через область быстрых нейтронов, область тепловых нейтронов зоны деления и зону охлаждения, что проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления, циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения, а другой через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество их топливных композиций взаимообменивают. The problem is solved due to the fact that in the known method of generating energy in the process of controlled fission of nuclei by neutrons, which includes slowing down and returning thermal neutrons to the fission zone, circulating a fuel composition containing a reproducing substance with isotopes of fissile substances formed through the region of fast neutrons, the region of thermal neutrons of the zone fission and cooling zone that conduct selection and directional return of thermal neutrons to the region of thermal neutrons of the fission zone, the circulation of the fuel composition carried out in two circuits, with one of the circuits passing through the region of thermal neutrons and the cooling zone, and the other through the region of fast neutrons and the cooling zone, and the substance of their fuel compositions are interchanged.

Возможен вариант реализации способа, когда отношение времени нахождения вещества топливной композиции в зоне охлаждения к времени нахождения его в области тепловых нейтронов в контуре, который проходит через область тепловых нейтронов, поддерживают большим ста. Долговременное облучение воспроизводящего вещества (природные уран или торий) в указанном режиме потоком нейтронов позволяет получить так называемую стационарную смесь делящихся веществ, топливную композицию с критичностью большей единицы. Стационарная топливная композиция содержит все изотопы веществ, образовавшиеся после облучения воспроизводящего вещества и захвата им нейтронов в зоне деления реактора и претерпевшие затем последовательно гамма-, бета-, альфа-, распады ядер. Состав композиции становится стационарным тогда, когда скорость образования каждого нуклида в ее смеси равна скорости его выгорания или превращения, а состав смеси далее практически не меняется от времени. Облучение топливной композиции в области быстрых нейтронов позволяет нарабатывать в ней нейтронно-избыточные ядра, обмен составов переводит эти ядра в тепловой контур. Нахождение смеси в области охлаждения переводит эти ядра за счет бета-распадов в изотопы делящиеся на тепловых нейтронах, которые выжигаются в тепловой области зоны деления и создают поток быстрых нейтронов для повторной наработки нейтронно-избыточных ядер в области быстрых нейтронов из вещества композиции. Увеличение времени нахождения смеси вне зоны деления ведет к образованию из нейтронно-избыточных актинидов, обладающих большим зарядом за счет цепочки прошедших в смеси бета-распадов ядер, значит возросшей величиной параметра деления (Z2/A) и соответственно большими сечениями деления. Базовым параметром управляющим составом стационарной смеси является соотношение времени нахождения композиции в зоне охлаждения и в области тепловых нейтронов. В периодическом режиме доля актинидов с возросшей величиной параметра деления растет. Данный факт имеет место от отношения времен около 10/1-100/1 и растет с ростом отношения времен. При соотношения времен 500/1-1000/1 смесь становится критичной в широком диапазоне плотностей вещества теплового и быстрого контуров. Далее идет некоторое снижение скорости роста критичности смеси в топливной композиции, так как доля тяжелых актинидов, претерпевающих альфа-распады становится значимой, что ведет к потере нейтронов из композиции. Согласно способу существенно не абсолютное время нахождения топлива в зоне облучения и вне ее, а отношение этих времен, которое прямо входит в уравнения процесса рождения изотопов. Снижение отношения величины потока быстрых нейтронов к величине потока тепловых нейтронов в контуре, который проходит через область быстрых нейтронов до величины, меньшей ста, ухудшает процесс формирования топливной смеси из-за выгорания в быстром контуре актинидов до их бета- распадов в тепловом контуре и из-за роста доли альфаактивных ядер.A possible implementation of the method is when the ratio of the time spent by the substance of the fuel composition in the cooling zone to the time spent in the region of thermal neutrons in the circuit that passes through the region of thermal neutrons is maintained at a large hundred. Long-term irradiation of a reproducing substance (natural uranium or thorium) in the indicated mode with a neutron flux allows one to obtain the so-called stationary mixture of fissile substances, a fuel composition with a criticality of more than one. The stationary fuel composition contains all isotopes of substances formed after irradiating the reproducing substance and capturing neutrons in the fission zone of the reactor and then subsequently undergoing gamma, beta, alpha, nuclear decays. The composition of the composition becomes stationary when the rate of formation of each nuclide in its mixture is equal to the rate of its burning out or transformation, and the composition of the mixture further practically does not change with time. Irradiation of the fuel composition in the region of fast neutrons makes it possible to produce neutron-rich nuclei in it; the exchange of compositions transfers these nuclei to the thermal circuit. The presence of a mixture in the cooling region transfers these nuclei due to beta decays to isotopes fissile by thermal neutrons, which are burned in the thermal region of the fission zone and create a fast neutron flux for re-production of neutron-rich nuclei in the region of fast neutrons from the substance of the composition. An increase in the residence time of the mixture outside the fission zone leads to the formation of neutron-rich actinides that have a large charge due to the chain of beta decays of the nuclei that have passed through the mixture, which means an increased fission parameter (Z 2 / A) and, accordingly, large fission cross sections. The basic parameter for the control composition of the stationary mixture is the ratio of the time the composition spent in the cooling zone and in the region of thermal neutrons. In periodic mode, the proportion of actinides with an increased value of the fission parameter increases. This fact takes place from a time ratio of about 10 / 1-100 / 1 and grows with increasing time ratio. With a ratio of times of 500 / 1-1000 / 1, the mixture becomes critical in a wide range of densities of matter of thermal and fast loops. Next comes a slight decrease in the criticality growth rate of the mixture in the fuel composition, since the fraction of heavy actinides undergoing alpha decays becomes significant, which leads to the loss of neutrons from the composition. According to the method, not the absolute time spent by the fuel in the irradiation zone and outside it is significant, but the ratio of these times, which is directly included in the equations of the isotope production process. A decrease in the ratio of the magnitude of the flux of fast neutrons to the magnitude of the flux of thermal neutrons in the circuit, which passes through the region of fast neutrons to a value of less than one hundred, worsens the process of formation of the fuel mixture due to burnout in the fast circuit of actinides to their beta decays in the thermal circuit and for the increase in the share of alpha-active nuclei.

В основе способа лежит тот факт, что если облучать воспроизводящее вещество быстрыми и тепловыми нейтронами, восполняя выгоревшее вещество воспроизводящим веществом и регулярно выдерживать его вне зоны деления, что через некоторое время в двух контурах образуются из материнского вещества мало меняющиеся составы топливной композиции с критичностью большей единицы по быстрым нейтронам в контуре с быстрыми нейтронами и с несколько меньшей критичностью состава в контуре области с тепловыми нейтронами. Взаимообмен составов позволяет поддержать общую критичность реактора большей единицы и что особо существенно последовательно выжигать как на быстрых, так и тепловых нейтронах нарабатываемые изотопы тяжелых актинидов. Формирование составов с критичностью, большей единицы, происходит за время более 108 с при потоках нейтронов около 1016 нейтр./см.кв*с в зависимости от режимов его формирования и исходного воспроизводящего вещества. Формирование топливной композиции стационарной в полном смысле этого понятия происходит за время свыше 3*1010 с при взаимообмене составов свыше 10-71/с. Регулируя плотность потока тепловых нейтронов, состав и подачу воспроизводящего вещества в стационарную смесь, меняя отношение времени ее облучения в зоне деления и времени ее выдерживания вне зоны деления в контурах, степень взаимообмена вещества в контурах и долю тепловых нейтронов в быстром контуре можно управлять критичностью стационарной топливной композиции и поддерживать в ней установившиеся концентрации ее элементов сколько угодно долго.The method is based on the fact that if irradiating a reproducing substance with fast and thermal neutrons, replenishing a burnt substance with a reproducing substance and regularly keeping it outside the fission zone, after some time, slightly varying compositions of the fuel composition with a criticality of more than one are formed from the mother substance in two circuits for fast neutrons in a circuit with fast neutrons and with a slightly lower criticality of the composition in the circuit of a region with thermal neutrons. The interchange of compositions makes it possible to maintain the general criticality of a reactor of a larger unit and that it is especially essential to sequentially burn both the fast and thermal neutrons produced isotopes of heavy actinides. The formation of compositions with a criticality greater than unity occurs over a time of more than 10 8 s with neutron fluxes of about 10 16 neutrons / cm2 * s, depending on the modes of its formation and the initial reproducing substance. The formation of a stationary fuel composition in the full sense of this concept takes place over a time of more than 3 * 10 10 s with the interchange of compositions over 10 -7 1 / s. By adjusting the density of the thermal neutron flux, the composition and supply of the reproducing substance to the stationary mixture, changing the ratio of the time of its irradiation in the fission zone and the time of keeping it outside the fission zone in the contours, the degree of interchange of matter in the contours and the fraction of thermal neutrons in the fast loop can be controlled by the criticality of the stationary fuel composition and maintain steady concentrations of its elements in it for as long as you want.

