RU2176826C2 - Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) - Google Patents

Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) Download PDF

Info

Publication number
RU2176826C2
RU2176826C2 RU98104447/06A RU98104447A RU2176826C2 RU 2176826 C2 RU2176826 C2 RU 2176826C2 RU 98104447/06 A RU98104447/06 A RU 98104447/06A RU 98104447 A RU98104447 A RU 98104447A RU 2176826 C2 RU2176826 C2 RU 2176826C2
Authority
RU
Russia
Prior art keywords
ignition
zone
fuel
uranium
fuel elements
Prior art date
Application number
RU98104447/06A
Other languages
English (en)
Other versions
RU98104447A (ru
Inventor
Элвин РАДКОВСКИ
Original Assignee
Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн
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 Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн filed Critical Радковски Ториум Пауэр Корпорейшн
Publication of RU98104447A publication Critical patent/RU98104447A/ru
Application granted granted Critical
Publication of RU2176826C2 publication Critical patent/RU2176826C2/ru

Links

Images

Classifications

    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/02—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders
    • G21C1/022—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core
    • G21C1/024—Fast fission reactors, i.e. reactors not using a moderator ; Metal cooled reactors; Fast breeders characterised by the design or properties of the core where the core is divided in zones with fuel and zones with breeding material
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C1/00—Reactor types
    • G21C1/04—Thermal reactors ; Epithermal reactors
    • G21C1/06—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated
    • G21C1/08—Heterogeneous reactors, i.e. in which fuel and moderator are separated moderator being highly pressurised, e.g. boiling water reactor, integral super-heat reactor, pressurised water reactor
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C3/00—Reactor fuel elements and their assemblies; Selection of substances for use as reactor fuel elements
    • G21C3/30—Assemblies of a number of fuel elements in the form of a rigid unit
    • G21C3/32—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements
    • G21C3/326—Bundles of parallel pin-, rod-, or tube-shaped fuel elements comprising fuel elements of different composition; comprising, in addition to the fuel elements, other pin-, rod-, or tube-shaped elements, e.g. control rods, grid support rods, fertile rods, poison rods or dummy rods
    • G21C3/328—Relative disposition of the elements in the bundle lattice
    • G—PHYSICS
    • G21—NUCLEAR PHYSICS; NUCLEAR ENGINEERING
    • G21C—NUCLEAR REACTORS
    • G21C5/00—Moderator or core structure; Selection of materials for use as moderator
    • G21C5/02—Details
    • Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
    • Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
    • Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
    • Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
    • Y02E30/30—Nuclear fission reactors

Landscapes

  • Physics & Mathematics (AREA)
  • Engineering & Computer Science (AREA)
  • Plasma & Fusion (AREA)
  • General Engineering & Computer Science (AREA)
  • High Energy & Nuclear Physics (AREA)
  • Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
  • Inorganic Compounds Of Heavy Metals (AREA)
  • Electrical Discharge Machining, Electrochemical Machining, And Combined Machining (AREA)
  • Manufacture And Refinement Of Metals (AREA)

Abstract

Изобретение относится к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий. Активные зоны ядерного реактора, содержащие запальную зону и зону воспроизводства, применяются для сжигания торцового топлива вместе с обычным реакторным топливом, включающим непролиферативный обогащенный уран, а также оружейный и реакторный плутоний. В первом варианте активная зона является полностью "непролиферативной", поскольку ни реакторное топливо, ни произведенные отходы не могут использоваться для изготовления ядерного оружия. Во втором варианте изобретения активная зона применяется для сжигания больших количеств оружейного плутония вместе с торием и обеспечивает подходящее средство, с помощью которого могут быть уничтожены накопленные запасы оружейного плутония и преобразована выделившаяся энергия в электрическую энергию. Активные зоны в обоих вариантах изобретения состоят из множества запально-воспроизводящих модулей, которые имеют центрально расположенные запальные зоны, окруженные круговыми зонами воспроизводства. Запальные зоны содержат урановые или плутониевые топливные стержни, а зоны воспроизводства содержат ториевые топливные стержни. Отношение объемов замедлителя к топливу и относительные размеры запальной зоны и зоны воспроизводства оптимизированы таким образом, чтобы ни в одном из вариантов изобретения не производились отходы, которые могут быть использованы для изготовления ядерного оружия. Для первого варианта изобретения применена также новая схема пополнения топлива для максимального увеличения утилизации топлива запальной зоны, а дополнительно при этом обеспечивается гарантия того, что отработанное ядерное топливо не сможет быть использовано для изготовления ядерного оружия. 6 с. и 41 з.п.ф-лы, 16 ил., 4 табл.

