RU2461084C1 - Ядерный реактор на быстрых нейтронах - Google Patents
Ядерный реактор на быстрых нейтронах Download PDFInfo
- Publication number
- RU2461084C1 RU2461084C1 RU2010153739/07A RU2010153739A RU2461084C1 RU 2461084 C1 RU2461084 C1 RU 2461084C1 RU 2010153739/07 A RU2010153739/07 A RU 2010153739/07A RU 2010153739 A RU2010153739 A RU 2010153739A RU 2461084 C1 RU2461084 C1 RU 2461084C1
- Authority
- RU
- Russia
- Prior art keywords
- neutrons
- reflector
- lead
- neutron
- active zone
- Prior art date
Links
Classifications
-
- Y—GENERAL TAGGING OF NEW TECHNOLOGICAL DEVELOPMENTS; GENERAL TAGGING OF CROSS-SECTIONAL TECHNOLOGIES SPANNING OVER SEVERAL SECTIONS OF THE IPC; TECHNICAL SUBJECTS COVERED BY FORMER USPC CROSS-REFERENCE ART COLLECTIONS [XRACs] AND DIGESTS
- Y02—TECHNOLOGIES OR APPLICATIONS FOR MITIGATION OR ADAPTATION AGAINST CLIMATE CHANGE
- Y02E—REDUCTION OF GREENHOUSE GAS [GHG] EMISSIONS, RELATED TO ENERGY GENERATION, TRANSMISSION OR DISTRIBUTION
- Y02E30/00—Energy generation of nuclear origin
- Y02E30/30—Nuclear fission reactors
Landscapes
- Monitoring And Testing Of Nuclear Reactors (AREA)
- Ceramic Products (AREA)
Abstract
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах. В ядерном реакторе на быстрых нейтронах, содержащем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, доля изотопа 208Pb в свинцовом отражателе выбрана ≥90%. Технический результат заключается в замедлении цепной реакции деления на мгновенных нейтронах в активной зоне благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону. Кроме того, в частном случае с наружной стороны к свинцовому отражателю дополнительно примыкает слой материала-замедлителя нейтронов с малым атомным весом, например, графита. Технический результат заключается в дозамедлении медленных нейтронов при соударении с ядрами материала с малым атомным весом. 1 з.п. ф-лы, 1 ил., 1 табл.
Description
Изобретение относится к ядерной технике, а именно к конструкции отражателей нейтронов ядерных реакторов на быстрых нейтронах (к быстрым реакторам).
Известен быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем, содержащий активную зону, окруженную плотно установленными блоками отражателя и разделенную на подзоны с тепловыделяющими сборками, в которых размещены стержневые тепловыделяющие элементы, охлаждаемые теплоносителем [1].
Указанный реактор обладает следующими недостатками. Во-первых, конструктивное выполнение активной зоны и состав топлива обеспечивают в данном реакторе высокий коэффициент воспроизводства активной зоны, равный 1,26, при котором наработка плутония опережает его выгорание, что ведет к росту реактивности по кампании и может привести к аварии с разгоном реактора на мгновенных нейтронах при отказе системы управления и защиты. Во-вторых, утечка нейтронов в отражатель мала и поэтому нейтроны, притекающие из отражателя, не оказывают заметного влияния на баланс цепной реакции в активной зоне.
В качестве прототипа выбран ядерный реактор со свинцовым теплоносителем, содержащий, активную зону со стержневыми тепловыделяющими элементами, заполненными плотным нитридным топливом, что обеспечивает коэффициент воспроизводства в активной зоне около единицы. Вокруг активной зоны этого реактора размещен отражатель нейтронов, содержащий свинец природного изотопного состава (52.4%208Pb+22.1%207Pb+24.1%206Pb+1.4%204Pb) [2].
Недостатком этого реактора является короткое время жизни мгновенных нейтронов, что обуславливает практически мгновенный разгон реактора при внезапных скачках реактивности, даже незначительно превышающих эффективную долю запаздывающих нейтронов.
Технический результат, на достижение которого направлено настоящее изобретение, заключается в повышении ядерной безопасности быстрого реактора и исключении разгона реактора при скачках реактивности, близких по величине к доле запаздывающих нейтронов. При решении указанной задачи обеспечивается получение такого технического результата, как повышение безопасности быстрого реактора, когда он по спектру нейтронов в активной зоне остается быстрым, но многократно замедляется цепная реакция на мгновенных нейтронах, благодаря задержке во времени нейтронов, утекших в свинцовый отражатель, замедлившихся там и в результате диффузии возвратившихся в активную зону.