В зависимости от режима работы процесс разбивается на следующие стадии:
1) начальное выгорание исходных делящихся изотопов топлива, которое характеризуется избытком нейтронов и положительной критичностью смеси в зависимости от степени ее первичного обогащения;
2) насыщение и стабилизация состава смеси промежуточными нуклидами характеризуется поглощением нейтронов и падением критичности составов (стадии могут перекрываться, а общая критичность смеси может быть положительна все время до стабилизации составов);
3) выгорание стационарных составов при непрерывном вводе воспроизводящего вещества (эта стадия характеризуется избытком нейтронов, управляемой положительной критичностью смеси и стационарностью процесса);
4) выгорание стационарного состава топливной композиции при выведении реактора из эксплуатации.Depending on the operating mode, the process is divided into the following stages:
1) the initial burnup of the initial fissile fuel isotopes, which is characterized by an excess of neutrons and positive criticality of the mixture, depending on the degree of its primary enrichment;
2) saturation and stabilization of the composition of the mixture by intermediate nuclides is characterized by neutron absorption and a decrease in the criticality of the compositions (stages can overlap, and the general criticality of the mixture can be positive all the time until the compositions are stabilized);
3) burnout of stationary compositions with the continuous introduction of a reproducing substance (this stage is characterized by an excess of neutrons controlled by the positive criticality of the mixture and the stationarity of the process);
4) burnout of the stationary composition of the fuel composition during decommissioning of the reactor.

Для сокращения времени формирования стационарного состава можно использоваться в качестве исходного состава в критичную смесь изотопов делящихся веществ, состоящую из актинидов стационарной смеси делящихся веществ. При этом можно сформировать первичную смесь, включающую актиниды, выделяемые из отработанного ядерного топлива, такие как: Th-232 + U-233, Th-232 + U-235, Th-232 + (U-234, U-235, U-238, Pu-239), U-238 +(U-235, Pu-239) или использовать стационарную смесь другого реактора. Таким образом, в способе формируют и затем длительно поддерживают стационарным состав топливной композиции, трансмутируя нейтронами и выжигая тяжелые актиниды, чем создают условия его глубокого выгорания. После загрузки реактора и формирования стационарной смеси делящихся изотопов, управляя далее соотношением времени нахождения смеси в зоне и вне зоны деления реактора и взаимообменом вещества двух замкнутых контуров в нем создаются условия для глубокого выгорания топлива, причем при существующих рабочих потоках нейтронов даже и без последующего ввода воспроизводящего вещества, так как время полного выгорания стационарной топливной композиции может быть больше времени жизни реактора. Воспроизводящее вещество может вводиться по мере выгорания как в каждый отдельный контур, так и в один из них с последующим его входом в другой при взаимообмене составов контуров. To reduce the time of formation of a stationary composition, it is possible to use as a starting composition a critical mixture of isotopes of fissile substances, consisting of actinides of a stationary mixture of fissile substances. In this case, a primary mixture can be formed, including actinides released from spent nuclear fuel, such as: Th-232 + U-233, Th-232 + U-235, Th-232 + (U-234, U-235, U- 238, Pu-239), U-238 + (U-235, Pu-239) or use a stationary mixture of another reactor. Thus, in the method, the composition of the fuel composition is formed and then long-term stationary, transmuting with neutrons and burning out heavy actinides, which creates the conditions for its deep burnout. After loading the reactor and forming a stationary mixture of fissile isotopes, further controlling the ratio of the residence time of the mixture in the zone and outside the zone of division of the reactor and the interchange of matter of two closed loops, conditions are created for deep fuel burn-up, and even with the subsequent input of neutrons reproducing neutrons substances, since the time of complete burnout of the stationary fuel composition may be longer than the lifetime of the reactor. The reproducing substance can be introduced as it burns out in each individual circuit, and in one of them with its subsequent entry into the other during the interchange of the composition of the circuits.

Существенным отличием предлагаемого способа от других существующих и находящихся в стадии опытной отработки топливных циклов является то, что способ не требует проведения переработки топлива ни с целью ввода в реактор, ни для долговременного хранения или захоронения не выгоревших его остатков, за исключением выделения из процесса осколков деления, что повышает его экологичность. Последующие выдержка продуктов деления и трансмутация долгоживущих радиоактивных продуктов деления по данному же способу, т.к. способ позволяет организовать отдельную фокусную область и направить в нее избыточные нейтроны, переводят основную массу радиоактивных осколков в стабильные нуклиды. A significant difference between the proposed method and other existing and undergoing experimental testing of fuel cycles is that the method does not require processing of fuel for the purpose of entering into the reactor or for long-term storage or disposal of unburned residues, except for the separation of fission fragments from the process , which increases its environmental friendliness. Subsequent exposure of fission products and transmutation of long-lived radioactive fission products by the same method, because The method allows you to organize a separate focal region and send excess neutrons into it, transfer the bulk of the radioactive fragments into stable nuclides.

Использование газообразной топливной композиции в тепловой области реактора при низкой величине обогащения снизит максимальное энерговыделение в аварийном режиме работы реактора, риск и последствия возможных аварий, в то же время вследствие возможных высоких скоростей протока газовой топливной композиции через зону деления, дает возможность работать с высоким энерговыделением и высокой эффективностью энергопреобразования. А тем самым, повышает безопасность всего реактора. При этом высокая скорость протока делящегося вещества в области с тепловыми нейтронами зоны деления позволяет поддержать высокое значение отношения времен с малой (в сравнении с обычными реакторами) величиной полной массы топливной композиции в активной зоне и во всем реакторе. The use of a gaseous fuel composition in the thermal region of the reactor with a low enrichment will reduce the maximum energy release in emergency operation of the reactor, the risk and consequences of possible accidents, at the same time due to the possible high flow rates of the gas fuel composition through the division zone, makes it possible to work with high energy release and high energy conversion efficiency. And thereby, increases the safety of the entire reactor. Moreover, the high flow rate of fissile material in the region with thermal neutrons of the fission zone allows maintaining a high value of the ratio of times with a small (in comparison with conventional reactors) total weight of the fuel composition in the core and in the entire reactor.

Необходимо отметить, что критичность состава в ходе его циркуляции постоянно меняется. Когда состав движется через зону деления, идет уменьшение критичности состава вследствие выгорания делящихся изотопов и происходит насыщение состава осколками деления, а поэтому на выходе из зоны деления состав может быть и подкритичным. Когда состав находится вне зоны деления, происходит рост критичности за счет бета-распадов в стационарной смеси и удаления осколков деления. Возможна реализация способа, когда топливную композицию оптимизируют так, чтобы критичность состава была близка к единице. Критичность смеси в контурах может быть различной, причем для контура находящегося в потоке тепловых нейтронов она может быть близка к единице, или даже меньше единицы, для контура из зоны быстрых нейтронов, больше единицы, но на быстрых нейтронах. Тогда, для работы реактора необходим поток быстрых нейтронов из теплового контура, что обеспечивается взаимопересечением потоков быстрых нейтронов реактора. Таким образом, управляя тепловыми нейтронами, мы управляем и всем реактором. Потоки быстрых нейтронов затем замедляют и направляют в область с тепловыми нейтронами. Работа реактора и время формирования стационарного состава существенно зависят от плотности потока нейтронов и эффективности их возврата в реактор. Снижение доли нейтронов за счет поглощения их осколками деления (до десятков процентов) относительно небольшое, поэтому сепарация и вывод продуктов деления из реактора не обязательны для реализации способа, но желательны для снижения потерь нейтронов и повышения энергетической эффективности способа. Существенными при реализации способа является возможность включения в топливную композицию и разбавления делящегося вещества теплоносителем и проточный характер нахождения вещества в зоне деления реактора, что позволяет оптимизировать энергосъем и формирование составов в способе. При этом важно, что с ростом температуры в потоке растет его скорость, падает плотность вещества и потому относительная плотность делящегося вещества в смеси. Это с ростом температуры снижает долю ядер топливной композиции взаимодействующих с нейтронами и стабилизирует процесс их выгорания. Для реакторов с газовой и жидкостной топливной композицией характерен отрицательный температурный коэффициент реактивности. Для усиления роли этого эффекта возможно дополнительное использование резкого роста объема вещества при фазовых переходах в нем с ростом температуры, например, при диссоциации вещества теплоносителя. It should be noted that the criticality of the composition during its circulation is constantly changing. When the composition moves through the fission zone, the criticality of the composition decreases due to the burning up of fissile isotopes and the composition is saturated with fission fragments, and therefore, the composition may be subcritical at the exit from the fission zone. When the composition is outside the fission zone, criticality increases due to beta decays in the stationary mixture and the removal of fission fragments. It is possible to implement the method when the fuel composition is optimized so that the criticality of the composition is close to unity. The criticality of the mixture in the contours can be different, moreover, for a circuit in a thermal neutron flux it can be close to one, or even less than one, for a contour from a zone of fast neutrons, more than one, but at fast neutrons. Then, for the reactor to operate, a fast neutron flux from the thermal circuit is required, which is ensured by the mutual intersection of the fast neutron fluxes of the reactor. Thus, controlling thermal neutrons, we control the entire reactor. The fluxes of fast neutrons are then slowed down and directed to the region with thermal neutrons. The operation of the reactor and the time of formation of the stationary composition substantially depend on the neutron flux density and the efficiency of their return to the reactor. The decrease in the fraction of neutrons due to their absorption by fission fragments (up to tens of percent) is relatively small, therefore, the separation and removal of fission products from the reactor are not necessary for the implementation of the method, but are desirable to reduce neutron losses and increase the energy efficiency of the method. Essential in the implementation of the method is the ability to include in the fuel composition and dilute the fissile material with a coolant and the flowing nature of the substance in the division zone of the reactor, which allows to optimize the energy removal and formation of compositions in the method. It is important that with increasing temperature in the stream, its speed increases, the density of the substance decreases, and therefore the relative density of fissile material in the mixture. This, with increasing temperature, reduces the fraction of nuclei of the fuel composition interacting with neutrons and stabilizes the process of their burning out. For reactors with a gas and liquid fuel composition, a negative temperature coefficient of reactivity is characteristic. To enhance the role of this effect, it is possible to additionally use a sharp increase in the volume of a substance during phase transitions in it with increasing temperature, for example, during dissociation of a coolant substance.