Description

Область техники
Настоящее изобретение относится в целом к конструкциям легководных ядерных реакторов, в которых в качестве топлива применяется торий. Реакторы могут работать на тории, непролиферативном обогащенном уране, оружейном плутонии или реакторном плутонии.
Предшествующий уровень техники
Ядерная энергия остается сегодня важным энергетическим ресурсом во всем мире. Многие страны, не имеющие достаточных местных ископаемых топливных ресурсов, полагаются, в основном, на ядерную энергию для получения электричества. Во многих других странах ядерная энергия используется в качестве конкурирующего источника получения электричества, который также увеличивает разнообразие используемых видов энергии. Кроме того, ядерная энергия также вносит очень важный вклад в достижение таких целей, как управление загрязнением окружающей среды, связанным с ископаемым топливом (например, кислотные дожди, глобальное потепление), и сохранение ископаемого топлива для будущих поколений. В численном выражении ядерная энергия дает примерно 11% получаемого в мире электричества. На конец 1994 г. было 424 ядерных электростанций в 37 странах. Электростанции, находящиеся в стадии строительства, увеличат это число приблизительно до 500 к концу десятилетия.
Несмотря на то, что безопасность определенно является главным вопросом при конструировании и эксплуатации ядерных реакторов, другой главный вопрос заключается в опасности распространения материалов, которые могут использоваться в ядерном оружии. Это особенно касается стран с нестабильными правительствами, чье обладание ядерным оружием может создать значительную угрозу мировой безопасности. Поэтому ядерная энергия должна вырабатываться и использоваться таким образом, чтобы это не приводило к распространению ядерного оружия и возникающему в результате риску его использования.
К сожалению, все имеющиеся в настоящее время ядерные реакторы создают большое количество материала, который принято называть реакторным плутонием. Например, обычный реактор на 1000 МВт создает порядка 200 - 300 кг в год реакторного плутония. Не представляет труда переработать этот плутоний, выгруженный из реактора, в оружейный плутоний, и для изготовления одной единицы ядерного оружия потребуется примерно лишь 7.5 кг реакторного плутония. Таким образом, топливо, выгруженное из активной зоны обычных реакторов, является сильно размножающимся материалом и требуются меры предосторожности, для того чтобы выгруженное топливо не попало в руки тех лиц, которые не имеют права им владеть. Аналогичная проблема безопасности существует в связи с огромными запасами оружейного плутония, которые созданы в США и в странах бывшего СССР при демонтировании ядерного оружия.
Другая проблема, связанная с работой обычных ядерных реакторов, связана с постоянной необходимостью захоронения долгоживущих радиоактивных отходов, а также с быстрым истощением мировых ресурсов природного уранового сырья. Что касается первого вопроса, то мест для их хранения, принадлежащих самому правительству, фактически не существует, а проект Yucca Flats по размещению их в США сейчас был приостановлен конгрессом. Что же касается второго вопроса, то значительные проблемы с запасами природной урановой руды возникнут в течение ближайших 50 лет.
Для решения вышеупомянутых проблем в последнее время были сделаны попытки создать ядерные реакторы, которые работают на относительно небольших количествах непролиферативного обогащенного урана (обогащенный уран имеет содержание U-235 20% или менее) и не вырабатывают значительных количеств размножающихся материалов, таких как плутоний. Примеры таких реакторов раскрыты в международных заявках: N PCT/US 84/01670, опубликована 25 апреля 1985 г. с номером Международной Публикации WO 85/01826 и PCT/US 93/01037, опубликована 19 августа 1993 г. с номером Международной Публикации WO 93/16477. Заявки '826 и '477 обе раскрывают реактор с двойной активной зоной, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, которые получают значительный процент своей мощности из зон воспроизводства с торием в качестве топлива. Зоны воспроизводства окружают по кругу запальную зону, в которой находятся топливные стержни из непролиферативного обогащенного урана. Уран в топливных стержнях запальной зоны выделяет нейтроны, которые захватываются торием в зонах воспроизводства, благодаря чему создается способный к ядерному делению U-233, который сгорает на месте и выделяет тепло для силовой установки реактора.
Использование, таким образом, тория в качестве топлива для ядерного реактора является привлекательным, поскольку запасы тория в мире значительно более превосходящие, чем запасы урана. Кроме того, оба реактора, раскрытые в заявках '826 и '477, являются "непролиферативными" в том смысле, что ни исходное, загружаемое топливо, ни топливо, выгружаемое в конце каждого топливного цикла, не подходят для использования при производстве ядерного оружия. Это достигается за счет того, что применяется только непролиферативный обогащенный уран в качестве топлива запальной зоны, причем выбираются отношения объемов замедлитель/топливо, которые сводят к минимуму образование плутония, и добавляется небольшое количество непролиферативного обогащенного урана в зону воспроизводства, в которой компонента U-238 однородно смешивается с остающимся в конце цикла воспроизводства U-233 и "денатурирует" (изменяет естественные свойства) U-233, вследствие этого он становится непригодным для изготовления ядерного оружия.
К сожалению, заявитель обнаружил во время продолжающихся исследований, что ни одна из раскрытых конструкций реактора в вышеупомянутых международных заявках не является истинно "непролиферативной". В частности, сейчас обнаружено, что обе эти конструкции приводят к более высокому уровню образования пролиферативного плутония в запальной зоне, чем минимальный, вследствие круговой конструкции запальной зоны. Использование круговой запальной зоны с внутренней или центральной зоной воспроизводства и внешней окружающей зоной воспроизводства не может обеспечить работу реактора как "непролиферативного" реактора, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую "оптическую толщину", которая приводит к тому, что спектр (нейтронов) запальной зоны будет доминировать над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к возникновению в запальной зоне большей доли надтепловых нейтронов и большему, чем минимальное количество, производству размножающегося плутония.
Обе эти предыдущие конструкции реактора, кроме того, не оптимизированы, исходя из стандартной точки рабочих параметров. Например, отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне и зонах воспроизводства особенно критичны для получения в запальной зоне минимального количества плутония, для того чтобы из топливных стержней (ТВЭЛов) запальной зоны выделялось адекватное количество тепла и обеспечивалось оптимальное преобразование тория в U-233 в зоне воспроизводства. Дополнительно исследования показывают, что предпочтительные значения отношения замедлитель/топливо, указанные в этих международных заявках, слишком высоки в запальных зонах и слишком низки в зонах воспроизводства.
Предыдущие конструкции активной зоны реактора также не особенно эффективны при потреблении непролиферативного обогащенного урана в топливных элементах запальной зоны. В результате, топливные стержни, выгруженные в конце каждого цикла топлива запальной зоны, содержали так много оставшегося урана, что их требовалось перерабатывать для повторного использования в другой активной зоне реактора.
Реактор, раскрытый в заявке '477, также требует сложной механической схемы управления реактором, которая делает неподходящим его для переоснащения им активной зоны обычного реактора. Аналогично, активная зона реактора, раскрытого в заявке '826, не может быть легко перенесена в обычную активную зону, поскольку ее конструктивные параметры не совместимы с параметрами обычной активной зоны.
И наконец, обе предыдущие конструкции реакторов были сконструированы специально для сжигания непролиферативного обогащенного урана с торием и они не подходят для потребления большого количества плутония. Следовательно, ни одна из этих конструкций не обеспечивает решение проблемы по хранящемуся накопленному плутонию.
Раскрытие изобретения
Исходя из вышеизложенного, цель настоящего изобретения состоит в создании улучшенного реактора с двойной активной зоной (содержащего запальную зону и зону воспроизводства), который обеспечивает оптимальную работу с точки зрения экономичности и не является "пролиферативным".
Следующая, цель настоящего изобретения состоит в создании реакторов с двойной активной зоной, которыми могут быть легко переоснащены активные зоны обычных реакторов.
Другая цель настоящего изобретения состоит в создании реактора с двойной активной зоной, который может быть использован для потребления больших количеств плутония с торием, не создавая при этом отходов, являющихся пролиферативными материалами.
Еще одна цель настоящего изобретения состоит в создании реакторов с двойной активной зоной, которые производят значительно меньшие количества отходов, являющихся высокорадиоактивными материалами, вследствие чего значительно уменьшаются потребности в местах длительного хранения отходов.
Вышеуказанные и другие цели изобретения достигаются с помощью улучшенных реакторов с двойной активной зоной, которые используют ториевое топливо в комбинации с урановым или плутониевым топливом. Первый предпочтительный вариант настоящего изобретения содержит улучшенный вариант непролиферативного реактора, раскрытого в заявке '477. За счет использования определенных отношений (объема) замедлителя к топливу и новой схемы пополнения запаса топлива (перезагрузки) в этом варианте осуществления изобретения топливо сгорает эффективно, что до сих пор невозможно было достигнуть ни в одном из известных реакторов, и при этом возникают только такие ядерные отходы, которые не могут быть использованы для создания ядерного оружия. Второй предпочтительный вариант изобретения создан специально для потребления больших количеств плутония, выгруженного из реактора, и оружейного плутония, причем быстро и эффективно. Кроме того, получающиеся при этом отходы не могут быть использованы для создания ядерного оружия.
Первый вариант осуществления изобретения известен как легководный ториевый непролиферативный реактор и называется он так потому, что ни его топливо, ни побочные продукты не могут быть использованы для создания ядерного оружия. Активная зона непролиферативного реактора содержит множество модулей (ЗВМ), включающих запальную зону и зону воспроизводства ("запальных-воспроизводящих" модулей), каждый из которых включает расположенную по центру запальную зону и окружающую круговую зону воспроизводства. ЗВМ специально изготавливаются таким образом, чтобы они легко могли быть установлены на месте топливных сборок активной зоны обычного ядерного реактора.
Запальные зоны в ЗВМ имеют коэффициент размножения (нейтронов) больше чем 1 и содержат топливные элементы запальной зоны из обогащенного урана с отношением U-235 к U-238 равным или менее, чем 20% U-235 к 80% U-238, причем это отношение является максимальным, при котором реактор может работать как непролиферативный реактор. Обогащенный уран предпочтительно в форме стержней и/или пластин, состоящих из сплава уран-цирконий (уран-циркониевый сплав) или металлокерамического топливо (частицы оксида урана внедрены в матрицу из сплава циркония).
Зоны воспроизводства имеют коэффициент размножения (нейтронов) меньше чем 1 и содержат топливные элементы зоны воспроизводства, по существу, содержащие Th-232 с небольшим процентным содержанием обогащенного урана (опять обогащение составляет 20% U-235), для того чтобы способствовать "затравке" (запалу) при вырабатывании реактором мощности на начальных стадиях работы реактора, когда торий сам не в состоянии обеспечивать его энергией. За счет добавки обогащенного урана в зону воспроизводства она (зона воспроизводства) может вырабатывать в начале работы реактора примерно такую же часть от общей мощности реактора, как и в дальнейшем, когда большое число нейтронов, выделившихся в топливных элементах запальной зоны, поглощается торцевыми топливными элементами в зоне воспроизводства. В результате этого поглощения образуется способный к ядерному делению U-233, который сгорает на месте и обеспечивает выделение энергии из зоны воспроизводства, когда реактор включен и находится в рабочем состоянии.
Оксид 20% обогащенного урана в зоне воспроизводства также служит для денатурирования (изменения свойств) любого остатка U-233, оставшегося в зоне воспроизводства в конце ее "жизни", за счет однородного смешивания U-233 с не способными к ядерному делению изотопами урана, включая U-232, U-234, U-236 и U-238. Это денатурирование (изменение свойств) важно, поскольку в этом случае почти невозможно отделить оставшийся U-233 от не способных к ядерному делению изотопов, делая таким образом оставшийся U-233 не пригодным для использования при создании ядерного оружия.
Легководный замедлитель применяется в обеих зонах, запальной зоне и зоне воспроизводства каждого ЗВМ для управления реактивностью. В отличие от обычных урановых активных зон в водяном замедлителе во время работы электростанции бор не растворяют, потому что это приведет к неприемлемо низкому коэффициенту размножения (нейтронов) зоны воспроизводства, следовательно, вызовет резкое уменьшение в общей мощности той доли, которая приходится на мощность, вырабатываемую зоной воспроизводства.