Технический результат достигается тем, что в ядерном реакторе на быстрых нейтронах, включающем активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, изотопный состав свинца отражателя выбирают так, чтобы доля изотопа 208Pb в нем составляла ≥90%.
Кроме того, в частном случае предлагается за свинцовым отражателем дополнительно разместить замедлитель нейтронов с малым атомным весом, например, графит.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствии с данным изобретением и показанный на фиг.1, содержит активную зону 1, которая набрана из тепловыделяющих сборок со стержневыми тепловыделяющими элементами с топливом, между которыми находится теплоноситель. Вокруг активной зоны 1 размещен свинцовый отражатель нейтронов 2, который предназначен для снижения утечки нейтронов и возвращения их в активную зону 1.
Свинцовый отражатель нейтронов 2 выполнен из блоков, каждый из которых содержит чехол 3, заполненный свинцом 4, доля изотопа 208Pb в котором ≥90%. Для того, чтобы повысить эффективность замедления эпитепловых нейтронов в наружной области свинцового отражателя, за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом 5, например, графит.
Замедленные нейтроны из глубины отражателя диффундируют частично в сторону активной зоны 1, достигая ее и принимая участие в продолжении цепной реакции деления. Вклад этих нейтронов в цепную реакцию происходит с временной задержкой, определяемой их замедлением и диффузией в материале отражателя.
Для того чтобы замедленные нейтроны из толщи отражателя имели заметную вероятность достичь активной зоны 1 и оказать влияние на цепную реакцию в ней, нужно, чтобы длина диффузии замедленных нейтронов была сопоставима или больше, чем среднее смещение нейтронов вглубь отражателя в процессе их замедления.
Как известно, среднее смещение замедляющихся нейтронов вглубь отражателя 2 характеризуется величиной корня квадратного из величины возраста нейтронов при замедлении до области тепловых энергий. Поэтому длина диффузии замедленных нейтронов, возвращающихся в активную зону, должна превышать по крайней мере половину величины среднего смещения замедляющихся нейтронов, чтобы заметная их часть смогла достичь активной зоны. В то же время для свинца природного состава величина длины диффузии в четыре с лишним раза короче, чем величина смещения нейтронов при замедлении. Поэтому при использовании свинца природного состава замедленные нейтроны в глубине отражателя имеют малую вероятность вернуться в активную зону и этот эффект практически незаметен. Когда же в отражателе нейтронов размещается свинец, в изотопном составе которого доля изотопа 208Pb составляет ≥90%, то указанные параметры миграции нейтронов выполняются и эффект замедления цепной реакции достигается.
Ядерный реактор на быстрых нейтронах, выполненный в соответствие с данным изобретением, работает следующим образом.
В активную зону 1 быстрого реактора загружают тепловыделяющие сборки с тепловыделяющими элементами (твэлами) и после подачи в активную зону теплоносителя выводят реактор на мощность. В результате цепной реакции деления в активной зоне 1 рождаются быстрые нейтроны. Они претерпевают рассеяние, замедление и поглощение в активной зоне. Причем часть нейтронов претерпевает утечку в отражатель нейтронов 2, окружающий активную зону реактора. В результате диффузии и замедления эти нейтроны углубляются в толщу отражателя, удаляясь от активной зоны. Поскольку при приближении энергии нейтронов к области тепловых энергий замедление на материале отражателя с тяжелым атомным весом становится слабым, то прилегающий к отражателю замедлитель с легким атомным весом 3 это замедление делает более эффективным.
Для достижения положительного эффекта необходимо, чтобы в изотопном составе свинца отражателя доля изотопа 208Pb составляла ≥90%. 208Pb. Свинец такого состава можно получить при добыче руды из Th- и (Th-U)-месторождений [3-5], где свинец является конечным продуктом радиоактивного распада тория и урана. В добываемой на этих месторождениях руде содержание изотопа 208Pb в свинце более 90% (Таблица).