Способ и устройство поясняется фиг. 1 и 2. The method and apparatus is illustrated in FIG. 1 and 2.

Ядерный реактор содержит: устройство 1 формирования направленного потока тепловых нейтронов, фокусную область 2 устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов, зону 3 деления, область 4 тепловых нейтронов, область 5 быстрых нейтронов, топливную композицию 6, контур 7 с топливной композицией 6 пересекающий область 5 быстрых нейтронов, контур 8 с топливной композицией 6 пересекающей область 4 тепловых нейтронов, устройство 9 взаимообмена вещества контуров 7, 8, устройство 10 ввода топливной композиции 6 в зону 3 деления, устройство 11 преобразования энергии, устройство 12 селекции и выводов продуктов деления, устройство 13 ввода воспроизводящего вещества 14, объем 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения, поглотитель 16 тепловых нейтронов. A nuclear reactor contains: a device for generating a directed flow of thermal neutrons, a focal region 2 for generating a directed flow of thermal neutrons, a fission zone 3, a thermal neutron region 4, a fast neutron region 5, a fuel composition 6, a circuit 7 with a fuel composition 6 intersecting a fast 5 region neutrons, circuit 8 with the fuel composition 6 intersecting the thermal neutron region 4, the device 9 for the exchange of matter of the circuits 7, 8, the device 10 for introducing the fuel composition 6 into the fission zone 3, devices 11 power conversion apparatus 12 and outputs selection fission products, the reproducing device 13 the input material 14, the volume 15 storing the fuel composition in the cooling zone, the thermal neutron absorber 16.

В реакторе внутри защитного корпуса помещено замедляющее вещество, которое выполнено в форме устройства формирования направленного потока нейтронов 1 (замедляюще-фокусирущей структуры, ЗФС) с фокусной областью 2 и зоной 3 деления внутри него. В зоне 3 деления проходят контуры 7, 8, содержащие топливную композицию 6 делящегося вещества с актинидами в стационарной их концентрации совместно с теплоносителем. При этом контур 7 с топливной композицией 6 пересекает зону деления в области 5 быстрых нейтронов, контур 8 с топливной композицией 6 пересекает зону деления в области 4 тепловых нейтронов. Контуры 7, 8 содержат устройства 10 ввода топливной композиции 6, которые расположены на входе в зону 3 деления, устройство 11 преобразования энергии, устройство 12 селекции-вывода продуктов деления, устройством 13 ввода воспроизводящего вещества 14, объем 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения и соединены, устройством 9 взаимообмена вещества контуров 7, 8. Контур 8 с топливной композицией 6 пересекающий зону деления в области 4 быстрых нейтронов может быть помещен в поглотитель 16 тепловых нейтронов. Устройство 1 формирования направленного потока тепловых нейтронов может содержать также дополнительную фокусную область и помещено во внешнее магнитное поле. In the reactor inside the protective vessel there is placed a moderating substance, which is made in the form of a device for forming a directed neutron flux 1 (slow-focusing structure, PFS) with a focal region 2 and a fission zone 3 inside it. In zone 3 of the division pass circuits 7, 8, containing the fuel composition 6 of the fissile material with actinides in their stationary concentration together with the coolant. While the circuit 7 with the fuel composition 6 crosses the fission zone in the region of 5 fast neutrons, the circuit 8 with the fuel composition 6 intersects the fission zone in the region of 4 thermal neutrons. The circuits 7, 8 contain devices 10 for introducing the fuel composition 6, which are located at the entrance to the division zone 3, an energy conversion device 11, a device 12 for selecting and outputting the division products, an input device 13 for the reproducing substance 14, the storage volume 15 of the fuel composition in the cooling zone connected by the device 9 for the exchange of matter of the circuits 7, 8. The circuit 8 with the fuel composition 6 crossing the fission zone in the region of 4 fast neutrons can be placed in the absorber 16 thermal neutrons. The device 1 for generating a directed flow of thermal neutrons may also contain an additional focal region and is placed in an external magnetic field.

Ядерный реактор, предлагаемый для реализации способа, работает следующим образом. Топливная композиция 6, помещенная в рабочие контуры 7, 8 устройства, циркулирует через зону 3 деления реактора. Рожденные в реакторе быстрые нейтроны, пройдя через вещество топливной композиции 6 и частично провзаимодействовав с ним, входят в устройство формирования направленного потока нейтронов 1, двигаются в веществе анизотропного замедлителя и отдают ему свою энергию, отводимую от структуры потоком теплоносителя. Потерявшие свою энергию тепловые нейтроны диффундируют в веществе замедлителя и отражаясь от поверхностей его анизотропной структуры, формируются в направленный к фокусной области 2 поток нейтронов, поэтому в выделенном направлении существенно повышается плотность нейтронов. Потоки быстрых нейтронов за счет расположения контуров в зоне прямой видимости и за счет их отражения от внутренней стенки устройства формирования направленного потока нейтронов 1, профилированной в форме эллипсоида, взаимопересекаются на веществе контуров. Нейтроны, которые не провзаимодействовали с топливной композицией, далее замедляются и селектируются устройством формирования направленного потока нейтронов 1. Это позволяет сфоpмировать совместный поток их тепловых нейтронов, направленный в область тепловых нейтронов. Рожденные в области 3 деления нейтроны термализуют на веществе замедлителя в устройстве формирования направленного потока нейтронов 1 и возвращают в зону 3 деления в фокусную область 2 устройства, где вновь рождают быстрые нейтроны. Цикл жизни нейтронов повторяется. В реакторе реализуется раздельное формирование потоков быстрых и тепловых нейтронов. Нейтроны, возвращаемые в тепловую зону, по способу их формирования, не содержат нейтронов промежуточных энергий, эти нейтроны чисто тепловые, спектр же взаимопересекаемых потоков быстрых нейтронов из-за отсутствия в зоне деления замедляющего вещества, максимально жесткий. The nuclear reactor proposed for implementing the method operates as follows. The fuel composition 6, placed in the working circuits 7, 8 of the device, circulates through the zone 3 of the division of the reactor. Fast neutrons born in the reactor, passing through the substance of the fuel composition 6 and partially interacting with it, enter the device for forming a directed neutron flux 1, move in the anisotropic moderator material and give it their energy, which is removed from the structure by the heat carrier flow. Thermal neutrons that have lost their energy diffuse in the moderator material and are reflected from the surfaces of its anisotropic structure and form a neutron flux directed toward the focal region 2, therefore, the neutron density increases significantly in the selected direction. The fluxes of fast neutrons due to the location of the contours in the line of sight and due to their reflection from the inner wall of the device for forming a directed neutron flux 1, shaped in the shape of an ellipsoid, intersect on the material of the contours. Neutrons that did not interact with the fuel composition are then decelerated and selected by the device for generating a directed neutron flux 1. This allows one to form a joint flux of their thermal neutrons directed to the region of thermal neutrons. The neutrons born in the fission region 3 are thermalized on the moderator substance in the device for forming the directed neutron flux 1 and returned to the fission zone 3 in the focal region 2 of the device, where fast neutrons are again generated. The neutron life cycle repeats. Separate formation of fast and thermal neutron fluxes is realized in the reactor. The neutrons returned to the thermal zone, by the method of their formation, do not contain intermediate-energy neutrons, these neutrons are purely thermal, and the spectrum of mutually intersecting fluxes of fast neutrons due to the absence of a moderating substance in the fission zone is extremely hard.