Значения отношения объемов водяного замедлителя к топливу в каждой зоне являются критическими. Для того чтобы реактор не производил такого количества плутониевых отходов, при котором он считался бы "пролиферативным", в запальной зоне отношение замедлитель/топливо по величине должно быть настолько высоким, чтобы практически обеспечивать медленное уменьшение нейтронов в запальной зоне и уменьшение вероятности того, что они будут поглощаться ураном-238 в запальной зоне, вследствие чего образуется плутоний. К сожалению, для того чтобы увеличить объем замедлителя в запальной зоне, естественно, предполагается, что должен быть соответственно уменьшен объем топлива, а это приводит к увеличению удельной мощности, причем, если увеличение слишком большое, то это будет приводить к выделению слишком большого количества тепла. Таким образом, оба эти фактора должны приниматься во внимание, для того чтобы определить оптимальное отношение замедлитель/топливо в запальной зоне. Использование сплава уран/цирконий для топлива запальной зоны позволяет повысить отношение замедлитель/топливо, поскольку он (сплав) имеет более высокую теплопроводность по сравнению с оксидным топливом. При использовании этих типов топливных элементов отношение замедлитель/топливо в запальной зоне должно быть между 2.5 и 5.0, а предпочтительно между 3.0 и 3.5. Другое преимущество от использования высокой величины отношения замедлитель/топливо в запальной зоне состоит в том, что это приводит к значительному снижению получения отходов с высоким уровнем радиоактивности, особенно трансурановых актинидов. Все это вместе с тем фактом, что топливные стержни зоны воспроизводства остаются в активной зоне в течение примерно 10 лет, приводит к значительному уменьшению потребности в местах длительного хранения отходов.
Отношение объемов замедлитель/топливо в зоне воспроизводства должно быть значительно ниже, чем в запальной зоне, поскольку желательно, чтобы торцовое топливо в зоне воспроизводства поглощало как можно больше нейтронов. Это необходимо для преобразования тория в способный к ядерному делению U-233, который сжигается на месте, и для обеспечения значительной части энергии, вырабатываемой реактором. В результате исследований было установлено, что оптимальное отношение объемов замедлитель/топливо в зоне воспроизводства должно быть в диапазоне примерно 1.5 - 2.0, а предпочтительно примерно 1.7. Если отношение выше чем 2.0, то слишком много тепловых нейтронов будет поглощаться водой, а если отношение ниже 1.5, то слишком много будет образовываться в зоне воспроизводства протактиния, что также помешает образованию U-233.
Когда топливный цикл применяется с первым предпочтительным вариантом изобретения, то устраняется потребность в переработке отработанных топливных сборок для их последующего использования. Кроме того, применяется новая схема пополнения топлива, которая приводит к максимальному потреблению топлива и в запальной зоне, и в зоне воспроизводства и, более того, уменьшает вероятность того, что какое-нибудь количество топлива, оставшегося в отработанных топливных элементах, сможет быть переработано и использовано при изготовлении ядерного оружия. В этой схеме пополнения запаса топлива топливные элементы запальной зоны размещены в шахматном порядке, при этом часть, предпочтительно 1/3 от общего числа топливных элементов запальной зоны, помещается в конце каждого топливного цикла, а каждый топливный элемент запальной зоны остается в активной зоне в течение более чем одного, предпочтительно трех-четырех циклов. Каждый топливный цикл имеет длительность примерно в 13 месяцев. Топливные элементы зоны воспроизводства, поскольку они содержат преимущественно торий, могут оставаться в активной зоне до девяти циклов или примерно 10 лет. Однако перестановка ЗВМ в активной зоне выполняется в конце каждого топливного цикла для улучшения распределения мощности по активной зоне.
Эта схема пополнения запаса топлива дает возможность снижать содержание U-235 в топливных стержнях запальной зоны с обогащенным ураном до менее, чем 20% от его первоначального содержания. Кроме того, длительное время пребывания в активной зоне топливных элементов запальной зоны увеличивает образование Pu-238 до такого уровня, когда он денатурирует относительно небольшое количество Pu-239, который производится топливными элементами запальной зоны. В результате использованные топливные элементы запальной зоны оказываются действительно не пригодными для изготовления ядерного оружия.
Во втором предпочтительном варианте осуществления настоящего изобретения используется та же самая базисная схема активной зоны с запальной зоной и зоной воспроизводства, как и в первом предпочтительном варианте осуществления изобретения, с множеством ЗВМ, которыми может быть переоснащена активная зона обычного реактора. Однако этот вариант изобретения спроектирован специально для потребления очень большого количества плутония, оружейного или выгруженного из реактора, с торием в зоне воспроизводства. Следовательно, оксид тория смешан с плутонием в воспроизводящих топливных стержнях (топливных стержнях зоны воспроизводства), а запальные топливные стержни (топливные стержни запальной зоны) формируются преимущественно из сплава плутоний-цирконий. В отличие от первого варианта изобретения, целью которого является максимально увеличить количество энергии, выделяемой торием в зоне воспроизводства, целью второго варианта изобретения является максимальное увеличение потребления плутония, не производя при этом большого количества нового плутония, как это обычно происходит в традиционном реакторе.
В варианте изобретения, предназначенном для сжигания плутония, также используется высокое значение отношения объемов водяного замедлителя к топливу, предпочтительно между примерно 2.5 и 3.5. Однако причина, по которой это отношение имеет высокое значение, отличается от причины, по которой это отношение высокое в первом варианте изобретения. А конкретно, высокое значение отношения объема воды к топливу обеспечивает истинный тепловой спектр (нейтронов) в запальных зонах. Это упрощает управление активной зоной, поскольку все управление концентрируется в этих запальных зонах и благодаря этому управление может осуществляться эффективно без управления с помощью химического реагента - бора или без увеличения количества регулирующих стержней.
В зоне воспроизводства единственное заметное различие для варианта, обеспечивающего сжигание плутония, заключается в том, что оксид тория в воспроизводящих топливных стержнях смешивается с небольшим в процентном отношении количеством оксида плутония, для того чтобы способствовать работе реактора на начальной стадии. Кроме того, очень важно, чтобы в воспроизводящие топливные стержни было добавлено примерно 2-5% по объему отходов обогащения урана (природный уран с пониженным содержанием в нем U-235 примерно до 0.2%). Эти отходы обогащения служат для денатурирования (обеспечивают непригодность для использования при производстве ядерного оружия) U-233, который образуется в зоне воспроизводства при работе реактора. Отношение замедлитель/топливо в зоне воспроизводства предпочтительно составляет примерно 1.5 и 2.0, для того чтобы соблюдались нейтронные и теплогидравлические ограничения.
Краткое описание чертежей
Особенности и достоинства настоящего изобретения будут очевидны из последующего детального описания нескольких его предпочтительных вариантов с учетом прилагаемых чертежей, на которых:
фиг. 1 - схематичная иллюстрация поперечного сечения активной зоны ядерного реактора, выполненного согласно первому предпочтительному варианту настоящего изобретения, известного как легководный ториевый реактор-неразмножитель;
фиг. 2 - подробная схема поперечного сечения сборочного "запально-воспроизводящего" модуля (ЗВМ), применяемого в первом предпочтительном варианте;
фиг. 3 - часть схемы поперечного сечения ЗВМ, модифицированного таким образом, чтобы в него входили стержни из выгорающего поглотителя для управления реактором;
фиг. 4 - график, иллюстрирующий зависимость уровня реактивности от числа дней работы с полной нагрузкой для первого цикла топлива запальной зоны в нескольких вариантах модифицированных ЗВМ, которые показаны на фиг. 3;
фиг. 5.1 - 5.9 - карты загрузки топлива, соответствующие каждому из девяти различных циклов топлива запальной зоны, которые применяются во время работы активной зоны реактора, показанного на фиг. 1;
фиг. 6 - схематичное изображение поперечного сечения активной зоны реактора, выполненного в соответствии со вторым предпочтительным вариантом изобретения, известного как "сжигатель плутония";
фиг. 7 - подробная схема поперечного сечения ЗВМ, применяемого во втором предпочтительном варианте устройства; и
фиг. 8 - карта активной зоны, иллюстрирующая конфигурацию перезагрузки и суммарное выгорание для второго предпочтительного варианта изобретения.
Наилучший способ осуществления изобретения
А. Легководный непролиферативный ториевый ядерный реактор
Обратимся теперь к подробному рассмотрению первого предпочтительного варианта настоящего изобретения, известного как непролиферативный легководный ториевый ядерный реактор. На фиг. 1 показана активная зона 10 ядерного реактора, содержащая множество топливных сборок 12, известных как модули, включающие запальную зону и зону воспроизводства (ЗВМ), из которых, как правило, формируют гексагональную конфигурацию, а сами модули имеют гексагональное поперечное сечение. Активная зона 10 имеет такую же геометрическую конфигурацию и размеры, что и в обычном российском легководном реакторе, известном как VVER-1000, так что можно легко переоснастить VVER-1000 такими модулями и сформировать активную зону из 163 топливных сборок ЗВМ 12. Различие между активной зоной 10 и активной зоной реактора VVER-1000 заключается в составе ЗВМ 12, ниже это будет раскрыто более подробно. Понятно, что форма и компоновка активной зоны 10 и ЗВМ 12 могут быть при необходимости видоизменены, для того чтобы упростить переоборудование любого типа обычного легководного ядерного реактора с водой под давлением (РВД). Например, в обычных РВД в США и других странах применяются топливные сборки, имеющие квадратное поперечное сечение, и ЗВМ 12 также должны иметь квадратное сечение, если они проектируются для переоснащения таких РВД.
Активная зона 10 окружена отражателем 14, который, предпочтительно, состоит из множества сборок 16 отражателя, как показано на фиг. 1 и фиг. 5.1 - 5.9. Каждая сборка 16 отражателя предпочтительно содержит смесь воды и металла корзины активной зоны/сосуда высокого давления. В другом варианте каждая сборка 16 отражателя может быть также выполнена, преимущественно, из оксида тория.
На фиг. 2 показан состав каждой из топливных сборок ЗВМ 12. Каждый ЗВМ 12 включает расположенную в центре запальную зону 18 и круговую зону 20 воспроизводства, которая окружает запальную зону 18. Запальная зона 18 состоит из множества запальных топливных стержней 22, которые, предпочтительно, выполнены из сплава урана с цирконием, включающего U-235 и U-238, причем в исходном обогащенном уране содержание U-235 составляет 20%, что соответствует максимальному обогащению, для того чтобы отходы реактора были непролиферативными, т.е. не пригодными для использования при изготовлении ядерного оружия. Хотя и необязательно доводить до максимального исходное обогащение U-235, т.е. до 20%, но предпочтительно применять этот уровень обогащения, для того чтобы свести к минимуму образование плутония в запальной зоне во время работы реактора. В другом варианте топливные стержни 22 могут быть выполнены из металлокерамического топлива с частицами оксида урана, внедренными в матрицу из сплава циркония. Использование сплава циркония (циркосплав) в запальных топливных стержнях 22 является более предпочтительным вариантом по сравнению с топливом оксидного типа, поскольку топливо с циркониевым сплавом имеет более высокую теплопроводность. Как будет более подробно показано далее, это важно, потому что это уменьшает объем, требующийся в ЗВМ 12 для теплоотвода, и вследствие этого увеличивается объем, который может быть занят водяным замедлителем. Запальная зона 18 также содержит множество водяных труб 24 для водяного замедлителя (или обычные стержни из выгорающего поглотителя и/или регулирующие стержни, ниже это будет обсуждаться более подробно), для того чтобы управлять реактивностью в запальной зоне 18.
Зона 20 воспроизводства содержит множество воспроизводящих топливных стержней 26, которые предпочтительно выполняются из смешенного оксида торий-уран. Исходное объемное содержание оксида урана в смеси торий-уран предпочтительно находится в диапазоне примерно 2-10% и применяется для того, чтобы зона 20 воспроизводства начала "работать" до того, как у тория появится возможность поглощать нейтроны из запальной зоны, и чтобы в зоне воспроизводства вырабатывалось собственное делящееся топливо U-233. Как и в запальных топливных стержнях 22, оксид урана, содержащийся в воспроизводящих топливных стержнях 24, предпочтительно исходно обогащен до максимального отношения, обеспечивающего получение неразмножающихся отходов U-235/U-238 = 20:80.
Активная зона 10, включающая запальную зону и зону воспроизводства, работает в соответствии со следующим упрощенным уравнением для распределения мощности между запальной зоной 18 и зоной 20 воспроизводства:
Pв/Pз = ε (Kв/(1-Kв))((Kз-1)/Kз)
В вышеприведенном уравнении Kз и Kв - коэффициенты размножения запальной зоны и зоны воспроизводства соответственно. Pз и Pв - мощности, вырабатываемые в запальной зоне и зоне воспроизводства соответственно, а ε - эффект быстродействия, который немного больше 1. Коэффициент размножения запальной зоны Kз больше 1, а коэффициент размножения зоны воспроизводства Kв меньше 1. Следовательно, зона воспроизводства является подкритичной, а запальная зона действует как источник нейтронов для зоны воспроизводства.