Расчетные оценки показывают, что проектная величина времени жизни мгновенных нейтронов для прототипа реактора БРЕСТ-300-ОД составляет ≅0.5 микросекунды (отражатель - свинец природного изотопного состава). При замене свинца отражателя на 100% 208Pb время жизни мгновенных нейтронов может возрасти до ≅0.1 миллисекунды, т.е. увеличиться в 200 раз.
Даже при скачке реактивности 1.3 βef, т.е. заметно больше доли запаздывающих нейтронов, что, как известно, соответствует разгону на мгновенных нейтронах, период разгона реактора составит «всего лишь» около 0.1 сек. А если учесть, что тепловая постоянная твэла для быстрых реакторов с плотным, хорошо проводящим тепло топливом, тоже составляет ≅0.1 сек, то при таком разгоне будут успевать срабатывать почти все обратные связи, «заложенные» в конструкцию активной зоны. Правильно «сконструированные» отрицательные обратные связи должны будут скомпенсировать упомянутый скачок реактивности и сохранить целостность активной зоны и реактора.
Таким образом, технический результат состоит в существенном повышении безопасности реактора на быстрых нейтронах, который может быть устойчивым к внезапным скачкам реактивности, по величине превышающим даже долю запаздывающих нейтронов.
Таблица | ||
Месторождение | U/Th/Pb, % вес. (в минерале) | 204Pb/206Pb/207Pb/208Pb, % ат. |
Украина, бассейн р. Южный Буг [3] | 0.18/8.72/0.91 | 0.01/6.04/0.94/ 93.0 |
Бразилия, провинция Гуаропари [4] | 1.26/59.3/1.51 | 0.005/6.030/0.455/ 93.51 |
Австралия, горный район Айса [5] | 0.0/5.73/0.285 | 0.038/5.44/0.972/ 93.55 |
Список литературы
1. Н.Takano, H.Akie and all. A DESIGN STUDY FOR INHERENT SAFETY CORE, ASEISMICITY AND HEAT TRANSPORT SYSTEM IN LEAD-COOLED NITRIDE-FUEL FAST REACTOR. Proceeding of ARS'94. International Topical Meeting on Advanced Reactors Safety, vol. 1, April 17-21, 1994, pp.549-556.
2. Международный семинар «Быстрый реактор БРЕСТ и топливный цикл естественной безопасности для крупномасштабной энергетики. Топливный баланс, экономика, безопасность, отходы, нераспространение», Москва, Министерство РФ по атомной энергии, 2000 г.
3. Каталог изотопных дат пород украинского щита. Киев: «Наукова думка», 1978 г., стр.90-91, 136-137.
4. Jose Marcus Godoy, Maria Luiza D.P. Godoy, Claudia C. Aronne. Application of inductively coupled plasma quadrupole mass spectrometry for the determination of monazite ages by lead isotope ratios. - Journal Brasilian Chemical Society, vol.18, №5, Sao Paulo, 2007, pp.154-162.
5. A.O.Nier, R.W.Tompson, B.F.Murphey. The Isotopic Constitution of Lead and the Measurement of Geological Time. III. - Physical Review, vol.60, July 15, 1941, pp.112-117.
Claims (2)
1. Ядерный реактор на быстрых нейтронах, содержащий активную зону с топливом, окруженную свинцовым отражателем нейтронов, отличающийся тем, что изотопный состав свинца отражателя содержит ≥90% изотопа 208Pb.
2. Ядерный реактор на быстрых нейтронах по п.1, отличающийся тем, что за свинцовым отражателем дополнительно размещен материал-замедлитель нейтронов с малым атомным весом, например графит.