Возможна реализация способа в реакторе без устройства формирования 1 направленного потока нейтронов, зона деления его может быть, например, выполнена в виде реактора MSBR, контур которого выполнен в виде двух контуров, один из которых проходит в центральной части реактора в области деления на тепловых нейтронах, а второй контур проходит по периферии реактора в области деления на быстрых нейтронах, но в этом случае, как и в прототипе, топливная композиция должна быть на ториевой основе, или содержать небольшое (до 50% количество урана) и вещество композиции требует его обогащения, что сужает топливную базу способа и снижает его безопасность, а, кроме того, поскольку рабочая плотность нейтронов в нем много меньше чем в предлагаемом реакторе, то период формирования стационарного состава из исходного вещества может стать больше времени жизни реактора, что усложняет его эксплуатацию. Топливная композиция 6 может быть введена в зону деления в газовой жидкой или твердой фазе. Теплоноситель может вводиться и дополнительно с периферии области деления. При введении топливной композиции 6 в газовой фазе, она может быть в виде летучих соединений, например фторидов или в виде паров. При этом в качестве теплоносителя возможен, например, гелий. При введении топливной композиции 6 в жидкой фазе она может быть в виде легкоплавких соединений, например жидкосолевых. При этом теплоноситель может быть также жидкосолевым. Топливная композиция, вводимая в твердом виде, может представлять собой шаровые тепловыделяющие элементы, или может в жидкой или газовой фазе заполнять шаровые оболочки. При этом в качестве внешнего теплоносителя возможен, например, гелий. Топливная композиция 6 в контуре 7, проходящем через область 5 быстрых нейтронов, преимущественно находится в зоне деления 1 и накапливает образующиеся нейтронноизбыточные ядра. Для увеличения взаимодействия плотность вещества в этом контуре и его поперечные размеры должны быть больше, чем в контуре 8 с топливной композиции 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов. Газ в нем должен быть под большим давлением. Устройство ввода 10 топливной композиции 6 может быть выполнено, например, в виде насоса со струйным соплом или стреляющего устройства в случае элементов и оболочек, направляет ее в зону деления и регулирует скорость их ввода в нее. Вещество контура 7, проходящего расположенного в области 5 быстрых нейтронов, частично отводится устройством 9 взаимообмена вещества контуров в контур 8 с топливной композицией 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов и одновременно, этим устройством постоянно в контур 7 вводится вещество из контура 8. В случае, если топливные композиции 6 контуров 7 и 8 находятся в одинаковой фазе, это устройство представляет собой обычное устройство их взаимоперекачки или взаимообмена. В случае, если топливные композиции 6 контуров 7 и 8 находятся в разной фазе, в разных химических состояниях это могут быть установка или химический реактор. Наиболее оптимальным является работа устройства на топливной композиции в газовой фазе, работа на топливной композиции в жидкой фазе снижает отрицательный температурный коэффициент реактивности, что влияет на безопасность, работа устройства на составах, которые в разных контурах находятся в разных фазах, требует переработки, в том числе химической, в топливном цикле, что ухудшает экологичность и снижает безопасность. Конструкция устройства 13 ввода воспроизводящего вещества 14 определяется видом топливной композиции в контурах 7, 8, его составом и фазой и может быть выполнено, например, в виде насоса для жидких или газовых фаз с трубопроводом, соединенным с контурами 7, 8 или с одним из этих контуров. Оптимальным может быть и его совмещение с устройством 9 взаимообмена вещества контуров путем ввода в него дополнительного входа для воспроизводящего вещества в необходимой фазе или входа для ввода топливной композиции в твердом виде. Топливная композиция 6 находится в области 3 деления в течение времени прохода (протока) через нее. Температура, достигаемая при этом в смеси, определяется мощностью энерговыделения, теплоемкостью топливной смеси вместе с теплоносителем, прокачиваемой через зону деления и временем ее нахождения в области деления. За счет профилирования канала контура в зоне деления может быть реализован различный режим течения, например, изотермический или изобарический для газов. Поскольку время нахождения вещества определяется лишь скоростью движения его через зону деления и может быть малым, до 10-1-10-3 с, возможна работа реактора с высокой мощностью при высоких потоках нейтронов и при относительно небольшой температуре вещества на выходе реактора. Теплоноситель может вводиться и дополнительно с периферии области деления. Топливная композиция 6 в области быстрых нейтронов также находится в течение времени прохода через нее, но вследствие более низких сечений взаимодействия с быстрыми нейтронами скорость движения композиции должна быть резко снижена, а плотность вещества резко повышена. Температура, достигаемая при этом в смеси, определяется мощностью энерговыделения, теплоемкостью топливной смеси с теплоносителем прокачиваемой через зону деления и временем ее нахождения в области 7 быстрых нейтронов, но в связи с относительной малостью величин сечений на быстрых нейтронах она может быть меньше чем в области 8 тепловых нейтронов. Время нахождения ее вне зоны деления должно быть малым, меньшим чем в зоне деления. Зона 3 деления контура 8 с топливной композицией 6 с пересекающей область 4 тепловых нейтронов составляет лишь малую часть всего объема контура и короткоживующие бета-активные актиноиды успевают превратиться вне зоны деления, в области охлаждения топливной композиции в делящиеся радионуклиды, а короткоживующие осколки деления в долгоживущие или стабильные элементы за время их полной циркуляции. При этом, поскольку процесс циркуляции долговременен и непрерывен, то, в конце концов, в радионуклиды, делящиеся или на быстрых или на медленных нейтронах, превращаются и долгоживущие актиноиды. Эта область охлаждения может быть выполнена, например, в виде входящего в контура 7, 8, объема 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения. Из области 3 деления в контурах 7, 8 топливная композиция попадает в устройство 11 преобразования энергии, а затем в устройство селекции и вывода 12 продуктов реакций, пройдя устройство ввода 13 воспроизводящего вещества 14, устройство взаимообмена вещества контуров 9, вновь устройством ввода 10 направляется в область 3 деления или в область 5 с тепловыми нейтронами, или в область 4 с быстрыми нейтронами. Цикл жизни топливной композиции повторяется. В устройство селекции и вывода 12 продуктов реакций можно выводить как весь поток рабочего контура реактора, так и его часть. Поскольку осколки деления существенно отличаются от актинидов по массам, это позволяет проводить их непрерывное выделение из вещества топливной композиции, отделять от делящихся веществ в ней и поддерживать их количество на уровне, который практически не влияет на поглощение нейтронов. Из вещества топливной композиции, выполненной в виде отдельных топливных элементов или оболочек, осколки могут не извлекаться. Для выделения, например, могут быть использованы струйные газовые сопла (например, сопло Беккера) и другие методы разделения изотопов по массам. Поскольку осколки деления отличаются по массам от актинидов примерно вдвое, то устройство будет достаточно эффективно поддерживать малую концентрацию продуктов деления в стационарном составе композиции. Возможны и иные варианты реализации этого устройства. При этом возможно выделение из топливной композиции также и теплоносителя и последующее формирование смеси в новых соотношениях ее компонентов. Часть осколков деления, особо Cs-137 и Sr-90, могут быть возвращены в стационарную смесь в основную фокусную область 10 или в дополнительную фокусную область и трансмутированы там в стабильные вещества. При этом из-за несколько большего времени нахождения стационарной смеси делящихся веществ в устройстве выделения и вывода 12 продуктов деления она обладает большей критичностью, что позволяет, управляя смешиванием с основным потоком контура 7, 8 совместно с устройством ввода 10 топливной композиции, задающей скорость движения топливной композиции 6 в зоне 3 деления и объема 15 хранения топливной композиции в зоне охлаждения, оперативно управлять параметрами реактора. Изменение времени нахождения делящегося вещества в зоне 1 деления и вне зоны 1 деления допускает различные варианты реализации. Может быть выполнено в виде устройства изменения скорости движения вещества в зоне 1 деления, например, регулируемого сопла, которое размещено на входе в зону деления реактора, трубопровода, регулируемого по длине и сечению, который размещен в циркуляционном контуре реактора, в виде объема 15 байпасного трубопровода регулируемого по длине и сечению, соединенного с циркуляционным контуром 7, 8 реактора или является его элементом. Можно управлять соотношением времен облучения и выдержки не только как целым, но и дифференциально, разбив поток смеси после прохождения зоны деления на несколько подпотоков с разным временем их нахождения вне зоны деления, получая в них составы с различной критичностью и управляя затем их смешиваем на входе в зону деления, оперативно поддерживать критичность смеси на необходимом уровне. При этом одним из потоков может быть поток воспроизводящего вещества вводимого в смесь. Устройство преобразования 11 энергии, может быть любым, например в виде любой тепловой машины, и входить прямо в контур, или соединяться с ним через теплообменное устройство. Возможен вариант реализации устройства преобразования 11 энергии, отличающийся тем, что оно содержит устройство удержания плазмы внутри золы деления, которое выполнено в виде магнитной ловушки. Это позволяет изолировать область образующейся в жестком режиме работы реактора горячей плазмы от элементов конструкции реактора. При этом возможен вариант, когда устройство удержания плазмы выполнено в виде открытой магнитной ловушки, часть которой имеет форму магнитного сопла для преобразования энергии полученной плазмы в ее движение, а затем поставлен МГД, ЭГД и (или) иное устройство преобразования энергии. При использовании реактора в качестве ракетного движителя можно выводить часть движущейся плазмы или теплоносителя в пространство. Контур 8 с топливной композицией 6, пересекающий зону деления в области 4 быстрых нейтронов, может быть помещен в поглотитель 16 тепловых нейтронов, который может быть выполнен в виде двуслойной трубы 17 с жидким или газовым поглотителем 18 нейтронов, соединенным с устройством управления 19 поглотителем. Это позволяет еще более снизить долю потока тепловых нейтронов, которые попадают в контур с быстрыми нейтронами и ухудшают процесс формирования топливной композиции. Поток тепловых нейтронов, достигающий области быстрых нейтронов, должен быть по крайней мере в сто раз меньше потока быстрых нейтронов, достигающих контура. При этом поток быстрых нейтронов, входящих в контур и выходящих из него, может существенно не замедляться этим поглотителем. В качестве твердого поглотителя может быть использован кадмий или бор, в качестве жидкого или газового поглотителя возможны их жидкие или летучие соединения или гелий-3. Поглотитель может быть размещен в полой трубе постоянно или прокачиваться через него устройством управления 19 поглотителем со съемом выделившейся в нем энергии в виде тепла. Устройство управления поглотителем может быть, например, выполнено в виде замкнутого контура с насосом для перекачки состава резервным объемом и соединено с устройством энергосъема реактора. Важно вновь подчеркнуть, что в зоне деления на тепловых нейтронах ядерного реактора всегда находится лишь столько делящегося вещества, сколько находится в нем во время его протока через его фокус, а рабочая плотность делящегося вещества в замкнутых контурах может быть мала и при потере по какой-либо причине управления процессом последствия аварии по масштабу будут несоизмеримо меньше последствий аварии на существующих реакторах деления. Наиболее опасной аварийной ситуацией является резкое прекращение отбора вещества из активной зоны 3 и резкий рост концентрации вещества в ней, потому необходимы и возможны конструктивные решения исключающие подобный сценарий наличие байпасного объема на выходе зоны деления, концентрация всех сложных элементов на входе в зону деления, повышенное давление вещества композиции на входе, малое на выходе и т.