Для максимального увеличения количества энергии, производимой от тория, необходимо поднять как можно выше в общей мощности, вырабатываемой активной зоной, ту часть мощности, которая производится в зоне 20 воспроизводства. Это достигается путем повышения Kз как можно выше и было установлено, что Kз может иметь величину 1.70, а Kв выбирается между примерно 0.85 и 1.
Число нейтронов, поглощаемых U-238 в запальной зоне 18, должно быть минимальным. Большинство нейтронов, поглощенных в U-238, обладает энергией, попадающей в так называемую резонансную энергетическую зону, в этих узких энергетических интервалах очень высокое поглощение. С другой стороны, большинство делений в U-235 происходит при более низких энергиях в тепловой области, где средняя энергия нейтрона близка к окружающей температуре, температуре легководного замедлителя. Если увеличить количество воды в запальной зоне 18 насколько это практически возможно, тогда число нейтронов, попадающих в резонансную энергетическую область, будет уменьшено и, следовательно, меньшее количество нейтронов будет захватываться U-238.
Уменьшение числа захватов ураном-238 приводит к двум положительным эффектам. Во-первых, увеличивается коэффициент размножения нейтронов в запальной зоне Kз, вследствие чего увеличивается часть мощности, вырабатываемой в зоне воспроизводства, в общей мощности, вырабатываемой активной зоной, как это уже обсуждалось выше. И, во-вторых, образование плутония сводится к минимуму, поскольку именно в результате захвата U-238 нейтрона образуется плутоний.
Количество воды, которое может размещаться в запальной зоне 18, ограничивается потребностью иметь достаточное пространство для топливных стержней 22, для того чтобы обеспечить соответствующий теплоотвод от них. Поэтому объем и площадь поверхности топливных стержней не должны быть уменьшены до такой величины, при которой удельная мощность в активной зоне повысится сверх рабочих границ, определяемых системой охлаждения реактора. При изготовлении запальных топливных элементов из сплава уран/цирконий, который имеет значительно более высокую теплопроводность, чем оксидное топливо, отношение объемов водяной замедлитель/топливо в запальной зоне 18 может быть равным 4 или 5 к 1, а в обычной урановой активной зоне это отношение меньше чем 2 к 1. Поэтому отношение водяной замедлитель/топливо в запальной зоне 18 следует выбирать между примерно 2.5 и 5.0, а более предпочтительно между 3.0 и 3.5.
Другое достоинство высокого значения отношения объемов замедлителя к топливу в запальной зоне 18 состоит в том, что это значительно снижает количество отходов с высоким уровнем радиоактивности, производимых в запальной зоне 18. В частности, поскольку спектр (нейтронов) запальной зоны соответствует тепловому вследствие большой доли воды (в зоне), то будет образовываться очень мало трансурановых элементов или младших актинидов. Именно для этих актинидов с периодом полураспада в миллионы лет требуется очень долговременное хранение в подземных хранилищах. Срок "жизни" зоны воспроизводства в 10 лет связан с пониженным производством актинидов в активной непролиферативной зоне 10 реактора, поэтому производится меньше радиоактивных отходов, а также меньше продолжительность выделения тепла. Это приводит к тому, что значительно снижаются требования к местам подземного захоронения отходов. Кроме того, отходы также снижаются в некоторой степени благодаря тому, что при нормальном режиме работы в водяном замедлителе не растворяют борную кислоту и, следовательно, в активной зоне не образуется тритий. Следует заметить, что причина, по которой борная кислота не используется в водяном замедлителе, заключается в том, что это привело бы к недопустимо низкому коэффициенту размножения в зоне 20 воспроизводства.
Отношение замедлитель/топливо в зоне 20 воспроизводства - это также очень важный параметр, однако, он устанавливается с учетом различных ограничений. В частности, обстановка в зоне 20 воспроизводства более сложная, поскольку слишком много воды снижает Kв из-за поглощения слишком большого числа нейтронов, выходящих из запальных топливных элементов, и вследствие этого "отбираемых" от тория. С другой стороны, слишком малое количество воды в зоне воспроизводства увеличивает потери на образование протактиния. Когда торий поглощает нейтрон, то образуется протактиний, который через период полураспада 27.4 дня распадается и превращается в способный к ядерному делению U-233. В течение этого промежутка времени протактиний может поглотить нейтрон и в результате образуется не способный к ядерному делению U-234. При этом происходит двойная потеря - нейтрона и ожидаемого ядра U-233. Исследования показывают, что для сведения к минимуму этих потерь оптимальная величина отношения воды к топливу в зоне 20 воспроизводства должна быть выбрана между примерно 1.5 и 2.0, а предпочтительно примерно 1.7.
В предпочтительном варианте запальная зона 18 составляет в ЗВМ 12 примерно между 25 и 40 процентов от общего объема. Этот диапазон значений также определяется путем учета конкурирующих влияний. Во-первых, активная зона 10 проектируется таким образом, чтобы выгорало как можно больше тория, следовательно, зона 20 воспроизводства должна быть настолько большой, насколько это возможно сделать практически. С другой стороны, запальная зона 18 не может быть настолько маленькой, чтобы выделяемая в ней удельная мощность поднялась до слишком большой величины по причинам, обсуждаемым ранее. Установленный диапазон в 25-40 процентов обеспечивает оптимальный баланс этих конкурирующих явлений, которые необходимо учитывать.
Еще один важный конструктивный аспект ЗВМ 12 состоит в его конфигурации: центральная запальная зона и круговая зона воспроизводства. В предыдущей опубликованной Международной Заявке, Публикация N WO 85/01826, раскрыта двойная активная зона (с запальной зоной и воспроизводящей зоной), в которой круговая запальная зона и две области воспроизводства: внутренняя центральная зона воспроизводства и внешняя окружающая снаружи зона воспроизводства. Такая схема не может быть пригодной для реактора-неразмножителя, поскольку тонкая круговая запальная зона имеет соответственно небольшую "оптическую толщину", а это приводит к тому, что спектр запальной зоны доминирует над значительно более жестким спектром внутренней и внешней зон воспроизводства. Это приводит к более высоким тепловым энергиям нейтронов и к увеличению производства в запальной зоне Pu-239. Компоновка ЗВМ 12 с центральной запальной зоной позволяет преодолеть этот недостаток путем изготовления запальной зоны 18 достаточно толстой, чтобы избежать чрезмерного взаимодействия с тепловыми нейтронами, проходящими из зоны воспроизводства 20 в запальную зону 18.
Параметры активной зоны и топливной сборки для активной зоны 10 и каждого из ЗВМ 12 представлены ниже в таблицах 1 и 2 соответственно. Эти параметры выбирались такими, чтобы получить полную совместимость топливных сборок с существующими (обычными) реакторами VVER-1000.
Для того чтобы обеспечить дополнительное управление реактивностью в течение каждого цикла топлива запальной зоны, ЗВМ 12 может быть модифицирован, как показано на фиг. 3. Он включает множество стержней 28 и 30 из выгорающего поглотителя, которые расположены на расстоянии друг от друга в запальной зоне 18. В примере, показанном на фиг. 3, первая группа стержней 28 из выгорающего поглотителя представляет собой стандартные стержни из выгорающего поглотителя Westinghouse, известные как WABA, которые в настоящее время применяются в топливных системах обычных РВД (ядерный реактор с водой под давлением). Эти стержни выполнены из композитного материала, состоящего из бора-10, бора-11, углерода, алюминия и кислорода. Вторая группа стержней 30 из выгорающего поглотителя представляет собой стержни из запального топлива: уран/сплав циркония, которые модифицированы таким образом, чтобы они содержали небольшой процент природного гадолиния. При необходимости может использоваться любое число стержней 28 и 30 из выгорающего поглотителя и в любой комбинации. В примере, показанном на фиг. 3, каждый ЭВМ 12 содержит 12 стержней WABA 28 и 6 стержней 30 гадолиний/топливо.
Оба типа стержней из выгорающего поглотителя имеют свои достоинства. WABA обеспечивают более равномерное управление реактивностью до конца каждого топливного цикла реактора, а стержни 30 гадолиний/топливо обеспечивают ввод большой отрицательной реактивности в течение первой трети продолжительности цикла реактора. На фиг. 4 показан уровень реактивности К в каждом из ЭВМ 12 в зависимости от числа дней работы с полной нагрузкой для каждого из четырех вариантов управления запальной зоной: без поглотителя, с гадолиниевым поглотителем, с бором в качестве поглотителя и с комбинированным гадолиниевым поглотителем и бором. Как показано на графике, комбинация обоих типов управления с помощью поглотителя приводит в результате к наиболее ровной кривой реактивности.
Кроме того, обычные регулирующие стержни предпочтительно используются для компенсации избытка реактивности в активной зоне реактора. Помимо этого, регулирующие стержни могут применяться для аварийной остановки (быстрой остановки) реактора и компенсации при нестационарных режимах нагрузки (мощности), возникающих из-за колебаний Xe и неустановившейся температуры замедлителя. Регулирующие стержни объединены в блоки из регулирующих стержней (БРС) по 12 регулирующих стержней в БРС. Как указано в таблице 1, необязательно, чтобы каждый из ЗВМ 12 включал БРС, а вычисления показывают, что в активной зоне достаточно размещать по одному БРС в каждом 61 из 163 ЗВМ.
При работе активной зоны 10 легководного торцового ядерного реактора-неразмножителя применяется топливный цикл, в котором все топливные стержни в запальной зоне 18 и зоне 20 воспроизводства используются в активной зоне реактора только один раз. Однако применяется уникальная схема управления топливом, в которой топливные сборки запальной зоны и зоны воспроизводства "отслеживают" различные пути управления топливом. А конкретно, каждый из запальных топливных стержней 22 остается в активной зоне реактора в течение более, чем одного цикла запального топлива (приблизительно 13 месяцев), предпочтительно три цикла. Однако только часть (предпочтительно 1/3) запальных сборок заменяется в конце каждого цикла запального топлива. Предпочтительно, чтобы ЗВМ 12 в активной зоне 10 также переставлялись в конце каждого цикла запального топлива для того, чтобы улучшить распределение выделяемой энергии по активной зоне. И, напротив, каждый из стержней 24 воспроизводящего топлива остается в ЗВМ 12 в течение всего периода "жизни" зоны 20 воспроизводства, которая составляет предпочтительно 9 топливных циклов или приблизительно 10 лет.
Такая схема управления топливом, комбинированная со схемой расположения запальной зоны и зоны воспроизводства и действующая совместно с параметрами активной зоны, позволяет обеспечить потребление примерно 80-90% урана в запальных топливных элементах до того, как они будут выведены из активной зоны 10. В результате отработанные запальные топливные стержни 22 не представляют никакой экономической ценности или ценности с точки зрения ядерных материалов, поскольку слишком мало в них остается первоначально загруженного U-235.
Кроме того, такое глубокое выгорание запальных топливных стержней приводит к тому, что образуется достаточно много Pu-238 для того, чтобы полностью денатурировать небольшое количество (приблизительно 30 кг в год) Pu-239, который производится в запальной зоне 18. Более конкретно, приблизительно 8-9% всего плутония, вырабатываемого активной зоной 10 реактора, составляет Pu-238. Поскольку Pu-238 является тепловыделяющим материалом, который выделяет приблизительно в 300 раз больше тепла, чем выделяют тепло Pu-239, оружейный плутоний, то такое высокое процентное содержание Pu-238 препятствует тому, чтобы плутоний, вырабатываемый активной зоной реактора, использовался для создания оружия. В частности, многочисленные исследования показали, что реакторный плутоний не может использоваться для военных целей даже при охлаждении оружия до 0oF, когда содержание Pu-238 равно или превышает 4.9 весовых %. При этих концентрациях тепло, выделяемое Pu-238, расплавляет сильные взрывчатые вещества и плутониевая активная зона, очевидно, также расплавляется или по меньшей мере происходит изменение фазы: из нормальной альфа-фазы плутоний переходит в дельта-фазу. Изменение фазы приводит к уменьшению его плотности и значительному увеличению критической массы. Поскольку активная зона 10 реактора-неразмножителя производит Pu-238 с концентрацией свыше 4.9%, то это действительно обеспечивает условие, чтобы выгружаемый из реактора плутоний был по существу неразмножающимся.
Схема управления многопорционной загрузкой топлива проиллюстрирована более подробно на фиг. 5.1 - 5.9, на которых показан участок поперечного среза, приблизительно включающий одну пятую ЗВМ 12 в активной зоне 10. На каждой из фиг. 5.1 - 5.9 показана карта топливной загрузки для каждого из девяти циклов топлива запальной зоны, которые соответствуют одному циклу топлива зоны воспроизводства. Карта топливной загрузки отражает основной принятый подход, т.е. схему управления топливом с тремя загрузками. Это означает, что во всех циклах, за исключением одного или двух циклов с неустановившимся режимом, имеется три группы запальных сборок: свежая, один раз выгоревшая и дважды выгоревшая. Они обозначены на картах перезагрузки как F, O и T соответственно. Другой важный фактор, влияющий на картину перезагрузки, заключается в трудности использования выгорающих поглотителей, которые способны подавить локальные выбросы энергии. Следует также заметить, что основная часть свежего топлива не загружается по периферии активной зоны, а распределяется преимущественно в средней части активной зоны в позициях 6, 8, 10 и 12 и в позициях 20, 21, 23, 26 и 32, находящихся вблизи периферии активной зоны. Дополнительная информация, представленная на фиг. 5.1 - 5.9, показывает распределение стержней из поглотителя U-Gd и WABA в активной зоне. Усложненное распределение стержней из выгорающего поглотителя отражает сложность схем перезагрузки и конфигурации с низкими потерями, используемые в этой конструкции. Те ЗВМ, которые имеют БРС, обозначены также "С".