Priority Applications (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010153739/07A RU2461084C1 (ru) | 2010-12-28 | 2010-12-28 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Applications Claiming Priority (1)
Application Number | Priority Date | Filing Date | Title |
---|---|---|---|
RU2010153739/07A RU2461084C1 (ru) | 2010-12-28 | 2010-12-28 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Publications (2)
Publication Number | Publication Date |
---|---|
RU2010153739A RU2010153739A (ru) | 2012-07-10 |
RU2461084C1 true RU2461084C1 (ru) | 2012-09-10 |
Family
ID=46848085
Family Applications (1)
Application Number | Title | Priority Date | Filing Date |
---|---|---|---|
RU2010153739/07A RU2461084C1 (ru) | 2010-12-28 | 2010-12-28 | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Country Status (1)
Country | Link |
---|---|
RU (1) | RU2461084C1 (ru) |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2556036C1 (ru) * | 2014-02-25 | 2015-07-10 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3226300C2 (ru) * | 1982-07-14 | 1991-10-24 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 4600 Dortmund, De | |
RU2173484C1 (ru) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
-
2010
- 2010-12-28 RU RU2010153739/07A patent/RU2461084C1/ru not_active IP Right Cessation
Patent Citations (2)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
DE3226300C2 (ru) * | 1982-07-14 | 1991-10-24 | Hochtemperatur-Reaktorbau Gmbh, 4600 Dortmund, De | |
RU2173484C1 (ru) * | 2000-02-14 | 2001-09-10 | Государственное унитарное предприятие "Научно-исследовательский и конструкторский институт энерготехники" | Быстрый реактор с тяжелым жидкометаллическим теплоносителем |
Non-Patent Citations (1)
Title |
---|
КУЛИКОВ Г.Г. и др. О физико-технических преимуществах применения радиогенного свинца для охлаждения ядерных реакторов. Научн. сессия МИФИ. - М., 2009, т.1, с.45. КУЛИКОВ Г.Г. и др. О возможности использования радиогенного свинца в ядерной энергетике. - Известия ВУЗОВ, Ядерная энергетика, М., 2010, №3. * |
Cited By (1)
Publication number | Priority date | Publication date | Assignee | Title |
---|---|---|---|---|
RU2556036C1 (ru) * | 2014-02-25 | 2015-07-10 | федеральное государственное автономное образовательное учреждение высшего профессионального образования "Национальный исследовательский ядерный университет МИФИ" (НИЯУ МИФИ) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах |
Also Published As
Publication number | Publication date |
---|---|
RU2010153739A (ru) | 2012-07-10 |
Similar Documents
Publication | Publication Date | Title |
---|---|---|
Shmelev et al. | Application of radiogenic lead with dominant content of 208Pb for long prompt neutron lifetime in fast reactor | |
JP6802284B2 (ja) | 高速中性子炉において放射性同位元素を生成する方法および当該方法を利用した高速中性子炉 | |
Sheffield | Utilization of accelerators for transmutation and energy production | |
RU2461084C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах | |
Nifenecker | Future electricity production methods. Part 1: Nuclear energy | |
RU2556036C1 (ru) | Ядерный реактор на быстрых нейтронах | |
Rhodes | Current commentary: thorium-based nuclear power | |
KR200191370Y1 (ko) | 파라핀 플라스틱 방사선 차폐 블럭 | |
Eliseev et al. | ON feasibility of using nitride and metallic fuel in the MBIR reactor core | |
RU2601963C1 (ru) | Ядерный реактор канального типа | |
Gudowski | Nuclear waste management. Status, prospects and hopes | |
Porta et al. | Core severe accidents with cermet fuels–a specific study for pressurized water reactors | |
Nevinitsa et al. | Analysis of the possibilities of developing a molten-salt blanket for a subcritical demonstration reactor | |
Vlaskin et al. | Neutron-physical validation of Np, Am, and Cm transmutation | |
Žáková et al. | Analysis of the reactivity coefficients of the advanced high-temperature reactor for plutonium and uranium fuels | |
Kulikov et al. | Role of Fast-Reactor Reflector Neutrons in Increasing Fission Chain Reaction Resistance to Rapid Runaway | |
RU2238597C1 (ru) | Способ преобразования ядерной энергии в тепловую энергию | |
Kozhakhmet et al. | Improvement of neutron-physical characteristics of BN-600 fast reactor by using 208Pb based neutron reflector | |
Ragheb | Natural nuclear reactors, the Oklo phenomenon | |
Ripani | Energy from nuclear fission () | |
JP2018013399A (ja) | 精製搬出所対応の超ウラン元素核燃料集合体 | |
Kulikov et al. | Safety Based on Reflector Neutrons | |
KR100377676B1 (ko) | 핵확산 저항형 청정 안전로 | |
Pesic et al. | Upgrading the neutron/gamma ratio at the horizontal channels of the RA reactor | |
Hayes | Nuclear energy as a true climate savior in terms of risk (Fukushima), waste, sustainability and greenhouse gas emissions |
Legal Events
Date | Code | Title | Description |
---|---|---|---|
MM4A | The patent is invalid due to non-payment of fees |
Effective date: 20181229 |