д. И самое главное, как уже отмечено ранее, критичность стационарной смеси теплового контура может поддерживаться на близким к минимальному ее уровню для данного реактора, а также самостабилизироваться за счет газ-газового состава и изменения плотности состава рабочей смеси при нагреве, усиливаемого диссоциацией вещества теплоносителя в реакторе. Кроме того, безопасность существенно повышается за счет исключения обогащения топлива, внешней переработки топлива, существенного упрощения всего топливного цикла получения энергии при делении ядер, что влияет также и на экологичность процесса.It is possible to implement the method in a reactor without a device for generating 1 directional neutron flux, its fission zone can, for example, be made in the form of an MSBR reactor, the circuit of which is made in the form of two circuits, one of which passes in the central part of the reactor in the field of thermal neutron fission, and the second circuit passes along the periphery of the reactor in the field of fast neutron fission, but in this case, as in the prototype, the fuel composition should be on a thorium basis, or contain small (up to 50% amount of uranium) and substances about the composition requires its enrichment, which narrows the fuel base of the method and reduces its safety, and, in addition, since the working density of neutrons in it is much less than in the proposed reactor, the formation period of the stationary composition from the starting material may become longer than the life of the reactor, which complicates its operation. Fuel composition 6 can be introduced into the division zone in a gas liquid or solid phase. The coolant may be introduced additionally from the periphery of the division area. With the introduction of the fuel composition 6 in the gas phase, it can be in the form of volatile compounds, for example fluorides or in the form of vapors. In this case, for example, helium is possible as a heat carrier. With the introduction of the fuel composition 6 in the liquid phase, it can be in the form of fusible compounds, for example, liquid salt. In this case, the coolant may also be liquid salt. The solid fuel injected composition may be spherical fuel elements, or may fill spherical membranes in the liquid or gas phase. In this case, as an external heat carrier, for example, helium is possible. The fuel composition 6 in circuit 7, passing through the region of 5 fast neutrons, is mainly located in the fission zone 1 and accumulates the resulting neutron-rich nuclei. To increase the interaction, the density of the substance in this circuit and its transverse dimensions should be greater than in circuit 8 with the fuel composition 6 with the region of thermal neutrons crossing 4. The gas in it must be under high pressure. The input device 10 of the fuel composition 6 can be performed, for example, in the form of a pump with a jet nozzle or a firing device in the case of elements and shells, directs it to the division zone and controls the speed of their entry into it. The substance of the circuit 7 passing in the region of 5 fast neutrons is partially discharged by the device 9 for exchanging the substances of the circuits into the circuit 8 with the fuel composition 6 intersecting the thermal neutron region 4 and at the same time, the substance from the circuit 8 is continuously introduced into the circuit 7. if the fuel compositions 6 of circuits 7 and 8 are in the same phase, this device is a conventional device for their mutual transfer or interchange. If the fuel compositions 6 of circuits 7 and 8 are in a different phase, in different chemical states it can be a plant or a chemical reactor. The most optimal is the operation of the device on the fuel composition in the gas phase, the work on the fuel composition in the liquid phase reduces the negative temperature coefficient of reactivity, which affects safety, the operation of the device on compositions that are in different circuits in different phases requires processing, including chemical, in the fuel cycle, which degrades environmental friendliness and reduces safety. The design of the input device 13 of the reproducing substance 14 is determined by the type of fuel composition in the circuits 7, 8, its composition and phase, and can be performed, for example, in the form of a pump for liquid or gas phases with a pipeline connected to circuits 7, 8 or to one of these contours. It may also be optimal to combine it with the device 9 for exchanging the substance of the circuits by introducing into it an additional input for the reproducing substance in the required phase or an input for introducing the fuel composition in solid form. The fuel composition 6 is in the region 3 of the division during the time of passage (duct) through it. The temperature achieved in this case in the mixture is determined by the power of energy release, the heat capacity of the fuel mixture along with the coolant pumped through the division zone and its residence time in the division region. By profiling the channel of the circuit in the division zone, a different flow regime can be realized, for example, isothermal or isobaric for gases. Since the residence time of a substance is determined only by the speed of its movement through the fission zone and can be small, up to 10 -1 -10 -3 s, it is possible to operate the reactor with high power at high neutron fluxes and at a relatively low temperature of the substance at the outlet of the reactor. The coolant may be introduced additionally from the periphery of the division area. The fuel composition 6 in the region of fast neutrons is also located during the time of passage through it, but due to the lower cross sections for interaction with fast neutrons, the speed of movement of the composition should be sharply reduced, and the density of the substance sharply increased. The temperature achieved in the mixture is determined by the power of energy release, the heat capacity of the fuel mixture with the coolant pumped through the fission zone and its residence time in the region of 7 fast neutrons, but due to the relative smallness of the cross sections for fast neutrons, it may be less than in region 8 thermal neutrons. Its residence time outside the division zone should be small, less than in the division zone. The fission zone 3 of circuit 8 with the fuel composition 6 intersecting the thermal neutron region 4 makes up only a small part of the entire volume of the circuit and short-lived beta-active actinides manage to turn out of the fission zone, in the cooling area of the fuel composition, into fissile radionuclides, and short-lived fission fragments into long-lived or stable elements during their complete circulation. Moreover, since the circulation process is long-term and continuous, then, in the end, long-lived actinides are converted into radionuclides that are fissionable either by fast or slow neutrons. This cooling region can be made, for example, in the form of a storage volume 15 of the fuel composition in the cooling zone, which enters the circuit 7, 8. From the division area 3 in the circuits 7, 8, the fuel composition enters the energy conversion device 11, and then to the reaction product selection and output device 12, having passed the input device 13 of the reproducing substance 14, the substance exchange device of the circuits 9, again the input device 10 is directed to the area 3 fission or in region 5 with thermal neutrons, or in region 4 with fast neutrons. The life cycle of the fuel composition is repeated. In the device for selection and output of 12 reaction products, it is possible to output both the entire stream of the reactor operating circuit and its part. Since fission fragments differ significantly from actinides by mass, this allows them to be continuously separated from the substance of the fuel composition, separated from fissile substances in it and maintained at a level that practically does not affect neutron absorption. From the substance of the fuel composition, made in the form of separate fuel cells or shells, fragments may not be removed. For separation, for example, jet gas nozzles (for example, a Becker nozzle) and other methods for separating isotopes by mass can be used. Since fission fragments differ in mass from actinides by about half, the device will be quite effective in maintaining a low concentration of fission products in the stationary composition. There are other possible implementations of this device. In this case, it is possible to isolate the coolant from the fuel composition and the subsequent formation of the mixture in new ratios of its components. Some fission fragments, especially Cs-137 and Sr-90, can be returned to the stationary mixture in the main focal region 10 or in the additional focal region and transmuted there into stable substances. Moreover, due to the somewhat longer residence time of the stationary mixture of fissile substances in the device for the separation and output of 12 fission products, it is more critical, which allows controlling the mixing with the main stream of circuit 7, 8 together with the input device 10 of the fuel composition, which sets the speed of the fuel composition 6 in the division zone 3 and the storage volume 15 of the fuel composition in the cooling zone, to quickly manage the parameters of the reactor. Changing the time spent by the fissile material in the division zone 1 and outside the division zone 1 allows for various implementation options. It can be made in the form of a device for changing the speed of a substance in a division zone 1, for example, an adjustable nozzle, which is placed at the entrance to the reactor division zone, a pipeline that is adjustable in length and cross-section, which is placed in the reactor circulation loop, in the form of a volume 15 of a bypass pipeline adjustable in length and cross section, connected to the reactor circulation loop 7, 8 or is an element thereof. It is possible to control the ratio of irradiation and exposure times not only as a whole, but also differentially, dividing the mixture flow after passing through the division zone into several substreams with different times spent outside the division zone, obtaining compositions with different criticality in them and then controlling them we mix them at the entrance to the division zone, to quickly maintain the criticality of the mixture at the required level. In this case, one of the streams may be a stream of a reproducing substance introduced into the mixture. The energy conversion device 11 can be any, for example, in the form of any heat engine, and enter directly into the circuit, or connect to it through a heat exchange device. An embodiment of an energy conversion device 11 is possible, characterized in that it comprises a plasma confinement device inside the fission ash, which is made in the form of a magnetic trap. This makes it possible to isolate the region of hot plasma generated in the hard operating mode of the reactor from structural elements of the reactor. In this case, a variant is possible when the plasma confinement device is made in the form of an open magnetic trap, part of which has the form of a magnetic nozzle for converting the energy of the resulting plasma into its motion, and then an MHD, EHD, and (or) other energy conversion device is supplied. When using the reactor as a rocket propulsion device, it is possible to derive a part of the moving plasma or coolant into space. The circuit 8 with the fuel composition 6, crossing the fission zone in the region of 4 fast neutrons, can be placed in a thermal neutron absorber 16, which can be made in the form of a two-layer pipe 17 with a liquid or gas neutron absorber 18 connected to the control device 19 of the absorber. This allows you to further reduce the fraction of the flux of thermal neutrons that fall into the fast neutron circuit and worsen the process of formation of the fuel composition. The thermal neutron flux reaching the region of fast neutrons must be at least one hundred times smaller than the fast neutron flux reaching the contour. In this case, the flux of fast neutrons entering and leaving the circuit may not be substantially slowed down by this absorber. Cadmium or boron can be used as a solid absorber; liquid or volatile compounds or helium-3 are possible as a liquid or gas absorber. The absorber can be placed in the hollow pipe constantly or pumped through it by the control device 19 of the absorber with the removal of the energy released in it in the form of heat. The absorber control device can, for example, be made in the form of a closed loop with a pump for transferring the composition with a reserve volume and connected to the reactor power take-off device. It is important to emphasize again that in the fission zone on thermal neutrons of a nuclear reactor there is always only as much fissile material as there is in it during its flow through its focus, and the working density of fissile material in closed loops can be small even if Because of process control, the consequences of an accident on a scale will be incommensurably smaller than the consequences of an accident at existing fission reactors. The most dangerous emergency situation is a sharp cessation of the selection of a substance from the active zone 3 and a sharp increase in the concentration of the substance in it; therefore, constructive solutions are necessary and possible to exclude a similar scenario bypass volume at the exit of the division zone, the concentration of all complex elements at the entrance to the division zone, high pressure substances of the composition at the inlet, small at the outlet, etc. And most importantly, as noted earlier, the criticality of the stationary mixture of the heat circuit can be maintained close to its minimum level for a given reactor, as well as self-stabilizing due to the gas-gas composition and changes in the density of the composition of the working mixture during heating, enhanced by dissociation of the coolant in the reactor . In addition, safety is significantly increased due to the elimination of fuel enrichment, external fuel processing, and a significant simplification of the entire fuel cycle of energy production in nuclear fission, which also affects the environmental friendliness of the process.