В начале "жизни" активной зоны, т.е. в первом цикле, загружаются все свежие топливные сборки запальной зоны. Для того чтобы получить приемлемое распределение мощности по радиусу, используется разделение их на три части, которые имеют различный вес и различное обогащение по урану. Как показано на фиг. 5.1, одна треть ЗВМ 12 содержит топливные стержни запальной зоны, имеющие 9.5 объемных % урана, обогащенного до 12 весовых % U-235, вторая треть ЗВМ 12 содержит топливные стержни запальной зоны, имеющие 14.5 объемных % урана, обогащенного до 17 весовых % U-235, а оставшаяся треть ЗВМ 12 содержит топливные стержни запальной зоны, имеющие 17 объемных % урана, обогащенного до 20 весовых % U-235. Затем во всех последующих циклах 3 - 9 использовалось свежее топливо с обогащением по урану в 20 весовых % U-235. Следовательно, первый и второй циклы являются циклами с неустановившимся режимом, а циклы 3-9 - квазиравновесные циклы. Величина обогащения свежего топлива была постоянной, 20 вес.% U-235, но весовая доля урана в сплаве уран/цирконий менялась, чтобы обеспечить 300 дней работы на полной мощности, что соответствует одному топливному циклу запальной зоны. Поскольку реактор обычно не работает на полной мощности в течение всего топливного цикла, то, исходя из оценок, фактическая длительность топливного цикла для запальной зоны принимается равной приблизительно 13 месяцев.
B. Реактор для сжигания плутония
Второй предпочтительный вариант настоящего изобретения представляет собой активную зону реактора, содержащую запальную зону и зону воспроизводства, такой реактор известен как сжигатель плутония. Исходя из этого названия, цель этого варианта изобретения заключается в потреблении как можно большего количества оружейного или реакторного плутония. Эта цель противоположна цели первого предпочтительного варианта изобретения, которая состоит в получении как можно большего количества энергии из топлива, содержащего торий, в зоне воспроизводства. Как будет более подробно обсуждаться ниже, абсолютно другая цель сжигателя плутония обусловлена тем, что используются совершенно другие параметры активной зоны.
Предпочтительная форма варианта осуществления сжигателя плутония проиллюстрирована на фиг. 6. Он содержит активную зону 100 реактора, также сформированную из множества ЗВМ 102. Активная зона 100 имеет в целом круговое поперечное сечение и 89 ЗВМ 102, каждый из которых имеет квадратное поперечное сечение. Следует заметить также, что размер и форма активной зоны реактора произвольны и могут варьироваться при необходимости таким образом, чтобы получить требующуюся выходную мощность и/или чтобы она могла бы заменить (переоснастить) обычную активную зону реактора любого типа.
Каждый ЗВМ 102 включает центральную запальную зону 104 и круговую зону 106 воспроизводства. Запальная зона 104 занимает в ЗВМ объем, полная величина которого в процентном выражении выбирается в этом варианте как можно большей, предпочтительно между примерно 45% и 55%, так чтобы как можно больше плутония могло бы выгорать в запальной зоне. Отражатель 108, выполненный из любого подходящего материала, например оксида тория, окружает активную зону 102.
Одна предпочтительная форма ЗВМ 102 проиллюстрированна на фиг. 7. Как показано на фиг. 7, запальная зона 104 содержит первое множество топливных стержней 110 запальной зоны, выполненных из плутония (оружейного или реакторного) и циркониевого сплава или в другом варианте из металлокерамического топлива. Множество отверстий 112 для воды расположены равномерно по запальной зоне 104, они предназначены для штырей регулирующих стержней. Первое и второе множества стержней 114 и 116 из выгорающего поглотителя также равномерно расположены в запальной зоне 104. Стержни 114 из выгорающего поглотителя предпочтительно выполнены из смеси "запального" топлива и гадолиния. Они могут быть двух типов, причем первый тип имеет концентрацию гадолиния 0.36 g/сс, а второй тип имеет концентрацию гадолиния 0.72 g/сс. Стержни 116 из выгорающего поглотителя предпочтительно представляют собой стержни из обычного поглотителя WABA. Если требуется, то может применяться любая комбинация этих двух типов стержней 114 и 116 из выгорающего поглотителя.
Зона 106 воспроизводства включает множество топливных стержней 118 зоны воспроизводства, выполненных преимущественно из оксида тория. Предпочтительно небольшой процент оксида плутония, менее чем примерно 1% объемный, смешивается с оксидом тория в топливных стержнях 116 зоны воспроизводства для сохранения высокого значения коэффициента размножения в зоне воспроизводства во время запуска реактора. Кроме того, очень важно, что примерно 2-5% объемных отходов обогащения урана (природный уран с удаленным почти полностью изотопом U-235) добавляется к торию для денатурирования U-233, который образуется в тории во время работы реактора за счет не способных к ядерному делению изотопов, таких как U-232,U-234, U-236 и U-238. Это необходимо, потому что в отличие от первого предпочтительного варианта осуществления изобретения, в котором небольшое количество обогащенного урана добавляется в топливные стержни зоны воспроизводства, которые сами могут производить эти не способные к ядерному делению изотопы, плутоний, добавляемый в топливные стержни зоны воспроизводства в варианте сжигателя плутония, не в состоянии производить эти неделящиеся изотопы.
Отношение объемов замедлитель/топливо в запальной зоне выбирается значительно более высоким по сравнению с отношением в обычной активной зоне реактора, однако, причины, по которым это делается, отличаются от причин, указанных при рассмотрении варианта настоящего изобретения, который относится к непролиферативному реактору. В частности, отношение замедлитель/топливо выбирается между примерно 2.5 и 3.5, а предпочтительно между 2.5 и 3.0. Это приводит к созданию ловушки для тепловых нейтронов в запальной зоне и еще более увеличивает значимость регулирования реактивности с помощью поглотителя, находящегося в ней, благодаря этому обеспечивается значительно более легкое управление реактором. Как и в варианте активной зоны непролиферативного реактора, отношение замедлитель/топливо в зоне воспроизводства выбирается между примерно 1.5 и 2.0.
В нижеприведенных таблицах 3 и 4 представлены примерные величины основных параметров активной зоны и ЗВМ для варианта осуществления сжигателя плутония согласно настоящему изобретению.
При работе активной зоны 100 сжигателя плутония топливные стержни 110 запальной зоны и топливные стержни 118 зоны воспроизводства остаются в активной зоне в течение двух лет и выгружаются одновременно. Эта схема топливной перезагрузки является оптимальной с точки зрения скорости снижения суммарного количества плутония в реакторе, но вероятно неоптимальной с точки зрения использования тория. Однако это не принимается во внимание, поскольку активная зона 100 сжигателя плутония, исходя из цели изобретения, должна обеспечить максимальное потребление плутония.
Предпочтительно, чтобы схема управления топливом позволяла для двухпорционной активной зоны осуществлять перезагрузку с помощью стандартной схемы перемещения "вперед-назад". Конфигурация перезагрузки и суммарное выгорание для одноразовых и двухразовых выгорающих топливных сборок проиллюстрированы на карте активной зоны на фиг. 8. Суммарное выгорание для сборок, выгорающих один раз, составляет примерно 15 GWD/T, а средняя выгрузка топлива примерно 31 GWD/T. На карте активной зоны на фиг. 8 проиллюстрированны три различных типа топливных сборок. В топливных сборках типа А используется 20 стержней 14 из выгорающего поглотителя на основе гадолиния, каждый из которых имеет концентрацию гадолиния 0.36 g/сс. Топливные сборки типа В также содержат 20 стержней 114 из выгорающего поглотителя на основе гадолиния, они имеют концентрацию гадолиния 0.72 g/сс, а топливные сборки типа C содержат 20 стержней 114 из выгорающего поглотителя на основе гадолиния с концентрацией гадолиния 0.72 g/сс, а также 20 стержней 116 из выгорающего поглотителя WABA.
Круговая загрузка Pu-239 в активной зоне 100 сжигателя плутония составляет примерно 1350 кг. Каждый год 500 кг плутония выгружается из реактора, следовательно, общая норма деструкции (уничтожения) составляет примерно 850 кг плутония в целом, хотя Pu-239 остается при этом только примерно 200 кг, поскольку остальная часть оставшегося плутония находится в форме других изотопов плутония - Pu-240, 241 и 242. Равновесный цикл на базе топливной сборки ЛВР (легководного ядерного реактора) стандартного размера при использовании концепции двойной активной зоны (содержащей запальную зону и зону воспроизводства) будет давать равноценные результаты.
Преимущества использования топливного цикла тория для сжигания Pu-239 в реакторе с двойной активной зоной вытекают из свойств тория, связанных с взаимодействием с нейтронами, а именно из высокого сечения поглощения тепловых нейтронов. Это приводит к высокому начальному суммарному количеству Pu в ядерном реакторе и, таким образом, к высокому потреблению Pu на единицу энергии. Управление торцовой зоной воспроизводства с помощью Pu, способного к ядерному делению, приводит к тому, что в общей выделяемой мощности становится высокой та часть, которая обусловлена Pu, и, таким образом, эффективно осуществляется сжигание Pu.
При использовании конструкции обычной гомогенной активной зоны легководного ядерного реактора (ЛВР) существует проблема управляемости реактора. Избыток реактивности в топливном цикле на основе Pu составляет такую же величину, что и для аналогичного цикла на основе урана, хотя значение реактивности в стандартном механизме управления значительно ниже. Топливо на основе Pu характеризуется очень высоким сечением поглощения тепловых нейтронов, которое для тепловых нейтронов конкурирует с материалом регулирующего поглотителя. Результаты для конструкции активной зоны с обычной гомогенной сборкой показывают, что эффективность регулирующих стержней, растворимого бора и сжигаемых поглотителей уменьшается примерно в 2 раза по сравнению со значениями для обычного легководного ядерного реактора (ЛВР). Очевидное решение этой проблемы заключается в повышении значения различных механизмов управления в регулировании реактивности, например, таких как использование более сильных поглотителей и/или увеличение отношения объемов замедлитель/топливо в активной зоне. К сожалению, такие решения негативно влияют на безопасность и экономические и эксплуатационные параметры реактора.
Конструкция двойной активной зоны (содержащая запальную зону и зону воспроизводства) на основе тория дает уникальное решение этой проблемы, которое не имеет отрицательной стороны для экономических и рабочих параметров реактора. Поскольку регулирующие стержни и/или стержни из выгорающего поглотителя размещены только в запальной зоне 104 каждого ЗВМ 102, то эффективность управления ими значительно увеличивается, поскольку удельная мощность, выделяемая запальной зоной, намного выше, чем удельная мощность активной зоны в среднем. Следовательно, функция нейтронов в запальной зоне очень высока и вследствие этого повышается значение регулирующих и выгорающих стержней в регулировании величины реактивности. Кроме того, высокое значение отношения объемов замедлитель/топливо в запальной зоне улучшает распределение мощности по ЗВМ и создает в запальной зоне ловушку для тепловых нейтронов, благодаря чему еще более увеличивается значение поглотителя в управлении реактивностью.
C. КРАТКОЕ ИЗЛОЖЕНИЕ
Вкратце, настоящее изобретение предлагает две новые конструкции активной зоны - с запальной зоной и зоной воспроизводства ядерного реактора на базе тория, которые особенно замечательны тем, что они обеспечивают экономически и практически осуществимое решение проблем, связанных с распространением ядерных материалов и уничтожением ядерного топлива, которое может быть использовано для создания ядерного оружия, причем эти конструкции в тоже время являются экономически надежными источниками электроэнергии. Вариант настоящего изобретения, соответствующий активной зоне непрофилеративного реактора, идеально подходит для использования в слаборазвитых странах, потому что он разрешает вопрос, касающийся возможности использования для изготовления ядерного оружия реакторного топлива или отходов ядерного реактора, поскольку ни те, ни другие не смогут быть использованы для этой цели. Вариант сжигателя плутония особенно привлекателен для использования при создании отличного средства, с помощью которого могут быть подвергнуты деструкции (уничтожению) удобным образом накопленный оружейный и реакторный плутоний. В обоих вариантах изобретения для получения требующихся результатов необходимо использовать конструкцию активной зоны, содержащей запальную зону и зону воспроизводства. Без этого не будет работать "непролиферативный" вариант активной зоны непролиферативный реактор, т. е. в результате работы реактора будут образовываться отходы, являющиеся непролиферативными материалами. В сжигателе плутония конструкция активной зоны, содержащей запальную зону и зону воспроизводства, требуется для того, чтобы обеспечить совершенное управление ядерным реактором и воспрепятствовать образованию значительного количества "нового" Pu-239.
Несмотря на то, что изобретение было раскрыто в отношении ряда предпочтительных вариантов его осуществления, понятно, что многочисленные другие вариации и модификации его могут быть выполнены, не выходя за рамки объема притязаний изобретения, как он раскрыт в приведенной формуле.