Процесс управления реактором может быть многоканален:
1) это прежде всего управление соотношением времени нахождения стационарного состава в зоне деления реактора и вне его путем изменения скорости транспортировки топливной смеси в зоне деления и вне ее. После перекрытия устройством управления подачи в зону топливной композиции область деления очищается и процесс деления прекращается;
2) управление взаимообменом вещества контуров;
3) управление выбором состава и характеристиками теплоносителя, включая его рабочее давление, скорость прокачки через зону деления и температуру его диссоциации и испарения, самостабилизация в этом случае потока нейтронов вследствие отрицательного коэффициента реактивности;
4) управление изменением поперечного сечения канала в зоне деления реактора;
д) возможен процесс управления реактором деления при использовании воспроизводящего вещества в качестве поглощающего вещества вводимого при создании его стационарной смеси;
5) обычное поглощение избыточных с точки зрения процесса деления нейтронов на поглотителе в аварийном режиме работы реактора. Поглощение избыточных нейтронов возможно и в дополнительных фокусных областях устройства формирования направленного потока нейтронов;
6) управление процессами селекции в ЗФС путем управления величиной внешнего магнитного поля (изменения его) в варианте устройства ЗФС с магнитными нейтронными суперзеркалами;
7) управление поглощением тепловых нейтронов направленных в быстрый контур реактора.The reactor control process can be multi-channel:
1) this is primarily the management of the ratio of the time spent by the stationary composition in the fission zone of the reactor and outside it by changing the speed of transportation of the fuel mixture in the fission zone and outside it. After the control device shuts off the supply to the fuel composition zone, the division area is cleared and the division process stops;
2) the management of the exchange of matter of the contours;
3) control of the choice of composition and characteristics of the coolant, including its working pressure, pumping speed through the fission zone and the temperature of its dissociation and evaporation, self-stabilization in this case, the neutron flux due to the negative reactivity coefficient;
4) control of the change in the cross section of the channel in the zone of division of the reactor;
e) a fission reactor control process is possible when using a reproducing substance as an absorbing substance introduced when creating its stationary mixture;
5) the usual absorption of excess from the point of view of the process of neutron fission on the absorber in emergency operation of the reactor. The absorption of excess neutrons is also possible in additional focal regions of the device for generating a directed neutron flux;
6) control of selection processes in the PFS by controlling the magnitude of the external magnetic field (changing it) in the version of the PFS device with magnetic neutron super-mirrors;
7) control the absorption of thermal neutrons directed into the fast loop of the reactor.

Преимущества предлагаемых способа и реактора для получения энергии в процессе управляемого деления ядер состоят в упрощении топливного цикла реактора и повышении глубины выгорания воспроизводящего вещества, работе с необогащенным делящимся веществом и без последующей переработки топлива, повышении экологичности процесса получения ядерной энергии, росте эффективности полезного использования нейтронов, а также повышении безопасности ядерных энергетических установок. The advantages of the proposed method and reactor for generating energy in the process of controlled fission of nuclei consist in simplifying the fuel cycle of the reactor and increasing the burnup depth of the reproducing substance, working with unenriched fissile material and without subsequent fuel processing, increasing the environmental friendliness of the process of producing nuclear energy, increasing the efficiency of the useful use of neutrons, and improving the safety of nuclear power plants.

Пример. Для более наглядного понимания были проведены расчеты процессов облучения топливной композиции в реакторе со следующими параметрами. Example. For a better understanding, the calculations of the processes of irradiation of the fuel composition in the reactor with the following parameters were performed.

Радиус канала в основной (тепловой) зоне реактора составил 20 см. Длина канала в основной (тепловой) зоне реактора составила 100 см. Радиус и длина канала в быстрой зоне также были равны 20 и 100 см соответственно. Поток тепловых нейтронов застабилизирован на уровне 1016 нейтр*кв.см/с, поток быстрых нейтронов формируется в зависимости от теплового, но он не должен превышать 1015 нейтр*кв/с. Эффективность возврата нейтронов в зону деления замедляюще-фокусирующей структурой была принята равной 0,8. В качестве исходного топлива и воспроизводящего вещества был выбран природный уран. Были заданы следующие параметры процесса. Плотность вещества топливной композиции в реакционной зоне теплового фокуса составляла 1,0*1020 ат/куб.см. Плотность вещества топливной композиции в зоне воспроизводства составляла 20*1021 ат/куб. см. Соотношение объемов реакционной зоны к зоне охлаждения теплового контура составляла 1:1000, соотношение объемов реакционной зоны к зоне охлаждения быстрого контура составляло 10;1. Доля вещества, передаваемого из одного контура в другой, была равна 1*10-7 от количества вещества, содержащегося в тепловом контуре. В качестве теплоносителя использовался гелий. Давление гелия составляло 15 атм. Скорость прокачки теплоносителя составляла 100 м/с.The radius of the channel in the main (thermal) zone of the reactor was 20 cm. The length of the channel in the main (thermal) zone of the reactor was 100 cm. The radius and length of the channel in the fast zone were also 20 and 100 cm, respectively. The thermal neutron flux is stabilized at the level of 10 16 neutrons * sq. Cm / s, the fast neutron flux is formed depending on the thermal, but it should not exceed 10 15 neutrons * sq / s. The efficiency of neutron return to the fission zone by the retarding focusing structure was taken equal to 0.8. Natural uranium was chosen as the initial fuel and reproducing substance. The following process parameters were set. The density of the substance of the fuel composition in the reaction zone of the thermal focus was 1.0 * 10 20 at / cc. The density of the substance of the fuel composition in the reproduction zone was 20 * 10 21 at / cu. see the ratio of the volumes of the reaction zone to the cooling zone of the thermal circuit was 1: 1000, the ratio of the volumes of the reaction zone to the cooling zone of the fast circuit was 10; 1. The proportion of the substance transferred from one circuit to another was equal to 1 * 10 -7 of the amount of substance contained in the thermal circuit. Helium was used as a heat carrier. Helium pressure was 15 atm. The coolant pumping speed was 100 m / s.

Было проведено численное моделирование процессов формирования стационарного состава топливной композиции в предлагаемом способе. В процессе моделирования учитывались все реакции превращения изотопов делящихся веществ, участвующих в процессе их взаимодействия с нейтронами, от Th-228 до Es-253. При моделировании учитывали процессы n-гамма захвата нейтронов, деления, а также альфа-, бета- распадов ядер при их взаимодействии с тепловыми (0,025 эВ) и быстрыми нейтронами деления (0,9 МэВ) и взаимопереходы между участвующими в процессе ядрами (процессы n-2n рассматривались только для Th-232, U-235, U-238, Pu-239, более сложные процессы не рассматривались). Модель учитывала различные времена нахождения делящегося вещества в зоне деления и зоне охлаждения и величину отношения этих величин. Были рассмотрены процессы одновременно в двух-быстром и тепловом контурах, помещенных в различные условия по потокам воздействующих нейтронов, взаимоперекрытие быстрых потоков нейтронов, возврат тепловых нейтронов в область теплового контура и взаимообмен вещества между контурами. Модель учитывала также энерговыделение в зоне деления и нагревание теплоносителя совестно с делящимся веществом вдоль оси канала заданием величины политропы процесса. A numerical simulation of the formation of the stationary composition of the fuel composition in the proposed method was carried out. In the process of modeling, all reactions of the conversion of isotopes of fissile substances involved in the process of their interaction with neutrons, from Th-228 to Es-253, were taken into account. In the simulation, the processes of n-gamma neutron capture, fission, as well as alpha and beta decays of nuclei during their interaction with thermal (0.025 eV) and fast fission neutrons (0.9 MeV) and mutual transitions between the participating nuclei (processes n -2n were considered only for Th-232, U-235, U-238, Pu-239, more complex processes were not considered). The model took into account the different residence times of fissile material in the fission zone and the cooling zone and the magnitude of the ratio of these values. The processes were considered simultaneously in two-fast and thermal circuits, placed in different conditions by the fluxes of acting neutrons, the mutual overlap of fast neutron fluxes, the return of thermal neutrons to the region of the thermal circuit and the interchange of matter between the circuits. The model also took into account the energy release in the fission zone and the heating of the coolant together with fissile material along the channel axis by setting the polytropic value of the process.

Расчеты показали, что при заданных параметрах от момента запуска реактора до выхода его на стационарный рабочий режим коэффициент размножения нейтронов в топливной смеси всегда больше единицы и непрерывно увеличивается, достигая примерно постоянного значения при достижении интегрального нейтронного потока, равного 2*1022. При величине флюэнса, большей 2*1022,в состав топливной смеси практически не изменяется и остается стабильным.The calculations showed that for given parameters, from the moment the reactor is launched to its steady-state operating mode, the neutron multiplication coefficient in the fuel mixture is always greater than unity and continuously increases, reaching an approximately constant value when the integral neutron flux reaches 2 * 10 22 . With a fluence greater than 2 * 10 22 , the composition of the fuel mixture remains practically unchanged and remains stable.

Состав стационарной топливной композиции, образующейся в ходе долговременного облучения в двухконтурном реакторе воспроизводящего вещества из природного урана, приведен ниже в таблице. The composition of the stationary fuel composition resulting from long-term irradiation in a dual-loop reactor of a reproduction substance from natural uranium is shown in the table below.

Изобретение может быть использовано для создания ядерных энергетических установок, использующих в качестве топлива природный уран, обедненный уран или торий. Малогабаритные реакторы могут применяться в транспортных установках. Предлагаемый способ может быть использован для получения потоков тепловых нейтронов высокой плотности. The invention can be used to create nuclear power plants using natural uranium, depleted uranium or thorium as fuel. Small-sized reactors can be used in transport installations. The proposed method can be used to obtain high-density thermal neutron fluxes.

Claims (5)