Claims (47)

1. Ядерный реактор с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый запально-воспроизводящий модуль содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238, круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно торий и 10% по объему или менее обогащенного урана, замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0, и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0.
2. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава уран-цирконий.
3. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
4. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, образуют первую группу запально-воспроизводящих модулей, а топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, образуют вторую группу запально-воспроизводящих модулей, причем топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны.
5. Ядерный реактор по п.4, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до третьего еще более высокого уровня, образуют третью группу запально-воспроизводящих модулей, причем топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
6. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что замедлитель в запальной зоне и зоне воспроизводства представляет собой легкую воду.
7. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что отношение объемов замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне значений от 3,0 до 3,5.
8. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно содержит множество стержней из выгорающего поглотителя.
9. Ядерный реактор по п.8, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
10. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет гексагональную или квадратную форму поперечного сечения.
11. Ядерный реактор по п.1, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны выполнены из материала, способного к ядерному делению, включающего обогащенный уран, содержащий не более 20% урана-235 к не менее 80% урана-238, а топливные элементы зоны воспроизводства содержат преимущественно торий и 10% по объему или менее обогащенного урана, имеющего 20% или менее урана-235.
12. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава уран-цирконий.
13. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
14. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, образуют первую группу запально-воспроизводящих модулей, а топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, образуют вторую группу упомянутых запально-воспроизводящих модулей, при этом топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны.
15. Ядерный реактор по п.14, отличающийся тем, что включает топливные элементы запальной зоны, обогащенные по урану до третьего, еще более высокого уровня, образуют третью группу запально-воспроизводящих модулей, при этом топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей изготовлены таким образом, чтобы они оставались в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
16. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что замедлитель в запальной зоне и зоне воспроизводства представляет собой легкую воду.
17. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что отношение объемов замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне от 3,0 до 3,5.
18. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно содержит множество стержней из выгорающего поглотителя.
19. Ядерный реактор по п.18, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
20. Ядерный реактор по п.11, отличающийся тем, что каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет гексагональную или квадратную форму поперечного сечения.
21. Ядерный реактор с активной зоной, включающей множество запально-воспроизводящих модулей, каждый запально-воспроизводящий модуль содержит центральную запальную зону, причем запальная зона включает плутониевые элементы запальной зоны; зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно оксид тория, содержащий отходы обогащения урана; замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 3,5, и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений 1,5-2,0.
22. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны состоит из сплава плутоний-цирконий.
23. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что запальная зона составляет 45-55% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
24. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что топливные элементы зоны воспроизводства содержат 1% или менее оксида плутония.
25. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что топливные элементы зоны воспроизводства содержат 2-5% по объему отходов обогащения урана.
26. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что отношение объема замедлителя к топливу в запальной зоне находится в диапазоне значений от 2,5 до 3,0.
27. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что центральная запальная зона дополнительно включает множество стержней из выгорающего поглотителя.
28. Ядерный реактор по п.21, отличающийся тем, что множество стержней из выгорающего поглотителя включает стержни из поглотителя WABA и стержни из поглотителя, содержащего гадолиний.
29. Способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора, содержащей, по меньшей мере, первую и вторую группу запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый запально-воспроизводящий модуль в каждой из групп включает центральную запальную зону и круговую зону воспроизводства, упомянутый способ включает этапы: загрузку запальных зон первой группы запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до первого уровня; загрузку запальных зон второй группы запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов запальной зоны, содержащих уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, загрузку каждой из зон воспроизводства в первой и второй группах запально-воспроизводящих модулей множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный с 10% по объему или менее оксида урана; обеспечение замедлителем запальных зон в каждом из запально-воспроизводящих модулей первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо находится в диапазоне значений 2,5-5,0; обеспечение замедлителем зоны воспроизводства в каждом из запально-воспроизводящих модулей первой и второй групп, при этом отношение объемов замедлитель/топливо находится в диапазоне значений 1,5-2,0; замену топливных элементов запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей в конце первого цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны первой группы; замену топливных элементов запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей в конце второго цикла топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны второй группы; замену топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из запально-воспроизводящих модулей первой и второй групп в конце цикла топлива зоны воспроизводства, при этом длительность цикла топлива зоны воспроизводства не зависит от длительности циклов топлива запальной зоны.
30. Способ по п.29, отличающийся тем, что длительность циклов топлива запальной зоны выбирается такой, чтобы каждая группа из топливных элементов запальной зоны оставалась в активной зоне до тех пор, пока содержание урана в них не понизится до 20% или менее от первоначального содержания в них урана.
31. Способ по п.29, отличающийся тем, что дополнительно включает этапы: загрузку каждой из запальных зон третьей группы запально-воспроизводящих модулей в активной зоне топливными элементами запальной зоны, содержащими уран, обогащенный до третьего уровня, который выше, чем первый и второй уровни; загрузку каждой из зон воспроизводства в запально-воспроизводящих модулях третьей группы множеством топливных элементов зоны воспроизводства, содержащих преимущественно оксид тория, смешанный с 10% по объему или менее оксидом урана; и замену топливных элементов запальной зоны в запально-воспроизводящих модулях третьей группы в конце третьего цикла запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны третьей группы.
32. Способ по п.31, отличающийся тем, что этап замены топливных элементов зоны воспроизводства дополнительно включает замену топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из запально-воспроизводящих модулей в конце 9 циклов топлива запальной зоны.
33. Способ по п.29, отличающийся тем, что выполняют форму поперечного сечения запально-воспроизводящих модулей упомянутой активной зоны ядерного реактора гексагональной или квадратной для установки в реактор, работающий на уране.
34. Способ по п.29, отличающийся тем, что каждый из топливных элементов запальной зоны в обеих группах выполнен из материала, способного к ядерному делению, включающего обогащенный уран-235 и уран-238 в отношении, 20% или менее урана-235 к 80% или более урана-238.
35. Способ по п.29, отличающийся тем, что запальные зоны в каждом запально-воспроизводящем модуле составляют 25-40% от общего объема каждого из запально-воспроизводящих модулей.
36. Способ по п.29, отличающийся тем, что дополнительно содержит этап перестановки запально-воспроизводящих модулей в активной зоне ядерного реактора после каждого цикла топлива запальной зоны для регулирования распределения выделяемой мощности по активной зоне.
37. Способ по п.31, отличающийся тем, что дополнительно содержит этапы: замену топливных элементов запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей в конце четвертого и седьмого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до третьего уровня, замену топливных элементов запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей в конце пятого и восьмого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до третьего уровня, и замену топливных элементов запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей в конце шестого и девятого циклов топлива запальной зоны на свежие топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до третьего уровня.
38. Способ по п. 37, отличающийся тем, что этап замены топливных элементов зоны воспроизводства дополнительно включает замену топливных элементов зоны воспроизводства в каждом из запально-воспроизводящих модулей первой, второй и третьей групп в конце девятого цикла топлива запальной зоны.
39. Способ по п.31, отличающийся тем, что третий уровень обогащения урана составляет 20% или менее урана-235 к 80% или более урана-238.
40. Способ по п.39, отличающийся тем, что первый и второй уровни обогащения урана составляют 12% урана-235 к 88% урана-238 и 17% урана-235 к 83% урана-238, соответственно.
41. Способ по п.29, отличающийся тем, что этап обеспечения замедлителем запальных зон дополнительно включает обеспечение замедлителем запальных зон в каждом из запально-воспроизводящих модулей первой, второй и третьей групп, а отношение объемов замедлитель/топливо находится в диапазоне значений 3,0-3,5.
42. Активная зона ядерного реактора, содержащая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной форм, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит: центральную запальную зону, причем запальная зона включает топливные элементы запальной зоны, выполненные из материалов, способных к ядерному делению, содержащих уран-235 и уран-238, при этом первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны; круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и 10% по объему или менее обогащенного урана; замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0; и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 1,5 до 2,0.
43. Активная зона по п.42, отличающаяся тем, что запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля.
44. Активная зона по п.42, отличающаяся тем, что третья группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, обогащенные по урану до третьего, еще более высокого уровня, при этом топливные элементы запальной зоны в третьей группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, трех циклов топлива запальной зоны.
45. Активная зона по п.42, отличающаяся тем, что топливные элементы запальной зоны изготовлены из материала, способного к ядерному делению, содержащего обогащенный уран: уран-235 и уран-238 в отношении 20% или менее урана-235 к 80% или более урана-238, а топливные элементы зоны воспроизводства содержат преимущественно торий и 10% по объему или менее обогащенного урана, имеющего 20% или менее урана-235.
46. Активная зона ядерного реактора, включающая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной форм, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит: центральную запальную зону, составляющую 25%-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля, причем запальная зона содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238; круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие преимущественно, торий и 10% по объему или менее обогащенного урана; замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0; и замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 1,5 до 2,0.
47. Активная зона ядерного реактора, включающая множество запально-воспроизводящих модулей, при этом каждый из запально-воспроизводящих модулей имеет форму поперечного сечения, выбранную из группы, состоящей из гексагональной и квадратной формы, а каждый из запально-воспроизводящих модулей содержит: центральную запальную зону, при этом запальная зона составляет 25-40% от общего объема каждого запально-воспроизводящего модуля и содержит топливные элементы запальной зоны, изготовленные из материала, способного к ядерному делению, содержащего уран-235 и уран-238 в отношении 20% или менее урана-235 к 80% или более урана-238, при этом первая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащие уран, обогащенный до первого уровня, а вторая группа запально-воспроизводящих модулей включает топливные элементы запальной зоны, содержащий уран, обогащенный до второго, более высокого уровня, причем топливные элементы запальной зоны в первой группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение одного цикла топлива запальной зоны, а топливные элементы запальной зоны во второй группе запально-воспроизводящих модулей выполнены таким образом, что они остаются в активной зоне в течение, по меньшей мере, двух циклов топлива запальной зоны; круговую зону воспроизводства, окружающую запальную зону и включающую топливные элементы зоны воспроизводства, содержащие, преимущественно, торий и 10% по объему или менее обогащенного урана; легководный замедлитель в запальной зоне, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 2,5 до 5,0, и легководный замедлитель в зоне воспроизводства, причем отношение объемов замедлителя к топливу находится в диапазоне значений от 1,5 до 2,0.
RU98104447/06A 1994-08-16 1996-08-14 Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты) RU2176826C2 (ru)

Applications Claiming Priority (4)

Application Number Priority Date Filing Date Title
US28874994A 1994-08-16 1994-08-16
US9510400 1995-08-16
WO???/US95/10400 1995-08-16
WOPCT/US95/10400 1995-08-16

Related Child Applications (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2001118450/06A Division RU2222837C2 (ru) 1994-08-16 1996-08-14 Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты)

Publications (2)

Publication Number Publication Date
RU98104447A RU98104447A (ru) 2000-01-27
RU2176826C2 true RU2176826C2 (ru) 2001-12-10

Family

ID=41066779

Family Applications (2)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU98104447/06A RU2176826C2 (ru) 1994-08-16 1996-08-14 Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты)
RU2001118450/06A RU2222837C2 (ru) 1994-08-16 1996-08-14 Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты)

Family Applications After (1)

Application Number Title Priority Date Filing Date
RU2001118450/06A RU2222837C2 (ru) 1994-08-16 1996-08-14 Топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты)

Country Status (11)

Country Link
US (4) US5737375A (ru)
EP (2) EP0871958B1 (ru)
JP (1) JP3147907B2 (ru)
CN (1) CN1182540C (ru)
AU (1) AU6722296A (ru)
BR (1) BR9610204A (ru)
CA (1) CA2229064C (ru)
DE (1) DE69632070T2 (ru)
ES (1) ES2219693T3 (ru)
RU (2) RU2176826C2 (ru)
WO (1) WO1997008711A2 (ru)

Cited By (10)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
WO2009082254A1 (fr) * 2007-12-26 2009-07-02 Thorium Power Inc. Réacteur nucléaire (et variantes), assemblage de combustible constitué de modules d'allumage et de reproduction (et variantes) et crayon de combustible pour assemblage de combustible
EP2077560A2 (en) 2007-12-26 2009-07-08 Thorium Power, Inc. A fuel element, a fuel assembly and a method of using a fuel assembly
WO2010074592A1 (ru) 2008-12-25 2010-07-01 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты), легководный ядерный реактор и топливный элемент топливной сборки
RU2524686C2 (ru) * 2012-12-04 2014-08-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ получения изотопа бор-11 и соединений на его основе
RU2539352C1 (ru) * 2013-08-05 2015-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора
RU2541516C1 (ru) * 2013-07-26 2015-02-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
EA023549B1 (ru) * 2008-12-25 2016-06-30 Ториум Пауэр Инк. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора
US10037823B2 (en) 2010-05-11 2018-07-31 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly

Families Citing this family (41)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US5966418A (en) * 1995-07-04 1999-10-12 European Atomic Energy Community Method for the destruction of plutonium by irradiation in a light water reactor
US6512805B1 (en) * 1999-09-14 2003-01-28 Hitachi, Ltd. Light water reactor core and fuel assembly
US7013279B1 (en) * 2000-09-08 2006-03-14 Fuji Xerox Co., Ltd. Personal computer and scanner for generating conversation utterances to a remote listener in response to a quiet selection
JP3823804B2 (ja) * 2001-10-22 2006-09-20 ソニー株式会社 信号処理方法及び装置、信号処理プログラム、並びに記録媒体
US9047995B2 (en) * 2002-12-18 2015-06-02 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Method and system for designing a nuclear reactor core for uprated power operations
US7200541B2 (en) * 2002-12-23 2007-04-03 Global Nuclear Fuel-Americas, Llc Method and arrangement for determining nuclear reactor core designs
US8873698B2 (en) * 2002-12-18 2014-10-28 Global Nuclear Fuel—Americas, LLC Computer-implemented method and system for designing a nuclear reactor core which satisfies licensing criteria
US7231333B2 (en) * 2003-03-31 2007-06-12 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and arrangement for developing core loading patterns in nuclear reactors
US7424412B2 (en) * 2002-12-23 2008-09-09 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method of determining nuclear reactor core design with reduced control blade density
US20050069075A1 (en) * 2003-06-04 2005-03-31 D.B.I. Century Fuels And Aerospace Services, Inc. Reactor tray vertical geometry with vitrified waste control
US7636652B2 (en) * 2003-10-06 2009-12-22 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for facilitating recovery of nuclear fuel from a fuel pool
US7499840B2 (en) 2003-10-06 2009-03-03 Global Nuclear Fuel - Americas, Llc Method and apparatus for creating and editing a nuclear reactor core loading template
US7220549B2 (en) * 2004-12-30 2007-05-22 Helicos Biosciences Corporation Stabilizing a nucleic acid for nucleic acid sequencing
GB0720452D0 (en) * 2007-10-19 2007-11-28 Rolls Royce Plc An assembly
DE102008001481B4 (de) 2007-11-20 2010-08-05 Ald Vacuum Technologies Gmbh Brennelement für Leichtwasserreaktoren geeignet für den Thoriumeinsatz mit getrennter Spalt- und Brutstoff-Anordnung und seine Herstellung
CN101447238B (zh) * 2007-11-27 2013-03-20 中国核动力研究设计院 可提高中子注量率的核反应堆堆芯
CN103971758B (zh) * 2007-12-26 2017-06-23 钍能源股份有限公司 用于燃料组件的燃料元件
US20100067644A1 (en) * 2008-09-12 2010-03-18 D Auvergne Hector A Thorium-based nuclear reactor and method
EP2497092B1 (en) 2009-11-02 2018-08-29 TerraPower LLC Nuclear fission reactor and methods
US9786392B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-10 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US10008294B2 (en) * 2009-11-06 2018-06-26 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9922733B2 (en) * 2009-11-06 2018-03-20 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
EP2497088A4 (en) * 2009-11-06 2017-03-15 TerraPower LLC Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9799416B2 (en) * 2009-11-06 2017-10-24 Terrapower, Llc Methods and systems for migrating fuel assemblies in a nuclear fission reactor
US9852823B1 (en) * 2010-03-30 2017-12-26 The Boeing Company Methods and systems for producing fissile material from fertile feedstock
AU2015202628A1 (en) * 2010-05-11 2015-06-25 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
KR102143850B1 (ko) * 2010-09-03 2020-08-12 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 토륨을 함유하는 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로
RO129195B1 (ro) 2010-11-15 2019-08-30 Atomic Energy Of Canada Limited Combustibil nuclear conţinând un absorbant de neutroni
KR102249126B1 (ko) 2010-11-15 2021-05-06 아토믹 에너지 오브 캐나다 리미티드 재생된 감손 우라늄을 함유하는 핵연료, 핵연료 다발 및 그것을 포함하는 원자로
CA2839084C (en) 2013-01-17 2020-07-14 Atomic Energy Of Canada Limited Heterogeneous core designs and thorium based fuels for heavy water reactors
JP6039524B2 (ja) * 2013-09-25 2016-12-07 日立Ｇｅニュークリア・エナジー株式会社 核変換用集合体およびそれを用いた高速炉原子力発電システム
US20150098544A1 (en) * 2013-10-09 2015-04-09 Anatoly Blanovsky Sustainable Modular Transmutation Reactor
CN106716546B (zh) * 2014-09-16 2019-04-02 光桥公司 核燃料组件
ES2648588T3 (es) 2014-10-17 2018-01-04 Thor Energy As Elemento combustible para un reactor nuclear de agua en ebullición
RU180840U1 (ru) * 2017-12-12 2018-06-28 Акционерное общество "Высокотехнологический научно-исследовательский институт неорганических материалов имени академика А.А. Бочвара" Твэл дисперсионного типа
CN109273105B (zh) * 2018-09-13 2022-03-25 中国核动力研究设计院 一种超临界二氧化碳反应堆燃料组件
CN109545397A (zh) * 2018-10-23 2019-03-29 中广核研究院有限公司 一种纳冷快堆堆芯结构
CN110867261B (zh) * 2019-11-21 2021-07-06 中国核动力研究设计院 多类型芯块混合装载金属冷却反应堆及管理方法
KR20240021174A (ko) 2021-05-11 2024-02-16 클린 코어 토륨 에너지 엘엘씨 가압중수로를 위한 토륨 기반 연료 설계
CN113566970B (zh) * 2021-06-22 2023-06-16 中国辐射防护研究院 一种Pu-238同位素热源的搜寻方法和装置
JP7306759B1 (ja) 2022-06-27 2023-07-11 株式会社ジェック 流雪溝通水区間切替システム