1. Способ получения энергии в процессе управляемого деления ядер нейтронами, включающий замедление и возврат тепловых нейтронов в зону деления, циркуляцию топливной композиции, содержащей воспроизводящее вещество с изотопами образующихся делящихся веществ через область быстрых нейтронов, область тепловых нейтронов зоны деления и зону охлаждения, отличающийся тем, что проводят селектирование и направленный возврат тепловых нейтронов в область тепловых нейтронов зоны деления, циркуляцию топливной композиции осуществляют по двум контурам, причем один из контуров проходит через область тепловых нейтронов и зону охлаждения. а другой через область быстрых нейтронов и зону охлаждения, и вещество из топливных композиций взаимообменивают. 1. A method of generating energy in the process of controlled fission of nuclei by neutrons, including slowing down and returning thermal neutrons to the fission zone, circulating a fuel composition containing a reproducing substance with isotopes of fissile substances formed through the fast neutron region, the thermal neutron region of the fission zone and the cooling zone, characterized in that the selection and directional return of thermal neutrons to the region of thermal neutrons of the fission zone are carried out, the fuel composition is circulated in two contours frames, wherein one of the circuits passing through a region of thermal neutrons and a cooling zone. and the other through the region of fast neutrons and the cooling zone, and the substance from the fuel compositions are interchanged. 2. Способ по п. 1, отличающийся тем, что отношение времени нахождения вещества топливной композиции в зоне охлаждения к времени нахождения его в области тепловых нейтронов в контуре, проходящем через область тепловых нейтронов, поддерживают больше 100. 2. The method according to p. 1, characterized in that the ratio of the residence time of the substance of the fuel composition in the cooling zone to the time it is in the region of thermal neutrons in the circuit passing through the region of thermal neutrons is maintained at more than 100. 3. Реактор для получения энергии в процессе управляемого деления ядер, содержащий замедляющее вещество топливную композицию в замкнутом контуре, проходящем через зону охлаждения и зону деления с областью тепловых и областью быстрых нейтронов, отличающийся тем, что топливная композиция размещена по крайней мере в двух контурах, причем один из них пересекает область тепловых, а другой область быстрых нейтронов зоны деления, и контуры соединены устройством взаимообмена их вещества, замедляющее вещество выполнено в форме полого устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов, зона деления расположена в полости, устройство содержит каналы формирования направленного потока нейтронов, ориентированные только в направлении контура с топливной композицией пересекающего область тепловых нейтронов зоны деления. 3. A reactor for generating energy in the process of controlled fission of nuclei, containing a decelerating substance, the fuel composition in a closed loop passing through the cooling zone and the fission zone with the thermal and fast neutrons, characterized in that the fuel composition is placed in at least two circuits, moreover, one of them crosses the region of thermal, and the other region of fast neutrons of the fission zone, and the circuits are connected by an interchange device for their substance, the moderator is made in the form of a hollow device the formation of a directed flow of thermal neutrons, the fission zone is located in the cavity, the device contains channels for the formation of a directed neutron flow, oriented only in the direction of the circuit with the fuel composition crossing the region of thermal neutrons of the fission zone. 4. Реактор по п.3, отличающийся тем, что полость устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов профилирована в виде эллипсоидального цилиндра, фокусы которого пересекают контуры с топливной композицией, а один из фокусов эллипсоидального цилиндра является фокусной областью устройства формирования направленного потока нейтронов. 4. The reactor according to claim 3, characterized in that the cavity of the device for generating a directed flow of thermal neutrons is shaped as an ellipsoidal cylinder, the foci of which intersect the contours with the fuel composition, and one of the foci of the ellipsoidal cylinder is the focal region of the device for generating a directed neutron flux. 5. Реактор по п.3, отличающийся тем, что полость устройства формирования направленного потока тепловых нейтронов профилирована в виде цилиндра с образующей в виде звезды с двумя лучами в виде эллипсов, области быстрых дейтронов помещены в лучах звезды, центр звезды является фокусной областью устройства формирования направленного потока нейтронов и взаимопересекающимся фокусом эллипсов, фокусы эллипсов пересекают контуры с топливной композицией. 5. The reactor according to claim 3, characterized in that the cavity of the device for generating a directed flow of thermal neutrons is profiled in the form of a cylinder with a star-shaped generator with two rays in the form of ellipses, regions of fast deuterons are placed in the rays of the star, the center of the star is the focal region of the formation device directional neutron flux and the intersecting focus of the ellipses, the foci of the ellipses intersect the contours with the fuel composition.
RU9494045609A 1994-12-30 1994-12-30 Method and device for energy production by controlled fission RU2075116C1 (en)

Priority Applications (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494045609A RU2075116C1 (en) 1994-12-30 1994-12-30 Method and device for energy production by controlled fission

Applications Claiming Priority (1)

Application Number Priority Date Filing Date Title
RU9494045609A RU2075116C1 (en) 1994-12-30 1994-12-30 Method and device for energy production by controlled fission

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU2075116C1 true RU2075116C1 (en) 1997-03-10
RU94045609A RU94045609A (en) 1997-03-10

Family

ID=20163628

Family Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU9494045609A RU2075116C1 (en) 1994-12-30 1994-12-30 Method and device for energy production by controlled fission

Country Status (1)

Country Link
RU (1) RU2075116C1 (en)

Cited By (4)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2005015571A2 (en) * 2003-08-11 2005-02-17 Abramov, Andrey Ivanovich Control method for a nuclear reactor and a nuclear reactor
WO2010151178A2 (en) * 2009-06-25 2010-12-29 Lebedev Larion Aleksandrovich Nuclear reactor control method
RU2755811C1 (en) * 2021-02-18 2021-09-21 Юрий Васильевич Дробышевский Method for controlled nuclear fission and nuclear reactor
RU2761575C1 (en) * 2021-05-17 2021-12-10 Юрий Васильевич Дробышевский Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor

Non-Patent Citations (1)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Title
1.Enrico fermy, leo Srilard, патент США 2708656. Neutronik reaktor, 1955. 2. Белоусов И.Г. и др. Особенности компоновки ВТРС технологического назначения.- ВАНиТ, сер. АВиТ,1983, вып.3 (16), с.13 - 14. 3. Новиков В.М. и др. Ядерные реакторы повышенной безопасности, анализ концептуальных разработок._ М.: Энергоатомиздат, 1993. 4. Кикоин И.К. и др. Труды второй международной конференции по мирному использованию атомной энергии, Женева, 1958, т. 2, с. 232,- М.: Атомиздат, 1959. 5. Новиков В.М. и др. Физика и техника ядерных реакторов, вып. 30, Жидкосолевые ЯЭУ: перспективы и проблемы. -М.: Энергоатомиздат, 1990. 6. SU авторское свидетельство N 1821818, кл. G 21 К 1/06, 1993. *

Cited By (6)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2005015571A2 (en) * 2003-08-11 2005-02-17 Abramov, Andrey Ivanovich Control method for a nuclear reactor and a nuclear reactor
WO2005015571A3 (en) * 2003-08-11 2005-04-14 Leonid Irbekovich Uruzkoev Control method for a nuclear reactor and a nuclear reactor
WO2010151178A2 (en) * 2009-06-25 2010-12-29 Lebedev Larion Aleksandrovich Nuclear reactor control method
WO2010151178A3 (en) * 2009-06-25 2011-03-03 Lebedev Larion Aleksandrovich Nuclear reactor control method
RU2755811C1 (en) * 2021-02-18 2021-09-21 Юрий Васильевич Дробышевский Method for controlled nuclear fission and nuclear reactor
RU2761575C1 (en) * 2021-05-17 2021-12-10 Юрий Васильевич Дробышевский Method for controlled nuclear fission and modular nuclear reactor

Also Published As

Publication number Publication date
RU94045609A (en) 1997-03-10

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2178209C2 (en) Method for energy generation from nuclear fuel, power amplifier implementing this method, and energy generating plant
Ma Nuclear reactor materials and applications
WO2015038922A1 (en) Hybrid molten-salt reactor with energetic neutron source
Sekimoto Application of CANDLE burnup strategy for future nuclear energy utilization
RU2075116C1 (en) Method and device for energy production by controlled fission
EP0883879A1 (en) Method and reactor for the generation of energy in the process of a controlled nuclear fission
RU2601558C1 (en) Method of nuclear rector operation in fuel cycle with extended production of fissile isotopes
Hino et al. Light water reactor system designed to minimize environmental burden of radioactive waste
Şarer et al. Monte Carlo studies in accelerator-driven systems for transmutation of high-level nuclear waste
US2850447A (en) Neutronic reactor
Horoshko et al. Application of laser fusion to the production of fissile materials
Malovytsia et al. Nuclear burning wave concept and theoretical approaches for its description
Fomin et al. Nuclear burning wave reactor: smooth start-up problem
Kazansky Introduction to nuclear power technology
RU2690840C1 (en) Method of operating a nuclear reactor in a closed thorium fuel cycle
Vasiliev et al. Optimization of conceptual design of cascade subcritical molten-salt reactor
RU2634476C1 (en) Method of operating nuclear reactor in thorium fuel cycle with production of uranium isotope 233u
Taube et al. The transmutation of fission products (Cs-137, Sr-90) in a liquid fuelled fast fission reactor with thermal column
Sekimoto Contribution of CANDLE burnup to future equilibrium nuclear energy utilization
Ottensmeyer Benefits of fast neutrons: CANDU fuel creation, waste elimination and clean power
Zou et al. Study of minor actinides transmutation in a lead-cooled fast reactor
Böning et al. Design of a novel compact core with reduced enrichment for upgrading the research reactor Munich FRM
Vendryes The science of fast reactors and why it has been studied
Ibitoye Nuclear Physics and Reactor Theory
Maddox Fuel Cycle Optimization of a Helium-cooled, Sub-critical Fast Transmutation of Waste Reactor with a Fusion Neutron Source

Legal Events

Date Code Title Description
MM4A The patent is invalid due to non-payment of fees

Effective date: 20101231