Family Cites Families (22)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US2898281A (en) * 1954-09-29 1959-08-04 Untermyer Samuel Neutronic reactor control
DE1175370B (de) * 1959-12-22 1964-08-06 Asea Ab Verfahren zum Regeln und Betrieb eines homogenen Kernreaktors
US3154471A (en) * 1963-11-15 1964-10-27 Radkowsky Alvin Nuclear reactor
US3219535A (en) * 1964-12-15 1965-11-23 Thomas R Robbins Nuclear reactor control means
US3309277A (en) * 1965-05-17 1967-03-14 Jaye Seymour Nuclear reactor and method of fuel management therefor
US3335060A (en) * 1965-09-20 1967-08-08 Richard L Diener Seed-blanket neutronic reactor
US3859165A (en) * 1970-07-29 1975-01-07 Atomic Energy Commission Epithermal to intermediate spectrum pressurized heavy water breeder reactor
US3671392A (en) * 1971-03-15 1972-06-20 Atomic Energy Commission Light-water breeder reactor
US3957575A (en) * 1974-04-16 1976-05-18 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Mechanical design of a light water breeder reactor
US3960655A (en) * 1974-07-09 1976-06-01 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
US3998692A (en) * 1974-07-09 1976-12-21 The United States Of America As Represented By The United States Energy Research And Development Administration Nuclear reactor for breeding U233
UST947011I4 (ru) * 1975-04-17 1976-06-01
US4169760A (en) * 1975-08-14 1979-10-02 Combustion Engineering Inc. Nuclear reactor with scrammable part length rod
IL53122A (en) * 1977-10-13 1980-11-30 Univ Ramot Nuclear reactor and method of operating same
DE2819734C2 (de) * 1978-05-05 1986-10-16 Kernforschungszentrum Karlsruhe Gmbh, 7500 Karlsruhe Kernreaktor
US4968476A (en) * 1982-05-14 1990-11-06 Touro College Light water breeder reactor using a uranium-plutonium cycle
IL70026A0 (en) * 1983-10-21 1984-01-31 Univ Ramot Nuclear reactors of the seed and blanket type
US4609522A (en) * 1984-02-03 1986-09-02 Westinghouse Electric Corp. Mechanical drive system for moving fuel
US4820478A (en) * 1986-01-07 1989-04-11 Westinghouse Electric Corp. Nuclear reactor control rod with uniformly changeable axial worth
US4879086A (en) * 1988-09-27 1989-11-07 The United States Of America As Represented By The United States Department Of Energy Neutron economic reactivity control system for light water reactors
US4941158A (en) * 1989-03-30 1990-07-10 The Babcock & Wilcox Company Nuclear reactivity control configuration
CZ181294A3 (en) * 1992-02-04 1995-01-18 Radkowsky Thorium Power Corp Light-water pile without abrupt multiplication and with economic use of thorium

Cited By (24)

* Cited by examiner, † Cited by third party
Publication number Priority date Publication date Assignee Title
US8654917B2 (en) 2007-12-26 2014-02-18 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
EP2077560A2 (en) 2007-12-26 2009-07-08 Thorium Power, Inc. A fuel element, a fuel assembly and a method of using a fuel assembly
WO2009082254A1 (fr) * 2007-12-26 2009-07-02 Thorium Power Inc. Réacteur nucléaire (et variantes), assemblage de combustible constitué de modules d'allumage et de reproduction (et variantes) et crayon de combustible pour assemblage de combustible
EA015019B1 (ru) * 2007-12-26 2011-04-29 Ториум Пауэр Инк. Ядерный реактор (варианты), топливная сборка из запально-воспроизводящих модулей для ядерного реактора (варианты) и топливный элемент топливной сборки
US8116423B2 (en) 2007-12-26 2012-02-14 Thorium Power, Inc. Nuclear reactor (alternatives), fuel assembly of seed-blanket subassemblies for nuclear reactor (alternatives), and fuel element for fuel assembly
EA023549B1 (ru) * 2008-12-25 2016-06-30 Ториум Пауэр Инк. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора
EP3796334A2 (en) 2008-12-25 2021-03-24 Thorium Power, Inc. A fuel assembly for a light water nuclear reactor
EA019989B1 (ru) * 2008-12-25 2014-07-30 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты) и легководный ядерный реактор
EP3511945A1 (en) 2008-12-25 2019-07-17 Thorium Power, Inc. A fuel assembly for a light water nuclear reactor
EA023549B9 (ru) * 2008-12-25 2016-07-29 Ториум Пауэр Инк. Топливный элемент топливной сборки легководного ядерного реактора
US9355747B2 (en) 2008-12-25 2016-05-31 Thorium Power, Inc. Light-water reactor fuel assembly (alternatives), a light-water reactor, and a fuel element of fuel assembly
EP3032541A1 (en) 2008-12-25 2016-06-15 Thorium Power, Inc. A fuel element and a method of manufacturing a fuel element for a fuel assembly of a nuclear reactor
WO2010074592A1 (ru) 2008-12-25 2010-07-01 Ториум Пауэр Инк. Топливная сборка легководного ядерного реактора (варианты), легководный ядерный реактор и топливный элемент топливной сборки
US10037823B2 (en) 2010-05-11 2018-07-31 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US10192644B2 (en) 2010-05-11 2019-01-29 Lightbridge Corporation Fuel assembly
US10991473B2 (en) 2010-05-11 2021-04-27 Thorium Power, Inc. Method of manufacturing a nuclear fuel assembly
US11195629B2 (en) 2010-05-11 2021-12-07 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US11837371B2 (en) 2010-05-11 2023-12-05 Thorium Power, Inc. Method of manufacturing a nuclear fuel assembly
US11862353B2 (en) 2010-05-11 2024-01-02 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
RU2524686C2 (ru) * 2012-12-04 2014-08-10 Открытое акционерное общество "Государственный научный центр Научно-исследовательский институт атомных реакторов" Способ получения изотопа бор-11 и соединений на его основе
US10170207B2 (en) 2013-05-10 2019-01-01 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
US11211174B2 (en) 2013-05-10 2021-12-28 Thorium Power, Inc. Fuel assembly
RU2541516C1 (ru) * 2013-07-26 2015-02-20 Российская Федерация, от имени которой выступает Государственная корпорация по атомной энергии "Росатом" - Госкорпорация "Росатом" Способ эксплуатации ядерного реактора в ториевом топливном цикле с расширенным воспроизводством изотопа 233u
RU2539352C1 (ru) * 2013-08-05 2015-01-20 Федеральное государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский институт Научно-производственное объединение "ЛУЧ" (ФГУП "НИИ НПО "ЛУЧ") Способ получения тепловыделяющего элемента высокотемпературного ядерного реактора

Also Published As

Publication number Publication date
EP0871958A4 (ru) 1998-11-18
US5864593A (en) 1999-01-26
US6026136A (en) 2000-02-15
ES2219693T3 (es) 2004-12-01
RU2222837C2 (ru) 2004-01-27
EP0871958A2 (en) 1998-10-21
CA2229064C (en) 2000-10-24
US5737375A (en) 1998-04-07
WO1997008711A3 (en) 1997-04-17
CN1182540C (zh) 2004-12-29
CN1192820A (zh) 1998-09-09
EP0871958B1 (en) 2004-03-31
DE69632070D1 (de) 2004-05-06
JP3147907B2 (ja) 2001-03-19
CA2229064A1 (en) 1997-03-06
EP1154440A1 (en) 2001-11-14
AU6722296A (en) 1997-03-19
US5949837A (en) 1999-09-07
JPH11508367A (ja) 1999-07-21
DE69632070T2 (de) 2005-03-03
WO1997008711A2 (en) 1997-03-06
BR9610204A (pt) 1999-12-21

Similar Documents

Publication Publication Date Title
RU2176826C2 (ru) Ядерный реактор (варианты), способ эксплуатации активной зоны ядерного реактора (варианты) и активная зона ядерного реактора (варианты)
Trellue et al. Neutronics and material attractiveness for PWR thorium systems using monte carlo techniques
US20090268861A1 (en) Plutonium/Zirconium Hydride/Thorium Fuel Matrix
Rineiski et al. Sodium void effect reduction and minor actinide incineration in ESFR
Jagannathan et al. ATBR—a thorium breeder reactor concept for early induction of thorium in an enriched uranium reactor
Attom et al. Comparison of homogeneous and heterogeneous thorium fuel blocks with four drivers in advanced high temperature reactors
Choi et al. A Liquid-Metal Reactor for Burning Minor Actinides of Spent Light Water Reactor Fuel—I: Neutronics Design Study
Lombardi et al. Plutonium burning in pressurized water reactors via nonfertile matrices
KR100313964B1 (ko) 시드-블랭킷원자로
Puill et al. Improved plutonium consumption in a pressurised water reactor
Maddox et al. Fuel cycle analysis of a subcritical fast helium-cooled transmutation reactor with a fusion neutron source
Karin et al. Utilization of plutonium in HTGR and its actinide production
Nishimura 3.2. 2 MOX fuel design
Takada et al. Simulation study on CANDLE burnup applied to an LBE-cooled metallic fuel fast reactor
Polidoro et al. FEASIBILITY OF FUEL CYCLE BASED ON TH-MOX FUEL IN SMALL MODULAR REACTORS
Kim et al. A transition cycle strategy to enhance minor actinide burning potential in the pan-shape LMR core
Hanayama et al. Effective utilization of weapon-grade plutonium to upgrade repeatedly-reprocessed mixed-oxide fuel for use in pressurized water reactors
Cockey Actinide transmutation in the advanced liquid metal reactor (ALMR)
Kodochigov et al. Possibility of operating GT-MHR with different fuels
Lombardi et al. Neutronic analysis of a plutonium burner PWR partially fed with inert matrix fuel
Hecker et al. Design features of the Light Water Breeder Reactor (LWBR) which improve fuel utilization in light water reactors (LWBR development program)
Greenspan et al. Deep Burn Modular High Temperature Reactors
Reitsma Pebble-bed reactor core neutronics design and fuel cycle
Yang et al. Performance comparison of liquid metal and gas cooled ATW system point designs
JPH09292481A (ja) 燃料装荷方法及び原子炉炉心